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Listar por palabra clave "TRACE"

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A comparative study of boron transport models in NRC thermal-hydraulic code TRACE

Olmo-Juan, Nicolás; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Pereira, C. (Sociedade Brasileira de Proteção Radiológica, 2019)

[EN] Recently, the interest in the study of various types of transients involving changes in the boron concentration inside the reactor, has led to an increase in the interest of developing and studying new models and tools ...
Análisis de estabilidad de Peach Bottom NPP mediante TRACE/PARCS

Gómez Zarzuela, Consuelo; Abarca Giménez, Agustín; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2014)

En las últimas décadas han tenido lugar diversos eventos de inestabilidad en distintas centrales tipo BWR debido a la complejidad de la reacción de dichas centrales. Algunos de estos eventos han sido provocados de forma ...
Análisis de la estabilidad de la Central Nuclear de Ringhals mediante el código acoplado Termohidráulico-Neutrónico 3D TRACE/PARCS

Gaurat, Christophe André Aurelien (Universitat Politècnica de València, 2019-04-15)

[ES] Los reactores de agua a ebullición BWR están sujeto a oscilaciones de potencia en condiciones de operación determinadas, particularmente en situaciones de alta potencia y bajo caudal. Debido a la imposibilidad de ...
ANÁLISIS DE LA FENOMENOLOGÍA DEL RUIDO NEUTRÓNICO EN UN REACTOR NUCLEAR. SIMULACIÓN DE PERTURBACIONES CON CÓDIGO NEUTRÓNICO-TERMOHIDRÁULICO ACOPLADO. ESTUDIO DE LOS ARMÓNICOS EN SEÑALES DE POTENCIA

Redondo Valero, Elena (Universitat Politècnica de València, 2019-07-03)

[ES] El objetivo de este TFG es mejorar la comprensión sobre la fenomenología del ruido neutrónico presente en reactores de agua ligera. Que en el caso de los diseños KWU, además de desconocerse su origen, puede provocar ...
Análisis de un accidente tipo LOCA en un reactor nuclear de agua a presión PWR

Cuadros Orón, José Luis (Universitat Politècnica de València, 2017-10-17)

Creation of a model of a Nuclear plant of pressure water with three loops. Simulation using the TRACE code of a break with loss of refrigerant of 7 different sizes and 3 different orientations in the own pipe. Evaluation ...
Análisis y modelización de las pérdidas de calor en la instalación PKL con el código termohidráulico TRACE5

Soria Velasco, Alejandro (Universitat Politècnica de València, 2018-10-23)

En las últimas décadas ha crecido el número de instalaciones a pequeña escala (test facilities) que permiten reproducir experimentos, situaciones accidentales en las centrales nucleares tomadas como modelo en su diseño. ...
Análisis y simulación de una pérdida pequeña de refrigerante, en la instalación experimental PKL, mediante el código termohidráulico TRACE

López Caballer, Manuel (Universitat Politècnica de València, 2020-09-22)

[ES] Las centrales nucleares son una fuente fiable de generación de energía eléctrica en la que los estudios de seguridad son requisitos indispensables en tanto en el diseño como en la explotación y desmantelamiento de la ...
Aplicación de la metodología BEPU en piscinas de combustible gastado

Sánchez-Sáez, F.; Carlos Alberola, Sofía; Villanueva López, José Felipe; Martorell Alsina, Sebastián Salvador (Sociedad Nuclear Española, 2019-09-28)

[ES] En los últimos años los análisis Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) se han empleado para evaluar diferentes transitorios en el ámbito de la seguridad nuclear. Si bien, en un principio, su aplicación se ha centrado ...
Application case for phase III of UAM-LWR benchmark: Uncertainty propagation of thermal-hydraulic macroscopic parameters

Mesado, C.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Elsevier, 2020-08)

[EN] This work covers an important point of the benchmark released by the expert group on Uncertainty Analysis in Modeling of Light Water Reactors. This ambitious benchmark aims to determine the uncertainty in light water ...
Conversión del input de Peach Bottom de TRAC-BF1 a TRACE

Jambrina Gómez, Ana; Mesado Melia, Carles; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2013)

El modelo de Peach Bottom (PB) es uno de los más usados para validar códigos o nuevos modelos. Esto es debido a la cantidad de datos disponibles en el benchmark NEA/OECD BWR Peach Bottom Turbine Trip (PBTT). Por lo tanto, ...
Development, assessment and application of computational tools for design safety analysis of liquid metal cooled fast breeder reactors

Lázaro Chueca, Aurelio (Universitat Politècnica de València, 2014-09-03)

El Generation IV International Forum (GIF) [1] es un programa internacional dedicado a apoyar, coordinar y dirigir las iniciativas de investigación y desarrollo encaminados a implementar las soluciones tecnológicas que ...
Diseño y verificación del modelo Termohidráulico-Neutrónico 3D de la Central Nuclear de Trillo mediante el código acoplado TRACE/PARCS aplicado a un transitorio PUMA

Alarcón García, Jesús (Universitat Politècnica de València, 2021-03-05)

[ES] En este trabajo final de master se pretende desarrollar un modelo termohidráhulico-neutrónico de la central nuclear tipo KWU-SIEMENS. Este modelo incluirá los componentes más importantes de todo el circuito primario ...
El objeto como huella de su contemporaneidad

Gambín Vicente, Alejandro (Universitat Politècnica de València, 2020-09-17)

[ES] El presente Trabajo Fin de Master surge de la reflexión sobre como los objetos que nos acompañan forman parte de la construcción de la historia, analizando sus significantes desde un punto de vista semántico y todo ...
Estudio de la inserción de reactividad introducida por la secuencia de movimientos de los bancos de barras de control. Aplicación a un transitorio de reducción de potencia

Martorell Mayor, José Basilio (Universitat Politècnica de València, 2019-10-29)

[ES] En el conjunto de estudios del estado del núcleo del reactor que deben realizarse para asegurar la seguridad e integridad del mismo a lo largo de un ciclo de operación, debe prestarse especial atención a los fenómenos ...
Estudio de modelos de Flujo de Calor Crítico (CHF) entre códigos de sistema y de subcanal para elementos de combustible tipo BWR

Diana Izquierdo, Pablo (Universitat Politècnica de València, 2019-09-04)

[ES] Con el incremento de la población mundial, la demanda energética sufre un aumento constante el cual debe ser cubierto mediante las diferentes fuentes de energía. En este escenario, la energía nuclear toma importancia. ...
Estudio mediante simulación del comportamiento terrmohidráulico de una central nuclear ante el escenario accidental de una pérdida de inventario en secundario de los generadores de vapor mediante el código TRACE

Andreu Tello, Carlos (Universitat Politècnica de València, 2022-11-03)

[ES] La seguridad dentro de una instalación nuclear es un apartado muy importante ya que se debe implantar, operar y desmantelar de manera que no suponga un peligro ni para los trabajadores, ni para la población, ni para ...
Simulación del experimento A3.1 en la instalación experimental ATLAS

Sánchez-Sáez, F.; Carlos Alberola, Sofía; Villanueva López, José Felipe; Martorell Alsina, Sebastián Salvador (Sociedad Nuclear Española, 2019-09-28)

[ES] El trabajo que se presenta en esta ponencia forma parte del estudio que se está llevando a cabo en la UPV fruto del acuerdo específico de colaboración con el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) para la participación ...
Simulación del experimento RBHT con Trace mediante un modelo detallado de un elemento combustible

Cazorla Sánchez, Alejandro (Universitat Politècnica de València, 2023-02-10)

[ES] La termohidráulica de reflujo representa un conjunto importante de fenómenos durante un hipotético accidente por pérdida de refrigerante (LOCA). Estos fenómenos deben simularse con precisión mediante códigos de sistemas ...
Uncertainty analysis of a loss of cooling and loss of coolant accident in a spent fuel pool using TRACE

Sanchez-Saez, Francisco; Carlos Alberola, Sofía; Villanueva López, José Felipe; Sánchez Galdón, Ana Isabel; Martorell Alsina, Sebastián Salvador (Elsevier, 2020-06)

[EN] In this work the fundamentals and application results of an uncertainty analysis of a loss of coolant and loss of cooling accident in a spent fuel pool are presented. The spent fuel pool was modeled with TRACE V5.0 ...
Uncertainty analysis of PKL SBLOCA G7.1 test simulation using TRACE with Wilks and GAM surrogate methods

Sánchez Sáez, Francisco; Carlos Alberola, Sofía; Villanueva López, José Felipe; Sánchez Galdón, Ana Isabel; Martorell Alsina, Sebastián Salvador (Elsevier, 2017)

[EN] The Nuclear Energy Agency auspices simulation of experiments in different facilities under several programs. One on them consisted of performing a counterpart test between ROSA/LSTF and PKL facilities, with the main ...