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Análisis de fluctuaciones termohidráulicas en C. N. Trillo con RELAP5/PARCSv2.7. Validación del código y comparación con resultados de SIMULATE-3K

RiuNet: Repositorio Institucional de la Universidad Politécnica de Valencia

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Análisis de fluctuaciones termohidráulicas en C. N. Trillo con RELAP5/PARCSv2.7. Validación del código y comparación con resultados de SIMULATE-3K

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dc.contributor.author Garcia-Fenoll, Marina es_ES
dc.contributor.author Barrachina Celda, Teresa María es_ES
dc.contributor.author Miró Herrero, Rafael es_ES
dc.contributor.author Verdú Martín, Gumersindo Jesús es_ES
dc.contributor.author Bermejo, J.A. es_ES
dc.contributor.author López, A. es_ES
dc.contributor.author Ortego, A. es_ES
dc.date.accessioned 2015-03-10T14:46:54Z
dc.date.issued 2013
dc.identifier.uri http://hdl.handle.net/10251/47933
dc.description.abstract En este trabajo se presenta la modelización del núc eo del reactor de C. N. Trillo para el código acoplado RELAP5/PARCSv2.7, así como la obtención de las señales de los detectores INCORE y EXCORE. Para su va idación se utilizan datos de un tr nsitorio real de caída de barra de control, así como los resultados para el mismo obtenidos por CNAT con el código SIMULATE-3K. Se presenta también el análisis de distintas simulaciones por perturbación de la temperatura a la entrada del núcleo, comparando los resultados del código acoplado RELAP5/PARCSv2.7 con los de SIMULATE-3K. es_ES
dc.description.abstract In this work, a RELAP5/PARCSv2.7 model of TRILLO NPP core and the obtainment of INCORE and EXCORE detectors signals is presented. For its validation, Control Rod drop transient real data is used. Besides, the results are compared with SIMULATE-3K results obtained by CNAT. Different transients triggered by moderator temperature perturbations at the core inlet are performed, and the results are compared with SIMULATE-3K results for these transients es_ES
dc.description.sponsorship Los autores quieren agradecer a CNAT e IBERINCO su apoyo económico en este estudio
dc.format.extent 12 es_ES
dc.language Español es_ES
dc.publisher Grupo Senda es_ES
dc.rights Reserva de todos los derechos es_ES
dc.subject.classification ESTADISTICA E INVESTIGACION OPERATIVA es_ES
dc.subject.classification INGENIERIA NUCLEAR es_ES
dc.title Análisis de fluctuaciones termohidráulicas en C. N. Trillo con RELAP5/PARCSv2.7. Validación del código y comparación con resultados de SIMULATE-3K es_ES
dc.type Comunicación en congreso es_ES
dc.embargo.lift 10000-01-01
dc.embargo.terms forever es_ES
dc.rights.accessRights Abierto es_ES
dc.contributor.affiliation Universitat Politècnica de València. Instituto de Seguridad Industrial, Radiofísica y Medioambiental - Institut de Seguretat Industrial, Radiofísica i Mediambiental es_ES
dc.contributor.affiliation Universitat Politècnica de València. Departamento de Estadística e Investigación Operativa Aplicadas y Calidad - Departament d'Estadística i Investigació Operativa Aplicades i Qualitat es_ES
dc.contributor.affiliation Universitat Politècnica de València. Departamento de Ingeniería Química y Nuclear - Departament d'Enginyeria Química i Nuclear es_ES
dc.description.bibliographicCitation Garcia-Fenoll, M.; Barrachina Celda, TM.; Miró Herrero, R.; Verdú Martín, GJ.; Bermejo, J.; López, A.; Ortego, A. (2013). Análisis de fluctuaciones termohidráulicas en C. N. Trillo con RELAP5/PARCSv2.7. Validación del código y comparación con resultados de SIMULATE-3K. Grupo Senda. http://hdl.handle.net/10251/47933 es_ES
dc.description.accrualMethod S es_ES
dc.relation.conferencename 39ª Reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española es_ES
dc.relation.conferencedate September 25-27, 2013 es_ES
dc.relation.conferenceplace Reus, Spain es_ES
dc.relation.publisherversion http://www.reunionanualsne.es/hemeroteca-ra/heme-documentacion es_ES
dc.type.version info:eu-repo/semantics/publishedVersion es_ES
dc.relation.senia 254579
dc.contributor.funder Centrales Nucleares Almaraz-Trillo
dc.contributor.funder Fundación IBERDROLA España


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