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Dissertation/ Thesis

Desarrollo y verificación de una plataforma multifísica de altas prestaciones para análisis de seguridad en ingeniería nuclear

Autor: Abarca Giménez, Agustín

In recent years, in parallel with advances in computer technology, a multitude of computer tools have been developed through which it is possible to obtain a detailed description of the phenomena occurring in the core of nuclear reactors. The final o

Externí odkaz: http://hdl.handle.net/10251/88399

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Plataforma Multifísica de Altas Prestaciones para Análisis de Seguridad en Ingeniería Nuclear

Autor: Abarca Giménez, Agustín, Miró Herrero, Rafael, Verdú Martín, Gumersindo Jesús, Melara-San Román, José, Concejal-Bermejo, Alberto

Publikováno v: RiuNet. Repositorio Institucional de la Universitat Politécnica de Valéncia
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[ES] En los últimos años, paralelamente a los avances en tecnología informática, se están desarrollando herramientas informáticas mediante las que es posible obtener una descripción detallada de los fenómenos que tienen lugar en el núcleo de

Externí odkaz: https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=dedup_wf_001::01be05ad67dcd22c391b8c99d5b7b4a2
http://hdl.handle.net/10251/120921

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Peach bottom instability analysis with a RELAP5/PARCSv2.7 detailed thermal-hydraulic–neutronic model

Autor: Abarca Giménez, Agustín, Barrachina Celda, Teresa María, Miró Herrero, Rafael, Ginestar Peiro, Damián, Verdú Martín, Gumersindo Jesús

Publikováno v: RiuNet. Repositorio Institucional de la Universitat Politécnica de Valéncia
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In this work, BWR stability analysis has been performed on an operating point (PT_UPV) of Peach Bottom NPP which is inside the exclusion region in the operating power-flow map. The simulation has been made with the coupled code RELAP5-MOD3.3/PARCSv2.

Externí odkaz: https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=doi_dedup___::88c613e197e743eb187bfb2c516a8a69
https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2011.08.051

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Análisis a nivel de varilla de combustible de un accidente de inserción de reactividad con el código acoplado paralelo pCTF/PARCSv2.7

Autor: Ramos Peinado, Enrique, Abarca Giménez, Agustín, Román Moltó, José Enrique, Miró Herrero, Rafael

Publikováno v: RiuNet. Repositorio Institucional de la Universitat Politécnica de Valéncia
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La descripción detallada del núcleo del reactor tiene cada vez más importancia para los análisis de seguridad de los Reactores de Agua Ligera (LWR). Gracias a los avances en la tecnología informática, los diferentes diseños de elementos combus

Externí odkaz: https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=dedup_wf_001::f3a0dbde88c68449862623fd4947a7fe
http://hdl.handle.net/10251/71783

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Determinación del nivel del agua del núcleo de reactores PWR usando la señal de detectores neutrónicos excore

Autor: Bernal García, Álvaro, Abarca Giménez, Agustín, Miró Herrero, Rafael, Verdú Martín, Gumersindo Jesús

Publikováno v: RiuNet. Repositorio Institucional de la Universitat Politécnica de Valéncia
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El nivel del agua del núcleo proporciona información relevante de la neutrónica y termohidráulica del reactor como la potencia, keff y la capacidad de refrigeración. De hecho, la monitorización de dicho nivel se puede utilizar para la predicci�

Externí odkaz: https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=dedup_wf_001::c8d617faa6d3d289e6de0eeb6d0da446
https://hdl.handle.net/10251/71939

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Validación del Modelo de Crítical Heat Flux de COBRA-TF frente a los Experimentos de Post-Dryout realizados por el Royal Institute of Technology

Autor: Abarca Giménez, Agustín, Miró Herrero, Rafael, Barrachina Celda, Teresa María, Verdú Martín, Gumersindo Jesús

Publikováno v: RiuNet. Repositorio Institucional de la Universitat Politécnica de Valéncia
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El Critical Heat Flux (CHF) es el límite térmico en el que el régimen de ebullición cambia durante el calentamiento, en este punto las burbujas de vapor forman, de manera súbita, una película en la superficie de la varilla que la aísla del lí

Externí odkaz: https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=dedup_wf_001::1504260dd99f95135d1f4d6098acc73e
https://hdl.handle.net/10251/61031

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Acoplamiento de los códigos TRACBF1/PARCSv2.7 en Linux sin interfaz externa de comunicación

Autor: Barrachina Celda, Teresa María, García Fenoll, Marina, Abarca Giménez, Agustín, Miró Herrero, Rafael, Verdú Martín, Gumersindo Jesús, Concejal, A., Soler, A.

Publikováno v: RiuNet. Repositorio Institucional de la Universitat Politécnica de Valéncia
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[ES] El código TRAC-BF1 sigue siendo ampliamente utilizado por la industria nuclear para análisis de seguridad. Los modelos de planta desarrollados con este código termohidráulico están sumamente validados, por lo que es aconsejable seguir mejor

Externí odkaz: https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=dedup_wf_001::1fefcbe073444f9ab4a52d6b740b37ca
https://hdl.handle.net/10251/49852

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Análisis de estabilidad de Peach Bottom NPP mediante TRACE/PARCS

Autor: Gómez Zarzuela, Consuelo, Abarca Giménez, Agustín, Barrachina Celda, Teresa María, Miró Herrero, Rafael, Verdú Martín, Gumersindo Jesús

Publikováno v: RiuNet. Repositorio Institucional de la Universitat Politécnica de Valéncia
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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 controlada durante test mie

Externí odkaz: https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=dedup_wf_001::21b7d4d91376426c5dcd016a085e423e
http://hdl.handle.net/10251/49860

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Mejoras en la versión paralela del código termohidráulico de subcanal COBRA-TF

Autor: Ramos Peinado, Enrique, Abarca Giménez, Agustín, Román Moltó, José Enrique, Miró Herrero, Rafael

Publikováno v: RiuNet. Repositorio Institucional de la Universitat Politécnica de Valéncia
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[ES] Realizar análisis en seguridad nuclear a nivel de varilla de combustible requiere las ejecución de códigos acoplados neutrónicotermohidráulicos que permitan la simulación de grandes dominios físicos en un tiempo razonable. Para ello resul

Externí odkaz: https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=dedup_wf_001::55704ed66fc4833ecedb5f1434ba51af
http://hdl.handle.net/10251/49176

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Validación del código subcanal CTF por medio de los resultados experimentales de Benchmarck PSBT de la OECD/NEA

Autor: Hidalga García-Bermejo, Patricio, Abarca Giménez, Agustín, Miró Herrero, Rafael, Barrachina Celda, Teresa María, Verdú Martín, Gumersindo Jesús

Publikováno v: RiuNet. Repositorio Institucional de la Universitat Politécnica de Valéncia
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El análisis de seguridad en reactores se ha incrementado rápidamente en las últimas décadas. Debido a esto se han visto desarrollados métodos avanzados para la predicción de la fenomenología que tiene lugar en el núcleo del reactor. Este desa

Externí odkaz: https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=dedup_wf_001::43008a6d4dcf06aa16ab61a1733454e5
http://hdl.handle.net/10251/61032

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