Browsing by Subject "Centrals nuclears -- Mesures de seguretat"
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Actualización del Manual de Cálculo IFSM para los indicadores del SISC de una central nuclear
(Universitat Politècnica de Catalunya, 2020-01-31)
Bachelor thesis
Restricted access - author's decisionEl objetivo de este trabajo de fin de grado puede desglosarse en hasta tres vertientes. Por un lado, a nivel académico, este trabajo pretende documentar a cualquier persona ajena a la energía nuclear acerca de los protocolos ... -
Anàlisis de contenció en un accident termohidràulic d'una central nuclear
(Universitat Politècnica de Catalunya, 2013-09)
Master thesis (pre-Bologna period)
Restricted access - author's decisionAquest projecte és el resultat de la cooperació entre el món universitari i l’empresa privada, doncs ha requerit de la cooperació de la Secció d'Enginyeria Nuclear de la Universitat Politècnica de Catalunya i l’àrea Nuclear ... -
Anàlisis d’incerteses en un escenari de pèrdua total d’aigua d’alimentació a la central nuclear d’Ascó
(Universitat Politècnica de Catalunya, 2009-04-01)
Master thesis
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Análisis de sensibilidad del cambio de metodología con parámetros alfa en el cálculo de fallos de causa común para una central nuclear
(Universitat Politècnica de Catalunya, 2019-07-03)
Bachelor thesis
Open AccessEl proyecto final de grado Análisis de sensibilidad del cambio de metodología con parámetros Alfa en el cálculo de fallos de causa común para una Central Nuclear se enmarca en un convenio de colaboración entre una central ... -
Aplicación de la metodología de Análisis Probabilístico de la Seguridad al procedimiento de evaluación de las Funciones Clave de Seguridad en parada de una central nuclear de agua a presión
(Universitat Politècnica de Catalunya, 2008-10)
Master thesis (pre-Bologna period)
Restricted access - author's decisionEl Proyecto Final de Carrera “Aplicación de la metodología de Análisis Probabilístico de la Seguridad al procedimiento de evaluación de las Funciones Clave de Seguridad en parada de una central nuclear de agua a presión” ... -
Aplicación del APS de Incendios para la evaluación de indisponibilidades de sistemas en una CN PWR
(Universitat Politècnica de Catalunya, 2015-11)
Master thesis (pre-Bologna period)
Restricted access - author's decisionEl proyecto final de carrera “Aplicación del Análisis Probabilístico de Seguridad (APS) de Incendios para la evaluación de indisponibilidades de sistemas en una central PWR” se enmarca en un convenio de colaboración entre ... -
Aplicación del programa RASCAL 4.3 para la simulación de escenarios de emergència radiológica para la Red de Vigilancia Radiológica Ambiental de la Generalitat de Catalunya
(Universitat Politècnica de Catalunya, 2015-10)
Master thesis (pre-Bologna period)
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Application of a BEPU-based code assessment to the ATLAS upper head SB-LOCA test
(2021-12-15)
Article
Open AccessThe prevailing state of knowledge of two-phase flow in complex systems, as in the nuclear field, usually leads a certain degree of ad hoc calibration of computational models and the consequent inevitable subjectivity in ... -
Avantprojecte d'un magatzem temporal individualitzat de combustible gastat per una central en funcionament
(Universitat Politècnica de Catalunya, 2010-09)
Master thesis (pre-Bologna period)
Restricted access - author's decisionEl present projecte final de carrera és un avantprojecte d’un magatzem de combustible nuclear gastat per a una central en funcionament, concretament la central nuclear d’Ascó (que inclou dues unitats). Tota central nuclear ... -
Climate change impacts on nuclear power production
(Universitat Politècnica de Catalunya, 2020-01-10)
Master thesis
Open Access
Covenantee: École centrale de ParisGlobal warming is a result from anthropogenic processes and is a serious issue that is growing and inclining and that results in the climate change. The climate change will result in severe changes in the ecosystem and its ... -
Code improvement and model validation for Asco-II Nuclear Power Plant model using a coupled 3D neutron kinetics/thermal-hydraulic code
(2016-01-01)
Article
Open AccessThis paper provides a Best Estimate validation calculation with a coupled thermal–hydraulic and 3D neutron kinetic model for Ascó-II Nuclear Power Plant. Common NRC codes have been used for its purpose. TRACE is the code ... -
Comparison of best-estimate plus uncertainty and conservative methodologies for a PWR MSLB analysis using a coupled 3-D neutron-kinetics/thermal-hydraulic code
(2017-05-04)
Article
Open AccessThis paper compares the Best-Estimate Plus Uncertainty (BEPU) methodology with the Conservative Bounding methodology for design-basis-accident analysis. Calculations have been performed with TRACE [for thermal-hydraulic ... -
Desarrollo de una herramienta para el diseño de un sistema de aspersión de la contención
(Universitat Politècnica de Catalunya, 2016-06-08)
Bachelor thesis
Open AccessUno de los sistemas de seguridad activos de una central nuclear es el sistema de aspersión de la contención. Este sistema está formado por una serie de elementos, entre los que destacan las bombas y los aspersores, y ... -
Desarrollo del Análisis Probabilista de Seguridad (APS) de la piscina de combustible gastado de una central nuclear de agua a presión
(Universitat Politècnica de Catalunya, 2010-03)
Master thesis (pre-Bologna period)
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Desarrollo del Análisis Probabilista de Seguridad (APS) de la piscina de combustible gastado deuna central nuclear de agua a presión
(Universitat Politècnica de Catalunya, 2010-09)
Master thesis (pre-Bologna period)
Restricted access - author's decisionEl Proyecto Final de Carrera “Desarrollo del Análisis Probabilista de Seguridad (APS) de la Piscina de Combustible Gastado (PCG) de una central nuclear de agua a presión” se enmarca en un convenio de colaboración entre ... -
Design Modification Process. Design Modification of Ventilation System in Fuel Building of Ascó NPP to avoid the release of Radioactive Particles
(Universitat Politècnica de Catalunya, 2013-06)
Master thesis
Restricted access - author's decisionAn event occurred in November 2007 in Ascó I NPP originated the release of radioactive particles through the discharge stack. In consequence, a new electrical modification of heating, ventilation and air conditioning ... -
Development and assessment of fire-related risk unavailability matrices to support the application of the maintenance rule in a PWR nuclear power plant
(2016-06-17)
Article
Open AccessTwo methods are presented which serve to incorporate the fire-related risk into the current practices in nuclear power plants with respect to the assessment of configurations. The development of these methods is restricted ... -
EPR2 analysis of single failures of Nuclear Power Plant (NPP) systems that can lead to postulated initiating events.
(Universitat Politècnica de Catalunya, 2019-11-28)
Master thesis
Restricted access - author's decision
Covenantee: École centrale de Paris / EdvanceThe trainee shall analyze the systems of the nuclear island whose single failure will jeopardize the plant safety (i.e. create a deviation from normal operation, so-called “design basis conditions”). The analysis will be ... -
Estimations of toxic vapour concentrations, by atmospheric dispersion calculations, in a nuclear power plant control room, following an offsite accidental release in the frame of probabilistic safety assessment
(Universitat Politècnica de Catalunya, 2016-06)
Master thesis
Open AccessThis project is categorized as an atmospheric dispersion study about how a toxic gas external dispersion might reach a nuclear power plant control room with dangerous concentration. In fact, it is contained within a ... -
Estudi comparatiu de les opcions de modelització del combustible nuclear disponibles en els codis RELAP5 i SCDAP. Aplicació a transitoris base de disseny
(Universitat Politècnica de Catalunya, 2012-09)
Master thesis (pre-Bologna period)
Restricted access - author's decisionEl comportament d'una central nuclear en escenaris accidentals constitueix l'objecte d'aquest projecte. Aquests comportaments transitoris s'estudien normalment mitjançant l'ús de codis de càlcul i models. El principal ...
