Observatorio de I+D+i UPM
• ESPAÑOL
• ENGLISH
INVESTIGADORES
ESTRUCTURAS DE I+D+I
ACTIVIDAD INVESTIGADORA
INNOVACIÓN
Investigador
Gonzalo Jimenez Varas
Categoría Investigador
L.D. PRF.CONTR.DOCT.
Escuela UPM
E.T.S. DE INGENIEROS INDUSTRIALES
Departamento:
INGENIERÍA ENERGÉTICA
Area Conocimiento
INGENIERIA NUCLEAR
Grupo de Investigación:
Ciencia y Tecnología de sistemas avanzados de fisión nuclear
Email (Directorio UPM)
gonzalo.jimenez
upm.es
Teléfono (Directorio UPM)
910677129
Datos de Memorias relacionados
Proyectos de I+D+i y generación de recursos
80 Proyectos de I+D+i
1: (2011)
CP-ESFR: Collaborative Project on European Sodium Fast Reactor
2: (2011)
ECNET: EU-CHINA Nuclear Education and Training Cooperation
3: (2011)
ENEN-III: European Nuclear Education Network Training Schemes
4: (2011)
NURISP: Nuclear Reactor Integrated Simulation Project
5: (2012)
SARGEN_IV: Proposal for a harmonized European methodology for the safety assessment of innovative reactors with fast neutron spectrum planned to be built in Europe
6: (2013)
ANÁLISIS TERMOHIDRÁULICOS PARA EL LICENCIAMIENTO DE LA INSTALACIÓN DE PAR EN C.N. COFERENTES
7: (2013)
ASISTENCIA TÉCNICA EN LA MODELIZACIÓN DE UN ALMACENAMIENTO EN SECO DE COMBUSTIBLE GASTADO CON EL CÓDIGO TERMOHIDRÁULICO GOTHIC
8: (2013)
DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CNA
9: (2013)
DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CNT
10: (2013)
GENTLE: Graduate and Executive Nuclear Training and Lifelong Education
11: (2013)
INFORMES TÉCNICOS DE INVESTIGACIÓN HOLOGRÁFICA SOBRE LOS REACTORES AVANZADOS DE TECNOLOGÍA RUSA AES-92,AES-2006 Y MIR-1200
12: (2013)
NURESAFE: NUCLEAR REACTOR SAFETY SIMULATION PLATFORM
13: (2013)
NURESAFE: NUCLEAR REACTOR SAFETY SIMULATION PLATFORM Grant Agreement no: 323263
14: (2013)
NURISP: NUCLEAR REACTOR INTEGRATED SIMULATION PROJECT Nº 232124
15: (2013)
PROYECTO DE OPTIMIZACIÓN SOBRE CARACTERIZACIÓN TÉRMICA DE UN ALMACÉN DE COMBUSTIBLE NÚCLEAR GASTADO
16: (2014)
ANÁLISIS DE FENÓMENOS TERMOHIDRÁULICOS EN LA GESTIÓN DE UN ACCIDENTE SEVERO CON GOTHIC
17: (2014)
ANÁLISIS HIDRODINÁMICO Y MECÁNICO DE UN ELEMENTO PWR CON STAR-CCM+
18: (2014)
ANÁLISIS TERMOHIDRÁULICOS PARA EL LICENCIAMIENTO DE LA INSTALACIÓN DE PAR EN C.N. COFRENTES
19: (2014)
ASISTENCIA TÉCNICA EN LA SIMULACIÓN DE UN ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE GASTADO CON EL CÓDIGO GOTHIC
20: (2014)
DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CNA
21: (2014)
DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CNT
22: (2014)
NURESAFE-323263
23: (2014)
NURESAFE-323263
24: (2014)
PROYECTO DE OPTIMIZACIÓN SOBRE CARACTERIZACIÓN TÉRMICA DE UN ALMACÉN DE COMBUSTIBLE NÚCLEAR GASTADO
25: (2014)
SIMULACIÓN BEST-ESTIMATE DE UN ELEMENTO DE COMBUSTIBLE BWR CON CÓDIGOS CFD
26: (2015)
ANÁLISIS DE FENÓMENOS TERMOHIDRÁULICOS EN LA GESTIÓN DE UN ACCIDENTE SEVERO CON GOTHIC
27: (2015)
ANÁLISIS HIDRODINÁMICO Y MECÁNICO DE UN ELEMENTO PWR CON STAR-CCM+
28: (2015)
ASISTENCIA TÉCNICA EN LA SIMULACIÓN DE UN ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE GASTADO CON EL CÓDIGO GOTHIC
29: (2015)
CÁTEDRA DE SEGURIDAD NUCLEAR FEDERICO GODED
30: (2015)
DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CN ALMARAZ
31: (2015)
DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CNA
32: (2015)
DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CNT
33: (2015)
ISAMAR: Aplicación de la Metodología de Análisis integrado de la seguridad a reactores nucleares avanzados
34: (2015)
PARTICIPACIÓN EN LOS PROYECTOS CAMP DE USNRC, Y PKL3 Y ATLAS DE NEA/OECD, Y SU APLICACIÓN A PLANTAS ESPAÑOLAS (CAMP-ESPAÑA)
35: (2015)
PROYECTO DE INVESTIGACIÓN SOBRE ANÁLISIS DE VIBRACIÓN DE UNA BARRA COMBUSTIBLE EN UN ELEMENTO PWR
36: (2015)
Proyecto ISAMAR (Integrated Safety Assessment Methodology Applied to Advanced Reactors)
37: (2015)
SERVICIOS PARA EL DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CN TRILLO
38: (2015)
SIMULACIÓN BEST-ESTIMATE DE UN ELEMENTO DE COMBUSTIBLE BWR CON CÓDIGOS CFD
39: (2015)
SIMULACIÓN DE UN ELEMENTO BWR CON UN CÓDIGO DE DINÁMICA DE FLUIDOS COMPUTACIONAL
40: (2016)
ANÁLISIS DEL RIESGO DE COMBUSTIÓN DE HIDRÓGENO EN LA TUBERÍA DEL VENTEO FILTRADO DE LA C.N. COFRENTES
41: (2016)
ANÁLISIS DEL RIESGO DE COMBUSTIÓN DE HIDRÓGENO EN LA TUBERÍA DEL VENTEO FILTRADO DE LA C.N. CONFRENTES
42: (2016)
APOYO TÉCNICO EN EL ÁMBITO DE LA TERMOHIDRÁULICA PARA EL DESARROLLO DEL MODELO DE PLANTA C.N. COFRENTES CON EL CÓDIGO DE SISTEMAS TRACE
43: (2016)
APOYO TÉCNICO EN EL ÁMBITO DE LA TERMOHIDRÁULICA PARA EL DESARROLLO DEL MODELO DE PLANTA C.N. COFRENTES CON EL CÓDIGO DE SISTEMAS TRACE
44: (2016)
ASISTENCIA TÉCNICA EN LA SIMULACIÓN DE UN ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE GASTADO CON EL CÓDIGO GOTHIC
45: (2016)
CÁTEDRA DE SEGURIDAD NUCLEAR FEDERICO GODED
46: (2016)
DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CN ALMARAZ
47: (2016)
Desarrollo de la tubería de venteo filtrado para la central nuclear de Cofrentes
48: (2016)
PARTICIPACIÓN EN LOS PROYECTOS CAMP DE USNRC, Y PKL3 Y ATLAS DE NEA/OECD, Y SU APLICACIÓN A PLANTAS ESPAÑOLAS (CAMP-ESPAÑA)
49: (2016)
PREVENCION Y GESTION DE SECUENCIAS DE ACCIDENTE SEVERO EN REACTORES AVANZADOS Y CONVENCIONALES (PYGAS)
50: (2016)
PROYECTO DE INVESTIGACIÓN SOBRE ANÁLISIS DE VIBRACIÓN DE UNA BARRA COMBUSTIBLE EN UN ELEMENTO PWR
51: (2016)
SERVICIOS PARA EL DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CN TRILLO
52: (2016)
SIMULACIÓN DE UN ELEMENTO BWR CON UN CÓDIGO DE DINÁMICA DE FLUIDOS COMPUTACIONAL
53: (2017)
ANÁLISIS DE FENÓMENOS TERMOHIDRÁULICOS EN LA GESTIÓN DE UN ACCIDENTE SEVERO CON GOTHIC
54: (2017)
ANÁLISIS DEL RIESGO DE COMBUSTIÓN DE HIDRÓGENO EN LA TUBERÍA DEL VENTEO FILTRADO DE LA C.N. CONFRENTES
55: (2017)
ANÁLISIS HIDRODINÁMICO Y MECÁNICO DE UN ELEMENTO PWR CON STAR-CCM+
56: (2017)
APOYO TÉCNICO EN EL ÁMBITO DE LA TERMOHIDRÁULICA PARA EL DESARROLLO DEL MODELO DE PLANTA C.N. COFRENTES CON EL CÓDIGO DE SISTEMAS TRACE
57: (2017)
Cooperative Severe Accident Research Program (CSARP)
58: (2017)
DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CN ALMARAZ
59: (2017)
DESARROLLO DE UNA METODOLOGÍA DE SIMULACIÓN DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR DURANTE UN ALMACENAMIENTO EN SECO
60: (2017)
ENENplus: Attract, Retain and Develop New Nuclear Talents Beyond Academic Curricula
61: (2017)
ESFR-SMART: European Sodium Fast Reactor Safety Measures Assessment and Research Tools
62: (2017)
European Sodium Fast Reactor Safety Measures Assessment and Research Tools (ESFR-SMART)
63: (2017)
PREVENCION Y GESTION DE SECUENCIAS DE ACCIDENTE SEVERO EN REACTORES AVANZADOS Y CONVENCIONALES (PYGAS)
64: (2017)
PROYECTO DE INVESTIGACIÓN SOBRE ANÁLISIS DE VIBRACIÓN DE UNA BARRA COMBUSTIBLE EN UN ELEMENTO PWR
65: (2017)
SERVICIOS PARA EL DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CN TRILLO
66: (2017)
SERVICIOS PARA LOS ESTUDIOS DE CONTENEDOR DE COMBUSTIBLE GASTADO CON EL CÓDIGO ANSYS PARA CNA
67: (2017)
SERVICIOS PARA LOS ESTUDIOS DE CONTENEDOR DE COMBUSTIBLE GASTADO CON EL CÓDIGO ANSYS PARA CNT
68: (2017)
SIMULACIÓN DE UN ELEMENTO BWR CON UN CÓDIGO DE DINÁMICA DE FLUIDOS COMPUTACIONAL
69: (2018)
Cooperative Severe Accident Research Program (CSARP)
70: (2019)
CATEDRA DE SEGURIDAD NUCLEAR FEDERICO GODED
71: (2019)
Cooperative Severe Accident Research Program (CSARP)
72: (2019)
DESARROLLO DE UNA METODOLOGÍA DE SIMULACIÓN DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR DURANTE UN ALMACENAMIENTO EN SECO
73: (2019)
DESARROLLO DEL PROYECTO DE I+D GO-MERES SOBRE SIMULACIÓN CON EL CÓDIGO GOTHIC DE EXPERIMENTOS DEL PROYECTO HYMERES (HIDROGEN MITIGATION EXPERIMENTS FOR REACTOR SAFETY) FASES 1 Y 2
74: (2019)
PIACE: Passive Isolation Condenser
75: (2019)
PREVENCION Y GESTION DE SECUENCIAS DE ACCIDENTE SEVERO EN REACTORES AVANZADOS Y CONVENCIONALES (PYGAS)
76: (2019)
PROGRAMA PROPIO 2019: AYUDAS A PROYECTOS DE I+D DE INVESTIGADORES POSDOCTORALES- AYUDAS DIRIGIDAS A FORTALECER SUS PLANES DE INVESTIGACION
77: (2019)
SERVICIO PARA EL DESARROLLO DE MODELOS ESTUDIO DE TH Y APS CON CODIGOS GOTHIC Y CFDS COMO APOYO TECNICO A LAS ACTIVIDADES DE LA SECCION DE CN ALMARAZ
78: (2019)
SERVICIO PARA EL DESARROLLO DE MODELOS ESTUDIO DE TH Y APS CON CODIGOS GOTHIC Y CFDS COMO APOYO TECNICO A LAS ACTIVIDADES DE LA SECCION DE CN TRILLO
79: (2019)
SERVICIO PARA LOS ESTUDIOS DE CONTENEDOR DE COMBUSTIBLE GASTADO CON EL CODIGO ANSYS PARA CNA
80: (2019)
SERVICIO PARA LOS ESTUDIOS DE CONTENEDOR DE COMBUSTIBLE GASTADO CON EL CODIGO ANSYS PARA CNT
Formación de Investigadores y Movilidad
3 Tesis Doctorales
1: (2016)
A proposed methodology for passive autocatalytic recombiners sizing and location in LWR containments.
2: (2016)
A proposed methodology for passive autocatalytic recombiners sizing and location in LWR containments.
3: (2017)
Analysis and improvement of hydrogen mitigation strategies during a severe accident in nuclear reactor containments
Difusión de Resultados de Investigación
55 Artículos en revistas
1: (2011)
ACCIDENT MANAGEMENT ACTIONS IN AN UPPER-HEAD SMALL-BREAK LOSS-OF-COOLANT ACCIDENT WITH HIGH-PRESSURE SAFETY INJECTION FAILED
2: (2011)
Accident Management Actions In An Upper-Head Small-Break Loss-Of-Coolant Accident With High-Pressure Safety Injection Failed
3: (2011)
Aplicación de los códigos termo.hidráulicos en el sector nuclear español
4: (2011)
Desarrollo de códigos neutrónicos propios para la simulación del núcleo de reactores PWR
5: (2011)
Sostenibilidad energética a largo plazo. El papel de la fusión nuclear
6: (2013)
Analysis of a Spanish energy scenario with Generation IV nuclear reactors
7: (2013)
Analysis of the operator action and the single failure criteria in a SGTR sequence using best estimate assumptions with TRACE 5.0, Annals of Nuclear Energy,
8: (2013)
Spanish Nuclear Safety Research under International Frameworks
9: (2014)
APPLICATION OF INTEGRATED SAFETY ASSESSMENT METHODOLOGY TO SBO SEQUENCES
10: (2014)
Code assessment and modelling for Design Basis Accident Analysis of the European sodium fast reactor design. Part I: System description, modelling and benchmarking
11: (2014)
Code assessment and modelling for Design Basis Accident analysis of the European Sodium Fast Reactor design. Part II: Optimised core and representative transients analysis
12: (2014)
DAMAGE DOMAINS CALCULATION ASSOCIATED WITH MULTIPLE DAMAGES IN A STEAM GENERATOR TUBE RUPTURE DYNAMIC EVENT TREE
13: (2014)
Educating Nuclear Engineers by Nuclear Science and TEchnology Master at UPM
14: (2014)
Integrated deterministic probabilistic safety assessment methodologies
15: (2014)
Integrated Deterministic-Probabilistic Safety Assessment Methodologies.
16: (2014)
Potential issues related to emergency core cooling system strainers performance at boiling water reactors: Application to Cofrentes NPP (Spain)
17: (2014)
Potential issues related to emergency core cooling system strainers performance at boiling water reactors: Application to Cofrentes NPP (Spain).
18: (2015)
AP1000 Large-break LOCA PEPU analysis with TRACE
19: (2015)
AP1000 (R) Large-Break LOCA BEPU analysis with TRACE code
20: (2015)
Boron dilution transient simulation analyses in a PWR with neutronics/thermal-hydraulics coupled codes in the NURISP project
21: (2015)
BWR Mark III containment analyses using a GOTHIC 8.0 3D model
22: (2015)
Educational Initiatives to Develop Transversal Skills in the Nuclear Engineering Subjects at Universidad Politecnica de Madrid
23: (2015)
External flooding event analysis in a PWR-W with MAAP5
24: (2015)
Reducing the CO2 emissions and the energy dependence of a large city area with zero-emission vehicles and nuclear energy
25: (2016)
Análisis de un accidente SBLOCA en la contención del reactor AP1000 con el código GOTHIC 8.0
26: (2016)
Analysis of a gas stratification break-up by a vertical jet using the GOTHIC code
27: (2016)
Analysis of a gas stratification break-up by a vertical jet using the GOTHIC code
28: (2016)
Development of a PWR-W GOTHIC 3D model for containment accident analysis
29: (2016)
Development of a PWR-W GOTHIC 3D model for containment accident analysis
30: (2016)
Evaluation of the offsite dose contribution to the global risk in a Steam Generator Tube Rupture scenario
31: (2016)
FUKUSHIMA UNIT 2 ACCIDENT SIMULATION WITH MELCOR 2.1
32: (2016)
Hydrogen Distribution and Passive Autocatalytic Recombiner (PAR) Mitigation in a PWR-KWU Containment Type
33: (2016)
Proposed methodology for Passive Autocatalytic Recombiner sizing and location for a BWR Mark-III reactor containment building
34: (2016)
Verification of SAMGs in SBO sequences with Seal LOCA. Multiple damage domains
35: (2017)
Analysis of the equipment and instrumentation qualification criteria using 3D containment models
36: (2017)
Analysis of the equipment and instrumentation qualification criteria using 3D containment models
37: (2017)
Hydrogen distribution and Passive Autocatalytic Recombiner (PAR) mitigation in a PWR-KWU containment type
38: (2017)
La energia nuclear en China: pasado, presente y futuro (1ª parte)
39: (2017)
La energia nuclear en China: pasado, presente y futuro (2ª parte)
40: (2017)
Nuclear energy in China: past, present and future (1st part)
41: (2017)
Nuclear energy in China: past, present and future (2(nd) part)
42: (2017)
Study of hydrogen risk in a PWR-W containment during a SBO scenario; Tau parameter definition and application on venting strategy analysis
43: (2017)
Three-dimensional simulation of a LBLOCA in an AP1000® containment building
44: (2017)
Three-dimensional simulation of a LBLOCA in an AP1000 (R) containment building
45: (2018)
Analysis of Inertization Strategies for the Filtered Containment Venting System in Cofrentes Nuclear Power Plant
46: (2018)
Analysis of Inertization Strategies for the Filtered Containment Venting System in Cofrentes Nuclear Power Plant
47: (2018)
Analysis of PWR SBO sequences with RCP passive thermal shutdown seals
48: (2018)
AP1000 (R) PASSIVE COOLING CONTAINMENT ANALYSIS OF A DOUBLE-ENDED LBLOCA WITH A 3D GOTHIC MODEL
49: (2018)
Fukushima Unit 2 Accident Simulation With MELCOR 2.1
50: (2018)
Steam condensation simulation in a scaled IRWST-ADS simulator with GOTHIC 8.1
51: (2018)
Steam condensation simulation in a scaled IRWST-ADS simulator with GOTHIC 8.1
52: (2019)
Methodology for thermal analysis of spent nuclear fuel dry cask using CFD codes
53: (2019)
Universidad Politecnica de Madrid Uses Integer Programming for Scheduling Weekly Assessment Activities
54: (2019)
3D containment modeling of PWR-KWU Trillo NPP with the GOTHIC code
55: (2019)
3D containment modeling of PWR-KWU Trillo NPP with the GOTHIC code
1 Conferencias invitadas en congresos
1: (2017)
La belleza de descubrir: un viaje desde Mileto hasta el mundo post-Fukushima
3 Informes para las AAPP o sus organismos dependientes
1: (2010)
NUREG/IA-0233. Assessment of TRACE 4.160 and 5.0 against RCP Trip Transient in Almaraz I Nuclear Power Plant
2: (2014)
Simulation of LSTF Hot Leg Break (OECD/NEA ROSA-2 Test 1) with TRACE Code. Application to a PWR NPP model
3: (2014)
Simulation of LSTF Upper Head Break (OECD/NEA ROSA Test 6.1) with TRACE Code. Application to a PWR NPP model
97 Ponencia en Congresos
1: (2011)
An educational initiative between the Universidad Politécnica de Madrid and Jóvenes Nucleares: The Seminar of Nuclear Safety in Advanced Reactors
2: (2011)
Analysis of the operator actions on a Lower Head SBLOCA in a PWR
3: (2011)
Best estimate analysis of a Upper Head SBLOCA in a PWR
4: (2011)
Formación y entrenamiento de ingenieros nucleares mediante el máster de Ciencia y Tecnología nuclear de la UPM
5: (2011)
From Secondary School To University: Attracting Young Students Towards A Career In Nuclear
6: (2011)
Helping to close the generational gap in Nuclear: the Seminars and Conferences of Spanish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares
7: (2011)
Introducing Nuclear Energy to high-school students: the Spanish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares) lectures
8: (2011)
Sharing the knowledge of nuclear energy with the general public: the Basic Course of Science and Nuclear Technology, an educational activity of Spanish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares)
9: (2011)
Study of an Spanish Nuclear Power Generation Scenario based on Generation IV reactors
10: (2011)
The Key Role Transferring Knowledge Of Nuclear España, The Spanish Nuclear Society Magazine?
11: (2011)
The Seminar of Nuclear Safety in Advanced Reactors: a new educational experience from UPM and Young Generation in Nuclear
12: (2012)
ANÁLISIS DE UN ACCIDENTE SGTR MEDIANTE LA UTILIZACIÓN DEL SIMULADOR GRÁFICO INTERACTIVO DE ZORITA (SGIZ)
13: (2012)
Application of a Dynamic Event Tree Methodolgy to Steam Generator Tube Rupture Sequences
14: (2012)
Boron dilution benchmark using COBAYA3/FLICA4 coupled codes within the NURISP European Project
15: (2012)
Boron dilution benchmark using COBAYA3/FLICA4 coupled codes within the NURISP European Project
16: (2012)
Building the qualification and a skill development program within the ENEN-III European Project
17: (2012)
Estudio de un escenario de parque nuclear compuesto únicamente por reactores de Generación IV
18: (2012)
Initiatives and facilities for E&T in the nuclear science and technology master at UPM
19: (2012)
Initiatives and facilities for E&T in the nuclear science and technology master at UPM
20: (2012)
Seminario de la gestión del conocimiento en el sector Muclear en la UPM, una iniciativa de la IAEA
21: (2012)
Simulación del accidente de SGTR en un PWR-W con TRACE para distintas metodologías de análisis determinista de seguridad
22: (2012)
The Seminar of Nuclear Safety in Advanced Reactors and the Seminar of Nuclear Fusion: two formative initiatives from Universidad Politécnica de Madrid and Spanish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares)
23: (2013)
ANÁLISIS DE LA INSTALACIÓN DE RECOMBINADORES PASIVOS AUTOCATALÍTICOS EN C.N. COFRENTES.
24: (2013)
Análisis de un accidente LOCA en contención de un reactor PWR-W con el código GOTHIC
25: (2013)
Análisis del riesgo en secuencias de SGTR mediante la metodología de análisis integrado de seguridad.
26: (2013)
APPLICATION OF INTEGRATED SAFETY ASSESSMENT METHODOLOGY TO SBO SEQUENCES.
27: (2013)
BORON DILUTION TRANSIENT SIMULATION USING A 3D NEUTRONIC CODE COUPLED WITH A SUB-CHANNEL CODE
28: (2013)
BUILDING A PUBLIC OPINION ABOUT NUCLEAR ENERGY THROUGH THE SPANISH YOUNG GENERATION IN NUCLEAR COURSES PRESENTATIONS AND SEMINARS
29: (2013)
Comparación de la fenomenología de las secuencias de SBO con y sin LOCA de sellos en reactores PWR Westinghouse
30: (2013)
CREATING A NUCLEAR KNOWLEDGE MANAGEMENT CULTURE IN THE NEW NUCLEAR ENGINEERS GENERATIONS AT UPM, AN INITIATIVE OF THE IAEA.
31: (2013)
DAMAGE DOMAINS CALCULATION ASSOCIATED WITH MULTIPLE DAMAGES IN A STEAM GENERATOR TUBE RUPTURE DYNAMIC EVENT TREE.
32: (2013)
DESARROLLO DE UN MODELO DEL NSSS DE UN REACTOR PWR CON EL CÓDIGO TERMOHIDRÁULICO GOTHIC
33: (2013)
HOW TO BUILD A NUCLEAR POWER PLANT? A KNOWLEDGE TRANSFER INITIATIVE
34: (2013)
LES AND URANS CONJUGATE HEAT TRANSFER SIMULATIONS USING OPENFOAM FOR A BWR CONTROL ROD GUIDE TUBE.
35: (2013)
MODELING THE NATURAL CIRCULATION PHENOMENA IN AN ADVANCED BOILING WATER REACTOR VESSEL MODEL WITH GOTHIC
36: (2013)
Modelización del suceso iniciador del accidente de Fukushima Daiichi en la C.N. de Zion mediante el código MAAP5
37: (2013)
Modelo termohidráulico de GOTHIC 8.0 para el análisis de PAR en C.N. Cofrentes.
38: (2013)
MOTIVATING YOUNG STUDENTS TO BE PART OF THE GLOBAL RESEARCH IN NUCLEAR THROUGH THE SEMINAR OF NUCLEAR FUSION
39: (2013)
OVERVIEW OF THE SPANISH FUEL CYCLE: TECHNICAL TOURS ORGANIZED BY SPANISH YOUNG GENERATION IN NUCLEAR.
40: (2013)
Proyecto SARGEN-IV. Desarrollo de nuevas metodologías de análisis de seguridad para reactores de Generación IV
41: (2013)
REDUCING THE CO2 EMISSIONS AND THE ENERGY DEPENDENCE OF A LARGE CITY AREA WITH ZERO EMISSIONS VEHICLES AND NUCLEAR ENERGY.
42: (2013)
RISK INFORMED METHODOLOGIES APPLIED TO ADVANCED REACTORS.
43: (2013)
Simulación de secuencias de SBO en reactores PWR con el código MELCOR.
44: (2013)
SIMULACIÓN DE UN SGTR SEVERO EN UN PWR-W CON EL CÓDIGO MELCOR.
45: (2013)
Simulación del experimento OECD/ROSA Test 4 de SGTR con TRACE 5.0.
46: (2013)
The Nuclear Science and Technology master at the Universidad Politecnica de Madrid
47: (2013)
Verificación de las actuaciones humanas en secuencias de SBO con LOCA de sellos en reactores PWR Westinghouse.
48: (2013)
5. Análisis termohidráulico best-estimate de un accidente en contención de un reactor PWR-W con el código GOTHIC mediante un modelo termohidráulico 3D detallado
49: (2014)
Análisis de la distribución de hidrógeno en contención y pozo seco de C.N. Cofrentes.
50: (2014)
ANALYSIS OF THE DAMAGE DOMAINS OF SBO SEQUENCES WITH RCP PASSIVE THERMAL SHUTDOWN
51: (2014)
Desarrollo de modelos 3D de los edificios de contención de la Central Nuclear de Almaraz y de la Central Nuclear de Trillo con el código GOTHIC 8.0.
52: (2014)
Development of a PWR-W and an AP1000® containment building 3D model with a CFD code for Best-Estimate Thermal-Hydraulic Analysis
53: (2014)
Estudio de la distribución de hidrógeno en una contención PWR con códigos CFD.
54: (2014)
External flooding event analysis in a PWR-W with MAAP 5
55: (2014)
OECD / ROSA TEST 4 SGTR SIMULATIONS WITH TRACE 5.0.
56: (2014)
OPTIMIZACIÓN DEL ANÁLISIS BEST-ESTIMATE DE UN ELEMENTO COMBUSTIBLE BWR CON EL CÓDIGO STAR-CCM+.
57: (2014)
Simulación CFD de un accidente de caída de un elemento combustible en piscina.
58: (2014)
Steam injector as alternate pumping device in Pressurized Water Reactor (PWR) nuclear plants ? CFD analysis of the direct condensation phenomena and comparison with steam injector 0D/1D modelisation modeling.
59: (2015)
Análisis de un accidente tipo SBLOCA en la contención del reactor AP1000® con el código GOTHIC 8.0
60: (2015)
Cálculo de fuerzas laterales hidráulicas en elementos combustibles tipo PWR con códigos de dinámica de fluidos computacional
61: (2015)
Estudio termo-hidráulico de los patrones de flujo tridimensional en las contenciones de C.N. Almaraz y C.N. Trillo con el código GOTHIC en un accidente tipo LBLOCA
62: (2015)
EVALUACIÓN DEL CÓDIGO STAR-CCM+ CON EL CÓDIGO COBRA-TF EN LA SIMULACIÓN DE COMBUSTIBLE BWR
63: (2015)
Evaluation of Passive Autocatalytic Recombiner (PAR) Implementation in a Konvoi NPP Containment Type.
64: (2015)
Verificación de las GGAS en secuencias de Station-Blackout con LOCA de sellos. Indicadores de daño continuos
65: (2016)
Análisis de vibración de una barra combustible en un elemento PWR con códigos de simulación
66: (2016)
Análisis de vibración de una barra combustible en un elemento PWR con códigos de simulación
67: (2016)
DEVELOPMENT OF ALMARAZ NPP AND TRILLO NPP CONTAINMENT 3D MODEL WITH THE GOTHIC CODE FOR THERMAL-HYDRAULIC ANALYSIS.
68: (2016)
Double-Ended LBLOCA Containment Analysis in Trillo NPP with GOTHIC 8.1
69: (2016)
Enhanced MELCOR models for standard PWR-Westinghouse design
70: (2016)
Enhanced MELCOR models for standard PWR-Westinghouse design
71: (2016)
Estudio de la termo-hidráulica del tanque de agua de recarga (IRWST) en el reactor AP1000® durante un accidente tipo SBLOCA con el código GOTHIC 8.1.
72: (2016)
FUKUSHIMA UNIT 2 ACCIDENT SIMULATION WITH MELCOR 2.1
73: (2016)
Hydrogen Ignition Risk by Passive Autocatalytic Recombiners (PARs) in a PWR-KWU reactor type during a SBO sequence
74: (2016)
Three-dimensional Containment Accident Analysis using different approaches in Almaraz NPP
75: (2016)
Three-dimensional simulation of a LBLOCA in an AP1000® containment building
76: (2016)
Three-dimensional simulation of a LBLOCA in an AP1000® containment building
77: (2016)
Validation and application of Almaraz NPP model. Power uprate and TRACE5 Patch1 to Patch4 transition
78: (2017)
Análisis de estrategias FLEX en secuencias de LOCA en PWR-Westinghouse con el código MELCOR
79: (2017)
AP1000® Passive Cooling Containment Analysis With Computational Fluid Dynamics Codes
80: (2017)
AP1000® Passive Cooling Containment Analysis With Computational Fluid Dynamics Codes
81: (2017)
El seminario en seguridad nuclear de reactores avanzados como herramienta de divulgación de la tecnología nuclear
82: (2017)
Simulación de la condensación de vapor en un test experimental a escala del sistema ADS del reactor AP1000® con GOTHIC 8.1
83: (2018)
Análisis comparativo de la respuesta en una contención PWR-W con los códigos MAAP y GOTHIC
84: (2018)
AP1000® PASSIVE COOLING CONTAINMENT ANALYSIS OF A DOUBLE-ENDED LBLOCA WITH A 3D GOTHIC MODEL
85: (2018)
Desarrollo de un modelo 3D de contención de la Central Nuclear de Trillo mediante un proceso de modelización optimizado
86: (2018)
Estudio de los mecanismos de refrigeración del exterior del contenedor de combustible gastado TN-24P con STAR-CCM+
87: (2018)
Estudio de sensibilidades del contenedor de almacenamiento de combustible gastado TN-24P con el código COBRA-SFS
88: (2018)
Estudio de un contenedor de combustible gastado mediante una simulación de geometría reducida empleando el código ANSYS CFX
89: (2018)
Hipótesis alternativas en el análisis del accidente de la unidad 2 de Fukushima Dai-Ichi con MELCOR 2.1
90: (2018)
MELCOR and GOTHIC comparison of AP1000 Passive Containment Cooling System
91: (2018)
Mesh independence studies for containment models with Porous CFD codes
92: (2018)
Proposal of a BEPU Methodology for Containment Safety Analysis
93: (2018)
Updating of Almaraz NPP containment models with GOTHIC 8.2 QA
94: (2019)
Containment instrumentation survival under a SA with harsh pressure and temperature conditions
95: (2019)
Evaluation model of a spent fuel dry cask storage system with TRACE v5p5
96: (2019)
Metodología de estudio térmico de un contenedor de combustible gastado con STAR-CCM+.
97: (2019)
Preliminary model of a spent fuel dry cask storage system with TRACE v5p5
Explotación de Resultados y Transferencia de Tecnología
1 Know-How
1: (2019)
Modeling Validation Exercises Using the Dry Cask Simulator
• TOMA DE DATOS DE MEMORIAS Y CV
• UPM.ES
S2i 2023 Observatorio de investigación @ UPM con la colaboración del Consejo Social UPM
Cofinanciación del MINECO en el marco del Programa INNPACTO (IPT-020000-2010-22)
