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The motivation of the current work, framed under the safety EUROfusion activities to develop DEMO, is to present the conclusions drawn from our contribution to the safety studies of the HCPB DEMO carried out by the team ...
Desarrollo de la infraestructura para la validación del código de seguridad AINA
Vergés Gil, Albert (Universitat Politècnica de Catalunya, 2015-06)
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En el presente informe se realiza una revisión del informe “Review of Loss of Plasma Control Transient in ITER” realizado por Fusión Energy Engineering Laboratory (FEEL-UPC) en Agosto de 2007 mediante el código de seguridad ...
Desarrollo del código de seguridad para reactores de fusión AINA 4 para los análisis de seguridad de los diseños europeos de DEMO
Baeza Pérez, Eduard; Blas del Hoyo, Alfredo de; Riego Pérez, Albert; Fabbri, Marco (2017)
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Durante los últimos diez años, el código de seguridad AINA ha sido desarrollado con el objetivo de evaluar la evolución del plasma y los esfuerzos padecidos por los componentes internos de la vasija en distintos reactores ...
Development of the safety code AINA for the European DEMO designs
Baeza Pérez, Eduard; Blas del Hoyo, Alfredo de; Riego Pérez, Albert; Fabbri, Marco (2018-04-30)
In order to evaluate plasma evolution and in-vessel components strains, a safety code called AINA has been developing during the last ten years for different fusión reactors designs. This work describes the new AINA code ...
Estudio de seguridad del acoplamiento de un reactor de alta temperatura (VHTR) con una planta de producción de hidrógeno, análisis de los accidentes relevantes asociados
Moyart, Quentin (Universitat Politècnica de Catalunya, 2008-10)
Master thesis (pre-Bologna period)
Un estudio preliminar de seguridad dedicado al acoplamiento de un reactor nuclear de muy alta temperatura (Very High Temperature Reactor) con una planta de producción de hidrógeno (HYdrogen Production Plant) según el proceso ...
Estudios de seguridad deterministas de ITER. Contribución al desarrollo del código SAFALY
Dapena Febrer, Miquel (Universitat Politècnica de Catalunya, 2006-12)
Master thesis (pre-Bologna period)
Evaluación de procedimientos desde la perspectiva probabilistica para la seguridad nuclear: aplicación a un reactor Westinghouse PWR
Martínez Cid, Manuel (Universitat Politècnica de Catalunya, 2012-11-09)
Probabilistic Risk Assessment for the evaluation of procedures in the Nuclear Safety field. Application to a pressurized water reactor.  The studies contained in this PhD are involved in the Nuclear Safety research field. ...
Multi-unit Considerations of Seaborg's Compact Molten Salt Reactor
Cornelio, John (Universitat Politècnica de Catalunya, 2021-04-22)
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Covenantee:   École nationale supérieure de techniques avancées / Seaborg Technologies
Passive plasma termination for beryllium evaporation in LOCA transients in ITER with AINA 3.0 code
Fajarnés Rosell, Xavier (Universitat Politècnica de Catalunya, 2014-10)
Master thesis (pre-Bologna period)
Restricted access - author's decision
The present report is a study of loss of coolant accidents transients in ITER. A whole bunch of analyses has been done with AINA 3.0, the safety code developed by Fusión Energy Engineering Laboratory (FEEL-UPC) on the basis ...
Risk Analysis of an interfacing system LOCA in a generic Westinghouse PWR
Favre, Jean-Baptiste (Universitat Politècnica de Catalunya / École supérieure d'électricité, 2014)
This project has been developed during my internship in the field of Probabilistic Safety  Assessment (PSA) in the offices of Westinghouse. These are in the enclosure of  Vandellòs’ Nuclear Plant in Hospitalet de l'Infant.  The ...
Safety aspects of Ceramic Fully Encapsulated fuel for Light Water Reactors
Díez Fernández, Guillermo (Universitat Politècnica de Catalunya / Kungliga Tekniska Högskolan, 2011)
Master thesis (pre-Bologna period)
Japan’s nuclear disaster has highlighted important inherent weaknesses regarding to the  nuclear fuel behavior after shutdown in Light Water Reactors. The low thermal conductivity  and the low fission products retention ...
STIP VI - TARGET 9. RADIATION DAMAGE ASSESSMENT BASED ON A MCNPX SIMULATION
Aulet Prieto, David (Universitat Politècnica de Catalunya, 2016-12-12)
The SINQ Target Irradiation Program (STIP) has been developed at Paul Scherrer Institute  (PSI) during the last twenty years. It is aimed to analyze the radiation damage induced by  spallation reactions in different ...