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[EN] This document describes the details of the simulations and uncertainty quantification of the Cold-Leg Mixing benchmark performed at the Institute for Energy Engineering (Polytechnic University of Valencia, Spain). The experiment, carried out by Texas A&M University, consists of the mixing of two water flows with different densities inside two tanks joined by a pipeline or cold leg. The tank that accumulates the low-density water and its connection to the cold leg are designed to create a downcomer like the one found in a PWR reactor vessel. On the other hand, the high-density water reservoir represents the cold-water injection accumulator. The method of Polynomial Chaos Expansion (PCE) based on Gaussian Quadrature is applied to calculate the uncertainty of the results, and a model created in Ansys CFX is developed to carry out the simulations. A 5th order Polynomial Chaos Expansion by Gaussian-Hermite Quadrature has been applied using as uncertain parameter the density difference between the mixing fluids. Therefore, five simulations have been done for both the open and the blind test. This methodology aims to provide an efficient solution since PCE solved by Gaussian Quadrature allows to obtain uncertainty quantification through a low number of simulations when the amount of uncertain input variables is low. It has been observed that the turbulence model significantly affects the results obtained, being the LES model the only one able to reproduce the real behavior consistently. Simulation results show a good agreement with experimental data for the cold-leg measurement zone while, in the downcomer a slightly different velocity profile than the one measured experimentally is obtained. The concentration profile of each fluid shows a gap in the transition zone that does not seem to agree with the velocity results. That behavior remains for higher time averages when comparing simulation results with experimental measurements.

[EN] In this paper, we have performed an experimental study of the effect of changing the surface tension of the water in vertical annular concurrent two-phase flow (air + liquid) by adding small amounts of 1-butanol to the liquid phase. Adding small amounts of this chemical compound diminishes the surface tension of the water, while the dynamic viscosity remains practically unchanged. A set of experiments have been performed in the interval of surface tension values that ranges from 72 10(-3)N/m to 45 10(-3)N/m, and with different values of the superficial velocities of the gas and liquid flows. In this broad range of surface tensions and boundary condition values the average amplitude and frequency of the disturbance waves have been measured for each boundary condition and surface tension value. In addition, we also measured the mean amplitude of the ripple waves, the mean value of the unperturbed base thickness, and the average film thickness. Also, we have obtained a set of correlations expressing all these magnitudes in non-dimensional form in terms of the Reynolds number of the gas, the Reynolds number of the liquid and the Kapitza number. Finally, we have performed a brief discussion and comparison with the results of other authors

[EN] This study presents a new methodology, based on Monte-Carlo techniques to evaluate the reliability of a carbon-free electricity generation system based on renewable sources; it uses as inputs the variation of the electricity demand and the fluctuations in the renewable supply and provides the renewable system to be installed to guarantee a specific supply reliability level. Additionally, looking for a reduction of this renewable system, the methodology determines the improvements by the incorporation of nuclear power and electricity storage. The methodology is of general application, its implementation being possible under different contexts, such as different time horizons and different future energy scenarios, both for developing, emerging, and developed countries. The only requirement is to have a sufficient database from which to make predictions for future scenarios of electrical generation-demand balances. As an example of practical implementation, the electrical system reliability for the particular case of Spain in 2040 has been forecasted. When considering the fluctuations in solar and wind power contributions, very high values of the installed power from these renewable sources are needed to reach a high reliability of the system. These values decrease substantially if contributions from nuclear and storage technologies are included.

[EN] For more than fifty years, hundreds of research works have focused on the study of annular flow because of its huge importance in many industrial processes, for instance, chemical, petroleum, etc., being of particular interest in nuclear industry. Specifically, interfacial waves play a vital role in the mass, momentum and energy transference processes between gas and liquid phases. This paper describes the new experimental measurements of vertical upward co-current two-phase gas-liquid flow carried out in a tube with an inner diameter of 44 mm. The liquid film thickness and the major characteristics of the interfacial waves have been measured using a non-intrusive instrument, a conductance probe. The physical phenomenon in which this device is based is the change in the electrical conductivity between air and water, i.e., the electrical signal collected in the sensor receiver depends on the thickness of the liquid film layer. The experimental measurements range from 2000 to 3500 l/min for the gas volumetric flow rate, and from 4 to 10 l/min for the liquid volumetric flow rate. Correlation of the experimental measurements of liquid film thickness and the major properties of the interfacial waves have been analyzed using non-dimensional numbers. An important part of the document focuses on the comparison of the experimental data and the fitting correlations against several of the most widely used expressions. Throughout this paper, in addition to present all the available correlations, the existing scattering found when comparing against other expressions have been also confirmed, underlining the existence of gaps of knowledge even today. Emphasize that the proposed correlations are the ones that better fit the data of all experimental series carried out under the present study for the analyzed variables, with almost all the experimental points covered by the +/- 10% error bands of the new correlations.

[ES] El objetivo fundamental de los códigos termohidráulicos es simular el comportamiento de un reactor nuclear frente a distintos escenarios, como transitorios de planta y accidentes. El desarrollo de estos códigos ha sido promovido durante mucho tiempo por varias organizaciones. Uno de los códigos en desarrollo, que cuenta con el apoyo de la comisión reguladora nuclear de Estados Unidos (NRC) y distintos grupos internacionales, es el código TRACE, el cual despierta gran interés por parte de centrales nucleares actuales y futuras. Ha sido llevada a cabo la implementación y validación de un nuevo modelo de planta KKL desarrollado específicamente para el código TRACE, similar al ya existente de TRAC-BF1. En este proceso, se han realizado simulaciones de varios transitorios típicos en los que se ha evaluado la capacidad de respuesta del modelo, enfocando las mejoras necesarias para actualizar el modelo. Este trabajo resume el análisis realizado con el código TRACE-V5 del evento de apertura involuntaria de las válvulas de alivio y de seguridad de la central KKL. Durante el funcionamiento normal de la planta, se produjo una apertura involuntaria de 8 válvulas de alivio, lo que provocó una rápida despresurización de la vasija del reactor seguido de una caída del nivel del agua y la activación de los sistemas de refrigeración de emergencia del núcleo. La actividad del sistema de inyección de alta presión se inicia para mantener el nivel del reactor y refrigerar el núcleo. El evento ha sido reproducido por el código TRACE logrando unos resultados satisfactorios. El modelo de control utilizado en TRACE es una adaptación del antiguo modelo de TRACB-F1 y siendo posible, en este transitorio, verificar el comportamiento de los sistemas involucrados.

[ES] En las últimas décadas se ha destinado un esfuerzo considerable al desarrollo del campo de códigos termo-hidráulicos, pudiendo con estos simular el comportamiento de un reactor ante transitorios y accidentes. Acuerdos entre la NRC y el CSN en el área de investigación en seguridad nuclear han dado como resultado el acceso del CSN a los códigos best-estimate de la NRC en fase de desarrollo, como TRACE. Se están efectuando multitud de series experimentales en diferentes instalaciones a escala de plantas reales, este es el caso de la instalación ATLAS. Esta reproduce el comportamiento de un reactor comercial PWR de 1400MWe. El objetivo de este trabajo es simular el comportamiento de un SBLOCA localizado en la parte superior de la vasija con el código. Así mismo, se realizará un análisis de sensibilidad del modelo para establecer los efectos de distintos fenómenos en el transitorio. Se ha modelado una rotura de pequeño tamaño en la parte superior de la vasija del reactor para la instalación ATLAS. El transitorio estudiado reproduce una rotura de un tamaño del 1% de la rama fría del reactor escalado. Esta rotura inicia la pérdida de refrigerante y provoca una despresurización en el circuito primario que trae consigo la activación de distintos sistemas auxiliares de inyección de refrigerante. Tras la simulación, se ha realizado el estudio comparativo de los resultados confirmando el correcto funcionamiento del modelo, aportando avances al testeo de las capacidades del código TRACE y su correspondencia con la realidad.

[ES] El documento recoge los detalles de la instalación experimental GEPELON (GEneración de PELícula ONdulatoria) cuyo objetivo principal es la realización y modelización de experimentos de caída libre aire-agua. La instalación tiene dos opciones, una de tamaño 3.8m y 42mm de diámetro y la otra de 3.8m y 30mm de diámetro. Se han llevado a cabo medidas del espesor de película de líquido utilizando varias sondas de conductancia en distintas posiciones (tanto antes como después de la zona de desarrollo del fluido). El agua se introduce mediante un inyector con caudales entre 1 ¿ 20 l/min y 1 ¿ 10 l/min respectivamente. Se espera obtener correlaciones de las magnitudes más importantes, así como ampliar el rango de medidas experimentales en tubos de 19 mm.

[ES] En esta ponencia se muestran los resultados más destacados obtenidos hasta el momento al aplicar dicha metodología BEPU a una secuencia accidental LBLOCA en la planta nuclear de Trillo mediante el código TRACE v5.0 p5. El procedimiento seguido para su implementación es el siguiente: adecuación del modelo de planta al transitorio; determinación de la fenomenología a considerar para el transitorio (mediante tablas PIRT); el análisis de incertidumbre de esta; la determinación de la fenomenología más relevante; selección de los parámetros del modelo; determinación de las distribución de probabilidad de cada uno de dichos parámetros; muestreo por Monte-Carlo y aplicación de la metodología de Wilks con la cobertura y nivel de confianza 95/95. Cuyo objetivo principal es demostrar el cumplimiento de los criterios de aceptación para los parámetros críticos de seguridad de los LOCAs de gran tamaño.

[ES] En este documento se presenta un estudio de la metodología de cuantificación de la incertidumbre mediante Expansión en Caos Polinómico (PCE por sus siglas en inglés). La teoría presentada es aplicada a un benchmark de la OECD/NEA denominado Cold-Leg Mixing. Este benchmark está basado en la instalación experimental que recibe el mismo nombre y está desarrollada por la Texas A&M University. Se muestran varios estudios de sensibilidad para optimizar el cálculo de la simulación. El modelo de turbulencia utilizado finalmente corresponde a un modelo tipo Large Eddy Simulation. Los resultados de la simulación muestran una buena concordancia con las medidas experimentales, en especial después de aplicar el PCE.

[ES] Películas de agua gobernadas por gravedad en tuberías verticales son relevantes en diversos procesos industriales asociados a intercambiadores de calor, evaporadores y reactores nucleares. La formación de ondas y el proceso de propagación de las mismas en la película influyen significativamente en la hidrodinámica del fluido y en los fenómenos de intercambio de calor y masa. Diversos grupos de pesquisa estudian este problema usando métodos experimentales, fluido dinámica computacional o modelos analíticos. Modelos analíticos para fluidos viscosos y platos semi-infinitos inclinados han sido obtenidos por algunos autores. En este trabajo presentamos un modelo analítico para películas finas de agua gobernadas por gravedad en tubos verticales. A partir de las ecuaciones de Navier-Stokes en geometría cilíndrica axis-simétrica, consideramos el balance de fuerzas en el fluido, una aproximación asintótica de onda larga, y una aproximación de primera orden para la velocidad axial, para obtener una ecuación diferencial parcial que describe el comportamiento de la interface. La ecuación de la interface es resuelta usando una estrategia numérica. El problema de onda solitaria fue resuelto para fluidos de diferentes viscosidades. Para fluidos de alta y media viscosidad el modelo ofrece resultados satisfactorios. Para fluidos de baja viscosidad, donde tenemos un problema con alto grado de rigidez, la solución numérica se muestra inestable. Los pasos futuros de esta investigación, envuelven proyectar una estrategia numérica que permita utilizar el modelo en fluidos de baja viscosidad, y la validación del mismo con resultados experimentales.

[ES] El documento recoge el estudio llevado a cabo en la instalación VAFF (Vertical Anular Flow Facility) donde se estudia el comportamiento del régimen de flujo anular vertical ascendente aireagua. Se han llevado a cabo un conjunto de tests con un rango de caudales de aire de 2000 ¿ 3500 l/min y de agua de 4 ¿ 7 l/min. Estos tests se han repetido un total de cuatro veces variando la proporción de 1-butanol que se le adiciona al agua con objeto de variar su tensión superficial manteniendo prácticamente inalteradas el resto de propiedades. De esta forma las tensiones superficiales obtenidas fueron de 72·10-3 , 68.5·10-3 , 55·10-3 y 45·10-3 N/m. En el documento se muestran algunos de los resultados, así como el error cometido.

[ES] El trabajo desarrollado en el contexto de esta ponencia se encuadra dentro de las labores de desarrollo y validación del código termohidráulico TRACE, centrándose en la verificación del mismo con el desarrollo de una herramienta de verificación que se implementa dentro del propio código. Para ello, se resuelven las ecuaciones de conservación de masa, energía y momento para flujo monofásico y bifásico, empleando la metodología utilizada por el código TRACE. La verificación de los cálculos realizados por el código se lleva a cabo comparando los resultados obtenidos con el código TRACE con los obtenidos por la herramienta de verificación. Se han obtenido unos resultados satisfactorios, constituyendo un paso hacia delante más en la validación del código termohidráulico TRACE.

[ES] El desarrollo de códigos termo-hidráulicos lleva muchos años avanzando debido a los esfuerzos invertidos en ellos. Mediante ellos, se reproduce el comportamiento ante accidentes y transitorios en reactores consiguiendo unos resultados cada vez más próximos a la realidad. Acuerdos entre la NRC y el CSN en el área de investigación en seguridad nuclear han dado como resultado el acceso del CSN a los códigos best-estimate en fase de desarrollo de la NRC, como el código TRACE. Con la previsión del uso del código TRACE en un futuro próximo para las simulaciones efectuadas en las actuales centrales nucleares, se están realizando numerosas series experimentales en diferentes instalaciones a escala de una planta comercial, que permiten obtener y comparar resultados reales para evaluar la capacidad del código. Este es el caso de PKL4, una instalación experimental a escala de un reactor comercial PWR de 1300MWe. Se ha llevado a cabo la simulación de un caso de pérdida de refrigerante por un orificio de tamaño intermedio (IBLOCA). El transitorio replica la reproducción de una rotura situada en la rama fría del lazo uno de la instalación, y tiene un tamaño del 17% respecto a esta. Los eventos que se producen debido a esta situación, tales como la activación de sistemas auxiliares de inyección de refrigerante, parada de bombas o decaimiento de potencia del núcleo, vienen dados a consecuencia de la despresurización en el circuito primario. Los resultados presentados en esta ponencia completan la simulación del transitorio y el análisis post-test de estos se centra en la comparación con las medidas reales. Con el presente trabajo, se contribuye a la evolución del código TRACE, constituyendo un paso hacia delante más en el testeo de sus capacidades.

[ES] Con el fin de que reproducir el comportamiento termohidráulico de una instalación o central nuclear, las herramientas de simulación SNAP-TRACE están siendo desarrolladas y actualizadas por la NRC y el grupo de usuarios de las mismas. Dentro de las líneas de investigación del Grupo de Termohidráulica e Ingeniería Nuclear de la Universidad Politécnica de Valencia, así como IBERDROLA, se encuentra el estudio, análisis y utilización de estas herramientas. En esta ponencia se presentan los últimos trabajos realizados conjuntamente entre Iberdrola y el grupo de Termohidráulica e Ingeniería Nuclear de la Universidad Politécnica de Valencia para la actualización y mejora del modelo de planta de la CN de Cofrentes. Se está realizando una revisión completa de todo el modelo de la planta nuclear de Cofrentes desarrollado en el código TRACE mediante la interfaz SNAP, creando un único MASTERDECK en el que se pueda consultar cualquier valor que aparezca en dicho modelo, y saber la bibliografía que se ha utilizado para obtener esos datos. La validación de los componentes del modelo de la central se llevan a cabo uno a uno para realizar una correcta verificación del comportamiento de cada elemento, utilizando las referencias debidamente documentadas.

[ES] ¿ La descarga de vapor en forma de chorro en piscinas con agua subenfriada es una forma muy eficiente de condesar vapor y se ha utilizado ampliamente en la industria ya que permite una rápida condensación del vapor al ofrecer una alta transferencia de calor y capacidad de intercambio de masa. Muchos experimentos de jet en piscina se han ido desarrollando desde hace décadas, aportando información de interés en el campo en que tratamos. Se sigue trabajando para obtener un rango de información más amplio, considerando mayor número de variables y parámetros, obteniendo correlaciones cada vez más precisas en las que se tiene en cuenta más diversidad de escenarios. Se ha desarrollado una instalación para llevar a cabo el estudio del jet horizontal en una piscina en la que se pueden realizar pruebas con una amplia variedad de situaciones, permitiendo el estudio del jet de aire, vapor y la mezcla de ambos gases, combinando distintas presiones, temperaturas y porcentaje de mezcla, entre otras variables de interés. Se realizan distintas pruebas obteniendo capturas de imágenes, con una cámara de alta de velocidad, mediante las cuales se puede realizar un tratamiento de datos, pudiendo obtener trayectorias, longitud de penetración y distintos patrones que ayuden a entender la fenomenología que se produce en la descarga en la piscina. La instalación consta de una instrumentación adecuada para realizar las medidas oportunas en rangos de error asumibles, con la intención de obtener resultados con la máxima precisión posible.

[EN] In the computational modeling of two-phase flow, many uncertainties are usually faced in simulations and validations with experiments. This has traditionally made it difficult to provide a general method to predict the two-phase flow characteristics for any geometry and condition, even for bubbly flow regimes. Thus, we focus our research on studying in depth the bubbly flow modeling and validation from a critical point of view. The conditions are intentionally limited to scenarios where coalescence and breakup can be neglected, to concentrate on the study of bubble dynamics and its interaction with the main fluid. This study required the development of a solver for bubbly flow with higher resolution level than TFM and a new methodology to obtain the data from the simulation. Part I shows the development of a solver based on the CFD-DEM formulation. The motion of each bubble is computed individually with this solver and aspects as inhomogeneity, nonlinearity of the interfacial forces, bubble-wall interactions and turbulence effects in interfacial forces are taken into account. To develop the solver, several features that are not usually required for traditional CFD-DEM simulations but are relevant for bubbly flow in pipes, have been included. Models for the assignment of void fraction into the grid, seeding of bubbles at the inlet, pressure change influence on the bubble size and turbulence effects on both phases have been assessed and compared with experiments for an upward vertical pipe scenario. Finally, the bubble path for bubbles of different size have been investigated and the interfacial forces analyzed. (C) 2017 Elsevier Ltd. All rights reserved.

[EN] In the computational modeling of two-phase flow, many uncertainties are usually faced in simulations and validations with experiments. This has traditionally made it difficult to provide a general method to predict the two-phase flow characteristics for any geometry and condition, even for bubbly flow regimes. Thus, we focus our research on studying in depth the bubbly flow modeling and validation from a critical point of view. The conditions are intentionally limited to scenarios where coalescence and breakup can be neglected, to concentrate on the study of bubble dynamics and its interaction with the main fluid. This study required the development of a solver for bubbly flow with higher resolution level than TFM and a new methodology to obtain the data from the simulation. In Part II, taking profit of the detailed data provided by the CFD-DEM solver presented in Part I, we propose a novel methodology based on virtual sensor probes, to perform a rigorous validation and to investigate the experimental data. The same approximation used for processing the experimental datasets applies to simulation data, then the same assumptions are considered. In this way we can study an extended number of disperse phase variables as bubble velocity, void fraction, interfacial area concentration, mean chord length and distribution, Sauter mean diameter, bubble frequency and missing ratio, in addition to other variables as bubble size distribution or carrier phase velocity and turbulence. Several upward bubbly flow scenarios from datasets of different authors are used to validate the solver using this methodology. Finally, an axial evolution validation is performed including a discussion motivated by the comparison between experiments and the data from the virtual probes. (C) 2017 Elsevier Ltd. All rights reserved.

[EN] The scaling methodology describes quantitatively the possible differences in the behavior between a reduced size experimental facility and a full scale commercial plant for a determined transient. Then scaling is an essential tool in the design and operation processes of a reduced size facility in order to be able to simulate the behavior of large commercial plants. Since, in this way, it is possible to advance in the development of safety systems, prediction of situations likely to produce accidental sequences, etcetera. Therefore the scaling calculations should be carried out from the earlier stages of the experimental facility conceptual design, so that its experimental data results could be directly extrapolated to a commercial plant. Evidently, the scaling analysis has to be carried out for the experimental test plans, in order to check the capacity to transpose the experimental data of the reduced size facilities to the commercial plants. Consequently, the major objective of the scaling methodology is to evaluate quantitatively the applicability of small size test facility data to predict the behavior of full size commercial plants. The top-down scaling step of the H2TS scaling methodology, between the LSTF experimental facility and a Pressurized Water Reactor of Siemens-KWU type for the ROSA 1.2 test, has been carried out along this document to evaluate the global system behavior. In order to achieve this main purpose, the general description of both facilities, the transient scenario, and the results of the scaling analysis for a small break loss of coolant accident (SBLOCA) in the hot leg are shown. The scaling analysis methodology used is the top-down global system analysis, from which, it is intended to establish thermal-hydraulic similarity between a scaled facility and a full scale industrial plant. With this aim, the accidental sequence of the ROSA 1.2 test has been divided into its five main time phases, analyzing separately each of them. In each

[EN] The one-dimensional two-fluid model approach has been traditionally used in thermal-hydraulics codes for the analysis of transients and accidents in water¿cooled nuclear power plants. This paper investigates the performance of RELAP5/MOD3 predicting vertical upward bubbly flow at low velocity conditions. For bubbly flow and vertical pipes, this code applies the drift- velocity approach, showing important discrepancies with the experiments compared. Then, we use a classical formulation of the drag coefficient approach to evaluate the performance of both approaches. This is based on the critical Weber criteria and includes several assumptions for the calculation of the interfacial area and bubble size that are evaluated in this work. A more accurate drag coefficient approach is proposed and implemented in RELAP5/MOD3. Instead of using the Weber criteria, the bubble size distribution is directly considered. This allows the calculation of the interfacial area directly from the definition of Sauter mean diameter of a distribution. The results show that only the proposed approach was able to predict all the flow characteristics, in particular the bubble size and interfacial area concentration. Finally, the computational results are analyzed and validated with cross-section area average measurements of void fraction, dispersed phase velocity, bubble size, and interfacial area concentration.

[EN] In this article, an experimental and theoretical study on the buoyant non-condensable gas jet that is injected horizontally into a high-density liquid ambient at different initial conditions is performed. Direct and instantaneous global measurements of the interface were performed using a high-speed photography. The position and motion of the entire gas jet were captured by a high-velocity camera and the images were processed, averaged and analyzed to extract the jet parameters and interface position. In the mathematical model, the rate of entrainment is assumed to be a function of the jet centerline velocity, the ratio of the mean jet and the ambient densities, while the entrainment coefficient depends on the local Froude number at the jet region. An interfacial shear stress acting at the interface between the jet flow and the water ambient in the opposed direction to the main jet momentum flux is considered. The results showed that the model is able to accurately predict the jet parameters: trajectory, spread, jet angles and penetration lengths as well as the jet regimes. An overall good agreement was obtained between the simulation and experimental results over a large range of Froude numbers and jet diameters. The developed model has proven to be an adequate tool to predict the different jet parameters.

[EN] This paper describes all the procedures and methods currently used at UPV (Universitat Politécnica de Valencia) and UJI (University Jaume I) for the development and use of sensors for multi-phase flow analysis in vertical pipes. This paper also describes the methods that we use to obtain the values of the two-phase flow magnitudes from the sensor signals and the validation and cross-verification methods developed to check the consistency of the results obtained for these magnitudes with the sensors. First, we provide information about the procedures used to build the multi-sensor conductivity probes and some of the tests performed with different materials to avoid sensor degradation issues. In addition, we provide information about the characteristics of the electric circuits that feed the sensors. Then the data acquisition of the conductivity probe, the signal conditioning and the data processing including the device that have been designed to automatize all the measurement process of moving the sensors inside the channels by means of stepper electric motors controlled by computer are shown in operation. Then, we explain the methods used for bubble identification and categorization. Finally, we describe the methodology used to obtain the two-phase flow information from the sensor signals. This includes the following items: void fraction, gas velocity, Sauter mean diameter and interfacial area concentration. The last part of this paper is devoted to the conductance probes developed for the annular flow analysis, which includes the analysis of the interfacial waves produced in annular flow and that requires a different type of sensor

[EN] Round turbulent air jets submerged in stagnant water have been studied experimentally in this paper. To achieve this objective a water pool with an air injector has been built and particle image velocimetry visualization techniques (PIV) have been employed to capture images of the submerged jet throughout its spreading. From these images one of the most important variables that characterizes submerged jets the velocity of the entrained droplets, was determined, finding that the function which best fits the entrained droplet velocity distribution is a decreasing exponential function. In addition, a correlation that relates the initial submerged gaseous jet properties, via the gas Reynolds number, with the entrained droplet velocities was developed, in this case via the entrained droplet Reynolds number. (C) 2016 Elsevier Inc. All rights reserved.

[ES] La participación del Consejo de Seguridad Nuclear en diferentes programas experimentales internacionales en el ámbito de la termohidráulica dentro del marco de la NEA, ha permitido diseñar el alcance de una nueva etapa de las actividades del programa CAMPEspaña, que en la actualidad se centran en: - Análisis, simulación e investigación de aspectos específicos de seguridad de experimentos PKL3/0ECD y ATLAS/OECD. - Análisis de la aplicabilidad y/o extensión de los resultados de dichos proyectos para la seguridad, operación y disponibilidad de las plantas nucleares españolas. Ambos objetivos se llevan a cabo mediante la simulación de los experimentos y la aplicación a plantas españolas de las versiones más recientes de los códigos termohidraulicos de la US NRC (RELAP, TRACE). Otra aportación fina l de ambos tipos de análisis es la contribución de informes NUREG/IA sobre dichos análisis para CAMP. El desarrollo de las actividades se lleva a cabo por cinco grupos nacionales de investigación pertenecientes a las Universidades Politécnicas de Madrid, Valencia y Cataluña., [EN] CSN involvement in different nternational NEA expermental TH programmes has outlined the scope for a new period of CAMP-España activities, currently focused on the : - Analysisi, simulation and investigation of specific safety aspects of PKL3/OECD and ATLAS/OECD experimentes. - Analysisi of applicability and/or extension of the results in these projects to the safety, operation or availability of the Spanish nuclear power plants. Both objectives are carried out by simulating experiments and plant application with the last available versions of NRC TH codes (RELAPS or TRACE). A CAMP in-kind contribution (NUREG/IA) is aimed as final result of both types of analyses. Five different national research groups (from Technical Universities of Madrid, Valencia and Cataluña) are carrying out the development of these activities.

QC 20140905