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Actividad investigadora:

• Artículos en revistas
  • [2019] 3D containment modeling of PWR-KWU Trillo NPP with the GOTHIC code
  • [2018] Analysis of Inertization Strategies for the Filtered Containment Venting System in Cofrentes Nuclear Power Plant
  • [2018] Steam condensation simulation in a scaled IRWST-ADS simulator with GOTHIC 8.1
  • [2017] Analysis of the equipment and instrumentation qualification criteria using 3D containment models
  • [2017] Hydrogen distribution and Passive Autocatalytic Recombiner (PAR) mitigation in a PWR-KWU containment type
  • [2017] La energia nuclear en China: pasado, presente y futuro (1ª parte)
  • [2017] La energia nuclear en China: pasado, presente y futuro (2ª parte)
  • [2017] Study of hydrogen risk in a PWR-W containment during a SBO scenario; Tau parameter definition and application on venting strategy analysis
  • [2017] Three-dimensional simulation of a LBLOCA in an AP1000 (R) containment building
  • [2017] Three-dimensional simulation of a LBLOCA in an AP1000® containment building
  • [2016] Analysis of a gas stratification break-up by a vertical jet using the GOTHIC code
  • [2016] Análisis de un accidente SBLOCA en la contención del reactor AP1000 con el código GOTHIC 8.0
  • [2016] Development of a PWR-W GOTHIC 3D model for containment accident analysis
  • [2016] Development of a PWR-W GOTHIC 3D model for containment accident analysis
  • [2016] Hydrogen Distribution and Passive Autocatalytic Recombiner (PAR) Mitigation in a PWR-KWU Containment Type
  • [2016] Proposed methodology for Passive Autocatalytic Recombiner sizing and location for a BWR Mark-III reactor containment building
  • [2016] Verification of SAMGs in SBO sequences with Seal LOCA. Multiple damage domains
  • [2015] AP1000 (R) Large-Break LOCA BEPU analysis with TRACE code
  • [2015] AP1000 Large-break LOCA PEPU analysis with TRACE
  • [2015] Reducing the CO2 emissions and the energy dependence of a large city area with zero-emission vehicles and nuclear energy
  • [2014] APPLICATION OF INTEGRATED SAFETY ASSESSMENT METHODOLOGY TO SBO SEQUENCES
  • [2014] DAMAGE DOMAINS CALCULATION ASSOCIATED WITH MULTIPLE DAMAGES IN A STEAM GENERATOR TUBE RUPTURE DYNAMIC EVENT TREE
  • [2014] Educating Nuclear Engineers by Nuclear Science and TEchnology Master at UPM
  • [2014] Integrated Deterministic-Probabilistic Safety Assessment Methodologies.
  • [2014] Integrated deterministic probabilistic safety assessment methodologies
  • [2014] Potential issues related to emergency core cooling system strainers performance at boiling water reactors: Application to Cofrentes NPP (Spain).
  • [2013] Analysis of a Spanish energy scenario with Generation IV nuclear reactors
  • [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,
  • [2013] Spanish Nuclear Safety Research under International Frameworks
  • [2011] Accident Management Actions In An Upper-Head Small-Break Loss-Of-Coolant Accident With High-Pressure Safety Injection Failed
  • [2011] Aplicación de los códigos termo.hidráulicos en el sector nuclear español
  • [2011] Desarrollo de códigos neutrónicos propios para la simulación del núcleo de reactores PWR
  • [2011] Sostenibilidad energética a largo plazo. El papel de la fusión nuclear
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• Conferencias invitadas en congresos
  • [2017] La belleza de descubrir: un viaje desde Mileto hasta el mundo post-Fukushima
• Informes para las AAPP o sus organismos dependientes
  • [2014] Simulation of LSTF Hot Leg Break (OECD/NEA ROSA-2 Test 1) with TRACE Code. Application to a PWR NPP model
  • [2014] Simulation of LSTF Upper Head Break (OECD/NEA ROSA Test 6.1) with TRACE Code. Application to a PWR NPP model
  • [2010] NUREG/IA-0233. Assessment of TRACE 4.160 and 5.0 against RCP Trip Transient in Almaraz I Nuclear Power Plant
• Know-How
  • [2019] Modeling Validation Exercises Using the Dry Cask Simulator
• Otros méritos
  • [2015] Mejor ponencia en 'Combustible'
  • [2015] Premio extraordinario Tesis Doctoral
  • [2015] Premio mejor ponencia en 'Nuevos Reactores'
  • [2012] Premio a la mejor ponencia en la 37º reunión anual SNE en el area de nuevos reactores
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• Ponencia en Congresos
  • [2019] Containment instrumentation survival under a SA with harsh pressure and temperature conditions
  • [2019] Evaluation model of a spent fuel dry cask storage system with TRACE v5p5
  • [2019] Metodología de estudio térmico de un contenedor de combustible gastado con STAR-CCM+.
  • [2019] Preliminary model of a spent fuel dry cask storage system with TRACE v5p5
  • [2018] AP1000® PASSIVE COOLING CONTAINMENT ANALYSIS OF A DOUBLE-ENDED LBLOCA WITH A 3D GOTHIC MODEL
  • [2018] Análisis comparativo de la respuesta en una contención PWR-W con los códigos MAAP y GOTHIC
  • [2018] Desarrollo de un modelo 3D de contención de la Central Nuclear de Trillo mediante un proceso de modelización optimizado
  • [2018] Estudio de los mecanismos de refrigeración del exterior del contenedor de combustible gastado TN-24P con STAR-CCM+
  • [2018] Estudio de sensibilidades del contenedor de almacenamiento de combustible gastado TN-24P con el código COBRA-SFS
  • [2018] Estudio de un contenedor de combustible gastado mediante una simulación de geometría reducida empleando el código ANSYS CFX
  • [2018] Hipótesis alternativas en el análisis del accidente de la unidad 2 de Fukushima Dai-Ichi con MELCOR 2.1
  • [2018] MELCOR and GOTHIC comparison of AP1000 Passive Containment Cooling System
  • [2018] Mesh independence studies for containment models with Porous CFD codes
  • [2018] Proposal of a BEPU Methodology for Containment Safety Analysis
  • [2018] Updating of Almaraz NPP containment models with GOTHIC 8.2 QA
  • [2017] AP1000® Passive Cooling Containment Analysis With Computational Fluid Dynamics Codes
  • [2017] AP1000® Passive Cooling Containment Analysis With Computational Fluid Dynamics Codes
  • [2017] Análisis de estrategias FLEX en secuencias de LOCA en PWR-Westinghouse con el código MELCOR
  • [2017] El seminario en seguridad nuclear de reactores avanzados como herramienta de divulgación de la tecnología nuclear
  • [2017] Simulación de la condensación de vapor en un test experimental a escala del sistema ADS del reactor AP1000® con GOTHIC 8.1
  • [2016] Análisis de vibración de una barra combustible en un elemento PWR con códigos de simulación
  • [2016] Análisis de vibración de una barra combustible en un elemento PWR con códigos de simulación
  • [2016] DEVELOPMENT OF ALMARAZ NPP AND TRILLO NPP CONTAINMENT 3D MODEL WITH THE GOTHIC CODE FOR THERMAL-HYDRAULIC ANALYSIS.
  • [2016] Double-Ended LBLOCA Containment Analysis in Trillo NPP with GOTHIC 8.1
  • [2016] Enhanced MELCOR models for standard PWR-Westinghouse design
  • [2016] Enhanced MELCOR models for standard PWR-Westinghouse design
  • [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.
  • [2016] FUKUSHIMA UNIT 2 ACCIDENT SIMULATION WITH MELCOR 2.1
  • [2016] Hydrogen Ignition Risk by Passive Autocatalytic Recombiners (PARs) in a PWR-KWU reactor type during a SBO sequence
  • [2016] Three-dimensional Containment Accident Analysis using different approaches in Almaraz NPP
  • [2016] Three-dimensional simulation of a LBLOCA in an AP1000® containment building
  • [2016] Three-dimensional simulation of a LBLOCA in an AP1000® containment building
  • [2016] Validation and application of Almaraz NPP model. Power uprate and TRACE5 Patch1 to Patch4 transition
  • [2015] Análisis de un accidente tipo SBLOCA en la contención del reactor AP1000® con el código GOTHIC 8.0
  • [2015] Cálculo de fuerzas laterales hidráulicas en elementos combustibles tipo PWR con códigos de dinámica de fluidos computacional
  • [2015] EVALUACIÓN DEL CÓDIGO STAR-CCM+ CON EL CÓDIGO COBRA-TF EN LA SIMULACIÓN DE COMBUSTIBLE BWR
  • [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
  • [2015] Evaluation of Passive Autocatalytic Recombiner (PAR) Implementation in a Konvoi NPP Containment Type.
  • [2015] Verificación de las GGAS en secuencias de Station-Blackout con LOCA de sellos. Indicadores de daño continuos
  • [2014] ANALYSIS OF THE DAMAGE DOMAINS OF SBO SEQUENCES WITH RCP PASSIVE THERMAL SHUTDOWN
  • [2014] Análisis de la distribución de hidrógeno en contención y pozo seco de C.N. Cofrentes.
  • [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.
  • [2014] Development of a PWR-W and an AP1000® containment building 3D model with a CFD code for Best-Estimate Thermal-Hydraulic Analysis
  • [2014] Estudio de la distribución de hidrógeno en una contención PWR con códigos CFD.
  • [2014] External flooding event analysis in a PWR-W with MAAP 5
  • [2014] OECD / ROSA TEST 4 SGTR SIMULATIONS WITH TRACE 5.0.
  • [2014] OPTIMIZACIÓN DEL ANÁLISIS BEST-ESTIMATE DE UN ELEMENTO COMBUSTIBLE BWR CON EL CÓDIGO STAR-CCM+.
  • [2014] Simulación CFD de un accidente de caída de un elemento combustible en piscina.
  • [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.
  • [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
  • [2013] ANÁLISIS DE LA INSTALACIÓN DE RECOMBINADORES PASIVOS AUTOCATALÍTICOS EN C.N. COFRENTES.
  • [2013] APPLICATION OF INTEGRATED SAFETY ASSESSMENT METHODOLOGY TO SBO SEQUENCES.
  • [2013] Análisis de un accidente LOCA en contención de un reactor PWR-W con el código GOTHIC
  • [2013] Análisis del riesgo en secuencias de SGTR mediante la metodología de análisis integrado de seguridad.
  • [2013] BORON DILUTION TRANSIENT SIMULATION USING A 3D NEUTRONIC CODE COUPLED WITH A SUB-CHANNEL CODE
  • [2013] BUILDING A PUBLIC OPINION ABOUT NUCLEAR ENERGY THROUGH THE SPANISH YOUNG GENERATION IN NUCLEAR COURSES PRESENTATIONS AND SEMINARS
  • [2013] CREATING A NUCLEAR KNOWLEDGE MANAGEMENT CULTURE IN THE NEW NUCLEAR ENGINEERS GENERATIONS AT UPM, AN INITIATIVE OF THE IAEA.
  • [2013] Comparación de la fenomenología de las secuencias de SBO con y sin LOCA de sellos en reactores PWR Westinghouse
  • [2013] DAMAGE DOMAINS CALCULATION ASSOCIATED WITH MULTIPLE DAMAGES IN A STEAM GENERATOR TUBE RUPTURE DYNAMIC EVENT TREE.
  • [2013] DESARROLLO DE UN MODELO DEL NSSS DE UN REACTOR PWR CON EL CÓDIGO TERMOHIDRÁULICO GOTHIC
  • [2013] HOW TO BUILD A NUCLEAR POWER PLANT? A KNOWLEDGE TRANSFER INITIATIVE
  • [2013] LES AND URANS CONJUGATE HEAT TRANSFER SIMULATIONS USING OPENFOAM FOR A BWR CONTROL ROD GUIDE TUBE.
  • [2013] MODELING THE NATURAL CIRCULATION PHENOMENA IN AN ADVANCED BOILING WATER REACTOR VESSEL MODEL WITH GOTHIC
  • [2013] MOTIVATING YOUNG STUDENTS TO BE PART OF THE GLOBAL RESEARCH IN NUCLEAR THROUGH THE SEMINAR OF NUCLEAR FUSION
  • [2013] Modelización del suceso iniciador del accidente de Fukushima Daiichi en la C.N. de Zion mediante el código MAAP5
  • [2013] Modelo termohidráulico de GOTHIC 8.0 para el análisis de PAR en C.N. Cofrentes.
  • [2013] OVERVIEW OF THE SPANISH FUEL CYCLE: TECHNICAL TOURS ORGANIZED BY SPANISH YOUNG GENERATION IN NUCLEAR.
  • [2013] Proyecto SARGEN-IV. Desarrollo de nuevas metodologías de análisis de seguridad para reactores de Generación IV
  • [2013] REDUCING THE CO2 EMISSIONS AND THE ENERGY DEPENDENCE OF A LARGE CITY AREA WITH ZERO EMISSIONS VEHICLES AND NUCLEAR ENERGY.
  • [2013] RISK INFORMED METHODOLOGIES APPLIED TO ADVANCED REACTORS.
  • [2013] SIMULACIÓN DE UN SGTR SEVERO EN UN PWR-W CON EL CÓDIGO MELCOR.
  • [2013] Simulación de secuencias de SBO en reactores PWR con el código MELCOR.
  • [2013] Simulación del experimento OECD/ROSA Test 4 de SGTR con TRACE 5.0.
  • [2013] The Nuclear Science and Technology master at the Universidad Politecnica de Madrid
  • [2013] Verificación de las actuaciones humanas en secuencias de SBO con LOCA de sellos en reactores PWR Westinghouse.
  • [2012] ANÁLISIS DE UN ACCIDENTE SGTR MEDIANTE LA UTILIZACIÓN DEL SIMULADOR GRÁFICO INTERACTIVO DE ZORITA (SGIZ)
  • [2012] Application of a Dynamic Event Tree Methodolgy to Steam Generator Tube Rupture Sequences
  • [2012] Boron dilution benchmark using COBAYA3/FLICA4 coupled codes within the NURISP European Project
  • [2012] Boron dilution benchmark using COBAYA3/FLICA4 coupled codes within the NURISP European Project
  • [2012] Building the qualification and a skill development program within the ENEN-III European Project
  • [2012] Estudio de un escenario de parque nuclear compuesto únicamente por reactores de Generación IV
  • [2012] Initiatives and facilities for E&T in the nuclear science and technology master at UPM
  • [2012] Initiatives and facilities for E&T in the nuclear science and technology master at UPM
  • [2012] Seminario de la gestión del conocimiento en el sector Muclear en la UPM, una iniciativa de la IAEA
  • [2012] Simulación del accidente de SGTR en un PWR-W con TRACE para distintas metodologías de análisis determinista de seguridad
  • [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)
  • [2011] An educational initiative between the Universidad Politécnica de Madrid and Jóvenes Nucleares: The Seminar of Nuclear Safety in Advanced Reactors
  • [2011] Analysis of the operator actions on a Lower Head SBLOCA in a PWR
  • [2011] Best estimate analysis of a Upper Head SBLOCA in a PWR
  • [2011] Formación y entrenamiento de ingenieros nucleares mediante el máster de Ciencia y Tecnología nuclear de la UPM
  • [2011] From Secondary School To University: Attracting Young Students Towards A Career In Nuclear
  • [2011] Helping to close the generational gap in Nuclear: the Seminars and Conferences of Spanish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares
  • [2011] Introducing Nuclear Energy to high-school students: the Spanish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares) lectures
  • [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)
  • [2011] Study of an Spanish Nuclear Power Generation Scenario based on Generation IV reactors
  • [2011] The Key Role Transferring Knowledge Of Nuclear España, The Spanish Nuclear Society Magazine?
  • [2011] The Seminar of Nuclear Safety in Advanced Reactors: a new educational experience from UPM and Young Generation in Nuclear
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• Premios
  • [2019] Student Best Poster at THE INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR ENGINEERING presented at the 27th ICONE, Tsukuba, Ibaraki, Japan
  • [2017] Vector de oro al mejor profesor de la especialidad 'Técnicas Energéticas'
  • [2016] Best Paper in Engineering and Innovation
  • [2016] Mejor ponencia en la categoría 'Póster' en la 42 Reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española en Santander
  • [2016] Mejor ponencia en la categoría 'Seguridad Nuclear' en la 42 Reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española en Santander
  • [2016] Vector de oro al mejor profesor del Grado en Ingeniería de la Energía
  • [2011] Premio a la mejor ponencia de la categoría de Nuevos Reactores
  • [2011] Premio al mejor artículo de Nuclear España de 2010 ?La percepción pública de la energía nuclear en Europa del Este: pasado y presente?
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• Proyectos de I+D+i
  • [2019] CATEDRA DE SEGURIDAD NUCLEAR FEDERICO GODED
  • [2019] Cooperative Severe Accident Research Program (CSARP)
  • [2019] DESARROLLO DE UNA METODOLOGÍA DE SIMULACIÓN DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR DURANTE UN ALMACENAMIENTO EN SECO
  • [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
  • [2019] PREVENCION Y GESTION DE SECUENCIAS DE ACCIDENTE SEVERO EN REACTORES AVANZADOS Y CONVENCIONALES (PYGAS)
  • [2019] PROGRAMA PROPIO 2019: AYUDAS A PROYECTOS DE I+D DE INVESTIGADORES POSDOCTORALES- AYUDAS DIRIGIDAS A FORTALECER SUS PLANES DE INVESTIGACION
  • [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
  • [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
  • [2019] SERVICIO PARA LOS ESTUDIOS DE CONTENEDOR DE COMBUSTIBLE GASTADO CON EL CODIGO ANSYS PARA CNA
  • [2019] SERVICIO PARA LOS ESTUDIOS DE CONTENEDOR DE COMBUSTIBLE GASTADO CON EL CODIGO ANSYS PARA CNT
  • [2018] Cooperative Severe Accident Research Program (CSARP)
  • [2017] ANÁLISIS DE FENÓMENOS TERMOHIDRÁULICOS EN LA GESTIÓN DE UN ACCIDENTE SEVERO CON GOTHIC
  • [2017] ANÁLISIS DEL RIESGO DE COMBUSTIÓN DE HIDRÓGENO EN LA TUBERÍA DEL VENTEO FILTRADO DE LA C.N. CONFRENTES
  • [2017] ANÁLISIS HIDRODINÁMICO Y MECÁNICO DE UN ELEMENTO PWR CON STAR-CCM+
  • [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
  • [2017] Cooperative Severe Accident Research Program (CSARP)
  • [2017] DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CN ALMARAZ
  • [2017] DESARROLLO DE UNA METODOLOGÍA DE SIMULACIÓN DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR DURANTE UN ALMACENAMIENTO EN SECO
  • [2017] ENENplus: Attract, Retain and Develop New Nuclear Talents Beyond Academic Curricula
  • [2017] ESFR-SMART: European Sodium Fast Reactor Safety Measures Assessment and Research Tools
  • [2017] European Sodium Fast Reactor Safety Measures Assessment and Research Tools (ESFR-SMART)
  • [2017] PREVENCION Y GESTION DE SECUENCIAS DE ACCIDENTE SEVERO EN REACTORES AVANZADOS Y CONVENCIONALES (PYGAS)
  • [2017] PROYECTO DE INVESTIGACIÓN SOBRE ANÁLISIS DE VIBRACIÓN DE UNA BARRA COMBUSTIBLE EN UN ELEMENTO PWR
  • [2017] SERVICIOS PARA EL DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CN TRILLO
  • [2017] SERVICIOS PARA LOS ESTUDIOS DE CONTENEDOR DE COMBUSTIBLE GASTADO CON EL CÓDIGO ANSYS PARA CNA
  • [2017] SERVICIOS PARA LOS ESTUDIOS DE CONTENEDOR DE COMBUSTIBLE GASTADO CON EL CÓDIGO ANSYS PARA CNT
  • [2017] SIMULACIÓN DE UN ELEMENTO BWR CON UN CÓDIGO DE DINÁMICA DE FLUIDOS COMPUTACIONAL
  • [2016] ANÁLISIS DEL RIESGO DE COMBUSTIÓN DE HIDRÓGENO EN LA TUBERÍA DEL VENTEO FILTRADO DE LA C.N. COFRENTES
  • [2016] ANÁLISIS DEL RIESGO DE COMBUSTIÓN DE HIDRÓGENO EN LA TUBERÍA DEL VENTEO FILTRADO DE LA C.N. CONFRENTES
  • [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
  • [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
  • [2016] ASISTENCIA TÉCNICA EN LA SIMULACIÓN DE UN ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE GASTADO CON EL CÓDIGO GOTHIC
  • [2016] CÁTEDRA DE SEGURIDAD NUCLEAR FEDERICO GODED
  • [2016] DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CN ALMARAZ
  • [2016] Desarrollo de la tubería de venteo filtrado para la central nuclear de Cofrentes
  • [2016] PARTICIPACIÓN EN LOS PROYECTOS CAMP DE USNRC, Y PKL3 Y ATLAS DE NEA/OECD, Y SU APLICACIÓN A PLANTAS ESPAÑOLAS (CAMP-ESPAÑA)
  • [2016] PREVENCION Y GESTION DE SECUENCIAS DE ACCIDENTE SEVERO EN REACTORES AVANZADOS Y CONVENCIONALES (PYGAS)
  • [2016] PROYECTO DE INVESTIGACIÓN SOBRE ANÁLISIS DE VIBRACIÓN DE UNA BARRA COMBUSTIBLE EN UN ELEMENTO PWR
  • [2016] SERVICIOS PARA EL DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CN TRILLO
  • [2016] SIMULACIÓN DE UN ELEMENTO BWR CON UN CÓDIGO DE DINÁMICA DE FLUIDOS COMPUTACIONAL
  • [2015] ANÁLISIS DE FENÓMENOS TERMOHIDRÁULICOS EN LA GESTIÓN DE UN ACCIDENTE SEVERO CON GOTHIC
  • [2015] ANÁLISIS HIDRODINÁMICO Y MECÁNICO DE UN ELEMENTO PWR CON STAR-CCM+
  • [2015] ASISTENCIA TÉCNICA EN LA SIMULACIÓN DE UN ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE GASTADO CON EL CÓDIGO GOTHIC
  • [2015] CÁTEDRA DE SEGURIDAD NUCLEAR FEDERICO GODED
  • [2015] DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CN ALMARAZ
  • [2015] DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CNA
  • [2015] DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CNT
  • [2015] ISAMAR: Aplicación de la Metodología de Análisis integrado de la seguridad a reactores nucleares avanzados
  • [2015] PARTICIPACIÓN EN LOS PROYECTOS CAMP DE USNRC, Y PKL3 Y ATLAS DE NEA/OECD, Y SU APLICACIÓN A PLANTAS ESPAÑOLAS (CAMP-ESPAÑA)
  • [2015] PROYECTO DE INVESTIGACIÓN SOBRE ANÁLISIS DE VIBRACIÓN DE UNA BARRA COMBUSTIBLE EN UN ELEMENTO PWR
  • [2015] Proyecto ISAMAR (Integrated Safety Assessment Methodology Applied to Advanced Reactors)
  • [2015] SERVICIOS PARA EL DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CN TRILLO
  • [2015] SIMULACIÓN BEST-ESTIMATE DE UN ELEMENTO DE COMBUSTIBLE BWR CON CÓDIGOS CFD
  • [2015] SIMULACIÓN DE UN ELEMENTO BWR CON UN CÓDIGO DE DINÁMICA DE FLUIDOS COMPUTACIONAL
  • [2014] ANÁLISIS DE FENÓMENOS TERMOHIDRÁULICOS EN LA GESTIÓN DE UN ACCIDENTE SEVERO CON GOTHIC
  • [2014] ANÁLISIS HIDRODINÁMICO Y MECÁNICO DE UN ELEMENTO PWR CON STAR-CCM+
  • [2014] ANÁLISIS TERMOHIDRÁULICOS PARA EL LICENCIAMIENTO DE LA INSTALACIÓN DE PAR EN C.N. COFRENTES
  • [2014] ASISTENCIA TÉCNICA EN LA SIMULACIÓN DE UN ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE GASTADO CON EL CÓDIGO GOTHIC
  • [2014] DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CNA
  • [2014] DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CNT
  • [2014] NURESAFE-323263
  • [2014] NURESAFE-323263
  • [2014] PROYECTO DE OPTIMIZACIÓN SOBRE CARACTERIZACIÓN TÉRMICA DE UN ALMACÉN DE COMBUSTIBLE NÚCLEAR GASTADO
  • [2014] SIMULACIÓN BEST-ESTIMATE DE UN ELEMENTO DE COMBUSTIBLE BWR CON CÓDIGOS CFD
  • [2013] ANÁLISIS TERMOHIDRÁULICOS PARA EL LICENCIAMIENTO DE LA INSTALACIÓN DE PAR EN C.N. COFERENTES
  • [2013] ASISTENCIA TÉCNICA EN LA MODELIZACIÓN DE UN ALMACENAMIENTO EN SECO DE COMBUSTIBLE GASTADO CON EL CÓDIGO TERMOHIDRÁULICO GOTHIC
  • [2013] DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CNA
  • [2013] DESARROLLO DE MODELOS ADICIONALES PARA TH&APS DE CNT
  • [2013] INFORMES TÉCNICOS DE INVESTIGACIÓN HOLOGRÁFICA SOBRE LOS REACTORES AVANZADOS DE TECNOLOGÍA RUSA AES-92,AES-2006 Y MIR-1200
  • [2013] NURESAFE: NUCLEAR REACTOR SAFETY SIMULATION PLATFORM
  • [2013] NURESAFE: NUCLEAR REACTOR SAFETY SIMULATION PLATFORM Grant Agreement no: 323263
  • [2013] NURISP: NUCLEAR REACTOR INTEGRATED SIMULATION PROJECT Nº 232124
  • [2013] PROYECTO DE OPTIMIZACIÓN SOBRE CARACTERIZACIÓN TÉRMICA DE UN ALMACÉN DE COMBUSTIBLE NÚCLEAR GASTADO
  • [2011] CP-ESFR: Collaborative Project on European Sodium Fast Reactor
  • [2011] ECNET: EU-CHINA Nuclear Education and Training Cooperation
  • [2011] ENEN-III: European Nuclear Education Network Training Schemes
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• Responsabilidades
  • [2017] Co-Chairman of the Themal-Hydraulics Track in the ASME International Conference in Nuclear Engineering (ICONE25)
  • [2017] Program Comitee member of 26th International Conference Nuclear Energy for New Europe
  • [2017] Reviewer of Experimental Thermal and Fluid Science
  • [2017] Vicepresidente del High Scientific Council de la European Nuclear Society
  • [2016] Co-Chairman of the Themal-Hydraulics Track in the ASME International Conference in Nuclear Engineering (ICONE24).
  • [2016] Co-chair of the Programme Committe of the European Nuclear Conference
  • [2016] Guest editor of the International Youth Nuclear Congress 2016 for Energy Procedia journal (Elsevier)
  • [2016] Program Comitee member of 25th International Conference Nuclear Energy for New Europe
  • [2016] Reviewer of ASME Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science
  • [2016] Reviewer of Annals of Nuclear Energy
  • [2016] Reviewer of Nuclear Engineering and Design Journal
  • [2016] Reviewer of Progress in Nuclear Energy journal
  • [2016] Reviewer of Science and Technology of Nuclear Installations journal
  • [2016] Reviewer of the International Journal of Hydrogen Energy
  • [2011] Vocal Comité de Redacción
  • [2011] Vocal Junta Directiva de la asociación: Jovenes Nucleares
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• Tesis Doctorales
  • [2017] Analysis and improvement of hydrogen mitigation strategies during a severe accident in nuclear reactor containments
  • [2016] A proposed methodology for passive autocatalytic recombiners sizing and location in LWR containments.
  • [2016] A proposed methodology for passive autocatalytic recombiners sizing and location in LWR containments.