Portal de Transparencia

Actividad investigadora:

• Artículos en revistas
  • [2019] Development of phenomena identification ranking table for LONF-ATWS sequences in a Westinghouse PWR
  • [2019] Uncertainty and sensitivity analysis of a PWR LOCA sequence using parametric and non-parametric methods
  • [2019] Uncertainty and sensitivity analysis of a PWR LOCA sequence using parametric and non-parametric methods
  • [2018] Analysis of Severe Accident sequences for a German PWR Konvoi with the European ASTEC code for the optimization of Severe Accident Management (SAM) measures
  • [2018] Analysis of Severe Accident sequences for a German PWR Konvoi with the European ASTEC code for the optimization of Severe Accident Management (SAM) measures
  • [2018] Development of phenomena identification ranking table for LONF-ATWS sequences in PWR Westinghouse
  • [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] 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] Análisis de un accidente SBLOCA en la contención del reactor AP1000 con el código GOTHIC 8.0
  • [2016] Risk reduction due to modification of normal residual heat removal system of AP1000 (R) reactor to meet European Utility Requirements
  • [2016] Verification of SAMGs in SBO sequences with Seal LOCA. Multiple damage domains
  • [2016] risk reduction due to modification of normal residual heat removal system of AP1000 reactor to meet European Utility Requirements
  • [2015] AP1000 (R) Large-Break LOCA BEPU analysis with TRACE code
  • [2015] AP1000 Large-break LOCA PEPU analysis with TRACE
  • [2014] APPLICATION OF INTEGRATED SAFETY ASSESSMENT METHODOLOGY TO FEED & BLEED SEQUENCES
  • [2014] APPLICATION OF INTEGRATED SAFETY ASSESSMENT METHODOLOGY TO SBO SEQUENCES
  • [2014] Advanced surveillance of Resistance Temperature Detectors in Nuclear Power Plants
  • [2014] Analysis and Verification of Direct Vessel Injection Line Break event tree for AP1000®
  • [2014] Análisis de las actuaciones humanas en secuencias de SBLOCA en PWR con pérdida y recuperación de HPSI
  • [2014] Integrated deterministic probabilistic safety assessment methodologies
  • [2011] A code for simulation of human failure events in nuclear power plants: SIMPROC
  • [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
  • [2010] A code for simulation o human failure events in nuclear power plants: SIMPROC
  • [2010] SIMULATION OF LOSS OF RHRS SEQUENCES IN PKL FACILITY WITH RELAP5 AND TRACE CODES
  • [2009] MODELO DE OPERACIÓN A MEDIO LAZO DE TRACE PARA CN ALMARAZ. SIMULACIÓN DE SECUENCIA DE PERDIDA DE RHR
  • [2008] ANALYSIS OF ABNORMAL OPERATION PROCEDURES IN SEQUENCES OF LOSS OF THE RHRS AT MIDLOOP OPERATION
  • [2008] DEVELOPMENT OF A SOFTWARE TOOL FOR THE ANALYSIS AND VERIFICATION OF EMERGENCY OPERATING PROCEDURES THROUGH THE INTEGRATED SIMULATION OF PLANT AND OPERATORS ACTIONS
  • [2007] PHENOMENOLOGY DURING THE LOSS OF RESIDUAL HEAT REMOVAL SYSTEM AT MIDLOOP CONDITIONS WITH PRESSURIZER PORVS OPEN: ASSOCIATED BORON DILUTION
  • [2007] TRETA AND TIZONA FAST RUNNING THERMAL-HYDRAULIC CODES
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• Conferencias invitadas en congresos
  • [2010] Application of the Integrated Safety Assessment Methodology to MBLOCA Sequences
  • [2010] Damage Domain Approach as a Straregy of Damage Exceedance Computation
• Cursos, seminarios y tutoriales
  • [2007] Curso de TERMOHIDRÁULICA DE REACTORES
• Estancias y sabáticos recogidos en programas oficiales
  • [2019] Estancia de 1 mes en el Instituto Politécnico Nacional (México)
  • [2019] Estancia de 10 días en el Instituto Nacional de Instalaciones Nucleares (México)
  • [2019] Estancia en el Karlsruher Institut für Technologie
• 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] Análisis del modelo de Zion NPP en SNAP
  • [2010] NUREG/IA-0233. Assessment of TRACE 4.160 and 5.0 against RCP Trip Transient in Almaraz I Nuclear Power Plant
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• Otras Publicaciones
  • [2019] Deliverable D3.3. Development of advanced signal processing techniques and evaluation results
  • [2019] Deliverable D3.5. Preliminary analysis of actual plant data and adaptation of techniques
• Otros méritos
  • [2019] Miembro de la comisión de publicación de la revista NUCLEAR ESPAÑA
  • [2019] Revisor de la revista ANNALS OF NUCLEAR ENERGY
  • [2019] Revisor de la revista Reliability Engineering and System Safety
  • [2018] Miembro de la comisión de publicación de la revista NUCLEAR ESPAÑA
  • [2018] Revisor de la revista ANNALS OF NUCLEAR ENERGY
  • [2018] Revisor de la revista PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY
  • [2018] Revisor de la revista Reliability Engineering and System Safety
  • [2018] Revisor de la revista Science and Technology of Nuclear Installations
  • [2016] Miembro de la comisión de publicación de la revista NUCLEAR ESPAÑA
  • [2015] Miembro de la comisión de publicación de la revista NUCLEAR ESPAÑA
  • [2015] Premio 'Jovenes Nucleares-2015"
  • [2015] Revisor de la revista ANNALS OF NUCLEAR ENERGY
  • [2015] Revisor de la revista NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN
  • [2014] Director de la Cátedra de Seguridad Nuclear Juan Manuel Kindelán
  • [2014] Miembro de la comisión de publicaciones de la Sociedad Nuclear Española. Revista Nuclear España
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• Ponencia en Congresos
  • [2019] Containment instrumentation survival under a SA with harsh pressure and temperature conditions
  • [2019] LBLOCA BEPU Analysis
  • [2019] Simulation of PKL experimental serie H4.1 with TRACE5 patch5 - Issues found in SNAP & TRACE5 p4 to p5
  • [2018] AP1000® PASSIVE COOLING CONTAINMENT ANALYSIS OF A DOUBLE-ENDED LBLOCA WITH A 3D GOTHIC MODEL
  • [2018] MELCOR and GOTHIC comparison of AP1000 Passive Containment Cooling System
  • [2017] AP1000® Large Break LOCA Best-Estimate and Conservative Comparison with TRACE5 patch 4
  • [2017] AP1000® Large Break LOCA Best-Estimate and Conservative Comparison with TRACE5 patch 4
  • [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] Aplicaciones de TRACE con los modelos de ATLAS, Almaraz NPP y AP1000.
  • [2017] Cátedra Juan Manuel KIndelan: 14 años apoyando la formación en seguridad nuclear y protección radiológica
  • [2017] Cátedra Juan Manuel KIndelan: 14 años apoyando la formación en seguridad nuclear y protección radiológica
  • [2017] El seminario en seguridad nuclear de reactores avanzados como herramienta de divulgación de la tecnología nuclear
  • [2017] FLEX strategy implementation for LOCA sequences in PWR-Westinghouse
  • [2017] LBLOCA BEPU analysis with TRACE code including Thermomechanical analysis.
  • [2017] LBLOCA BEPU analysis with TRACE code including Thermomechanical analysis.
  • [2017] New Applications of Almaraz NPP model: LBLOCA and ATWS sequences
  • [2017] Simulación de la condensación de vapor en un test experimental a escala del sistema ADS del reactor AP1000® con GOTHIC 8.1
  • [2016] ANALYSIS AND VERIFICATION OF DIRECT VESSEL INJECTION LINE BREAK EVENT TREE FOR AP1000® REACTOR WITH TRACE CODE
  • [2016] APPLICATION OF ISA METHODOLOGY TO THE ANALYSIS OF A LOSS OF NORMAL FEEDWATER ATWS
  • [2016] Analysis of OECD/NEA ATLAS Test A5.1 with TRACE5. Application to a Standard PWR Westinghouse
  • [2016] Analysis of OECD/NEA ATLAS Test A5.1 with TRACE5. Application to a Standard PWR Westinghouse
  • [2016] Análisis de vibración de una barra combustible en un elemento PWR con códigos de simulación
  • [2016] CURRENT STATUS AND APPLICATIONS OF ISA (INTEGRATED SAFETY ASSESSMENT) AND SCAIS (SIMULATION CODE SYSTEM FOR ISA)
  • [2016] CURRENT STATUS AND APPLICATIONS OF ISA (INTEGRATED SAFETY ASSESSMENT) AND SCAIS (SIMULATION CODE SYSTEM FOR ISA)
  • [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] Mejoras y actualizaciones implementadas en el modelo de la CN Almaraz para el código TRACE
  • [2016] Standardized Probabilistic Safety Assessment Models: First Results and Conclusions of a Feasibility Study
  • [2016] Standardized Probabilistic Safety Assessment Models: First Results and Conclusions of a Feasibility Study DENOMINACIÓN DEL CONGRESO (*) 13th International Conference on
  • [2016] Thermomechanical Analysis of a LBLOCA Sequence in a PWR-Westinghouse 3 Loop with TRACE5 patch4
  • [2016] Thermomechanical Analysis of a LBLOCA Sequence in a PWR-Westinghouse 3 Loop with TRACE5 patch4
  • [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] Analysis of a Loss of Normal Feedwater ATWS with TRACE 5.0
  • [2015] Análisis de rechazo de carga en reactores PWR con TRACE 5.0
  • [2015] Análisis de secuencias de ATWS en reactores PWR con TRACE 5.0
  • [2015] Análisis de un accidente tipo SBLOCA en la contención del reactor AP1000® con el código GOTHIC 8.0
  • [2015] Análisis de una secuencia de SBLOCA en la instalación ATLAS con TRACE5
  • [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] Analyses of AP1000 Expanded Event Tree sequences based on Best estimate calculations
  • [2014] Development of a PWR-W and an AP1000® containment building 3D model with a CFD code for Best-Estimate Thermal-Hydraulic Analysis
  • [2014] OECD / ROSA TEST 4 SGTR SIMULATIONS WITH TRACE 5.0.
  • [2014] OECD/NEA ROSA-2 TEST 4 SGTR SIMULATION WITH TRACE 5.0
  • [2013] Comparación de la fenomenología de las secuencias de SBO con y sin LOCA de sellos en reactores PWR Westinghouse
  • [2013] Modelo termohidráulico de GOTHIC 8.0 para el análisis de PAR en C.N. Cofrentes.
  • [2013] Proyecto SARGEN-IV. Desarrollo de nuevas metodologías de análisis de seguridad para reactores de Generación IV
  • [2013] RISK INFORMED METHODOLOGIES APPLIED TO ADVANCED REACTORS.
  • [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] Verificación de las actuaciones humanas en secuencias de SBO con LOCA de sellos en reactores PWR Westinghouse.
  • [2011] Analysis of the operator actions on a Lower Head SBLOCA in a PWR
  • [2009] A Code for Simulation of Human Failure Events in Nuclear Power Plants: SIMPROC
  • [2009] Accident management actions in an upper head SBOLOCA with HPSI failed.
  • [2009] Application of a dynamic event tree methodology to MBLOCA sequences
  • [2009] Pilot Applications of the Integrated Safety Assessment Methodology.
  • [2009] Proposal for a Suitable Strategy of Exceedance Frequency Computation. Implementation on SCAIS Simulation-Based Safety Code Cluster
  • [2009] Simulation of loss of RHRS transients in nuclear power plants and experimental facilities with RELAP5/MOD3 and TRACE codes
  • [2007] ANÁLISIS DEL IMPACTO DE LAS ACTUACIONES DEL OPERADOR EN SECUENCIAS DE ACCIDENTE EN CENTRALES DE AGUA A PRESIÓN MEDIANTE EL ACOPLAMIENTO DE CÓDIGOS DE SIMULACIÓN
  • [2007] Analysis and Verification of Emergency Operating Procedures Through the Integrated Simulation of Plant and Operator Actions
  • [2007] Análisis de las capacidades de animación del sistema SNAP-TRACE para el apoyo al análisis de secuencias accidentales
  • [2007] Development of ROSA Model for TRACE 5.0
  • [2007] Experience with PKL, ROSA and Almaraz NPP models
  • [2007] Participación en el Benchmark internacional PKL E3.1 sobre pérdida del RHRS a medio lazo
  • [2007] Simulation of OECD/ROSA tests 6.1 and 6.2
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• Premios
  • [2016] Mejor ponencia en la categoría 'Póster' en la 42 Reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española en Santander
• Proyectos de I+D+i
  • [2019] CATEDRA DE SEGURIDAD NUCLEAR JUAN MANUEL KINDELAN
  • [2019] Cooperative Severe Accident Research Program (CSARP)
  • [2019] DESARROLLO E IMPLANTACIÓN DE MODELOS ESTANDARIZADOS DE APS PARA PLANTAS ESPAÑOLAS (SPAR-CSN)
  • [2019] PARTICIPACIÓN EN LOS PROYECTOS CAMP DE USNRC, Y PKL3 Y ATLAS DE NEA/OECD, Y SU APLICACIÓN A PLANTAS ESPAÑOLAS (CAMP-ESPAÑA).
  • [2019] PASSIVE ISOLATION CONDENSER (PIACE)
  • [2019] PREVENCION Y GESTION DE SECUENCIAS DE ACCIDENTE SEVERO EN REACTORES AVANZADOS Y CONVENCIONALES (PYGAS)
  • [2019] SAFETY ANALYSIS FOR VVER-1200 REACTORS
  • [2019] VALIDACIÓN DEL MODELO DE C.N. ALMARAZ PARA EL CÓDIGO TRACE
  • [2019] VALIDACIÓN Y APLICACIONES DEL MODELO CNA DESARROLLADO PARA TRACE
  • [2018] CATEDRA DE SEGURIDAD NUCLEAR JUAN MANUEL KINDELAN
  • [2018] CATEDRA DE SEGURIDAD NUCLEAR JUAN MANUEL KINDELAN
  • [2018] Cooperative Severe Accident Research Program (CSARP)
  • [2018] DESARROLLO E IMPLANTACIÓN DE MODELOS ESTANDARIZADOS DE APS PARA PLANTAS ESPAÑOLAS (SPAR-CSN)
  • [2018] PARTICIPACIÓN EN LOS PROYECTOS CAMP DE USNRC, Y PKL3 Y ATLAS DE NEA/OECD, Y SU APLICACIÓN A PLANTAS ESPAÑOLAS (CAMP-ESPAÑA)
  • [2018] VALIDACIÓN Y APLICACIONES DEL MODELO CNA DESARROLLADO PARA TRACE
  • [2017] CATEDRA DE SEGURIDAD NUCLEAR JUAN MANUEL KINDELAN
  • [2017] CORTEX: Core monitoring techniques and experimental validation and demonstration
  • [2017] Cooperative Severe Accident Research Program (CSARP)
  • [2017] DESARROLLO E IMPLANTACIÓN DE MODELOS ESTANDARIZADOS DE APS PARA PLANTAS ESPAÑOLAS (SPAR-CSN)
  • [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] PARTICIPACIÓN EN LOS PROYECTOS CAMP DE USNRC, Y PKL3 Y ATLAS DE NEA/OECD, Y SU APLICACIÓN A PLANTAS ESPAÑOLAS (CAMP-ESPAÑA)
  • [2017] PREVENCION Y GESTION DE SECUENCIAS DE ACCIDENTE SEVERO EN REACTORES AVANZADOS Y CONVENCIONALES (PYGAS)
  • [2017] REALIZACIÓN DE ESTUDIOS TERMOHIDRÁULICOS DE APLICACIÓN A PLANTA DERIVADOS DEL PROYECTO CAMP
  • [2017] VALIDACIÓN Y APLICACIONES DEL MODELO CNA DESARROLLADO PARA TRACE
  • [2017] VIABILIDAD DE MODELOS DE ANÁLISIS PROBABILISTAS DE SEGURIDAD (APS) ESTANDARIZADOS DE LAS CENTRALES NUCLEARES ESPAÑOLAS
  • [2016] Catedra de Seguridad Nuclear Juan Manuel Kindelan
  • [2016] Code Applications and Maintenance Program (CAMP)
  • [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] PYGAS: Prevención y gestión de secuencias de accidente severo en reactores avanzados y convencionales
  • [2016] VALIDACION DEL MODELO TRACE DE C.N. ALMARAZ
  • [2016] VIABILIDAD DE MODELOS DE ANÁLISIS PROBABILISTAS DE SEGURIDAD (APS) ESTANDARIZADOS DE LAS CENTRALES NUCLEARES ESPAÑOLAS
  • [2015] Catedra de Seguridad Nuclear Juan Manuel Kindelan
  • [2015] Desarrollo y validación del Modelo de C.N. Almaraz para el Código TRACE
  • [2015] INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO DE UN PROTOTIPO PARA LA INTRODUCCIÓN DEL ANÁLISIS DE INCERTIDUMBRES EN EL CÁLCULO DE RIESGOS Y DE SEGURIDAD EN CENTRALES NUCLEARES, IDPAIRSCN
  • [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] PROPOSAL FOR A HARMONIZED EUROPEAN METHODOLOGY FOR THE SAFETY ASSESMET OF INNOVATIVE REACTORS WITH FAST NEUTRON SPECTRUM PLANNED TO BE BUILT IN EUROPE
  • [2015] Proyecto ISAMAR (Integrated Safety Assessment Methodology Applied to Advanced Reactors)
  • [2015] VIABILIDAD DE MODELOS DE ANÁLISIS PROBABILISTAS DE SEGURIDAD (APS) ESTANDARIZADOS DE LAS CENTRALES NUCLEARES ESPAÑOLAS
  • [2015] VIABILIDAD DE MODELOS DE ANÁLISIS PROBABILISTAS DE SEGURIDAD (APS) ESTANDARIZADOS DE LAS CENTRALES NUCLEARES ESPAÑOLAS
  • [2015] Validación modelo TRACE
  • [2014] APLICACION DE LA METODOLOGIA DE ANALISIS INTEGRADO DE LA SEGURIDAD A REACTORES NUCLEARES AVANZADOS
  • [2014] Catedra de Seguridad Nuclear Juan Manuel Kindelan
  • [2014] INVESTIGACIÓN Y DESARROLLO DE UN PROTOTIPO PARA LA INTRODUCCIÓN DEL ANÁLISIS DE INCERTIDUMBRES EN EL CÁLCULO DE RIESGOS Y DE SEGURIDAD EN CENTRALES NUCLEARES, IDPAIRSCN
  • [2014] Servicio de validación modelo TRACE
  • [2011] APLICACION DE LA METODOLOGIA DE ANALISIS INTEGRADO DE LA SEGURIDAD A REACTORES NUCLEARES AVANZADOS (ISAMAR). ENE2011-28256
  • [2011] CÁLCULOS TERMOHIDRÁULICOS DE APLICACIÓN A PLANTA DERIVADOS DEL PROYECTO CAMP
  • [2011] MEJORA Y MANTENIMIENTO DE CÓDIGOS TERMOHIDRÁULICOS DE SISTEMA EN BASE A RESULTADOS DE LOS EXPERIMENTOS OECD-PKL-II Y OCDE-ROSA. APLICACIÓN A PLANTAS ESPAÑOLAS
  • [2011] Proposal for a harmonized European methodology for the safety assessment of innovative reactors with fast neutron spectrum planned to be built in Europe (SARGEN-IV)
  • [2011] Validación del Modelo de C.N. Almaraz para el Código TRACE
  • [2010] Safety Margin Application and Assessment (SM2A)
  • [2009] ANALISIS DE SIMULACION DE LOS EXPERIMENTOS OECD PKL Y ROSA OECD. APLICACION ALAS CC.NN.ESPAÑOLAS
  • [2009] COLABORAR EN EL PROYECTO I+D RELATIVO A A LA PARTICIPACION ESPAÑOLA EN EL PROGRAMA CSNI/NEA APLICACION DE LA METODOLOGIA SMAP DE CUANTIFICACION DE MARGENES DE SE
  • [2009] INCORPORATION OF THE STIMULUS DRIVEN THEORY OF PROBABILISTIC DYNAMICS INTO THE INTEGRATED SAFETY ASSESSMENT METHODS
  • [2009] MEJORA Y MANTENIMIENTO DE CÓDIGOS TERMOHIDRÁULICOS DE SISTEMA EN BASE A RESULTADOS DE LOS EXPERIMENTOS OECD-PKL-II Y OCDE-ROSA. APLICACIÓN A PLANTAS ESPAÑOLAS
  • [2009] VALIDACIÓN DEL MODELO DE C.N. ALMARAZ POR EL CÓDIGO TRACE
  • [2008] APLICACIÓN DE LA METODOLOGÍA SMAP DE CUANTIFICACIÓN DE MÁRGENES DE SEGURIDAD SM2A
  • [2008] Análisis de simulación de los experimentos OECD PKL y ROSA OECD. Aplicación a CC.NN. españolas.
  • [2008] Cátedra del Consejo de Seguridad Nuclear
  • [2008] INCORPORATION OF THE STIMULUS DRIVEN THEORY OF PROBABILISTIC DYNAMICS INTO THE INTEGRATED SAFETY ASSESSMENT METHODS
  • [2008] SARNET - Network of Excellence for a Sustainable Integration of European Research on Severe Accident Phenomenology
  • [2008] Validación del Modelo de C.N. Almaraz para el Código TRACE
  • [2007] Análisis de simulación de los experimentos OECD PKL y ROSA OECD. Aplicación a CC.NN. españolas.
  • [2007] Cátedra del Consejo de Seguridad Nuclear
  • [2007] INCORPORATION OF THE STIMULUS DRIVEN THEORY OF PROBABILISTIC DYNAMICS INTO THE INTEGRATED SAFETY ASSESSMENT METHODS
  • [2007] Investigación de sistema basado en XML de simulación de procedimientos para plantas nucleares (SIMPROC)
  • [2007] Simulación de disparo del reactor de Almaraz U1 con el código TRACE
  • [2007] Validación del Modelo de C.N. Almaraz para el Código TRACE
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• Responsabilidades
  • [2014] Censor en las revistas: Annals of Nuclear Energy ; Progress in Nuclear Energy; Nuclear Engineering and Design; Science and Technology of Nuclear Installations; Applied Energy; Journal Engineering
• Tesis Doctorales
  • [2018] Análisis de las secuencias de ATWS en reactores PWR - Westinghouse.
  • [2017] Verificación de guías de gestión de accidentes severos : Secuencias SBO en reactores PWR
  • [2016] ANÁLISIS DE RUIDO EN REACTORES PWR
  • [2016] ANÁLISIS DE SECUENCIAS DE ACCIDENTE DE PÉRDIDA DE REFRIGERANTE EN CENTRALES NUCLEARES DE AGUA A PRESIÓN MEDIANTE LA METODOLOGÍA ISA
  • [2016] APPLICATION OF ISA METHODOLOGY TO SAFETY EVALUATIONS OF STANDARD (PWR) AND ADVANCED (AP1000) WESTINGHOUSE REACTORS
  • [2016] Aplicación de la metodología ISA al análisis de la secuencia de pérdida del sistema de agua de refrigeración de componentes en una central con reactor de agua a presión
  • [2016] Best Estimate Analysis of a Loss of Coolant Accident in a Pressurized Water Reactor
  • [2007] ANÁLISIS DE LOS MECANISMOS DE REFRIGERACIÓN EN SECUENCIAS DE BAJA POTENCIA Y PARADA EN REACTORES NUCLEARES DE AGUA A PRESIÓN
  • [2007] DESARROLLO DE UNA METODOLOGIA DE SIMULACION DE SECUENCIAS DE ACCIDENTES EN CENTRALES NUCLEARES DE AGUA LIGERA CONSIDERANDO LAS ACTUACIONES DEL OPERADOR
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