Carregant...
Carregant...

Vés al contingut (premeu Retorn)

Producció científica

1 a 24 de 24 resultats
 
  • Qualification of a full plant nodalization for the prediction of the core exit temperature through a scaling methodology

     Freixa, J.; Martinez, V.; Reventos, F.
    Nuclear engineering and design
    Vol. 308, p. 115-132
    DOI: 10.1016/j.nucengdes.2016.08.014
    Data de publicació: 2016-11-01
    Article en revista
  • Significance of the input parameters selection and the nodalization qualification in the final results of an IBLOCA BEPU calculation

     Martinez, V.; Freixa, J.; Perez, M.; Reventós, F.
    International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety
    p. 1-12
    Data de presentació: 2016-10
    Presentació treball a congrés
  • Pre-and post-test simulations of station black out experiments at the PKL test facility

     Freixa, J.; Martinez, V.; Reventós, F.
    International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety
    p. 1/14-14/14
    Data de presentació: 2016-10
    Presentació treball a congrés
  • System code validation series based on a consistent plant nodalization of the ROSA/LSTF integra test facility

     Clifford, I.; Zerkak, O.; Freixa, J.
    International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety
    p. 1-15
    Data de presentació: 2016-10
    Presentació treball a congrés
  • Simulación de experimentos realizados en la instalación PKL sobre pérdida total de suministro eléctrico

     Freixa, J.; Martinez, V.; Pretel, C.; Batet, L.; Reventós, F.
    Reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española
    p. 1-8
    Data de presentació: 2016-09
    Presentació treball a congrés
  • Testing methodologies for quantifying physical models uncertainties. A comparative exercise using CIRCE and IPREM (FFTBM)

     Freixa, J.; De Alfonso, E.; Reventós, F.
    Nuclear engineering and design
    Vol. 305, p. 653-665
    DOI: 10.1016/j.nucengdes.2016.05.037
    Data de publicació: 2016-08-15
    Article en revista
  • Revisiting ISP-13 with RELAP/SCDAPSIM/MOD3.5 using core SCDAP components

     Freixa, J.; Perez, M.; Reventós, F.; Allison, C.
    International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics
    p. 5996-6007
    Data de presentació: 2015-09
    Presentació treball a congrés
  • RELAP/SCDAPSIM/MOD4.0 modification for transient accident scenario of test blanket modules involving helium flows into heavy liquid metal

     Perez, M.; Freixa, J.; Mas de les Valls, E.
    International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics
    p. 6030-6043
    Data de presentació: 2015-09
    Presentació treball a congrés
  • Core Exit temperature response during an SBLOCA event in the ASCO NPP

     Freixa, J.; Martinez, V.; Reventós, F.
    International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics
    p. 217-230
    Data de presentació: 2015-09
    Presentació treball a congrés
  • Modelling guidelines for core exit temperature simulations with system codes  Accés obert

     Freixa, J.; Martinez, V.; Zerkak, O.; Reventos, F.
    Nuclear engineering and design
    Vol. 286, p. 116-129
    DOI: 10.1016/j.nucengdes.2015.02.003
    Data de publicació: 2015-05-01
    Article en revista
    Accés al text complet
  • Aproximación multiescala a la simulación termohidráulica de reactores de fusión en la Universidad Politécnica de Cataluña

     Batet, L.; Mas de les Valls, E.; Osychenko, O.; Martinez, V.; Perez, M.; Freixa, J.; Reventos, F.
    Reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española
    p. 1-7
    Data de presentació: 2014-10-02
    Presentació treball a congrés
  • Simulation of condensation in a closed, slightly inclined horizontal pipe with a modified RELAP5 code

     Szijártó, R.; Freixa, J.; Prasser, H.
    Nuclear engineering and design
    Vol. 273, p. 288-297
    DOI: 10.1016/j.nucengdes.2014.03.028
    Data de publicació: 2014-07-01
    Article en revista
  • Applying UPC scaling-up methodology to the LSTF-PKL counterpart test  Accés obert

     Martinez, V.; Reventos, F.; Freixa, J.
    Science and technology of nuclear installations
    Vol. 2014, p. 1-18
    DOI: 10.1155/2014/292916
    Data de publicació: 2014-03-02
    Article en revista
    Accés al text complet
  • Post-test thermal-hydraulic analysis of two intermediate LOCA tests at the ROSA facility including uncertainty evaluation

     Freixa, J.; Manera, A.; Kim, T-W.
    Nuclear engineering and design
    Vol. 264, p. 153-160
    DOI: 10.1016/j.nucengdes.2013.02.023
    Data de publicació: 2013-11
    Article en revista
  • Thermal-hydraulic analysis of an intermediate LOCA test at the ROSA facility including uncertainty evaluation

     Freixa, J.; Kim, T-W.; Manera, A.
    Nuclear engineering and design
    Vol. 249, p. 97-103
    DOI: 10.1016/j.nucengdes.2011.08.061
    Data de publicació: 2012-08
    Article en revista
  • Analysis of the ISP-50 direct vessel injection sbloca in the atlas facility with the relap5/mod3.3 code

     Sherabi, M.; Freixa, J.
    Nuclear Engineering and Technology
    Vol. 44, num. 7, p. 709-718
    DOI: 10.5516/NET.02.2012.712
    Data de publicació: 2012
    Article en revista
  • Remarks on Consistent Development of Plant Nodalizations: An Example of Application to the ROSA Integral Test Facility

     Freixa, J.; manera, A.
    Science and technology of nuclear installations
    Vol. 2012, num. Article ID 158617
    DOI: 10.1155/2012/158617
    Data de publicació: 2012
    Article en revista
  • Verification of a TRACE EPR™ model on the basis of a scaling calculation of an SBLOCA ROSA test

     Freixa, J.; manera, A.
    Nuclear engineering and design
    Vol. 241, num. 3, p. 888-896
    DOI: 10.1016/j.nucengdes.2010.12.016
    Data de publicació: 2011-03
    Article en revista
  • Analysis of an RPV upper head SBLOCA at the ROSA facility using TRACE

     Freixa, J.; Manera, A.
    Nuclear engineering and design
    Vol. 240, num. 7, p. 1779-1788
    DOI: 10.1016/j.nucengdes.2010.02.007
    Data de publicació: 2010-07
    Article en revista
  • SBLOCA with boron dilution in pressurized water reactors. Impact on operation and safety

     Freixa, J.; Reventos, F.; Pretel, C.; Batet, L.; Sol, I.
    Nuclear engineering and design
    Vol. 293, num. 4, p. 749-760
    DOI: 10.1016/j.nucengdes.2009.01.004
    Data de publicació: 2009-04
    Article en revista
  • An analytical comparative exercise on the OECD-SETH PKL E2.2 experiment

     Reventos, F.; Freixa, J.; Batet, L.; Pretel, C.; Luebbesmeyer, D.; Spaziani, D.; Macek, J.; Lahovsky, F.; Kasahara, F.; Umminger, K.; Wegner, R.
    Nuclear engineering and design
    Vol. 238, num. 4, p. 1146-1154
    Data de publicació: 2008-04
    Article en revista
  • Boron transport model with physical diffusion for RELAP5

     Freixa, J.; Reventos, F.; Pretel, C.; Batet, L.
    Nuclear technology
    Vol. 160, num. 2, p. 205-215
    Data de publicació: 2007-11
    Article en revista
  • SBLOCA with boron dilution in Pressurized Water Reactors. Impact on operation and safety

     Freixa, J.
    Escola Tècnica Superior d'Enginyeria Industrial de Barcelona (ETSEIB)
    Tesi doctoral
  • Descripción de la instalación experimental PKL y de los experimentos del programa SETH-OCDE

     Freixa, J.; Pretel, C.; Reventos, F.
    Primer seminario de la participación española en SETH-OCDE.
    Presentació treball a congrés