NUESTROS PROYECTOS

Proyectos

• Participación como analista térmico-hidráulico con RELAP5/TRACE en los proyectos PKL-4, PKL-3, PKL-2 y PKL-1 del OCDE/NEA:
  • https://www.oecd-nea.org/jointproj/pkl-4.html
  • https://www.oecd-nea.org/jointproj/pkl-3.html
  • https://www.oecd-nea.org/jointproj/pkl-2.html
  • https://www.oecd-nea.org/jointproj/pkl-1.html

• Participación como analista RELAP5/TRACE en los proyectos ROSA-2, ROSA-1 y ATLAS-2 del OCDE/NEA
  • https://www.oecd-nea.org/jointproj/rosa-2.html
  • https://www.oecd-nea.org/jointproj/rosa.html
  • https://www.oecd-nea.org/jointproj/atlas2.html

• Participación y coordinación de fases específicas en el proyecto BEMUSE del OCDE/NEA:
  • https://www.oecd-nea.org/nsd/docs/2011/csni-r2011-4.pdf
  • https://www.oecd-nea.org/nsd/docs/2009/csni-r2009-13.pdf
  • https://www.oecd-nea.org/nsd/docs/2008/csni-r2008-6vol3.pdf
  • https://www.oecd-nea.org/nsd/docs/2008/csni-r2008-6vol2.pdf
  • https://www.oecd-nea.org/nsd/docs/2008/csni-r2008-6vol1.pdf
  • https://www.oecd-nea.org/nsd/docs/2007/csni-r2007-4.pdf
  • https://www.oecd-nea.org/nsd/docs/2006/csni-r2006-2.pdf

• Participación en fases específicas en el proyecto UAM-LWR del OCDE/NEA
  • https://www.oecd-nea.org/science/wprs/egrsltb/UAM/
• Contribución al informe de estado del arte sobre escalado del OCDE/NEA
  • https://www.oecd-nea.org/nsd/docs/2016/csni-r2016-14.pdf

• Participación en el benchmark PREMIUM del OCDE/NEA
  • https://www.oecd-nea.org/nsd/docs/2016/csni-r2016-18.pdf

• Soporte técnico a las centrales nucleares Ascó-1, Ascó-2 y Vandellós-2 mediante el convenio UPC–ANAV durante el periodo 2008–2011
  • http://anav.es/app/uploads/2016/05/castella-1.pdf

• Participación en el proyecto del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) titulado “Termohidráulica y neutrónica avanzado y tratamiento de incertidumbres en análisis de accidentes” entre 2015 y 2018.
  • https://www.csn.es/documents/10182/102556/Programas%20de%20Investigaci%C3%B3n%20y%20Desarrollo%20gestionados%20por%20el%20CSN

• Participación en CAMP del USNRC, contribuyendo a las actividades de validación y verificación (V&V) de los códigos RELAP5 y TRACE
  • https://www.csn.es/documents/10182/102556/Programas%20de%20Investigaci%C3%B3n%20y%20Desarrollo%20gestionados%20por%20el%20CSN

Publicaciones e informes

Artículos publicados en revistas científicas disponibles en los siguientes enlaces:

• https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0306454919305286
• https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0029549319301967. 
• https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0029549318303406
• https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0029549316302680 
• https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0029549315000850</a
• https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0920379614001975 
• https://www.hindawi.com/journals/stni/2014/292916/ 
  
• https://www.hindawi.com/journals/stni/2014/138745/  
  
• https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0029549311006443 
  
• https://www.hindawi.com/journals/stni/2010/219294/ 
  
• https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0029549308002793
• https://www.hindawi.com/journals/stni/2012/474162/  

Reuniones y conferencias internacionales:

• https://www.researchgate.net/publication/335543118_VALIDATION_OF_A_BEPU_METHODOLOGY_THROUGH_A_BLIND_BENCHMARK_ACTIVITY_AT_THE_PKL_TEST_FACILITY
• https://www.researchgate.net/publication/311471720_Significance_of_the_input_parameters_selection_and_the_nodalization_qualification_in_the_final_results_of_an_IBLOCA_BEPU_calculation 
• https://www.researchgate.net/publication/311470935_Pre-and_post-Test_Simulations_of_Station_Black_Out_Experiments_at_the_PKL_Test_Facility 
• https://www.researchgate.net/publication/281618814_CORE_EXIT_TEMPERATURE_RESPONSE_DURING_AN_SBLOCA_EVENT_IN_THE_ASCO_NPP
• https://www.researchgate.net/publication/323015397_MODELLING_GUIDELINES_FOR_CCFL_REPRESENTATION_DURING_IBLOCA_SCENARIOS_OF_PWR_REACTORS
• https://www.researchgate.net/publication/281618696_REVISITING_ISP-13_WITH_A_RELAPSCDAPSIMMOD35_MODEL_USING_CORE_SCDAP_COMPONENTS 
  
• https://www.researchgate.net/publication/313742960_Code_Validation_and_Scaling_of_the_ROSALSTF_Test_3-1_experiment 
  
• https://www.researchgate.net/publication/335453443_LOCA-type_Scenario_Simulation_for_NuScale-SMR_with_RELAPSCDAPSIMMOD34 
  
• https://www.researchgate.net/publication/326674478_Assessment_of_RELAPSCDAPSIM_for_Turbine_Trip_Transient_in_NuScale-SMR 
  
• https://www.researchgate.net/publication/328499091_CANDU_6_Accident_Analysis_Using_RELAPSCDAPSIM_With_the_Integrated_Uncertainty_Package 
  
• https://www.researchgate.net/publication/326674482_Integrated_Uncertainty_Analysis_of_the_Turbine_Trip_Transient_in_NuScale_SMR_using_RELAPSCDAPSIM 
  
• https://www.researchgate.net/publication/325694276_Integrated_uncertainty_analysis_of_LBLOCA_in_AP1000_using_RELAPSCDAPSIM 
  
• https://www.researchgate.net/publication/327248614_MODELING_OF_DRACS_TEST_FACILITY_AND_ADVANCED_HIGH_TEMPERATURE_REACTOR_AHTR_USING_RELAP5_SCDAPSIM_MOD_40 
  
• https://ftp.ermsar2019.com/ERMSAR%202019%20-%20Presentations%20(Day%20I.%20-%20III.)/ERMSAR%202019%20-%20Day%20II/75.%20Stefanova%20A.pdf 
  
• https://inis.iaea.org/search/search.aspx?orig_q=RN:47071245
• “Análisis de incertidumbre de la rotura del cabezal de entrada del reactor del 35 % en un reactor CANDU 6 mediante RELAP/SCDAPSIM/MOD4.0 con la opción de análisis de incertidumbre integrado” (Pericas R.; Allison C. M.; Hohorst J. K.), “RELAP/SCDAPSIM: actividades relacionadas con Fukushima”, XVII Reunión Temática Internacional sobre Termohidráulica de Reactores Nucleares, NURETH-17, septiembre http://toc.proceedings.com/41410webtoc.pdf 
• Pericas R.; Allison C. M.; Nistor-Vlad R.M.; Dupleac D.; Prisecaru I.: “Enfoque de modelado para nuevas perspectivas de seguridad del reactor CANDU-6 empleando RELAP/SCDAPSIM”, CANSAS 2017, Haiyan, China, noviembre de 2017.
• Heriberto Sánchez Mora; Juan Luis François Lacouture; Sergio Quezada García; Polo, Marco; Pericas R.: “Acoplamiento y Simulación de Difusión Neutrónica y Termo-Fluido en el Reactor ELFR”, XX Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana, Monterrey, Nuevo León, agosto de 2019.

• Pericas R.; Reventós F.; Batet Ll.: “Análisis de Sensibilidad de una hipotética rotura de 6 pulgadas, LOCA en CN Ascó utilizando RELAP/MOD3.2”, NURG/IA-243, 2007

Informes del Acuerdo Internacional de la USNRC:

• https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/agreement/ia0500/ 
  
• https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/agreement/ia0499/ 
  
• https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/agreement/ia0498/ 
  
• https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/agreement/ia0410/ 
  
• https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/agreement/ia0409/ 
  
• https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/agreement/ia0497/ 
  
• https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/agreement/ia0417/ 
  
• https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/agreement/ia0119/ 
  
• https://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/nuregs/agreement/ia0121/

Proyectos

• Gestión de proyectos y desarrollo de código de NIRK3D (interfaz neutrónica para acoplar códigos cinéticos 3D con las versiones MOD3.X y MOD4.X de RELAP5/SCDAPSIM
• Gestión de proyectos y desarrollo de código de 3DKIN (paquete de cinética 3D totalmente integrado en las versiones MOD3.X y MOD4.X de RELAP5/SCDAPSIM)
• Integración de RELAP5/SCDAPSIM en el código OSCAR-5 http://www.necsa.co.za/radiation-and-reactor-theory-rrt/ 

Educación y formación

• Máster en Ingeniería Nuclear en la Universidad Politécnica de Cataluña (UPC, España): Docencia de cinética neutrónica y física de reactores aplicada al código PARCS.
• Raimon Pericas, doctor en Ingeniería Nuclear por la Universidad Politécnica de Cataluña (UPC, España), con mención internacional, en colaboración con la Universidad Estatal de Pensilvania (EE. UU.). «Contribución a la validación de códigos acoplados de mejor estimación para el análisis de transitorios nucleares NK-TH».

Publicaciones

Revistas

• https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0029549318302863
• https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0306454915004685
• https://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/00295450.2017.1299493
• Pericas R.; Reventós F.; Presentación de ponencia y póster de Batet Ll “Mejora de la cinética de neutrones y las herramientas acopladas a la hidráulica térmica para cálculos BEPU”. 41 reunión anual de la sociedad nuclear española. A Coruña, ESPAÑA, septiembre de 2015
• Pericas R.; Ivanov K.; Reventós F.; Batet Ll. «Mejora y validación del código para el modelo de la central nuclear Asco-II mediante cinética neutrónica tridimensional acoplada/código termohidráulico». Artículo de revista. Annals of Nuclear Energy, Volumen 87, Parte 2, enero de 2016, páginas 366-374.
• Pericas R.; Ivanov K.; Reventós F.; Batet Ll. «Comparación de la mejor estimación más incertidumbres y metodologías conservadoras para un análisis PWR MSLB mediante cinética neutrónica tridimensional acoplada/código termohidráulico». Artículo de revista. UNCT Nuclear Technology, páginas 193-201 | Recibido el 11 de octubre de 2016, Aceptado el 20 de febrero de 2017, Publicado en línea: 4 de mayo de 2017.
• Profesor y experto consultor técnico en «Curso de formación en cinética de reactores» y «GSAN y SAET», OIEA, julio de 2016, Ammán, Jordania.

Reuniones internacionales

• https://asmedigitalcollection.asme.org/IMECE/proceedings-abstract/IMECE2015/57441/V06BT07A028/263999
• https://asmedigitalcollection.asme.org/IMECE/proceedings-abstract/IMECE2015/57441/V06BT07A027/263986
• https://www.researchgate.net/publication/313742609_NIRK3D_and_3DKIN_General_Description_and_Current_Status_of_the_New_3D_Kinetics_Capabilities_of_RELAP5SCDAPSIMMOD40

Talleres Internacionales

• https://www.researchgate.net/publication/323393129_RELAP5_Model_Development_and_3D_Reactor_Kinetics_Coupling_Workshop_Mumbai_India_httpswwwrelapcom 

Proyectos

• Responsable del proyecto de soporte técnico de ISS-JAEA para Fukushima
  
  • Evaluación y predicción del estado del núcleo de Fukushima mediante RELAP/SCDAPSIM
  • Modelado de la piscina de combustible gastado de Fukushima en el marco del proyecto del OIEA
  • Análisis de las Unidades 1 y 3 en Fukushima
• Lideró el desarrollo del código de accidentes graves SCDAP junto con la Dra. Allison (2011-presente)
• Evaluación de las capacidades de FRAPCON para la predicción del comportamiento del combustible nuclear en quemadores avanzados. https://www.ne.ncsu.edu/rdfmg/research/previous-research/ 
• Profesor del curso de código RELAP/SCDAP para el análisis de accidentes graves, del 25 de marzo al 12 de abril de 2013, Universidad de Tsinghua, Pekín, China
• Consultor técnico experto: Grupo de gestión de accidentes graves de la JAEA, agosto-septiembre de 2016, O-Arai, Japón (análisis posterior al accidente grave de Fukushima)
• Colaboración con la Universidad de Bucarest en el desarrollo del código y modelo CANDU SA.
• Colaboración con la Universidad McMaster para el desarrollo del código CANDU SA
• Ponente y presidente de la reunión sobre accidentes graves tras el desastre de Fukushima, análisis y lecciones aprendidas. Mayo de 2016. Puerto Vallarta, México.
• Consultor técnico experto: Grupo de gestión de accidentes graves de la JAEA, O-Arai, Japón, enero de 2016 (análisis posterior al accidente grave de Fukushima)
• Impartición de curso de código RELAP/SCDAP para termohidráulica, análisis de accidentes severos y desarrollo de modelos, julio de 2015, ISS, instalaciones NECSA, reactor SAFARI, Pretoria, Sudáfrica
• Impartición del curso sobre el código RELAP/SCDAP para el análisis de accidentes graves, febrero de 2017, ISS, Amán, Jordania

Publicaciones

Revistas

• https://www.hindawi.com/journals/stni/2012/646327/ 

Reuniones internacionales

• https://www.researchgate.net/publication/328500525_QUENCH-06_Experiment_Post-Test_Calculations_and_Integrated_Uncertainty_Analysis_With_RELAPSCDAPSIMMOD34_and_MOD35
• https://www.researchgate.net/publication/281618696_REVISITING_ISP-13_WITH_A_RELAPSCDAPSIMMOD35_MODEL_USING_CORE_SCDAP_COMPONENTS
• Pericas R.; Allison C. M.; Hohorst J. K.; “Actividades relacionadas con Fukushima en RELAP/SCDAPSIM”. XVII Reunión Temática Internacional sobre Termohidráulica de Reactores Nucleares, NURETH-17; septiembre http://toc.proceedings.com/41410webtoc.pdf 
• Pericas R.; Allison C. M.; Hohorst J. K.; “Actividades relacionadas con Fukushima en RELAP/SCDAPSIM”. Simposio Internacional sobre Avances en Ingeniería Nuclear, PIEAS Islamabad, Pakistán; octubre de 2018.
• Pericas R.; Allison C. M.; Hohorst J. K.; “Actividades relacionadas con Fukushima en el marco del RELAP/SCDAPSIM”. Taller temático internacional sobre la investigación del desmantelamiento de Fukushima, 24-26 de mayo de 2019. J-Village, Naraha, Fukushima.
• Chris Allison, Judith K. Hohorst, Brian Allison, Damir Konjarek, Tomislav Bajs, R. Pericas, Francesc Reventós y Ramon Lopez "Evaluación preliminar de los posibles estados de daño del núcleo/vasija de un reactor de agua de reacción (BWR) para escenarios de apagón en la central de Fukushima Daiichi mediante RELAP/SCDAPSIM", Ciencia y Tecnología de Instalaciones Nucleares, 2012
• Ponente en el simposio SAAM-2013 (Análisis y gestión de accidentes graves) “Impacto de los programas internacionales de investigación de accidentes graves en Fukushima Daiichi”, del 1 al 3 de febrero de 2013, Kanpur, India.

Proyectos

• Modificación del código RELAP5/SCDAP/MOD4 y evaluación comparativa para escenarios de accidentes transitorios en sistemas de mantas de prueba de metal líquido. Colaboración entre la UPC y el Instituto de Investigación del Plasma (India). 2014-2015
• Proyectos de soporte técnico de la ISS ITER
• Proyecto de soporte técnico de la ISS SINAP (reactor de lecho de bolas de sales fundidas)
• Proyectos de soporte técnico de la ISS McMaster (reactor supercrítico)
• Soporte técnico de la ISS para CANDU
• Soporte técnico de la ISS para Waseda
• Desarrollo del código RELAP5/SCDAP/MOD4 para nuevos fluidos.
• Implementación de propiedades termodinámicas y de transporte, y correlaciones de transferencia de calor entre paredes y fluidos (metal líquido Na y sales fundidas).

Publicaciones

Revistas

• https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0920379614001975 

International meetings

• https://www.researchgate.net/publication/325694306_Implementation_of_Sodium_Single_Phase_Thermodynamic_and_Transport_Properties_plus_Heat_Transfer_Correlation_in_RELAPSCDAPSIM_for_SFR_Applications
• https://inis.iaea.org/search/search.aspx?orig_q=RN:48023455
• https://www.researchgate.net/publication/313742836_The_development_of_RELAPSCDAPSIMMOD40_for_advanced_fluid_systems_design_analysis_KEYWORDS_THERMAL-HYDRAULIC_CODES_3D_KINETICS_GENERATION_III_AND_IV_REACTORS
• https://www.researchgate.net/publication/326769832_Application_of_RELAPSCDAPSIMMOD41_to_the_Analysis_of_Advanced_ReactorFluid_Systems_With_Liquid_Molten_Salt_in_the_Presence_of_Non-Condensable_Gases
• https://www.researchgate.net/publication/326769780_APPLICATION_OF_RELAPSCDAPSIMMOD41_TO_THE_ANALYSIS_OF_MOLTEN_SALT_SMALL_MODULAR_REACTOR_SYSTEM_MARK-1_PB-FHR
• https://www.researchgate.net/publication/281618708_RELAPSCDAPSIMMOD40_MODIFICATION_FOR_TRANSIENT_ACCIDENT_SCENARIO_OF_TEST_BLANKET_MODULES_INVOLVING_HELIUM_FLOWS_INTO_HEAVY_LIQUID_METAL 

Proyectos

• Gestión de proyectos y desarrollo de código de RTSIM (interfaz de SIMULADOR en Tiempo Real) para RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.x
  • Integración con el simulador CNPO RINSIM http://www.cnpotech.com/en
  • Integración con el software de simulación NEL Td. GRAPE https://sims.neltd.co.jp/product/grape/
• Soporte técnico a usuarios de RELAP/SCDAPSIM para el posprocesamiento de datos
  • Nucleoelectrica-Argentina para Atucha NPPhttp://www.na-sa.com.ar/
  • Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares para Laguna Verde NPP http://www.inin.gob.mx/plantillas/investigacion.cfm?clave=4&campo=CA-107&id=266&year=2011 
  • NECSA para SAFARI research reactorshttps://www.necsa.co.za/radiation-and-reactor-theory-rrt/
  • ESKOM para Koeberg NPPhttp://www.eskom.co.za/Whatweredoing/ElectricityGeneration/KoebergNuclearPowerStation/Pages/Koeberg_Power_Station.aspx
• Asistencia técnica a usuarios de RELAP/SCDAPSIM para el análisis de accidentes severos (JAEA), Jordania
• Asistencia técnica a usuarios de RELAP/SCDAPSIM para el análisis de accidentes severos (KAERI), Corea del Sur
• Asistencia técnica a usuarios de RELAP/SCDAPSIM para el análisis de seguridad, accidentes severos y reactores tipo VVER para la Universidad de Alejandría, Egipto
• Asistencia técnica a usuarios de RELAP/SCDAPSIM para el análisis de seguridad para INVAP, Argentina

Publicaciones

Reuniones y congresos internacionales

• https://asmedigitalcollection.asme.org/ICONE/proceedings-abstract/ICONE26/51432/V001T01A014/274607