Ta stran uporablja piškotke (za prikaz videoposnetkov, zemljevidov in enostavno deljenje vsebine z drugimi).
Z nadaljevanjem ogleda te strani se strinjate z njihovo uporabo.
Z uporabo piškotkov se strinjam / želim več informacij / ne strinjam

 
logo logo JavnostPartnerjiMediji

Username: Password:

Oriol COSTA Garrido

Research Assistant

Jožef Stefan
Institute
Jamova cesta 39
SI-1000 Ljubljana
Slovenia

Phone: +386 1 5885 290
Fax: +386 1 5885 377
E-mail: oriol.costa@ijs.si

 

 

 

 

 

 

 

Research Interests

  • Probabilistic fracture mechanics, structural mechanics, integrity assessment, fatigue life prediction
  • Thermal fatigue, pressurized thermal shock, active damage mechanisms
  • Nuclear safety
  • Heat transfer, thermal energy
  • Refrigeration systems

Education

Awards

Professional Experience

  • 2019-now : Research assistant at the Reactor Engineering Division, Jožef Stefan Institute, Ljubljana, Slovenia.
  • 2018-2019: Postdoctoral fellow at the Laboratory for Nuclear Materials, Paul Scherrer Institut, Villigen, Switzerland. Research in the field of probabilistic fracture mechanics applied to reactor pressure vessel and primary piping integrity under pressurized thermal shock and active damage mechanisms.
  • 2009-2018: Research assistant at the Reactor Engineering Division, Jožef Stefan Institute, Ljubljana, Slovenia. Research in the fields of structural mechanics and thermal fatigue related to nuclear safety. Involved in international and domestic projects related to research and consultancy in the nuclear safety and engineering fields.
  • 2006-2009: Chief engineer at Taller de Fred, S.L., Barcelona, Spain. Directing the technical office, coordinating projects and workshop. Supervising two engineers and eleven co-workers divided in three departments: industrial refrigeration, catering-trade refrigeration and air conditioning.
  • 2001-2005: Technical organizer at Taller de Fred, S.L., Barcelona, Spain. Managing maintenance schedules of installations. Responsible of the workshop for the assembly of cooling stations and condensing units.

Selected Publications

The full list of publications is maintained by COBISS. Links to publications use the Digital Object Identifier System DOI.

Scopus Author ID: 56122449100.
ORCID: 0000-0001-7616-4405.

Articles in SCI Journals

J09 Costa Garrido, Oriol, Končar, Boštjan, Brown, Richard, Bachmann, Christian. Pre-conceptual design of DEMO upper port duct bellows. Fus. Eng. Des. 2018, vol. 136, pp. 1130-1134.
doi: 10.1016/j.fusengdes.2018.04.088. [COBISS.SI-ID 31359527]
J08 Costa Garrido, Oriol, El Shawish, Samir, Cizelj, Leon. Assessment of thermal fatigue predictions of pipes with spectral methods. ASME J. of Nuclear Rad. Sci. 2017, vol. 3, pp. 041001.
doi: 10.1115/1.4036736. [COBISS.SI-ID 30660903]
J07 Costa Garrido, Oriol, El Shawish, Samir, Cizelj, Leon. Comments on “Study of the quantitative assessment method for high-cycle thermal fatigue of a T-pipe under turbulent fluid mixing based on the coupled CFD-FEM method and the rainflow counting method” [Y. Zhang, T. Lu, Nucl. Eng. Des. 309 (2016) 175–196. doi:10.1016/j.nucengdes.2016.09.021]. Nucl. Eng. Des. 2017, vol. 318C, pp. 274-275.
doi: 10.1016/j.nucengdes.2016.11.017. [COBISS.SI-ID 30056487]
J06 Costa Garrido, Oriol, El Shawish, Samir, Cizelj, Leon. Uncertainties in the thermal fatigue assessment of pipes under turbulent fluid mixing using an improved spectral loading approach. Int. J. of Fatigue. 2015, vol. 82, pp. 550-560.
doi: 10.1016/j.ijfatigue.2015.09.010. [COBISS.SI-ID 28868903].
J05 Costa Garrido, Oriol, El Shawish, Samir, Cizelj, Leon. Stress assessment in piping under synthetic thermal loads emulating turbulent fluid mixing. Nucl. Eng. Des. 2015, vol. 283, pp. 114-130.
doi: 10.1016/j.nucengdes.2014.10.016. [COBISS.SI-ID 28134183].
J04 Costa Garrido, Oriol, El Shawish, Samir, Cizelj, Leon. A novel approach to generate random surface thermal loads in piping. Nucl. Eng. Des. 2014, vol. 273, pp. 98-109.
doi: 10.1016/j.nucengdes.2014.02.027. [COBISS.SI-ID 27652903].
J03 Costa Garrido, Oriol, Cizelj, Leon, El Shawish, Samir. The role of the axial heat fluxes in the thermal fatigue assessment of piping. Nucl. Eng. Des. 2013, vol. 261, pp. 382-393.
doi: 10.1016/j.nucengdes.2013.01.024. [COBISS.SI-ID 26591527].
J02 Costa Garrido, Oriol, Tiselj, Iztok, Cizelj, Leon. Depressurization of vertical pipe with temperature gradient modeled with WAHA code. Sci. Technol. Nucl. Install. 2012, vol. 2012, pp. 951923-1-951923-9.
doi: 10.1155/2012/951923. [COBISS.SI-ID 26147367].
J01 Costa Garrido, Oriol, Cizelj, Leon, Simonovski, Igor. Modular 3-D solid finite element model for fatigue analyses of a PWR coolant system. Nucl. Eng. Des. 2012, vol. 246, pp. 115-122.
doi: 10.1016/j.nucengdes.2011.06.038. [COBISS.SI-ID 24910631].

Scientific Conference Contributions

C15 Costa Garrido, Oriol, El Shawish, Samir, Cizelj, Leon. Thermal fatigue assessment of nuclear piping under random loading. In: Third International Conference on Multiscale Computational Methods for Solids and Fluids, September 20-22, 2017, Faculty of Civil and Geodetic Engineering, Ljubljana, Slovenia. Proceedings: Multiscale Computational Methods for Solids and Fluids, Ibrahimbegovic, Adnan, Brank, Boštjan, Kozar, Ivica, pp. 134-137. [COBISS.SI-ID 30791207].
C14 Costa Garrido, Oriol, Končar, Boštjan, Brown, Richard, Bachmann, Christian. Effect of DEMO Load Cases on Rectangular Bellows Design. In: 26th International Conference Nuclear Energy for New Europe 2017, Bled, Slovenia, September 11-14. Conference proceedings. [COBISS.SI-ID 31099175].
C13 Costa Garrido, Oriol, El Shawish, Samir, Cizelj, Leon. Effect of Power Spectral Density Profile on Fatigue Predictions of Pipes under Turbulent Fluid Mixing. In: 26th International Conference Nuclear Energy for New Europe 2017, Bled, Slovenia, September 11-14. Conference proceedings. [COBISS.SI-ID 31096103].
C12 Costa Garrido, Oriol, Timperi, Antti, El Shawish, Samir, Cizelj, Leon. Comparison of Spectral Methods with CFD Simulation of Turbulent Fluid Mixing. In: Transactions of SMiRT-24, Structural Mechanics in Reactor Technology Conference 2017, BEXCO, Busan, South Korea, August 20-25. [COBISS.SI-ID 30770471]
C11 Costa Garrido, Oriol, Cizelj, Leon. Life-time predictions accuracy of thermally fatigued pipes under turbulently mixing fluids. In: European Nuclear Conference - ENC2016, Warsaw, Poland, October 9-13, 2016. Conference proceedings. [COBISS.SI-ID 29905959].
C10 Costa Garrido, Oriol, El Shawish, Samir, Cizelj, Leon. Crack growth assessment in pipes under turbulent fluid mixing using an improved spectral loading approach and linear elastic fracture mechanics. In: 25th International Conference Nuclear Energy for New Europe 2016, Portorož, Slovenia, September 5-8. Conference proceedings. [COBISS.SI-ID 30220839].
C09 Costa Garrido, Oriol, Cizelj, Leon. Probabilistic prediction of fatigue life of pipes under turbulent fluid mixing. In: The 24th International Conference of Nuclear Engineering (ICONE24), Charlotte, NC, USA, June 26-30, 2016. Conference proceedings. [COBISS.SI-ID 29621543].
C08 Costa Garrido, Oriol, Končar, Boštjan, Košmrlj, Samo, Bachmann, Christian, Meszaros, Botond. Global thermal analysis of DEMO Tokamak. In: 24th International Conference Nuclear Energy for New Europe 2015, Portorož, Slovenia, September 14-17. Conference proceedings. [COBISS.SI-ID 29173543].
C07 Costa Garrido, Oriol, El Shawish, Samir, Cizelj, Leon. Uncertainties in fatigue life assessment of pipes due to random thermal loads. In: 23rd International Conference Nuclear Energy for New Europe 2014, Portorož, Slovenia, September 8-11. Conference proceedings. [COBISS.SI-ID 28324647].
C06 Costa Garrido, Oriol, El Shawish, Samir, Cizelj, Leon. Thermal stresses in pipes caused by randomly generated two-dimensional temperature fluctuations. In: 22nd International Conference Nuclear Energy for New Europe 2013, Bled, Slovenia, September 9-12. Conference proceedings. [COBISS.SI-ID 27354407].
C05 Costa Garrido, Oriol, Tiselj, Iztok. Two-phase subcooled decompression under temperature gradient modeled with WAHA code. In: 21st International Conference Nuclear Energy for New Europe 2012, Ljubljana, Slovenia, September 5-7. Conference proceedings. [COBISS.SI-ID 26393639].
C04 Costa Garrido, Oriol, Cizelj, Leon. Thermal fatigue assessment: a two-dimensional approach. In: 20th International Conference Nuclear Energy for New Europe 2011, Bovec, Slovenia, September 12-15. Conference proceedings. [COBISS.SI-ID 25478951].
C03 Costa Garrido, Oriol, Cizelj, Leon, Simonovski, Igor. Modular 3-D solid finite element model for fatigue analyses of a PWR reactor coolant system. In: International Conference Nuclear Energy for New Europe 2010, Portorož, Slovenia, September 6-9. Conference proceedings. [COBISS.SI-ID 24341543].
C02 Costa Garrido, Oriol, ŠTUMBERGER, Gorazd, VORŠIČ, Jože. Optimizing production of electric energy from renewable sources by differential evolution. In: International conference on renewable energies and power quality (ICREPQ'07), Sevilla, Spain, March 28-30 2007. [COBISS.SI-ID 11239446]
C01 Costa Garrido, Oriol, ŠTUMBERGER, Gorazd, VORŠIČ, Jože. Optimizing operational diagrams of electric energy production units based on renewable energy sources. In: 15th International Expert Meeting Power Engineering, Maribor, Slovenia, May 9-11 2006. [COBISS.SI-ID 10413590].

Co-authored Articles in SCI Journals

JC3 Končar, Boštjan, Costa Garrido, Oriol, Draksler, Martin, Brown, Richard, Coleman, Matti. Initial optimization of DEMO fusion reactor thermal shields by thermal analysis of its integrated systems. Fus. Eng. Des. 2017, vol. 125, pp. 38-49.
doi: 10.1016/j.fusengdes.2017.10.017. [COBISS.SI-ID 30903847].
JC2 Končar, Boštjan, Draksler, Martin, Costa Garrido, Oriol, Meszaros, Botond. Thermal radiation analysis of DEMO tokamak. Fus. Eng. Des. 2017, vol. 124, pp. 567-571.
doi: 10.1016/j.fusengdes.2017.03.134. [COBISS.SI-ID 30401575].
JC1 Simonovski, Igor, Cizelj, Leon, Costa Garrido, Oriol. The influence of the grain boundary strength on the macroscopic properties of a polycrystalline aggregate. Nucl. Eng. Des. 2013, vol. 261, pp. 362-370.
doi: 10.1016/j.nucengdes.2012.12.007. [COBISS.SI-ID 26488103].

Co-authored Scientific Conference Contributions

CC4 Končar, Boštjan, Costa Garrido, Oriol, Draksler, Martin, Brown, Richard, Bachmann, Christian. Development of DEMO Thermal Shield Concept: Design Requirements and Expected Thermal Loads. In: 26th International Conference Nuclear Energy for New Europe 2017, Bled, Slovenia, September 11-14. Conference proceedings. [COBISS.SI-ID 31099431].
CC3 Vavtar, Ingrid, Draksler, Martin, Končar, Boštjan, Costa Garrido, Oriol. The effect of multilayer insulation on thermal loading in DEMO Systems. In: 25th International Conference Nuclear Energy for New Europe 2016, Portorož, Slovenia, September 5-8. [COBISS.SI-ID 30223911].
CC2 Simonovski, Igor, Oliver, Martin, Bourgeois, Myriam, Aït-Bachir, Malik, Szabolcs, Svávai, Beleznai, Robert, Costa Garrido, Oriol, Cizelj, Leon, Blasset, Sébastien, Jourden, Erwan, Cueto-Felgueroso García, Carlos, Lopez Quesada, Guillermo. J-Integral fracture toughness assessment of specimens containing dissimilar metal welds. In: Transactions of SMiRT-23, Structural Mechanics in Reactor Technology Conference 2015, Manchester, United Kingdom, August 10-14. Conference proceedings. [COBISS.SI-ID 29198631].
CC1 Simonovski, Igor, Cizelj, Leon, Costa Garrido, Oriol. The influence of the grain boundary strength on the macroscopic properties of a polycrystalline aggregate. In: 20th International Conference Nuclear Energy for New Europe 2011, Bovec, Slovenia, September 12-15. Conference proceedings. [COBISS.SI-ID 25478439].

 

NOVICE
14th Steering Committee Meeting of the TSO Forum (TSOF), Dunaj, Avstrija, 11.-12.4. 2019
Mednarodna agencija za atomsko energijo (IAEA) je leta 2010 ustanovila zbor pooblaščenih izvedencev za jedrsko in sevalno varnost (TSO) z namenom spodbujanja sodelovanja in izmenjave informacij. Osnovo za delovanje ...
11. srečanje evropskih uporabnikov programa MELCOR in MACCS, Brugg-Windisch, Švica, 3.-4. 4. 2019
Računalniški program MELCOR je eden izmed računalniških programov, ki se uporablja za neodvisno preverjanje analiz težkih nesreč. Program MELCOR je moč pridobiti s sodelovanjem v mednarodnem raziskovalnem...
GA-25 EUROfusion, Frascati, Italija, 16.4.-17.4., 2019
  Evropske fuzijske raziskave v okviru Obzorja 2020 združuje ciljno orientiran 7-letni (2014-2020) fuzijski program EUROfusion, ki poteka pod okriljem EURATOM pogodbe. Evropskih fuzijski program je namenjen ra...
International workshop on hydrogen safety for nuclear power plants, Fontenay-aux-Roses, Francija, 8.-11.4.2019
SAMHYCO-NET je projekt brez financiranja (»in-kind project«), ki je nastal na iniciativo Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) iz Francije. Namen projekta je sodelovanje r...
NUGENIA Forum, 13.-15.3.2019, Pariz, Francija
NUGENIA (Nuclear Generation II & III Association) je organizacija, ki združuje (predvsem) evropske deležnike na področju jedrske energije: raziskovalne in tehnično-varnostne organizacije ter upravljalce in proizvaja...
Projektni sestanek NARSIS, Delft, Nizozemska, 19-21.3.2019
NARSIS (New Approach to Reactor Safety ImprovementS) je štiriletni evropski projekt okvirnega programa Obzorje 2020, katerega glavna cilja sta zapolniti identificirane pomanjkljivosti pri varnostnih analizah zunanjih...
9th Conference on Severe Accident Research ERMSAR 2019, Praga, Češka, 18. – 20. 3. 2019
Konference ERMSAR (European Review Meeting on Severe Accident Research) so redne konference na temo raziskav težkih nesreč v jedrskih elektrarnah. Serija se je pričela s prvo konferenco leta 2005 v Aix-en-Provenceu (Fran...
ITER-EUROfusion meeting on ITER-NBTF, Padova, Italija, 25.-26.3. 2019
Evropske fuzijske raziskave v okviru Obzorja 2020 združuje ciljno orientiran fuzijski program EUROfusion, ki poteka pod okriljem EURATOM pogodbe. Osnovni cilji EU fuzijskih raziskav so povezani z raziskavami v podporo fuzi...
Zaključni sestanek in delavnica H2020 projekta SESAME, Petten, Nizozemska
v dneh od 19. do 21. marca 2019 sva se Jure Oder in Iztok Tiselj udeležila zadnjega sestanka in delavnice projekta SESAME iz programa Euratom Obzorje 2020. Tema projekta SESAME je bila termohidravlika jedrskih reaktorjev h...
DEMO prospective R&D meeting, Espoo, Finska, 27.-28.2. 2019
Evropske fuzijske raziskave v okviru Obzorja 2020 združuje ciljno orientiran 5-letni (2014-2018) fuzijski program EUROfusion, ki poteka pod okriljem EURATOM pogodbe. Zaradi 7-letnega obdobja Obzorij 2020 je program je poda...
SARENA kick-off meeting, Nantes, Francija
Dne 17.decembra 2018 sem se kot predstavnik Univerze v Ljubljani udeležil prvega sestanka partnerjev skupnega študijskega programa SARENA. Magistrski program SARENA; "MSc in SAfe and REliable Nuclear Applications", ...
GA-24 EUROfusion, Göteborg, Švedska, 16.12.-18.12., 2018
  Evropske fuzijske raziskave v okviru Obzorja 2020 združuje ciljno orientiran 5-letni (2014-2018) fuzijski program EUROfusion, ki poteka pod okriljem EURATOM pogodbe. Zaradi 7-letnega obdobja Obzorij 2020 je ...
Fall 2018 CAMP Meeting, North Bethesda, Maryland, ZDA, 11-13. 12. 2018
CAMP (Code Applications and Maintenance Program) je raziskovalni program, ki poteka pod okriljem ameriške zvezne upravne jedrske komisije U.S. NRC (Nuclear Regulatory Commission) od leta 1993 dalje. V okviru raziskovalnega programa CAMP potekata...
Zaključni seminar SAFEST, Cadarache, Francija, 10.-12. 12. 2018
Evropska komisija v okviru projekta SAFEST (Severe Accident Facilities for Europe Safety Targets) sofinancira izvajanje izbranih eksperimentov s področja težkih nesreč v jedrskih elektrarnah na različnih napravah v Evro...
European Atomic Energy Society Working Group Meeting
European Atomic Energy Society Working Group Meeting, Lizbona (Portugalska), 28. 11. - 1. 12. 2018 European Atomic Energy Society (EAES) je organizacija, ki je bila ustanovljena leta 1954, in združuje evropske raziskovalne organizacije na po...
Prof. dr. Iztok Tiselj, prvi slovenski jedrski strokovnjak, ki je imel vabljeno predavanje na srečanju American Nuclear Society
Prof. dr. Iztok Tiselj, prvi slovenski jedrski strokovnjak, ki je imel vabljeno predavanje na srečanju American Nuclear Society, "American Nuclear Society Winter Meeting" 2018, Orlando, Združene države Amerike ...
16th Multiphase Flow Conference & Short Course
16. Konferenca in kratek tečaj o večfaznih tokovih: "16th Multiphase Flow Conference & Short Course", 13.-16.11.2018, HZDR, Dresden Poznavanje večfaznih tokov tekočin je pomembno na različnih področjih, ...
Nov raziskovalni program
Na javnem razpisu Agencije za raziskovalno dejavnost RS (ARRS) je bil sprejet nov raziskovalni program »Fuzijske tehnologije«. Raziskave, ki jih izvajajo raziskovalci, združeni v ...
ENEN in OECD/NEA sta podpisala sporazum o sodelovanju pri spodbujanju izobraževanja in usposabljanja za jedrske tehnologije
31. oktobra 2018 sta Evropska mreža za jedrsko izobraževanje (ENEN, www.enen.eu) in Agencija za jedrsko energijo (NEA, www.oecd-nea.org) pri Organiz...
NEA Steering Commitee Policy Debate on Knowledge Management in the Context of an Ageing Workforce, Pariz, Francija, 31.10.2018
Steering Committee je najvišji odbor, ki svetuje generalnemu direktorju OECD/NEA (nuclear Energy Agency). Sestavljajo ga visoki predstavniki vlad držav članic OECD/NEA, dostik...
Ad-hoc sestanek EURATOM programme committee fission configuration, Bruselj, Belgija, 9.10.2018
Programski odbor EURATOM sestavljajo predstavniki vseh držav članic Evropske skupnosti. Odbor svetuje in usmerja strokovne službe Evropske komisije pri pripravi in izvedbi razpisov raziskovalnih projektov na področju je...
Sestanek CROSSING projekta, Dresden, Nemčija, 25.10.-26.10., 2018
Združenje 18 nemških raziskovalnih centrov »Helmholtz Association« si prizadeva za krepitev skupnih raziskav v Evropi - zlasti v vzhodni, osrednji in južni Evropi - prek svojega novega programa financiranja "Helmholtz European Part...
Konferenca International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS)
  Konferenca International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS) redno poteka že več kot 20 let, in to doslej vedno v državah severo-vzhodne Azije: LR Kitajska ...
Sestanek ekspertov glede predloga OECD/NEA projekta ROSAU
Sestanek ekspertov glede predloga OECD/NEA projekta ROSAU, OECD/NEA, Pariz, Francija, 20.-21. 9. 2018 Organizacija za gospodarsko sodelovanje in razvoj - OECD (Organisation for Economic Co-operation...
Konferenca »2018 International Severe Accident Management Conference«, CNSC/CNL, Ottawa, Kanada, 15.-18. 10. 2018
Kanadska uprava za jedrsko varnost - CNSC (Canadian Nuclear Safety Commission) in Kanadski jedrski laboratoriji – CNL (Canadian Nuclear Laboratories) so skupaj organizirali mednarodno konferenco o obvladovanju težkih...
Mednarodna konferenca IAEA za pooblaščene izvedence za jedrsko varnost (TSO)
Mednarodna konferenca IAEA za pooblaščene izvedence za jedrsko varnost (TSO), Bruselj, Belgija, 15.-18. 10. 2018 Mednarodna konferenca za pooblaščene izvedence za jedrs...
Začetni sestanek projekta ASCOM in 8. sestanek ASTEC Users Club
Začetni sestanek projekta ASCOM in 8. sestanek ASTEC Users Club ASTEC je sistemski računalniški program, ki omogoča simulacijo vseh faz potencialne težke nesreče v lahkovodni jedrski elektrarni, od nastopa izlivne nezgode, preko d...
3. sestanek generalne skupščine projekta SOTERIA
3. sestanek generalne skupščine projekta SOTERIA, Helsinki, Finska, 9-10.10.2018 Projekt SOTERIA (»Safe long term operation of light water reactors based on improved understanding of r...
8. delovni sestanek projekta SESAME, TUD, Delft, Nizozemska
8. delovni sestanek projekta SESAME, TUD, Delft, Nizozemska Projekt SESAME je projekt, ki poteka v okviru evropskega projekta Horizon 2020. Glavni trije cilji projekta ...
Projektni sestanek NARSIS
Projektni sestanek NARSIS Karlsruhe, Nemčija, 18-20.9.2018 NARSIS (New Approach to Reactor Safety ImprovementS) je štiriletni evropski projekt okvirnega programa Obzorje 2020, katerega glavna cil...
Poletna delavnica sekcije JSP združenja ETSON
Poletna delavnica sekcije JSP združenja ETSON V okviru združenja pooblaščenih izvedencev za jedrsko varnost (ETSON) deluje tudi sekcija, ki je namenjena mlajšim sodelavcem članic z...
CFD4NRS - Computational Fluid Dynamics for Nuclear Reactor Safety
Računska dinamika tekočin zavarnost jedrskih reaktorjev - "Computational Fluid Dynamics for Nuclear Reactor Safety (CFD4NRS)", Šanghaj, Kitajska, 4.9.2018 – 6.9.2018 V z...
mobile view