The turbulent submerged jets can be found fairly frequently in a great variety of processes, their study is essential in many industrial processes and engineering applications, such as in underwater propulsion, in metallurgical processes, in chemical processes or in the nuclear industry, among others. Within the nuclear world the submerged jets can occur in light water reactors (LWR), in both pressurized water reactors (PWRs) and boiling water reactors (BWR). These submerged jets are usually associated with complex multiphase flows, so that all processes occurring after such injection will be essentially unstable and turbulent. A hypothetical severe accident in a reactor can cause deterioration of the core, so that the fission products can escape from the core and be transported through the primary system and, finally, can be released to the surrounding environment. But if there is a volume of water in the escape pathway of aerosols, a discharge in the shape of submerged jet can occur, whether in a suppression pool (during an accident with loss of power, SBO, in a water reactor boiling BWR) or in the secondary of a steam generator (in an accidental breakage sequence tube / s in U in a steam generator, SGTR, in a pressurized water reactor, PWR). So that there is a capture of aerosols in those volumes, being reduced the amount of them that escape outside. Usually these sequences have been considered only for BWRs and for low discharge velocities, but these may also take place at higher velocities and, as mentioned previously, in PWRs. Throughout this thesis there is a contribution to a better understanding and quantification of natural mitigation processes that occur when a jet is discharged into a volume of water, so that it can be applied to discharges in suppression pools in a SBO sequence (BWRs), and inside of a steam generator during a SGTR event (PWRs). Being the central activity the expansion of SPARC90 code capabilities, so as to be able to quantify the aerosol capture that occurs when the discharge takes place at high velocity (originally the code only was developed to study discharges under globular regime, i.e., injection at low velocity). So the process followed to carry out this work can be divided into several stages. The first one focuses on the literature search for available information, in a specific way on submerged jets and, given the scarce specific information, this has been extended to the literature search of processes with phenomenologies that present analogies with submerged jets. Within this part, it has on the one hand, finding aspects of jet hydrodynamics and on the other, those related to aerosol capture processes. In a second stage, there are aspects of the implementation into the new code subroutines of the expressions found and / or developed in the previous stage. While for the third stage, remains the assessment of the capabilities and behavior of the new models implemented in the code. For this last stage, first, it has been proceeded to conduct a verification process which has been tested the code robustness. And secondly, it has been proceeded to perform a validation process, which has been carried out through the comparison of the results predicted by the code against the limited experimental data that are available under similar conditions to those of the model. Being the comparison against the experimental data satisfactory, showing a marked improvement in the code capabilities. / Los chorros sumergidos turbulentos se pueden encontrar con bastante asiduidad en muy diversos procesos, siendo esencial su estudio en gran cantidad de procesos industriales y aplicaciones ingenieriles, como por ejemplo, en la propulsión submarina, en procesos metalúrgicos, en procesos químicos o en la industria nuclear, entre otros. Dentro del mundo nuclear los chorros sumergidos pueden presentarse en los reactores de agua ligera (LWR), tanto en reactores de agua a presión (PWR), como en reactores de agua en ebullición (BWR). Estos chorros sumergidos llevan asociados complejos flujos multifásicos, de forma que los procesos que tienen lugar tras dicha inyección serán esencialmente inestables y turbulentos. Un hipotético accidente grave en un reactor puede causar el deterioro del núcleo, de forma que los productos de fisión pueden escapar del núcleo y ser transportados a través del sistema primario y, finalmente, pueden ser liberados al medio ambiente circundante. Pero si existe un volumen de agua en la vía de escape de los aerosoles puede tener lugar la descarga en forma de chorro sumergido, ya sea una piscina de supresión (durante un accidente con pérdida del suministro eléctrico, SBO, en un reactor BWR) o el secundario de un generador de vapor (en una secuencia accidental con rotura de tubo/s en U en un generador de vapor, SGTR, en un reactor PWR). De forma que se tiene una captura de los aerosoles en dichos volúmenes, viéndose reducida la cantidad que escapan al exterior. Habitualmente estas secuencias se han considerado solamente para reactores BWR y para descargas a bajas velocidades, pero estas podrían tener lugar también a velocidades mayores y, como se ha dicho con anterioridad, en reactores PWR. A lo largo de esta tesis se ha contribuido a una mejor compresión y cuantificación de los procesos naturales de mitigación que se producen cuando se descarga un chorro en un volumen de agua, de forma que puede ser aplicado para descargas en piscinas de supresión en una secuencia SBO (reactores del tipo BWR), como en el interior de un generador de vapor durante una secuencia SGTR (reactores del tipo PWR). Siendo la actividad central la ampliación de las capacidades del código SPARC90, de forma que sea capaz de cuantificar la captura de aerosoles que tiene lugar cuando la descarga se produce a alta velocidad (originalmente el código solamente fue desarrollado para el estudio de descarga en régimen globular, es decir, inyección a baja velocidad). De modo que el proceso seguido para llevar a cabo el presente trabajo se puede dividir en varias etapas. La primera se centra en la búsqueda bibliográfica de la información disponible, de una forma específica relativa a chorros sumergidos y, dada la escasa información específica existente, esta se ha extendido a la búsqueda bibliográfica de procesos con fenomenologías que presentan analogías con los chorros sumergidos. Dentro de esta parte, se tiene por un lado, la búsqueda de los aspectos relativos a la hidrodinámica del chorro y, por otro, los relativos a los procesos de captura de aerosoles. En una segunda etapa se tienen los aspectos relativos a la implementación dentro de las nuevas subrutinas del código de las expresiones halladas y/o desarrolladas en la anterior etapa. Mientras que para la tercera etapa resta la evaluación de las capacidades y el comportamiento de los nuevos modelos implementados en el código. Para esta última etapa, en primer lugar, se ha procedido a llevar a cabo un proceso de verificación con el que se ha comprobado la robustez del código. Y en segundo lugar, se ha procedido a realizar un proceso de validación, el cual ha sido llevado a cabo a través de la confrontación de los resultados predichos por el código frente a los limitados datos experimentales disponibles en condiciones similares a las introducidas en el modelo. Siendo la comparación frente a los datos experimentales satisfactoria, mostrando una me / Els dolls submergits turbulents es poden trobar amb prou assiduïtat en molt diversos processos, sent essencial el seu estudi en gran quantitat de processos industrials i aplicacions enginyerils, com per exemple, en la propulsió submarina, en processos metal·lúrgics, en processos químics o en la indústria nuclear, entre altres. Dins del món nuclear els dolls submergits poden presentar-se en els reactors d'aigua lleugera (LWR), tant en reactors d'aigua a pressió (PWR), com en reactors d'aigua en ebullició (BWR). Estos dolls submergits solen portar associats complexos fluxos multifàsics, de manera que els processos que tenen lloc després de la dita injecció seran essencialment inestables i turbulents. Un hipotètic accident greu en un reactor pot causar el deteriorament del nucli, de manera que els productes de fissió poden escapar del nucli i ser transportats a través del sistema primari i, finalment, poden ser alliberats al medi ambient circumdant. Però si existeix un volum d'aigua en la via de fuita dels aerosols pot tenir lloc la descàrrega en forma de doll submergit, ja siga una piscina de supressió (durant un accident amb perduda del subministrament elèctric, SBO, en un reactor d'aigua en ebullició, BWR) o el secundari d'un generador de vapor (en una seqüència accidental amb trencament de tub/s en U en un generador de vapor, SGTR, en un reactor d'aigua a pressió, PWR). De manera que es té una captura dels aerosols en els anteriorment dits volums, veient-se reduïda la quantitat d'ells que escapen a l'exterior. Habitualment aquestes seqüències s'han considerat solament per a reactors BWR i per a baixes velocitats de descàrrega, però aquestes podrien tenir lloc també a velocitats majors i, com s'ha dit amb anterioritat, en reactors PWR. Al llarg d'aquesta tesi s'ha contribuït a una millor compressió i quantificació dels processos naturals de mitigació que es produeixen quan es descarrega un doll en un volum d'aigua, de manera que pot ser aplicat per a descàrregues en piscines de supressió en una seqüència SBO (reactors del tipus BWR), com a l'interior d'un generador de vapor durant una seqüència SGTR (reactors del tipus PWR). Sent l'activitat central l'ampliació de les capacitats del codi SPARC90, de manera que siga capaç de quantificar la captura d'aerosols que té lloc quan la descàrrega es produeix a alta velocitat (originalment el codi solament va ser desenvolupat per a l'estudi de descàrrega en règim globular, és a dir, injecció a baixa velocitat). De manera que el procés seguit per dur a terme el present treball es pot dividir en diverses etapes. La primera d'elles se centra en la cerca bibliogràfica de la informació disponible, d'una forma específica relativa a dolls submergits i, donada l'escassa informació específica existent, esta s'ha estés a la cerca bibliogràfica de processos amb fenomenologies que presenten analogies amb els dolls submergits. Dins d'aquesta part, es té d'una banda, la cerca dels aspectes relatius a la hidrodinàmica del doll i, per un altre, els relatius als processos de captura d'aerosols. En una segona etapa es tenen els aspectes relatius a la implementació dins de les noves subrutines del codi de les expressions trobades i/o desenvolupades en l'anterior etapa. Mentre que per a la tercera etapa resta l'avaluació de les capacitats i el comportament dels nous models implementats en el codi. Per a aquesta última etapa, en primer lloc, s'ha procedit a dur a terme un procés de verificació amb el qual s'ha comprovat la robustesa del codi. I en segon lloc, s'ha procedit a realitzar un procés de validació, el qual ha estat dut a terme a través de la confrontació dels resultats predits pel codi enfront de les limitades dades experimentals disponibles en condicions similars a les introduïdes en el model. Sent la comparació enfront de les dades experimentals satisfactòria, mostrant una millora ostensible en les capacitats del codi. / Berna Escriche, C. (2017). Estimation of the radioactive aerosols capture in accidental sequences of nuclear power plants [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/90495

En reactores de agua a presión, las secuencias de accidente severo con rotura de tubos del generador de vapor (conocidas por sus siglas en inglés SGTR, Steam Generator Tube Rupture) son dominantes del riesgo, a pesar de ser sucesos de muy baja probabilidad. Su importancia reside en la potencial liberación de radiactividad, en forma de aerosol, que supondrían desde el circuito primario al medio ambiente, sin intervención de la contención. Sin embargo, las partículas radioactivas podrían retenerse parcialmente en el secundario del generador de vapor aun cuando no quedara agua en el mismo. La ausencia de información sobre la capacidad del generador de vapor para atenuar el Término Fuente en condiciones secas, ha impedido su consideración en los estudios probabilistas de seguridad y en las guías de gestión de accidentes severos. Este trabajo describe las principales actividades y resultados de un programa experimental centrado en el estudio de la retención de aerosoles que se produce en la etapa de rotura del secundario de un generador de vapor seco. El trabajo está enmarcado en la contribución del CIEMAT al proyecto ARTIST (2003-2008) que ha sido financiada por el Consejo de Seguridad Nuclear. El objetivo general del trabajo fue desarrollar una base de datos de retención de productos de fisión en la etapa de rotura del secundario de un generador de vapor seco durante una secuencia SGTR de accidente severo. Los objetivos específicos del programa eran estimar tanto la influencia del campo de velocidades del gas, como la influencia de la naturaleza de las partículas en la retención de aerosoles en el haz de tubos. Para ello, se construyó una maqueta de tamaño intermedio con dimensiones y geometría representativas de una etapa un generador de vapor real. La caracterización aerodinámica del flujo en la etapa de rotura se realizó utilizando la técnica de velocimetría por imágenes de partículas (conocida por sus siglas en inglés PIV). La influencia de la naturaleza de la part / Sánchez Velasco, FJ. (2008). Experimental characterization of aerosol retention in the break stage of a dry steam generator in SGTR sequences [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/3839