Memoria para optar al título de Ingeniero Civil Mecánico / Esta memoria tiene por objetivo presentar un estudio sobre la fatiga térmica en zonas de mezcla de agua en reactores nucleares. El problema de la fatiga térmica ha aparecido en los sistemas auxiliares de las centrales nucleares bajo la forma de incidentes de relevancia. Además, se debe considerar que las condiciones de funcionamiento de los reactores venideros serán más exigentes que las actuales. Durante este trabajo, se cuenta con el apoyo de una empresa líder en la construcción de centrales nucleares y energías renovables: AREVA. La fatiga térmica en zonas de mezcla puede aparecer cuando se encuentran dos fluidos que presentan diferentes temperaturas, generando el fenómeno de turbulencia de los fluidos. Según las condiciones de funcionamiento, estas temperaturas pueden producir daño por la fatiga térmica en las paredes de las tuberías. El valor investigado es la duración admisible, que es el tiempo que demora la aparición de la fisura. En este contexto, se retoma el método interno de la empresa basado en la función de Green de esfuerzos y señales experimentales de temperatura, agregando un estudio de sensibilidad de los factores que inciden sobre la duración admisible. El experimento FATHER está en el centro de la investigación del problema de la fatiga térmica. Este experimento consiste en una maqueta sometida a las mismas condiciones de funcionamiento en donde aparece la fatiga térmica. Durante este experimento se mide un conjunto de parámetros físicos. La última versión de este experimento es la que analiza en esta memoria. Se usan datos experimentales de la maqueta FATHER, los cuales aún no han sido analizados por la empresa AREVA, para su comparación con los resultados obtenidos por EDF (empresa productora de electricidad y colaboradora). A partir de esta información, se estima el coeficiente de transferencia térmica, siendo éste uno de los parámetros que definen la duración admisible. Además, se implementa un nuevo método de ingeniería basado en la densidad espectral de potencia (DEP) propuesto por autores japoneses y su aplicación al caso FATHER. Se busca una comparación con el modelo anterior de la empresa para, idealmente, reemplazar en el futuro las caras medidas experimentales de la turbulencia por resultados de elementos finitos. El objetivo de esta memoria es comparar el daño real producido en el experimento FATHER con los daños producidos en los distintos modelos existentes, para así justificar las hipótesis tomadas. Para el desarrollo de este trabajo, se contó con el apoyo del Dr. Stéphan Courtin. Se utilizó un programa de elementos finitos (SYSTUS) y otros de análisis numérico (MATLAB y scilab).

En este trabajo, se ha puesto a punto un espectrómetro multiesferas, conocido como sistema de esferas Bonner (BSS) utilizado para la caracterización de campos de radiación neutrónicos en el recinto de contención de la Central Nuclear de Vandellòs II (CNV II).La utilización de este sistema multiesferas ha necesitado una serie de calibraciones, tales como la determinación del umbral necesario para separar las contribuciones neutron- gamma, discriminar el ruido electrónico, normalizar todas las medidas con respecto a una fuente de Am-Be de 37GBq, estudiar la estabilidad del sistema, etc. Todas ellas están encaminadas a obtener las condiciones de trabajo óptimas para la utilización del mismo en las diferentes campañas de medidas.El sistema multiesferas ha necesitado la determinación inicial de la matriz respuesta. Esta ha sido evaluada a partir de una geometría realista de nuestro sistema, por cálculo utilizando el código de simulación MCNP4B y la librería de secciones eficaces ENDF60. La matriz ha sido a continuación validada mediante una serie de irradiaciones realizadas con fuentes calibradas y haces de neutrones monoenergéticos.Un programa de deconvolución (MITOM-UAB) ha sido desarrollado en nuestro grupo y validado con fuentes ISO. La sensibilidad de la deconvolución con respecto a la incertidumbre de la medida y al número de esferas utilizadas ha sido estudiada. De los estudios realizados se desprende que con un tiempo de recuento razonable (del orden de 104 impulsos), los resultados espectrométricos y dosimétricos resultan consistentes.Las medidas efectuadas en el recinto de contención de la CNV II, nos han permitido la caracterización de los campos neutrónicos existentes dentro de la contención de dicha central. Los resultados encontrados muestran que los espectros son en general degradados en el conjunto de los puntos estudiados. En las zonas frecuentadas por el personal de explotación, la tasa de dosis equivalente es relativamente pequeña (£ 30 mSv/h) y debida principalmente a neutrones térmicos, si bien existen otros puntos de la contención donde se alcanzan valores de 300 mSv/h y que poseen espectros menos termalizados. / A multisphere spectrometer, known as Bonner sphere system (BSS), has been set-up to characterise the neutron radiation field within the containment building of the nuclear power plant Vandellòs II (CNVII). The use of this multisphere system needs a set of calibration exercises, such to determine the threshold levels necessary to differentiate between the contribution of neutron and g fields, to discriminate the electronic noise, to normalise the entire measurements relative to an Am-Be source of 37 GBq, to study the system stability, etc. All these calibrations aim to obtain the optimum conditions of work for the system application at different survey measurements. Similarly, the response matrix of the BSS, which initial determination is of great interest, is calculated using the MCNP4B particle transport code and the ENDF60 cross-section library. The obtained response matrix is validated by means of a set of neutron irradiations to calibrated sources and monoenergetic beams.On the other hand, a computer unfolding program is developed in our group and, in turn, is validated by means of the ISO sources. The unfolding sensitivities with respect to uncertainties of the measurement and to the number of the Bonner spheres used are also studied. From the investigations carried out in this work, it is shown that under reasonable counting time (of the order of 105 impulses), the spectrometric and dosemetric results obtained are quite consistent. The measurements carried out within the containment building of the (CNVII) have lead to characterise the neutron field existing in this installation. The data obtained show that the spectra are generally degraded with respect to the set of studied points. In the zones frequented by the staff of the exploitation, the equivalent dose rates, due mainly to thermal neutrons, are relatively small (< 30 mSv/h). However, there are some points within the containment building in which the spectra are less thermalised, where values of 300 mSv/h are reached.

[EN] In the last years, several studies have been developed in order to guarantee safety operation of Nuclear Power Plants (NPP), for both, the design plant life and for the Long Term Operation (LTO). In those situations, NPP must face the Periodic Safety Review (PSR). An important part of PRS involves the evaluation of risk impact of Structures, Systems and Components (SSC) ageing and how current asset management programs, e.g. maintenance and testing programs, are successful to achieve the objective of allowing a safe operation. In order to perform this evaluation, it is necessary to extend the current Probabilistic Safety Assessment (PSA) models to take into account, not only equipment ageing, but also maintenance and testing policies. This Ph Dissertation aims to help in NPP safety evaluation in the framework of PSR in both, design life and long-term operation. In this context, two main objectives are proposed. The first one is based on the proposal and application of risk-informed decision making methodology to evaluate the impact of changes to licensing bases, particularly in the ETF, using PSA models and considering aleatory uncertainties. The second is based on the adaptation and development of SSC reliability and availability models to consider not only the effect of aging, but also the effect of components management policies, in particular the testing and maintenance. Finally, these models have been joined to APS in order to obtain a new and extended APS (APSE). Some application cases, for both, risk-informed decision making on changes of licensing bases and for the use of the new APSA in the process of decision making, are provided in order to assess the feasibility and applicability of the new methodologies proposed The work of this thesis is part of the research supported by the Ministry of Economy and Competitiveness in the project ENE2013-45540-R, "Development of Advanced Surveillance Requirements with a focus on safety and competitiveness of Nuclear Power Plants operation in the long term", and in the Doctoral Fellow ENE2010-17449. / [ES] En los últimos años se han desarrollado diversos estudios enfocados a garantizar la operación segura de las centrales nucleares (CCNN), tanto en la operación dentro de la vida de diseño como en la operación a largo plazo. En ambos casos, las centrales deben de afrontar una Revisión Periódica de Seguridad (RPS), la cual, involucra, entre otras tareas, la evaluación del impacto en el riesgo del envejecimiento de Estructuras, Sistemas y Componentes (ESC) y del papel de los programas de gestión de activos, tales como los programas de vigilancia y de mantenimiento de la central. Para llevar a cabo esta evaluación, urge la necesidad de extender los modelos actuales del Análisis Probabilista de Seguridad (APS) para que tenga en cuenta de forma explícita no sólo el efecto del envejecimiento sino también el efecto de las políticas de gestión de componentes activos, en particular, las pruebas y mantenimientos. La presente tesis doctoral pretende servir de ayuda en las evaluaciones de la seguridad de las CCNN, y en el contexto de las RPS, tanto en la operación dentro de la vida de diseño como en la operación a largo plazo. En este contexto se plantean dos objetivos principales. El primero, se basa en la propuesta y aplicación de una metodología de toma de decisiones basada en la utilización de los modelos y datos del APS para llevar a cabo la evaluación del impacto en el riesgo de cambios en las bases de licencia, concretamente en las ETF de las CCNN, en presencia de incertidumbres. El segundo, se basa en la adaptación y desarrollo de los modelos de fiabilidad y disponibilidad convencionales de ESC para que consideren de forma explícita no sólo el efecto del envejecimiento, sino también el efecto de las políticas de gestión de componentes activos, en particular de las pruebas y mantenimiento. Finalmente, estos modelos se han incorporado al APS con el objetivo de obtener un nuevo APS Extendido (APSE). Tanto para la toma de decisiones informada en el riesgo para cambios en las bases de licencia, cómo para la toma de decisiones utilizando el nuevo modelo extendido, APSE, se aportan casos de aplicación que demuestran la viabilidad y aplicabilidad de los mismos. El trabajo realizado en la presente tesis doctoral se enmarca dentro de la línea de investigación financiada por el Ministerio de Economía y Competitividad en el proyecto ENE2013-45540-R, "Desarrollo de Requisitos de vigilancia avanzados enfocados a la seguridad y competitividad de la operación a largo plazo de centrales nucleares" y en la beca de Formación de Personal Investigador (FPI) ENE2010-17449. / [CAT] En els últims anys s'han desenvolupat diversos estudis enfocats a garantir l'operació segura de les centrals nuclears (CCNN), tant en l'operació dins de la vida de disseny com en l'operació a llarg termini. En ambdos casos, les centrals han d'afrontar una Revisió Periòdica de Seguretat (RPS), la qual, involucra, entre altres tasques, l'avaluació de l'impacte en el risc de l'envelliment d'Estructures, Sistemes i components (ESC) i del paper dels programes de gestió d'actius, com els programes de vigilància i de manteniment de la central. Per dur a terme aquesta avaluació, urgeix la necessitat d'estendre els models actuals de l'Anàlisi Probabilista de Seguretat (APS) perquè tinga en compte de manera explícita no sols l'efecte de l'envelliment sinó també l'efecte de les polítiques de gestió de components actius, en particular, les proves i manteniments. La present tesi doctoral pretén servir d'ajuda en les avaluacions de la seguretat de les CCNN, i en el context de les RPS, tant en l'operació dins de la vida de disseny com en l'operació a llarg termini. En aquest context es plantegen dos objectius principals. El primer, es basa en la proposta i aplicació d'una metodologia de presa de decisions basada en la utilització dels models i dades de l'APS per a dur a terme l'avaluació de l'impacte en el risc de canvis en les bases de llicència, concretament en les ETF de les CCNN, en presència d'incerteses. El segon, es basa en l'adaptació i desenvolupament dels models de fiabilitat i disponibilitat convencionals d'estructures, sistemes i components perquè considerin de forma explícita no només l'efecte de l'envelliment, sinó també l'efecte de les polítiques de gestió de components actius, en particular de les proves i manteniment. Finalment, aquests models s'han incorporat al APS amb l'objectiu d'obtenir un nou APS Estès (APSE). Tant per a la presa de decisions informada en el risc per canvis en les bases de llicència com per a la presa de decisions utilitzant el nou model estès, APSE, s'aporten casos d'aplicació que demostren la viabilitat i aplicabilitat dels mateixos. El treball realitzat en la present tesi doctoral s'emmarca dins de la línia d'investigació finançada pel Ministeri d'Economia i Competitivitat en el projecte ENE2013-45540-R, "Desarrollo de Requisitos de vigilancia avanzados enfocados a la seguridad y competitividad de la operación a largo plazo de centrales nucleares" i en la beca de Formació de Personal Investigador (FPI) ENE2010-17449. / Martón Lluch, I. (2015). Gestión de la operación, vigilancia y mantenimiento de equipos de seguridad de centrales nucleares a corto y largo plazo [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/58615 / TESIS

[ES] La tecnología nuclear para el uso civil genera más preocupación por la seguridad que muchas otras tecnologías que se usan a diario. La Autoridad Nuclear define las bases de cómo debe realizarse la operación segura de una Central Nuclear. De acuerdo a las directrices establecidas por la Autoridad Nuclear, una Central Nuclear debe analizar una envolvente de escenarios hipotéticos y comprobar de manera determinista que los criterios de aceptación para dicho evento se cumplen. El Análisis Determinista de Seguridad utiliza herramientas de simulación que aplican la física conocida sobre el comportamiento de la Central Nuclear para evaluar la evolución de una variable de seguridad y asegurar que los límites no se sobrepasan. El desarrollo de la tecnología informática, de los métodos matemáticos y de la física que envuelve el comportamiento de una Central Nuclear han proporcionado herra-mientas de simulación potentes que son capaces de predecir el comportamiento de las variables de seguridad con una importante precisión. Esto permite analizar escenarios de manera más realista evitando asumir condiciones conservadoras que hasta la fecha compensaban la falta de conocimiento modelado en las herramientas de simulación. Las herramientas conocidas como De Mejor Estimación son capaces de analizar even-tos transitorios en diferentes escalas. Además, emplean modelos analíticos de las dife-rentes físicas más detallados, así como correlaciones experimentales más realistas y actuales. Un paso adelante en el Análisis Determinista de Seguridad pretende combinar las diferentes herramientas de Mejor Estimación que se emplean para analizar las dis-tintas físicas de una Central Nuclear, considerando incluso la interacción entre ellas y el análisis progresivo a diferentes escalas, llegando a analizar fenómenos más locales si es necesario. Para este fin, esta tesis presenta una metodología de análisis multi-físico y multi-escala que emplea diferentes códigos de simulación analizando el escenario propuesto a dife-rentes escalas, es decir, desde un nivel de planta que incluye los distintos componentes, hasta el volumen de control que supone el refrigerante pasando entre las varillas de combustible. Esta metodología permite un flujo de información que va desde el análi-sis a mayor escala hasta el de menor escala. El desarrollo de esta metodología ha sido validado con datos de planta para poder evaluar el alcance de esta metodología y pro-porcionar nuevas líneas de trabajo futuro. Además, se han añadido los resultados de los distintos procesos de validación y verificación que han surgido a lo largo de este trabajo. / [CA] La tecnologia nuclear per a l'ús civil genera més preocupació per la seguretat que moltes altres tecnologies d'ús quotidià. L'Autoritat Nuclear defineix les bases de com ha de realitzar-se l'operació segura d'una Central Nuclear. D'acord amb les directrius establertes per l'Autoritat Nuclear, una Central Nuclear ha d'analitzar una envoltant d'escenaris hipotètics I comprovar de manera determinista que els criteris d'acceptació per a l'esdeveniment seleccionat es compleixen. L'Anàlisi Determinista de Seguretat utilitza eines de simulació que apliquen la física coneguda sobre el comportament de la Central Nuclear per avaluar l'evolució d'una variable de seguretat i assegurar que els límits no es traspassen. El desenvolupament de la tecnologia informàtica, els mètodes matemàtics i de la física que envolta el comportament d'una Central Nuclear han proporcionat eines de simulació potents amb capacitat de predir el comportament de les variables de seguretat amb una precisió significativa. Això permet analitzar escenaris de manera realista evitant assumir condicions conservadores que fins al moment compensaven la mancança de coneixement. Les eines de simulació conegudes com De Millor Estimació son capaces d'analitzar esdeveniment transitoris a diferent escales. A més, utilitzen models analítics per a les diferents físiques amb més detall així com correlacions experimentals més actualitzades i realistes. Un pas més endavant en l'Anàlisi Determinista de Seguretat pretén combinar les diferents eines de Millor Estimació que se utilitzen per analitzar les distintes físiques d'una Central Nuclear, considerant inclús la interacció entre ells i l'anàlisi progressiu a diferents escales, amb la finalitat de poder analitzar fenòmens locals. Per a aquest fi, esta tesi presenta una metodologia d'anàlisi multi-física i multi-escala que utilitza diferents codis de simulació analitzant l'escenari proposat a diferents escales, és a dir, des d'un nivell de planta que inclou els distints components, fins al volum de control que suposa el refrigerant passant entre les varetes de combustible. Esta metodologia permet un flux de informació que va des de l'anàlisi d'una escala major a una menor. El desenvolupament d'aquesta metodologia ha sigut validada i verificada amb dades de planta i els resultats han sigut analitzats a fi d'avaluar la capacitat de la metodologia i les possibles línies de treball futur. A més s'han afegit els principals resultats de verificació i validació que han sorgit en les distintes etapes d'aquest treball. / [EN] The nuclear technology for civil use has generated more concerns for the safety than several other technologies applied to the daily life. The Nuclear Regulators define the basis of how the Safety Operation of Nuclear Power Plants is to be done. According to these guidelines, a Nuclear Power Plant must analyze an envelope of hypothetical events and deterministically define if the acceptance criteria for these events is met. The Deterministic Safety Analysis uses simulation tools that apply the physics known in the behavior of the Nuclear Power Plant to evaluate the evolution of a safety varia-ble and assure that the safety limits will not be exceeded. The development of the computer science, the numerical methods and the physics involved in the behavior of a Nuclear Power Plant have yield powerful simulation tools that are capable to predict the evolution of safety variables which significant accuracy. This allows to consider more realistic simulation scenarios instead of con-servative approaches in order to compensate the lack of knowledge in the applied prediction methods. The so called Best Estimate simulation tools are capable to analyze the transient events in different scales. Furthermore, they account more detailed analytical models and experimental correlations. A step forward in the Deterministic Safety Analysis intends to combine the Best Estimate simulation tools of the different physics considering the interaction among them and analyzing the different scales, considering more local approaches if necessary. For this purpose, this thesis work presents a multi-scale and multi-physics methodology that uses different physics codes and has the aim of modeling postulated scenarios in different scales, i.e. from system models representing the components of the plants to the subchannel models that analyze the behavior of the coolant between the fuel rods. This methodology allows a flow of information where the output of one scale is used as input in a more detailed scale to predict a more local analysis of parameters, such as the Critical Power Ratio, which are of great importance for the estimation of safety margins. The development of this methodology has been validated against plant data with the aim of evaluating the scope of this methodology and in order to provide future lines of development. In addition, different results of the validation and verifi-cation yielded in the development of the parts of this methodology are presented. / Hidalga García-Bermejo, P. (2020). Development and validation of a multi-scale and multi-physics methodology for the safety analysis of fast transients in Light Water Reactors [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/160135 / TESIS

La tesis estudia la evolución del parque de generación de energía eléctrica durante el franquismo (1940-1975). En este período comenzó la formación de un sistema unificado de explotación, y durante su desarrollo se pasó de 1.731Mw a 25.467Mw. El sistema que se denominó “autorregulación”, permitió la coexistencia de las empresas eléctricas privadas, agrupadas alrededor de UNESA y el INI en su vertiente eléctrica. Sin embargo, las decisiones y la política eléctrica, y más tarde energética, estuvo directamente influida por el gobierno. Se analiza la importancia de las fuentes (hidráulica, carbón, fuel oil, gas natura, nuclear) de energía primaria en la generación de energía eléctrica. Asimismo, se estudia, aunque no de manera exhaustiva el impacto del medio ambiente y sus consecuencias y efectos a largo plazo. Todo ello se desarrolla en el contexto histórico pertinente bajo una vertiente técnico-económica. / The thesis studies the evolution of the power generation system of electricity, during the Franco’s Regime (1940-1975). In this period, it began the construction of a unified system of exploitation, where the power installed was moved from 1.731Mw to 25.467Mw. The system was called "self regulation", allowing the coexistence of private electric companies, grouped around UNESA and the INI in its electrical aspect. However, the decisions and the power policy, and later on the energy, was directly influenced by the government. It discusses the importance of the primary energy sources (hydro, coal, fuel oil, natural gas, nuclear) in electric power generation. However, it is not intended to illustrate a comprenhensive explanation of the environmental impact and its consequences and effects long term. To sum up, all this takes place in the relevant historical context in a technical and economical perspective.