Magíster en Gestión y Políticas Públicas / El problema a investigar corresponde a una necesidad de la Comisión Chilena de Energía Nuclear (CChEN) de identificar los criterios estratégicos que permitan evaluar alternativas de continuidad operacionales relacionadas a su plataforma nuclear. Entre estas alternativas de inversión se encuentran: (i) continuar operando el reactor RECH1 invirtiendo en reforzar su seguridad y actualización de algunos de sus sistemas, (ii) dejar de operar el reactor RECH1 y poner en funcionamiento el reactor RECH2, (iii) dejar de operar el reactor RECH1 y construir un nuevo reactor nuclear de investigación RECH3, y (iv) dejar de utilizar reactores nucleares de investigación para la producción de radioisótopos y actividades de investigación y desarrollo, siendo reemplazados por un ciclotrón, CICLO2, que cumpla las funciones del reactor RECH1. Conceptualmente, la toma de decisiones en el sector nuclear se encuentra ligada a las definiciones de nivel país de iniciar o no programas nucleares. Estas diferentes técnicas de tomas de decisiones hacen uso de conceptos comunes que sirven como referencia, junto a la opinión experta para la selección de los criterios estratégicos para el Proceso Analítico Jerárquico (AHP). La plataforma nuclear tiene una relevancia de nivel estratégico país al contar con un conocimiento e infraestructura únicos que permite una independencia regional y mundial de insumos de medicina nuclear. También existe la relevancia desde el punto vista social ya que elimina capas intermedias de la cadena de suministro que no agregan valor al ciudadano, llegando con productos de medicina nuclear más baratos democratizando su uso. El objetivo general de esta tesis y problema de investigación es determinar los criterios estratégicos que permitan una toma de decisión más allá del punto de vista económico. Es por esto que se utiliza la metodología Multicriterio, AHP, para identificar estos criterios y realizar una simulación con valores obtenidos desde una opinión experta y fuentes bibliográficas. Luego de realizar la simulación de evaluación, es la alternativa CICLO2, quien obtiene la mejor puntuación dado que la producción de las nuevas tecnologías permiten casi en su totalidad producir los mismos isotopos de reactor presentando menor riesgo, requiriendo menor gestión de desechos y menor protección radiológica. El análisis AHP requiere mayor profundidad, dado que la evaluación social de todas las alternativas requiere un estudio más profundo que no está en el alcance de este trabajo. Las alternativas de los reactores nucleares de investigación: RECH1, RECH2 y RECH3 presentan un gran potencial ya que permiten aplicaciones nucleares transversales y relacionadas con las investigaciones únicas a nivel país. / 29/08/2022

Se estudian aspectos de la generación nucleoeléctrica, a fin de establecer algunos conceptos a considerar para la posible incorporación de potencia nuclear a la matriz energética chilena. Un aumento de un 6% anual de la demanda energética nacional, crecientes dificultades de suministro de gas natural e hidroelectricidad, así como una reducida incidencia de las energías alterativas, motivan el interés por considerar la inclusión de energía nuclear en nuestra matriz energética a mediano o largo plazo. Se enfatiza en este estudio el aspecto termohidráulico de la recuperación de la energía generada en el núcleo de un reactor. Se describe la tecnología de reactores nucleares, que en su constante evolución desde los años 50, ha creado la llamada tercera generación de modelos, basados en mejoras de los sistemas previamente existentes de reactores de agua en ebullición y de agua presurizada, ampliamente operados y analizados. Del estudio se desprende que son éstos últimos los que presentan mayores perspectivas para su aplicación en Chile, dado nuestro grado de evolución tecnológica. Se ha identificado tres diseños similares de reactores de 1000 [MW(e)], producidos por empresas líderes en el mundo en la fabricación de estos dispositivos. En base a criterios termohidráulicos, y considerando la capacidad del sistema interconectado de incluir nuevas centrales, se identifica el reactor más factible de aplicar en nuestro país (AP1000 de Westinghouse). Para dicho modelo de reactor, se realizó un análisis termohidráulico, consistente en balances energéticos en la fase de generación de calor en el núcleo del reactor, donde se realiza la transferencia de energía a un fluido primario presurizado (agua). Luego el fluido primario transfiere calor a un fluido secundario (agua en ebullición), que realiza un ciclo Rankine sin sobrecalentamiento. Los resultados principales son los caudales de fluidos, presiones, y temperaturas en la operación normal y estacionaria de estos reactores, cuyas dimensiones son de dominio público. Las temperaturas alcanzadas son especialmente críticas en cuanto a la seguridad de operación. En particular, se obtiene una temperatura máxima en el núcleo de 1401 [K] (temperatura más alta en todo el sistema), mientras que en el intercambio entre fluido primario y secundario, la pared de los tubos del intercambiador térmico alcanza 560 [K]. Los cálculos implementados son del tipo contraparte, en que se analiza la performance de un equipo que es ofrecido para su adquisición. Tales cálculos son gran importancia en el caso de evaluar tecnologías transferidas desde el exterior, especialmente tan complejas como las de generación nucleoeléctrica.

A partir de una investigación conducida en la localidad de Embalse, en la provincia de Córdoba, analizamos en este artículo la construcción social del riesgo en la vida cotidiana de ciudadanos y familiares de trabajadores de la central nuclear. Las supuestas amenazas representadas por la central constituyen un ápice de la dimensión trágica atribuida histórica y culturalmente a la actividad nuclear. Si bien desde el accidente de Fukushima en Japón el temor a los accidentes y la aprehensión como una rutina practicada en la central comenzaron a tomar más fuerza que tiempo atrás, lo cierto es que estos posibles riesgos fueron contrapuestos también con la necesidad de mantener los puestos de trabajo y con la necesidad de comenzar a generar energías limpias y, de esa forma, intentar disminuir el impacto ambiental. Frente a estas cuestiones, que movilizan a distintos actores sociales con intereses diversos, buscamos recuperar las percepciones y el imaginario social de los habitantes de esta localidad frente a la empresa Nucleoeléctrica Argentina. Abordaremos para ello las contradicciones que se viven en la cotidianeidad en una ciudad afectada por la posibilidad de generar energía limpia y mantener puestos de trabajo y, por otro lado, por el peso de la connotación negativa que histórica y culturalmente tiene la energía nuclear por los peligros que significa para el ambiente y la salud de los seres humanos. / A partir de una investigación conducida en la localidad de Embalse, en la provincia de Córdoba, analizamos en este artículo la construcción social del riesgo en la vida cotidiana de ciudadanos y familiares de trabajadores de la central nuclear. Las supuestas amenazas representadas por la central constituyen un ápice de la dimensión trágica atribuida histórica y culturalmente a la actividad nuclear. Si bien desde el accidente de Fukushima en Japón el temor a los accidentes y la aprehensión como una rutina practicada en la central comenzaron a tomar más fuerza que tiempo atrás, lo cierto es que estos posibles riesgos fueron contrapuestos también con la necesidad de mantener los puestos de trabajo y con la necesidad de comenzar a generar energías limpias y, de esa forma, intentar disminuir el impacto ambiental.Frente a estas cuestiones, que movilizan a distintos actores sociales con intereses diversos, buscamos recuperar las percepciones y el imaginario social de los habitantes de esta localidad frente a la empresa Nucleoeléctrica Argentina. Abordaremos para ello las contradicciones que se viven en la cotidianeidad en una ciudad afectada por la posibilidad de generar energía limpia y mantener puestos de trabajo y, por otro lado, por el peso de la connotación negativa que histórica y culturalmente tiene la energía nuclear por los peligros que significa para el ambiente y la salud de los seres humanos.

Ingeniero Civil Mecánico / La Comisión Chilena de Energía Nuclear (CCHEN), en particular la planta de elementos combustibles (PEC), quiere aumentar su capacidad de diseño de elementos combustibles nucleares (ECN). La Organización Internacional de Energía Atómica (OIEA) estipula que para desarrollar nuevos diseños de ECN se debe cumplir con pruebas neutrónicas, estructurales, térmicas e hidráulicas. La CCHEN en primera instancia, desea implementar las pruebas hidráulicas con una bancada de prueba que se denomina Loop Hidráulico (LH) El objetivo general del proyecto es diseñar un LH a nivel de ingeniería de detalle, con la finalidad de caracterizar hidráulicamente ECN del reactor RECH-1. Los objetivos específicos son: i) Efectuar el diseño conceptual y la filosofía de control aplicable al LH, ii) Desarrollar el diseño básico del LH incluyendo su Layout, dotación de equipos, instrumentación y complementos para montaje, y iii) Efectuar el diseño de detalle para construcción y montaje del LH incluyendo especificaciones técnicas para adquisición, construcción y montaje del LH, y desarrollar el estimado de inversiones para materializar el proyecto. Para realizar el diseño conceptual del LH se procede a revisar proyectos de piping proporcionados por especialistas, se efectúan análisis de pérdida de carga de fluidos en ductos y se revisan papers sobre LH existentes (Pettern e IPEN). El diseño básico se desarrolla fijando las condiciones operacionales del sistema, tomando como criterio de diseño las exigentes condiciones operacionales del reactor RECH-2. Para el diseño de la zona de prueba se utiliza el código ASME VIII división 1 sección 13-7. El estanque se desarrolla según la capacidad de fluido contenido en el sistema. La bomba se selecciona mediante las pérdidas de carga del sistema, sobrestimando la carga de la bomba. Además se comparan las curvas características de la bomba con la curva característica del sistema. Se generan los planos de detalle con el software Autodesk Inventor Profesional 2014-versión estudiante. La selección de la instrumentación se efectúa con el asesoramiento de una empresa dedicada a la medición y control de actividades industriales (VETO). Los principales resultados del proyecto indican que para someter a pruebas hidráulicas a ECN RECH-1 es necesario diseñar un LH que opera en un rango de caudal de 15 a 34 m3/h, con los siguientes componentes: 01 estanque vertical estándar de 3400 L, 01 bomba centrifuga de 5,5 HP, 21 m de piping de PVC de 50 mm de diámetro, y un set de conexión entre componentes, piping, sistema de medición y control. El trabajo genera los planos necesarios para la fabricación y montaje del LH según los componentes ya seleccionados. Si bien el LH diseñado puede someter a ECN RECH-1 a caudales que ponen a prueba su estabilidad estructural, esto no representa fielmente las condiciones hidráulicas que los ECN experimentan en la piscina del reactor RECH-1. Por lo que es conveniente tener en cuenta que las mediciones que se registren en la zona de prueba solo pueden ser cercanas a las reales, sin embargo es de mayor interés someter a los ECN a caudales extremos para asegurar su integridad estructural; requerimiento que el LH diseñado satisface plenamente.

Ingeniero Civil Mecánico / La Agencia Internacional de Energía Atómica (IAEA por sus siglas en inglés) promueve el uso seguro y pacífico de la Energía Nuclear. La agencia funciona de manera cooperativa entre todos los Estados que la integran. Y en Chile la responsable es la Comisión Chilena de Energía Nuclear (CCHEN). En el país hay dos reactores de investigación, uno de ellos es el RECH-1, este corresponde a un reactor de investigación con una potencia de 5[MWt], es moderado y refrigerado con agua liviana y su combustible corresponde al tipo MTR (Material Testing Reactor) placas planas. El elemento combustible utilizado en el RECH-1 es fabricado en la Planta de Elementos Combustibles (PEC), perteneciente a la CCHEN. El elemento combustible consiste en un prisma rectangular fabricado con aluminio, el cual posee un largo aproximado de 1 metro. Este se puede dividir en tres subconjuntos: Caja Filtro, por donde ingresa el agua; Cuerpo, en donde están las 16 placas combustibles; y la Boquilla, por donde sale el agua. En el último protocolo de seguridad y buenas prácticas para reactores de investigación, la IAEA exige caracterizar hidráulicamente el comportamiento del elemento combustible, esto corresponde a determinar la pérdida de presión del refrigerante durante los procedimientos realizados en el reactor. A partir de un estudio bibliográfico, se genera el capítulo de antecedentes, en cual se obtiene la información sobre el caudal nominal del RECH-1. La velocidad nominal en la entrada del elemento combustible corresponde a 0,349[m/s]. Con la velocidad critica de Miller y la información obtenida de los informes de la CCHEN, se selecciona el rango de velocidades 0,001-1,15[m/s] para el que se realizará la caracterización, considerando 10 velocidades distintas. Las simulaciones han sido realizadas en el programa ANSYS Fluent 17.1, se simulan los subconjuntos y elemento combustible por separado para las distintas velocidades. El programa permite generar diagramas de distintos tipos y representar fenómenos físicos, los que ayudan en la comprensión del problema. Como resultados se obtienen las curvas de caída de presión del refrigerante en función de la velocidad, diagramas de contorno de diferencia de presión y líneas de corriente. Los resultados se comparan con medidas experimentales aportadas por la CCHEN, mostrando una diferencia mínima de un 6%. entre las presiones obtenidas. Con lo que se dan por cumplido los objetivos de la memoria

Memoria (licenciado en ciencias jurídicas y sociales) / Los eventuales riesgos derivados de la utilización de la energía nuclear y de las radiaciones ionizantes se caracterizan por sus consecuencias catastróficas. En este sentido, las centrales nucleares son las que mayores críticas reciben por los peligros que su funcionamiento implica, debido a sus distintos factores de riesgo; sin embargo, como dice el jurista español Gordillo Álvarez-Valdés, es el factor humano el riesgo más importante, que comprende desde simples errores de concepción o ejecución, a negligencias o actos motivados por intereses de diverso tipo -económicos, políticos, entre otros-. El presente trabajo versa sobre una parcela de la realidad notablemente abandonada por la doctrina no obstante la reacción social que genera. En las siguientes páginas daremos cuenta de la respuesta de nuestro ordenamiento jurídico-penal al peligro de los usos de la energía nuclear y radiaciones ionizantes, llenando así un vacío en la investigación jurídico penal chilena. A lo largo de este trabajo se estudiarán diversos temas que dicen relación con los delitos relativos a la energía nuclear y a las radiaciones ionizantes, siendo el eje central los tipos penales contemplados en la Ley 18.302 de Seguridad Nuclear. El capítulo introductorio es el encargado de revisar lo complejo que es para los Estados en particular y la comunidad internacional en general tomar las decisiones políticas y legislativas necesarias respecto a la implementación satisfactoria de la tecnología nuclear, en un mundo que demanda la aplicación de los avances de la ciencia nuclear, además de energía barata y limpia, pero que no puede desprenderse de fundados temores. Distintas opiniones, posturas, teorías, datos e inclusive ideologías aportan a una discusión que no puede eludirse a la hora de regular y especialmente de penalizar. El capítulo primero se denomina “El ordenamiento jurídico chileno en materia nuclear”, y tiene como objetivo dar a conocer el actual marco regulatorio en la temática nuclear en nuestro país, incluyendo los acuerdos y tratados internacionales suscritos por Chile. 5 El capítulo segundo está dedicado a la regulación jurídico-penal en materia nuclear en el derecho comparado, a objeto de tener una noción de cómo es tratado el tema en estudio en las legislaciones extranjeras más entendidas. El capítulo tercero se titula “Bien jurídico protegido y delitos de peligro en la ley de seguridad nuclear”, y como su nombre lo indica, estudia los bienes jurídicos protegidos por la ley de seguridad nuclear, analizando la técnica legislativa de los tipos de peligro como manera de resguardar aquellos relacionados con la seguridad colectiva. Por último, en el capítulo cuarto se analizan los tipos penales que contiene la Ley 18.302 de Seguridad Nuclear, que es la norma especial que regula los usos pacíficos de la energía nuclear, no sin antes revisar los términos técnicos y científicos que son utilizados en la normativa necesariamente, dada la complejidad de la materia. En las conclusiones las autoras emiten los comentarios finales y los aportes jurídico-penales que contribuyen a enriquecer un sector penal, como dijimos, hasta ahora abandonado dogmáticamente

Memoria (licenciado en ciencias jurídicas y sociales) / Dado el particular escenario de consumo energético que se avecina en los próximos años y que será objeto del primer Capítulo de esta obra, es que nos veremos en la necesidad de suplir una creciente demanda energética de forma segura y eficiente, esto quiere decir, por una parte, garantizando el futuro suministro de energía, procurando aminorar los efectos de nuestra fuerte dependencia externa en la materia y, por otra, teniendo siempre presente el cuidado y respeto por el medioambiente, variable que hoy en día cobra una vital importancia. Surge de esta forma, la opción por un proyecto núcleo-eléctrico, mediante el futuro establecimiento de uno o más reactores nucleares de potencia. Esta se transforma en una alternativa a nuestro juicio razonable y no susceptible de ser descartada a priori sin antes haber hecho un análisis exhaustivo de sus ventajas y desventajas, esto es, tanto de los riesgos que lleva aparejada esta opción como también de sus beneficios. El presente trabajo pretende ser un aporte en la materia, intentando dar luz a una de las tantas aristas del problema, a saber, cómo se estructura un eventual órgano regulador nuclear que deberá ostentar el carácter de independiente, condición indispensable en vista de los tratados internacionales ratificados por nuestro país y de las recomendaciones emitidas por los organismos internacionales pertinentes.

Memoria (licenciado en ciencias jurídicas y sociales) / El objetivo del presente trabajo no radica sólo en analizar, de la forma más detallada y completa posible, el tratamiento otorgado a nivel comunitario a la actividad energética, intentando abarcar los diversos segmentos y matices que ésta presenta, sino también intentar ratificar –o cuestionar, en su caso- la efectividad del marco regulatorio energético comunitario a la luz no sólo de los propios principios inspiradores de la política energética comunitaria, sino a la luz de la amplia gama normativa que nos ofrece la existencia, desarrollo y ejecución del Derecho Comunitario, y como la interrelación de éste con las diversas legislaciones nacionales de los países miembros ha influido en el desarrollo e implementación de la regulación de la actividad energética a nivel comunitario.

No autorizada por el autor para ser publicada a texto completo / Memoria (licenciado en ciencias jurídicas y sociales) / Desde hace un tiempo, ha sido apreciable en diversos medios de comunicación social la existencia de un debate, aún en período de gestación, relativo a la conveniencia de acoger el desarrollo de un proyecto de generación núcleo-eléctrico en nuestro país. Tal cuestión no es un mero capricho de las empresas dedicadas al rubro de informar, por el contrario, revela el dilema que atañe a toda nuestra sociedad, en cuanto a decidir la incorporación de la opción nuclear a nuestra matriz energética con todos los costos y beneficios que tal alternativa comprende. Precisamente, esta memoria tiene por objeto contribuir a que este debate sea aún más informado y enriquecedor, para lo cual, se centrará fundamentalmente en el análisis de los diversos modelos de propiedad en los que se podría basar el desarrollo de un proyecto de generación núcleo-eléctrico, con especial énfasis en el tratamiento de los Public-Private Partnerships (PPPs), cuyo símil en nuestro país está representado por el régimen de concesiones. Por supuesto, este análisis se efectuará luego de haber contextualizado someramente el panorama energético nacional y las ventajas de incorporar un reactor nuclear de potencia a nuestra matriz energética. Respecto de los modelos de propiedad, se ha decidido examinarlos desde una perspectiva delimitada, centrada esencialmente en el grado de participación que eventualmente le puede corresponder al Estado en el dominio o gestión de un proyecto de esta envergadura. En este sentido, se han clasificado los modelos de propiedad en estatal, privado, y público-privado, no obstante las diversas variantes que estos modelos pueden adoptar y que serán analizadas a lo largo de esta memoria.

[ES] La forma más exacta de conocer el desplazamiento de los neutrones a través de un medio material se consigue resolviendo la Ecuación del Transporte Neutrónico. Tres diferentes aproximaciones de esta ecuación se han investigado en esta tesis: Ecuación del transporte neutrónico resuelta por el método de Ordenadas Discretas, Ecuación de la Difusión y Ecuación de Armónicos Esféricos Simplificados. Para resolver estás ecuaciones se estudian diferentes esquemas del Método de Diferencias Finitas. La solución a estas ecuaciones describe la población de neutrones y las reacciones ocasionadas dentro de un reactor nuclear. A su vez, estas variables están relacionadas con el flujo y la potencia, parámetros fundamentales para el Análisis de Seguridad Nuclear. La tesis introduce la definición de las ecuaciones mencionadas y en particular se detallan para el estado estacionario. Se plantea el Método Modal como solución a los problemas de autovalores definidos por dichas ecuaciones. Primero se desarrollan varios algoritmos para la resolución del estado estacionario de la Ecuación del Transporte de Neutrones con el Método de Ordenadas Discretas para la discretización angular y el Método de Diferencias Finitas para la discretización espacial. Se ha implementado una formulación capaz de resolver el problema de autovalores para cualquier número de grupos energéticos con upscattering y anisotropía. Varias cuadraturas utilizadas por este método en su resolución angular han sido estudiadas e implementadas para cualquier orden de aproximación de Ordenadas Discretas. Además, otra formulación se desarrolla para la solución del problema fuente de la ecuación del transporte neutrónico. A continuación, se lleva a cabo un algoritmo que permite resolver la Ecuación de la Difusión de Neutrones con dos variantes del método de diferencias Finitas, una centrada en celda y otra en vértice o nodo. Se utiliza también el Método Modal calculando cualquier número de autovalores para varios grupos de energía y con upscattering. También se implementan los dos esquemas del Método de Diferencias Finitas anteriormente mencionados en el desarrollo de diferentes algoritmos para resolver las Ecuaciones de Armónicos Esféricos Simplificados. Además, se ha realizado un análisis de diferentes aproximaciones de las condiciones de contorno. Finalmente, se han realizado cálculos de la constante de multiplicación, los modos subcríticos, el flujo neutrónico y la potencia para diferentes tipos de reactores nucleares. Estas variables resultan esenciales en Análisis de Seguridad Nuclear. Además, se han realizado diferentes estudios de sensibilidad de parámetros como tamaño de malla, orden utilizado en cuadraturas o tipo de cuadraturas. / [CA] La forma més exacta de conèixer el desplaçament dels neutrons a través d'un mitjà material s'aconsegueix resolent l'Equació del Transport Neutrònic. Tres diferents aproximacions d'esta equació s'han investigat en aquesta tesi: Equació del Transport Neutrònic resolta pel mètode d'Ordenades Discretes, Equació de la Difusió i Equació d'Ármonics Esfèrics Simplificats. Per a resoldre estes equacions s'estudien diferents esquemes del Mètode de Diferències Finites. La solució a estes equacions descriu la població de neutrons i les reaccions ocasionades dins d'un reactor nuclear. Al seu torn, estes variables estan relacionades amb el flux i la potència, paràmetres fonamentals per a l'Anàlisi de Seguretat Nuclear. La tesi introduïx la definició de les equacions mencionades i en particular es detallen per a l'estat estacionari. Es planteja el Mètode Modal com a solució als problemes d'autovalors definits per les dites equacions. Primer es desenvolupen diversos algoritmes per a la resolució de l'estat estacionari de l'Equació del Transport de Neutrons amb el Mètode d'Ordenades Discretes per a la discretiztació angular i el Mètode de Diferències Finites per a la discretització espacial. S'ha implementat una formulació capaç de resoldre el problema d'autovalors per a qualsevol nombre de grups energètics amb upscattering i anisotropia. Diverses quadratures utilitzades per este mètode en la seua resolució angular han sigut estudiades i implementades per a qualsevol orde d'aproximació d'Ordenades Discretes. A més, una altra formulació es desenvolupa per a la solució del problema font de l'Equació del Transport Neutrònic. A continuació, es du a terme un algoritme que permet resoldre l'Equació de la Difusió de Neutrons amb dos variants del mètode de Diferències Finites, una centrada en cel·la i una altra en vèrtex o node. S'utilitza també el Mètode Modal calculant qualsevol nombre d'autovalors per a diversos grups d'energia i amb upscattering. També s'implementen els dos esquemes del Mètode de Diferències Finites anteriorment mencionats en el desenvolupament de diferents algoritmes per a resoldre les Equacions d'Harmònics Esfèrics Simplificats. A més, s'ha realitzat una anàlisi de diferents aproximacions de les condicions de contorn. Finalment, s'han realitzat càlculs de la constant de multiplicació, els modes subcrítics, el flux neutrònic i la potència per a diferents tipus de reactors nuclears. Estes variables resulten essencials en Anàlisi de Seguretat Nuclear. A més, s'han realitzat diferents estudis de sensibilitat de paràmetres com la grandària de malla, orde utilitzat en quadratures o tipus de quadratures. / [EN] The most accurate way to know the movement of the neutrons through matter is achieved by solving the Neutron Transport Equation. Three different approaches to solve this equation have been investigated in this thesis: Discrete Ordinates Neutron Transport Equation, Neutron Diffusion Equation and Simplified Spherical Harmonics Equations. In order to solve the equations, different schemes of the Finite Differences Method were studied. The solution of these equations describes the population of neutrons and the occurred reactions inside a nuclear system. These variables are related with the flux and power, fundamental parameters for the Nuclear Safety Analysis. The thesis introduces the definition of the mentioned equations. In particular, they are detailed for the steady state case. The Modal Method is proposed as a solution to the eigenvalue problems determined by the equations. First, several algorithms for the solution of the steady state of the Neutron Transport Equation with the Discrete Ordinates Method for the angular discretization and Finite Difference Method for spatial discretization are developed. A formulation able to solve eigenvalue problems for any number of energy groups, with scattering and anisotropy has been developed. Several quadratures used by this method for the angular discretization have been studied and implemented for any order of approach of the discrete ordinates. Furthermore, an adapted formulation has been developed as a solution of the source problem for the Neutron Transport Equation. Next, an algorithm is carried out that allows to solve the Neutron Diffusion Equation with two variants of the Finite Difference Method, one with cell centered scheme and another edge entered. The Modal method is also used for calculating any number of eigenvalues for several energy groups and upscattering. Both Finite Difference schemes mentioned before are also implemented to solve the Simplified Spherical Harmonics Equations. Moreover, an analysis of different approaches of the boundary conditions is performed. Finally, calculations of the multiplication factor, subcritical modes, neutron flux and the power for different nuclear reactors were carried out. These variables result essential in Nuclear Safety Analysis. In addition, several sensitivity studies of parameters like mesh size, quadrature order or quadrature type were performed. / Me gustaría dar las gracias al Ministerio de Economía, Industria y Competitividad y a la Agencia Estatal de Investigación de España por la concesión de mi contrato predoctoral de formación de personal investigador con referencia BES-2016-076782. La ayuda económica proporcionada por este contrato fue esencial para el desarrollo de esta tesis, así como para el financiamiento de una estancia. / Morato Rafet, S. (2020). Contributions to solve the Multi-group Neutron Transport equation with different Angular Approaches [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/159271