La evaluación del comportamiento de las plantas nucleares ante un escenario transitorio es una línea de trabajo dentro del campo de la seguridad nuclear desde que empezó la explotación de la enertía nuclear para la producción de energía eléctrica. La comprobación experimental del comportamiento de las centrales nucleares no es viable en la mayoría de los casos, esto hace necesario disponer de herramientas de simulación de manera que se puedan extrapolar los resultados a las instalaciones reales. Los organismos reguladores permiten utilizar códigos de simulación termohidráulica para garantizar la seguridad de las instalaciones, siempre que se cuantifique la incertidumbre asociada a simulación. Para cuantificar y acotar estas incertidumbres se han propuesto varias metodologías, sin embargo, todas ellas necesitan de la realización de diversos análisis de sensibilidad que se realizan manualmente y, por tanto, dependen en gran medida del usuario que realiza el análisis. En esta tesis se presenta un método automático y sistemático de búsqueda y optimización de parámetros termohidráulicos, de manera que se asegura que el error cometido es el mínimo posible..... / Carlos Alberola, S. (2001). Estrategia de búsqueda y optimización de parámetros con aplicación en la simulación mediante códigos termohidráulicos [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/4267

La tesis está dedicada al desarrollo de métodos para el tratamiento de dos problemas básicos de la física de reactores nucleares, el cálculo de los modos lambda asociados a una configuración estática del reactor nuclear, y la integración de la ecuación de la difusión neutrónica dependiente del tiempo. la memoria se estructura en seis capítulos. en el primero se introducen los dos problemas a tratar. en el segundo, se desarrolla una aproximación analítica para la obtención de los modos lambda de un reactor unidimensional, y la generalización de esta metodología para el tratamiento de problemas bidimensionales. en el capítulo tercero, se aborda el cálculo de los modos lambda mediante un método de colocación nodal. utilizando, para el cálculo de los autovalores dominantes de la matriz resultante de la aplicación del método de colocación y sus correspondientes autovectores, un algoritmo basado en la utilización del método de iteración del subespacio combinado con una estrategia variacional de aceleración. en el capítulo cuarto, se desarrolla un método nodal modal para la integración de la ecuación de la difusión neutrónica dependiente del tiempo basado en la obtención de los modos lambda del reactor. en el capítulo quinto, se estudia la integración de la ecuación de la difusión mediante técnicas basadas en la discretización temporal de las ecuaciones, desarrollando, a su vez, una aproximación cuasi-estatica para el tratamiento de las mismas. por último, se exponen las principales conclusiones del trabajo. se sometió a estrés hídrico a arboles cimentinos de Nules durante tres periodos del año y se estudió el crecimiento, evapotranspiración, relaciones hídricas y componentes de la producción y calidad de los frutos. se realizaron medidas de potencial hídrico foliar antes del amanecer se calculó su integral de estrés y se calculó la evapotranspiración de los árboles de los distintos tratamientos. / Ginestar Peiro, D. (1995). Integración de la ecuación de la difusión neutrónica en geometrías multidimensionales. Aplicación a reactores nucleares. Cálculo de los Modos Lambda [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/4268

La braquiterapia es una técnica por la cual se introducen en el cuerpo fuentes radiactivas encapsuladas, situándolas cerca de los tumores por medio de aplicadores. Esta técnica permite impartir la dosis requerida al tumor evitando todo lo posible dañar los tejidos sanos. Con el fin de poder realizar lo mejor posible la planificación del tratamiento, es muy importante conocer tan precisamente como sea posible la distribución de dosis no sólo alrededor de la fuente sino también del aplicador. En la tesis, se ha utilizado una fuente de Ir-192 tipo Microselectron de la empresa Nucletron con un aplicador ginecológico constituido por un tubo intrauterino de acero inoxidable y dos cilindros vaginales de polímeros. Se ha realizado, mediante cálculos y medidas, un estudio de la distribución de dosis alrededor del aplicador. Las medidas se han realizado utilizando una cámara de ionización tipo Wellhöfer CC04 así como películas radiocrómicas tipo Gafchromic © EBT. Las películas permiten obtener isodosis y la cámara de ionización se ha utilizado para obtener dosis en profundidad. Para asegurar un buen posicionamiento de los sistemas de medida y de la fuente, se ha fabricado un maniquí de plexiglás. Los cálculos de distribución de dosis se han realizado utilizando el software de planificación de tratamiento (TPS) PLATO v14.3 así como el programa MCNP5 basado en el método Monte Carlo, para lo cual se ha desarrollado un modelo del conjunto fuente, aplicador y maniquí. Los TPS no tienen en cuenta la atenuación en los materiales que constituyen el aplicador; por lo que es importante conocer la influencia de este efecto sobre el cálculo de la dosis. La comparación de cálculos y medidas, pone de manifiesto que el efecto de blindaje a causa del tubo intrauterino no es significativo, excepto en el campo próximo al tubo, a menos de un centímetro de éste. Las películas Gafchromic © EBT y la cámara de ionización Wellhöfer CC04, utilizados durante la tesis, han permitido realizar medidas dede distribución de dosis y también de dosis absoluta, que han llevado a la validación de la simulación realizada con MCNP5 en ciertas situaciones geométricas simples. El programa MCNP5 es una herramienta muy potente para el estudio de las distribuciones de dosis en braquiterapia, particularmente para situaciones donde una dosimetría experimental resulta imposible, por ejemplo en contacto con el tubo intrauterino o en zonas muy próximas a éste. Para distancias superiores a 1 cm de la fuente, los resultados de la estimación de dosis realizada por el sistema PLATOv14.3 muestran un buen acuerdo con las medidas y los cálculos realizados. Finalmente, se ha realizado un análisis completo de las incertidumbres relativas a la utilización del programa de cálculo MCNP5. Se ha estudiado para ello el efecto de los diferentes elementos relacionados con el modelo desarrollado, pero también con el propio programa. Es necesario indicar que una evaluación de la incertidumbre global es esencial en el caso de comparación con otros sistemas de cálculo o con las medidas efectivas. / Gerardy, IYJ. (2011). Evaluation d'un système de planification pour un traitement de brachythérapie gynécologique en utilisant des techniques Monte Carlo et des mesures expérimentales [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/14272

El uso de códigos es una herramienta fundamental en Seguridad Nuclear para la simulación de diferentes situaciones en reactores de potencia. En particular, los códigos termohidráulicos de estimación óptima nos permiten simular de forma más realista los fenómenos que suceden en una central nuclear con la representación del circuito primario. A su vez los códigos neutrónicos de dinámica del núcleo, nos permiten una definición y simulación más precisa del núcleo. El uso de los códigos acoplados permite la optimización de las propiedades de los códigos separados, ya que se produce la transferencia de información recíproca y actualizada en cada paso de tiempo. El código termohidráulico se alimenta con los valores de potencia generados por el código neutrónico y proporciona los valores de las variables termohidráulicas que utilizará el código neutrónico para la selección de las secciones eficaces y de los valores actualizados de potencia. El interés por estos códigos se debe además a su capacidad de proporcionar un cálculo más preciso que la combinación de los distintos códigos independientemente, ya que se reduce la incertidumbre y los errores asociados a la transferencia de datos entre ellos. Pero uno de los principales problemas de estos códigos acoplados es el elevado tiempo de ejecución necesario, por lo que la optimización del modelo del núcleo y de planta es muy importante. También influye de manera considerable el paso de tiempo de cálculo o de actualización utilizado. Por tanto cada simulación requiere de un análisis previo para la optimización de todos estos factores. En esta Tesis los códigos de interés son los relacionados con la física del reactor, la termohidráulica y la neutrónica. La cobertura del trabajo es desde la generación de librerías de parámetros neutrónicos con la definición de núcleos reducidos hasta el acoplamiento de códigos neutrónicos y termohidráulicos. Para la validación del trabajo se analizan varios fenómenos reales o teóricos carac / Sánchez Hernández, AM. (2012). Aportación a los Cálculos Neutrónicos y Termohidráulicos en 3D con Códigos de Mejor EStimación. Aplicación a Transitorios en Reactores Nucleares BWR y PWR [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/18195

[EN] The origin of the scaling-issue is the impossibility to obtain measured data in case of an accident in nuclear reactors. The knowledge of thermal hydraulic phenomena oc-curring in Nuclear Power Plants (NPP) during an accident is very important in nuclear safety. As full-scale testing is usually impossible to perform it, thus, a number of small-scale Integral Test Facilities (ITF) of prototype systems have been built to inves-tigate the physical phenomena of transients or possible accidents in NPPs. The design and implementation of these small-scale ITF is performed in the frame of several international projects, among which are the promoted by the Nuclear Safety Council (CSN) and the Organization for Economic Cooperation and Development (OECD) aimed at assimilation, application and improvement of thermalhydraulic codes. Among them, the projects "Analysis and simulation of accidental sequences in PWR reactors. SPAIN CAMP Project" and "Analysis and simulation of the OECD/NEA PKL and OECD/NEA ROSA experiments. Application to the Spanish NPP" are based on a series of experiments in Large Scale Test Facility (LSTF) and Primärkreislauf Versuchsanlage (PKL), both ITF. To analyze the applicability and/or extension of these results to the safety and opera-tion of a generic NPP in this Thesis a methodology applied to the scaling has been developed. This methodology consists of the following points. First, a LSTF model has been developed using the thermalhydraulic code TRACE (TRAC / RELAP Advanced Computational Engine). This model has been used to reproduce different experiments based on Small Break Loss-Of-Coolant Accident (SBLOCA) produced in different locations of the ITF (upper head of the vessel, hot legs, cold legs, etc.). After comparing the simulation results with experimental ones, the differences between both have been analyzed. Furthermore, the special TRACE5 models have been considered to improve the simulation of determined phenomena. With this, a validated LSTF model developed using TRACE5 has been obtained. From the LSTF model, a scaled-up model has been developed applying the volumetric scaling methodology. The use of this methodology is based on the LSTF is a Full-Height, Full- Pressure (FHFP) facility and all the accidents considered are SBLOCA. Under these conditions, the fluid properties are maintained; therefore, it is appropriate to use the volumetric scaling methodology. The same experiments reproduced using the LSTF model have been simulated with the scaled-up model to assess if TRACE5 code is able to well reproduce the same phe-nomenology happening in a small scale facility. The simulation results have been compared with experimental results and those obtained with the LSTF model. Furthermore, trying to study in depth the scaling methodology, a TRACE5 model of the PKL facility has been used to reproduce the counterpart test, which is common to LSTF and PKL facilities. These facilities are not equal in design and operation condi-tions. It allows studying the phenomenology and scaling aspects in systems with dif-ferent design and operation conditions as well as to obtain scaling relations between both facilities. / [ES] El origen de la herramienta del escalado en el campo de la seguridad nuclear surge ante la imposibilidad de tener datos reales medidos sobre los fenómenos termohidráu-licos que ocurren en una central nuclear durante un accidente y la importancia del conocimiento de dichos fenómenos. De ahí la necesidad de desarrollar instalaciones que representen determinadas centrales nucleares a pequeña escala donde se puedan reproducir diferentes experimentos. El diseño y la puesta en marcha de dichas instalaciones a pequeña escala se enmarca dentro de diversos proyectos internacionales, entre los que se encuentran los promovi-dos por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) y la Organización para la Coopera-ción y el Desarrollo Económico (Organisation for Economic Co-operation and Deve-lopment, OECD) encaminados a la asimilación, aplicación y mejora de los códigos termohidráulicos. Entre ellos, los proyectos "Análisis y simulación de secuencias acci-dentales en reactores PWR. Proyecto CAMP ESPAÑA" y "Análisis y simulación de los experimentos OECD/NEA PKL y OECD/NEA ROSA. Aplicación a las CC.NN. españolas". Los proyectos, OECD/NEA PKL y OECD/NEA ROSA, se basan en una serie de experimentos realizados en las instalaciones experimentales a pequeña escala o Integral Test Facilities (ITFs), Large Scale Test Facility (LSTF) y Primärkreislauf Versuchsanlage (PKL). Para analizar la aplicabilidad y/o extensión de estos resultados a la seguridad y opera-ción de una planta genérica en la presente Tesis se ha desarrollado una metodología aplicada al escalado que ha consistido en los siguientes puntos. En primer lugar, se ha desarrollado un modelo de la instalación LSTF con el código termohidráulico TRACE (TRAC/RELAP Advanced Computational Engine) y se han reproducido diferentes experimentos basados en pequeñas roturas con pérdida de refri-gerante o Small Break Loss-Of-Coolant Accident (SBLOCA) que se producen en dife-rentes localizaciones de la instalación (upper head de la vasija, ramas calientes, ramas frías, etc.). Tras comparar los resultados de simulación con los resultados experimenta-les y estudiar los modelos especiales de TRACE para mejorar la simulación de deter-minados fenómenos se han analizado las posibles diferencias existentes y se ha consi-derado el modelo de LSTF como validado. A partir de dicho modelo de LSTF se ha desarrollado un modelo escalado, aplicando la metodología de escalado volumétrico. La utilización de dicha metodología se basa en que la instalación LSTF es una instalación que conserva la misma altura y presión que su central de referencia, Full-Height, Full- Pressure, (FHFP) y los accidentes considerados son SBLOCA. En estas condiciones, el fluido mantiene sus propiedades y, por tanto, resulta adecuada la aplicación de la metodología de escalado volumétrico. Con el modelo escalado se han reproducido los mismos experimentos que con el mo-delo de LSTF con el objetivo de comprobar si el código TRACE5 es capaz de repro-ducir la misma fenomenología que ocurre a pequeña escala. Para ello los resultados de simulación también se han comparado con los resultados experimentales y con los obtenidos con el modelo de LSTF. Además, para profundizar más en la metodología de escalado, se ha utilizado un mo-delo de la instalación PKL con el que se ha reproducido el experimento counterpart, común a las instalaciones LSTF y PKL, que tienen diferentes condiciones de diseño y operación. Esto permite estudiar la fenomenología y aspectos relativos al escalado en instalaciones con diferentes condiciones de diseño y operación, así como obtener las relaciones de escalado entre ambas instalaciones. / [CA] L'origen de l'eina de l'escalat en el camp de la seguretat nuclear sorgeix davant la im-possibilitat de tenir dades reals mesurades sobre els fenòmens termohidràulics que ocorren en una central nuclear durant un accident i la importància del coneixement d'aquests fenòmens. D'ahí la necessitat de desenvolupar instal·lacions que representen determinades centrals nuclears a escala menuda on es puguen reproduir diferents expe-riments. El disseny i la posta en marxa d'aquestes instal·lacions a escala menuda s'emmarca dins de diversos projectes internacionals, entre els quals es troben els que promou el Con-sell de Seguretat Nuclear (CSN) i l'Organització per a la Cooperació i el Desenvolu-pament Econòmic (Organisation for Economic Cooperation and Development, OECD) encaminats a l'assimilació, aplicació i millora dels codis termohidráulics. En-tre ells, els projectes "Anàlisis i simulació de seqüències accidentals en reactors PWR. Projecte CAMP ESPANYA" i "Anàlisi i simulació dels experiments OECD/NEA PKL i OECD/NEA ROSA. Aplicació a les CC.NN. espanyoles". Els projectes, OECD/NEA PKL i OECD/NEA ROSA, es basen en una sèrie d'experiments realitzats en les insta-llacions experimentals a escala menuda o Integral Test Facilities (ITFs), Large Scale Test Facility (LSTF) i Primärkreislauf Versuchsanlage (PKL). Per analitzar l'aplicabilitat i/o extensió d'aquests resultats a la seguretat i operació d'una planta genèrica en la present Tesi s'ha desenvolupat una metodologia aplicada a l'esca-lat que ha consistit en els següents punts. En primer lloc, s'ha desenvolupat un model de la instal·lació LSTF amb el codi ter-mohidráulic TRACE (TRAC/RELAP Advanced Computational Engine) i s'han repro-duït diferents experiments basats en trencaments menuts amb pèrdua de refrigerant o Small Break Loss-Of-Coolant Accident (SBLOCA) que es produeixen en diferents localitzacions de la instal·lació (upper head de l'atuell, branques calentes, branques fredes, etc.). Després de comparar els resultats de simulació amb els resultats experi-mentals i estudiar els models especials de TRACE per millorar la simulació de deter-minats fenòmens s'han analitzat les possibles diferències existents i s'ha consi-deratel model de LSTF com validat. A partir d'aquest model de LSTF s'ha desenvolupat un model escalat, aplicant la meto-dologia d'escalat volumètric. La utilització d'aquesta metodologia es basa en que la instal·lació LSTF és una instal·lació que conserva la mateixa altura i pressió que la seva central de referència, Full-Height, Full-Pressure, (FHFP) i els accidents conside-rats són SBLOCA. En aquestes condicions, el fluid manté les seves propietats i, per tant, resulta adequada l'aplicació de la metodologia d'escalat volumètric. Amb el model escalat s'han reproduït els mateixos experiments que amb el model de LSTF amb l'objectiu de comprovar si el codi TRACE5 és capaç de reproduir la matei-xa fenomenologia que ocorre a escala menuda. Per això els resultats de simulació tam-bé s'han comparat amb els resultats experimentals i amb els obtinguts amb el model de LSTF. A més, per aprofundir més en la metodologia d'escalat, s'ha utilitzat un model de la instal·lació PKL amb el qual s'ha reproduït l'experiment counterpart, comú a les ins-tal·lacions LSTF i PKL, que tenen diferents condicions de disseny i operació. Això permet estudiar la fenomenologia i aspectes relatius a l'escalat en instal·lacions amb diferents condicions de disseny i operació, així com obtenir les relacions d'escalat entre ambdues instal·lacions. / Querol Vives, A. (2015). Análisis termohidráulico de la instalación LSTF/ROSA utilizando el código TRACE5. Aportaciones a la metodología de escalado [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/59445

[EN] Power and flow oscillations in a BWR are very undesirable. One of the major concerns is to ensure, during power oscillations, compliance with GDC 10 and 12. GDC 10 requires that the reactor core be designed with appropriate margin to assure that specified acceptable fuel design limits will not be exceeded during any condition of normal operation, including the effects of anticipated operational occurrences. GDC 12 requires assurance that power oscillations which can result in conditions exceeding specified acceptable fuel design limits are either not possible or can be reliably and readily detected and suppressed. If the oscillation amplitude is large, before the scram occurs the fuel rods may experience periodic dry-out and rewetting, or if the oscillation is larger enough, extended dry-out. The Decay Ratio (DR) is the typical linear stability figure of merit. For analytical estimation of DR frequency domain codes are very useful. These types of codes are very fast and their results are very robust in comparison with time domain codes, whose results may be dependent on numeric scheme and nodalization. The only drawback of frequency domain is that you are limited to the linear domain; however, because of regulatory requirements imposed by GDC-12, reactors must remain stable and, thus, reactors always operate in the linear domain. LAPUR is a frequency domain stability code that contains a mathematical description of the core of a boiling water reactor. It solves the steady state governing equations for the coolant and fuel, and the dynamic equations for the coolant, fuel and the neutron field in the frequency domain. Several improvements have been performed to the current version of the code, LAPUR5, in order to upgrade it for use with new fuel design types. The channel geometry has been changed from constant area to variable area. The local losses due to the spacers and contractions along the flow path have been upgraded to use industry standard correlations. This new version is LAPUR 6. In this work, in order to check the correct implementation of these changes, a two-fold LAPUR 6 validation has been performed: First, an exhaustive validation of the models implemented has been performed, comparing single channels LAPUR 6 outputs against SIMULATE-3 results. Cofrentes NPP SIMULATE-3 thermal-hydraulic models have been independently validated against experimental data. Second, a Methodology for calculating Decay Ratios with LAPUR 6 has been developed, defining a validation matrix against analytical and plant measured decay ratios. Analysis of measured data from the Cofrentes NPP has shown that decay ratios have values lower than 0.3 confirming the large stability margin of Cofrentes NPP when proper operating procedures are followed, and the comparison with LAPUR shows deviations less than +/- 0.1. Past experience suggests that the uncertainty in low decay ratio ranges is usually larger than with higher decay ratio values. Finally a BWR noise generator has been used for estimating the uncertainty of the signal analyses methods used in this work for experimental estimation of decay ratio from the autocorrelation function of the APRM or LPRM power signals. / [ES] Las oscilaciones de potencia y caudal en un BWR no son deseables. Una de las principales preocupaciones es asegurar, durante oscilaciones de potencia, el cumplimiento de la GDC 10 y 12. GDC 10 requiere que el núcleo del reactor se haya diseñado con un margen adecuado para asegurar que los límites admisibles establecidos en el diseño del combustible no se excederán en cualquier condición de operación normal, incluyendo los efectos de los sucesos operacionales anticipados. GDC 12 requiere garantías de que las oscilaciones de potencia que pueden resultar en condiciones que excedan los límites admisibles establecidos de diseño del combustible, o bien no son posibles o puedan ser detectadas y suprimidas de forma pronta y segura. Si la amplitud de la oscilación es grande, antes de que se produzca el scram las varillas de combustible pueden experimentar secados y remojados periódicos, o si las oscilaciones son suficientemente grandes, un secado extendido. La tasa de amortiguamiento (DR) es la típica figura de mérito de la estabilidad lineal. Para la estimación analítica de la DR los códigos en el dominio de la frecuencia son muy usados. Este tipo de códigos son muy rápidos y sus resultados son muy robustos en comparación con los códigos en el domino temporal, cuyos resultados pueden depender del esquema numérico y la nodalización. El único inconveniente de los códigos en el dominio de la frecuencia es que está limitado al dominio lineal; sin embargo, como los requerimientos regulatorios impuestos por el GDC-12, los reactores deben permanecer estables y, por lo tanto, los reactores deben operar siempre en el dominio lineal. LAPUR es un código de estabilidad en el dominio de la frecuencia que contiene una descripción matemática del núcleo de un reactor de agua en ebullición. Resuelve las ecuaciones de conservación en estado estacionario para el refrigerante y el combustible, las ecuaciones dinámicas para el refrigerante, el combustible y el campo neutrónico en el dominio de la frecuencia. Se han realizado varias mejoras a la versión actual del código, LAPUR 5, con el fin de actualizarlo para su uso con los nuevos tipos de diseño de combustible. La geometría del canal se ha cambiado, el área ha pasado de ser constante a poder considerar área variable. El cálculo de las pérdidas locales debido a los espaciadores y contracciones a lo largo del camino que sigue el flujo se han actualizado, pasando a utilizar correlaciones estándar de la industria. Esta nueva versión del código se ha denominado LAPUR 6. En este trabajo, con el fin de verificar la correcta implementación de estos cambios, se ha realizado una doble validación del código LAPUR 6: En primer lugar se ha realizado una validación exhaustiva de los modelos implementados, comparando los valores de salida de LAPUR 6 para un canal con los resultados de SIMULATE-3. Los modelos termohidráulicos de la CN Cofrentes de SIMULATE-3 han sido validados de forma independiente con los datos experimentales. En segundo lugar se ha desarrollado una metodología para el cálculo de la tasa de amortiguamiento con LAPUR 6, definiendo una matriz de validación de los valores de tasa de amortiguamiento analíticos con valores medidos en la planta. Las tasas de amortiguamiento medidos en la Central Nuclear de Cofrentes tienen valores inferiores al 0.3, confirmando el gran margen de estabilidad de la Central Nuclear de Cofrentes cuando se siguen los procedimiento de operación adecuados, y la comparación con los resultados de LAPUR muestra desviaciones de menos de +/- 0.1. La experiencia acumulada sugiere que la incertidumbre para los rangos bajos de tasas de amortiguamiento es generalmente más grande que para los valores altos. Por último se ha utilizado un generador de señales BWR para la estimación de la incertidumbre de los métodos de análisis de señales utilizados en este trabajo para la estimación experimental de la DR, a partir de la funci / [CA] Les oscil·lacions de potència i flux en un BWR són molt poc desitjades. Una de les majors preocupacions és assegurar-se, durant les oscil·lacions de potència, del compliment de GDC 10 i 12. GDC 10 requerix que el nucli del reactor estiga dissenyat amb un marge apropiat per a assegurar que els limits admissibles establerts en el disseny del combustible no siguen superats davall cap condició d'operació normal, incloent els incidents esperats d'operació. GDC 12 requerix assegurar que les oscil·lacions de potència que poden resultar en condicions on es superen els limits admissibles establerts en el disseny del combustible no siguen possibles o puguen ser detectades de manera segura e immediata i suprimides. Si l'amplitud de les oscil·lacions és gran, abans que el scram ocórrega les barres experimenten un assecat i remullat periòdic, o si l'oscil·lació és prou gran, un assecat estés. La taxa d'amortiment (DR) és la típica figura de mèrit de l'estabilitat lineal. Per a l'estimació analítica de la DR són molt usats els codis en el domini de la freqüència. Este tipus de codis són molt ràpids i els seus resultats són molt robustos en comparació amb els codis en el domini temporal, els resultats del qual són molt dependents de l'esquema numèric i la nodalizació. L'únic inconvenient del domini de la freqüència és que està limitat al domini lineal, no obstant això, com els requeriments reguladors imposats pel GDC-12, els reactors han de mantener-se estables i, per tant, els reactors han d'operar sempre en el domini lineal. LAPUR és un codi d'estabilitat en el domini de la freqüència que conté una descripció matemàtica del nucli d'un reactor d'aigua en ebullició. Resol les equacions de govern estacionàries del refrigerant i el combustible, les equacions dinàmiques del refrigerant, el combustible i el camp neutrònic en el domini de la freqüència. S'han realitzat diverses millores a la versió anterior del codi, LAPUR 5, amb l'objectiu d'actualitzar-ho per al seu ús amb nous tipus de disseny de combustibles. La geometria del canal s'ha canviat d'àrea constant a variable. Les pèrdues locals degudes als espaciadors i contraccions al llarg del camí del flux s'han actualitzat per a utilitzar correlacions estàndard de la indústria. Esta nova versió és LAPUR 6. En este treball, amb l'objectiu de comprovar la correcta implementació d'estos canvis, s'ha realitzat una doble validació del LAPUR 6: Primer, s'ha realitzat una validació exhaustiva dels models implementats, comparant els valors d'eixida per a un canal de LAPUR 6 amb els resultats de SIMULATE-3. Els models termohidraúlics per a SIMULATE-3 de la Central Nuclear de Cofrentes s'han validat independentment amb dades experimentals. Segon, s'ha desenrotllat una Metodologia per al càlcul de la Taxa d'Amortiment amb LAPUR 6, definint una matriu de validació amb valors de taxes d'amortiment analítics i mesurats en la planta. Anàlisis de les dades mesurades en la Central Nuclear de Cofrentes mostren valors de les taxes d'amortiment inferiors al 0.3, confirmant el gran marge d'estabilitat de la Central Nuclear de Cofrentes quan se seguix un adequat procediment d'operació, i la comparació amb LAPUR mostra desviacions inferiors al +/- 0.1. L'experiència acumulada mostra que la incertesa en el rang de taxes d'amortiment baixes és normalment major que per a valors alts de les taxes d'amortiment. Finalment s'ha utilitzat un generador de senyals per a estimar la incertesa dels mètodes d'anàlisi del senyal utilitzats en este treball per a l'estimació experimental de la taxa d'amortiment emprant la funció d'autocorrelació dels senyals de potència APRM o LPRM. / Melara San Román, J. (2016). PREDICTIVE METHODS FOR STABILITY MARGIN IN BWR [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/61307

Las secuencias de accidente con rotura de tubos en el generador de vapor (secuencias SGTR) están consideradas como contribuyentes del riesgo en reactores de agua a presión. Su relevancia radica en la potencial liberación de aerosoles radioactivos al medio ambiente en caso de accidente severo. Sin embargo, dichas partículas podrían quedar retenidas parcial o totalmente sobre las superficies del generador de vapor, incluso en condiciones extremas de ausencia de agua en el generador de vapor. La carencia de conocimiento en cuanto a la capacidad de retención de término fuente de este componente ha eludido su consideración en los estudios probabilistas de seguridad y en las guías de gestión de accidente severo. Esta tesis es una contribución a la comprensión y cuantificación de los procesos naturales de mitigación que tienen lugar dentro del generador de vapor como consecuencia de los accidentes SGTR. La principal actividad llevada a cabo ha sido el desarrollo de un modelo teórico que calcula la capacidad de retención de aerosoles en la etapa de rotura de un generador de vapor seco. El modelo, llamado ARI3SG, está basado en una aproximación de filtro y tiene una naturaleza semi-empírica. En él se tienen en cuenta tanto la dinámica de aerosoles como la hidrodinámica de aerosoles que tiene lugar dentro del generador de vapor en este tipo de escenarios. Para esto último, se han llevado a cabo una serie de simulaciones con el código tridimensional FLUENT 6.2, que han sido validadas con datos experimentales. El comportamiento del modelo ha sido evaluado en profundidad: primero, a través de un proceso de verificación con el que se ha visto que es robusto. Segundo, a través de un proceso de validación frente a los datos experimentales disponibles. Tercero, a través del estudio del efecto de las incertidumbres del escenario y del modelo sobre los resultados. La comparación frente a los datos experimentales ha sido satisfactoria y muestra la viabilidad del uso de formulaciones como la de ARI3SG en códigos de sistema. / López Del Prá, C. (2012). A THEORETICAL INVESTIGATION OF AEROSOL RETENTION WITHIN THE SECONDARY SIDE OF A STEAM GENERATOR UNDER A SGTR SEVERE ACCIDENT SEQUENCE IN A PWR NUCLEAR POWER PLANT [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/15183

Las partículas atmosféricas, que pueden provenir de fuentes naturales o antropogénicas, producen una serie de efectos negativos en la salud humana y en el medio ambiente, en el clima, en la visibilidad, en los materiales de las construcciones etc. En la provincia de Castellón, en un área de aproximadamente 300 Km2 se localizan más de 200 empresas relacionadas con el sector cerámico. Allí se concentra el 94 % de la producción cerámica española que supone el 43 % de la producción europea. Desde el año 2005 existe un convenio entre el Ayuntamiento de Alcora y la Universidad Jaume I de Castellón con el objetivo de realizar un seguimiento de la contaminación en su término municipal, estudiando la zona industrial y la zona urbana de la población. Este seguimiento se refiere tanto a los niveles de PM10 y de PM2,5 como a la composición química (contenido de níquel, cadmio, arsénico y plomo en PM10 y PM2,5 ) del material particulado muestreado. La experiencia y datos obtenidos a partir del citado convenio llevaron a plantear como tema central de este trabajo el estudio de los niveles de contaminación y la composición química en cuanto a elementos regulados (Ni, Cd, As y Pb) de las partículas atmosféricas en ambas zonas de Alcora, su evolución entre los años 2006 y 2010 y su correspondencia con los niveles medidos por la Conselleria en el resto de localidades del cluster cerámico en el mismo periodo estudiado, así como el grado de cumplimiento de la legislación. Además, se han seleccionado una serie de muestras en las zonas industrial y urbana de Alcora, PM10 y PM2,5, repartidas entre los años 2006 y 2010 y se han analizado determinando su composición química. La utilización de un modelo de receptor, análisis de componentes principales (PCA), a partir de los resultados de los análisis ha dado como resultado la identificación de las posibles fuentes, de origen natural y antropogénico. A partir de los datos horarios de PM10 y PM2,5 de las distintas estaciones que la Consel / García Aleix, JR. (2012). Evolución de la calidad del aire en el cluster cerámico de Castellón (y su relación con la actividad industrial). Origen y efectos de la contaminación por partículas en suspensión atmosférica [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/16545

At the present work the UO2 fuel production process was extensively studied and analyzed. The objectives of such investigation were to understand and analyze the influence of different additives and the variation of the production process steps on the microstructure and consequently in the mechanical strength of the nuclear fuel pellet. Moreover, an improvement of the qualitative characteristics of the ceramic fuel pellets was also aimed. For this purpose UO2 pellets without additives, the so-called standard pellets, pellets containing as additive for example AZB (Azodicarbonamid), black U3O8 (Oxidized uranium pellet scrap - OS), green U3O8 (Oxidized uranium powder - OP), keratin fibers (a non conventional additive) were produced. The introduction of these additives to the UO2 powder mixture prior or after the granulation production step and in different concentrations produced several microstructure configurations. As it would not be possible to analyze all of them here so during the investigation pre-tests some of them were separated to be studied in more detail. Pellets with AZB added after the granulation presented larger grains and larger pores than those with AZB added before granulation, also porosity free grains and a granulate structure instead of a homogeneous one. Pellets with OS present fine porosity distributed all over the pellet matrix with some porosity clusters whereas pellets containing OP show in its matrix porosity agglomerated in form of hooks. As for the grain size, a more uniform grain size distribution can be observed in pellets OS than in pellets with OP. The variations in the amount of keratin fibers added, sintering dwell time and green density resulted indeed in different microstructures. Nevertheless, some common characteristics among them were observed such as the presence of elongated pores, porosity clusters and larger grains located at the pellets borders while the smaller ones were concentrated more in the central part of the pellet. This distribution of grains was identified as bi-modal structure. The mentioned microstructure aspects certainly influence on the mechanical properties of the fuel pellet. However, the sintering parameters, the green and final pellet density and the pellet dimensions also have an influence on the mechanical characteristics of the pellets. For studying the influence of all these parameters on the pellet mechanical properties four testing procedures were utilized the so-called squirrel-cage where the mechanical resistance of the not sintered pellets against mechanical shocks was tested, the diametrical compression test (Brazilian Test) where the strength of sintered and not sintered pellets was studied, the Vickers indentation technique and the creep test where the pellet plasticity respectively at room and at elevated temperatures was analyzed. The squirrel-cage results showed that the pellets with keratin fibers were much more mechanically resistant than those pellets without it, which means that the keratin fibers acted, prior sintering, as a powder binder increasing the cohesion among the powder granules proportionating the green pellets higher mechanical resistance against impacts. The Brazilian test evaluated the influence of the pellet length to the pellet diameter (L/D ratio), the influence of different additives mixed to the UO2 powder and the different pellet production processes. The L/D influence analysis showed that if one fixes the pellet diameter and increase the pellet length the Weibull modulus (here a measure of the pellet lot reliability) will also increase. By comparing pellets with OS, OP and 0.3% keratin fibers it was observed that pellets with OS presented the highest volume of pores smaller than 10 mm while pellets with OP and keratin presented the highest volume of pores larger than 20 mm. It seems that this relevant characteristic favored to the highest Weibull strength value for pellets with OS. In the indentation test standard pellets, pellets with OS and pellets with keratin fibers were tested. The results showed that the calculated hardness for the standard pellets is slightly lower when compared to the values obtained by the pellets with keratin fibers. Also the pellets containing OS when compared to the keratin fibers pellets have in most of the cases a lower hardness. The calculated fracture toughness and fracture surface energy values show also a better mechanical behavior for the keratin fibre pellets than in the standard pellets. Standard pellets, pellets with 30%OP, which had the smallest grain size, pellets with keratin fibers, having the bi-modal structure and pellets with chromium oxide, which had the largest grain size, were tested in the creep furnace. The results showed that all pellets with additives presented a better creep behavior than the standard pellets. Among the pellets prepared with additives the comparison clearly showed that under lower stresses pellets with smaller grains have a better creep rate. By increasing the applied stresses we observe an improvement of the creep rate of the pellets with chromium oxide and keratin fibre even slightly overcoming the pellets with 30%OP at the highest applied stress. / Sacramento Santana, HH. (2014). Improving mechanical properties and microstructure development of fiber reinforced ceramic nuclear fuel [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/37199

[ES] En el seguimiento y control de los reactores nucleares PWR durante su normal operación, se realiza la monitorización del flujo neutrónico con la finalidad de determinar la potencia generada en el interior del mismo, en cada instante. Sin embargo, la señal adquirida no contiene únicamente el valor medio del flujo neutrónico para cada momento, pues siempre se registra la existencia de unas pequeñas fluctuaciones respecto a éste. Estas fluctuaciones, que reciben el nombre de ruido neutrónico, presentan su origen en ligeras variaciones de las secciones eficaces debido a cambios en la geometría del reactor por la vibración de sus componentes, la temperatura del combustible y/o el moderador, o en otros parámetros termohidráulicos. En los últimos años se ha registrado, a lo largo de varios ciclos de operación en los reactores PWR de tipo KWU, una variación en la magnitud del ruido neutrónico registrada. Esta variabilidad, cuya causa aún no se ha podido descubrir y que se traduce en un incremento o decremento de la amplitud de las fluctuaciones detectadas, ha provocado un nuevo aumento en el interés que esta fenomenología posee para la industria y los organismos reguladores. Esta renovada atención ha provocado la creación de un proyecto H2020 CORTEX en el que participan universidades, centros de investigación y operadores de centrales nucleares; y que tiene como principales objetivos la mejora de la comprensión de la fenomenología del ruido neutrónico, así como el desarrollo y la validación de mejores técnicas para su análisis que pueden ser aplicadas en los reactores comerciales. Por este motivo, en la presente tesis se pretende mejorar la comprensión existente respecto a la fenomenología del ruido neutrónico presente en los reactores PWR. Para ello, se considera indispensable el desarrollo de nuevas metodologías y técnicas para la simulación de este tipo de transitorios. Especialmente, por la ausencia, hasta la fecha, de herramientas basadas en el dominio temporal para la reproducción de transitorios de ruido neutrónico en los reactores PWR. Por ello, se propone la introducción de cambios en el código fuente del código de difusión neutrónica 3D PARCS, permitiendo así la simulación de transitorios debidos a la existencia de una fuente de ruido neutrónico. Además, se realiza su validación frente al simulador de ruido neutrónico CORE SIM, basado en el dominio de la frecuencia y que se considera el estado del arte para las herramientas de diagnóstico del ruido neutrónico, para una serie de casos representativos de los tipos de fuente teóricas que se podrían encontrar en el interior de un reactor. Se desarrolla también toda una metodología, que incluye la generación de nuevas secciones eficaces mediante el código de Monte Carlo Serpent, que permita tener en cuenta cambios en la geometría del reactor, como son aquellos debidos a la vibración de los elementos combustibles, intentando de esta forma reproducir los experimentos llevados a término en el reactor experimental CROCUS, de la EPFL en Laussane (Suiza). Por último, se presenta la validación de la capacidad de PARCS para simular transitorios reales de ruido neutrónico registrados en la operación de un reactor KWU. Para ello, se realiza la descomposición de la señal adquirida mediante el análisis SVD con el objetivo de obtener la evolución temporal y la distribución espacial de la fuente de ruido, reintroduciéndola como una perturbación en la densidad en una simulación acoplada del código termohidráulico TRACE con PARCS. De esta forma, el acoplamiento con el código TRACE habilita la capacidad de afrontar, de forma conjunta, la posible realimentación que se produzca entre la la termohidráulica y la neutrónica. No existiendo, hasta ahora, ninguna herramienta para el estudio del ruido neutrónico que incluya el estudio combinado de ambas fenomenologías para el dominio temporal. / [CA] En el seguiment i control dels reactors nuclears PWR durant la seua normal operació, es realitza el monitoratge del flux neutrónic amb la finalitat de determinar la potència generada a l'interior d'aquest, en cada instant. No obstant això, el senyal adquirit no conté únicament el valor mitjà del flux neutrónic per a cada moment, perquè sempre es registra l'existència d'unes xicotetes fluctuacions respecte a aquest. Aquestes fluctuacions, que reben el nom de soroll neutrónic, presenten el seu origen en lleugeres variacions de les seccions eficaces a causa de canvis en la geometría del reactor per la vibració dels seus components, la temperatura del combustible i/o el moderador, o en altres paràmetres termohidráulics. En els últims anys s'ha registrat, al llarg de diversos cicles d'operació en els reactors PWR de tipus KWU, una variació en la magnitud del soroll neutrónic registrat. Aquesta variabilitat, la causa de la qual encara no s'ha pogut descobrir i que es tradueix en un increment o decrement de l'amplitud de les fluctuacions detectades, ha provocat un nou augment en l'interès que aquesta fenomenologia posseeix per a la indústria i els organismes reguladors. Aquesta renovada atenció ha provocat la creació d'un projecte H2020 CORTEX en el qual participen universitats, centres d'investigació i operadors de centrals nuclears; i que té com a principals objectius la millora de la comprensió de la fenomenologia del soroll neutrónico, així com el desenvolupament i la validació de millors tècniques per a la seua anàlisi que poden ser aplicades en els reactors comercials. Per aquest motiu, en la present tesi es pretén millorar la comprensió existent respecte a la fenomenologia del soroll neutrónico present en els reactors PWR. Per a això, es considera indispensable el desenvolupament de noves metodologies i tècniques per a la simulació d'aquest tipus de transitoris. Especialment, per l'absència, fins el dia de huí, d'eines basades en el domini temporal per a la reproducció de transitoris de soroll neu-trónico en els reactors PWR. Per això, es proposa la introducció de canvis en el codi font del codi de difusió neutrónic 3D PARCS, permetent així la simulació de transitoris deguts a l'existència d'una font de soroll neutrónico. A més, es realitza la seua validació enfront del simulador de soroll neutrónic CORE SIM, basat en el domini de la freqüència i que es considera l'estat de l'art per a les eines de diagnòstic del soroll neutrónic, per a una sèrie de casos representatius dels tipus de font teòriques que es podrien trobar a l'interior d'un reactor. Es desenvolupa també tota una metodologia, que inclou la generació de noves seccions eficaces mitjançant el codi de Monte Carlo Serpent, que permet tindre en compte canvis en la geometria del reactor, com són aquells deguts a la vibració dels elements combustibles, intentant d'aquesta forma reproduir els experiments portats a terme en el reactor experimental CROCUS, de l'EPFL en Laussane (Suïssa). Finalment, es presenta la validació de la capacitat de PARCS per a simular transitoris reals de soroll neutrónico registrats en l'operació d'un reactor KWU. Per a això, es realitza la descomposició del senyal adquirit mitjançant l'anàlisi SVD amb l'objectiu d'obtindre l'evolució temporal i la distribució espacial de la font de soroll, reintroduint-la com una pertorbació en la densitat en una simulació acoblada del codi termohidráulic TRACE amb PARCS. D'aquesta forma, l'acoblament amb el codi TRACE habilita la capacitat d'afrontar, de manera conjunta, la possible realimentación que es produïsca entre la la termohidráulica i la neutrónica. No existint, fins ara, cap eina per a l'estudi del soroll neutrónico que incloga l'estudi combinat de totes dues fenomenologies per al domini temporal. / [EN] In the monitoring and control of the PWR nuclear reactors during their normal operation, the monitoring of the neutron flux is carried out in order to determine the power generated inside it, at every moment. However, the acquired signal does not only contain the average value of the neutron flux for each moment, since there is always a small fluctuation with respect to it. These fluctuations, which are called neutron noise, have their origin in slight variations of the cross-sections due to changes in the geometry of the reactor owing to the vibration of its components, the temperature of the fuel and/or the moderator, or in other thermohydraulic parameters. In recent years, a variation in the magnitude of the acquired neutron noise has been recorded over several operating cycles in PWR reactors of the KWU type. This variability, whose cause has not yet been discovered and which results in an increase or decrease in the amplitude of the fluctuations detected, has caused a new increment in the interest that this phenomenology has for the industry and regulatory organisms. This renewed attention has led to the creation of an H2020 CORTEX project with the participation of universities, research centers and nuclear power plant operators; and whose main objectives are the improvement of the knowledge about the neutron noise phenomenology, as well as the development and validation of better techniques for its analysis that can be applied in commercial reactors. For this reason, this thesis aims to improve the existing understanding regarding the phenomenology of neutron noise present in PWR reactors. For this, the development of new methodologies and techniques for the simulation of this type of transients is considered essential. Especially, due to the absence, to date, of tools based on the time domain for the reproduction of neutron noise transients in PWR reactors. Therefore, the introduction of changes in the source code of the 3D neutron diffusion code PARCS is proposed, thus allowing the simulation of transients due to the existence of a neutron noise source. In addition, its validation is performed against the CORE SIM neutron noise simulator, based on the frequency domain and which is considered the state of the art for neutron noise diagnostic tools, for a series of cases representative of the types of theoretical sources that could be found inside a reactor. A whole methodology is also developed, which includes the generation of new cross-sections by means of the Monte Carlo code Serpent, which allows to take into account changes in the geometry of the reactor, such as those due to the vibration of the combustible elements, trying to reproduce the experiments carried out in the experimental reactor CROCUS, of the EPFL in Laussane (Switzerland). Finally, the validation of the capacity of PARCS to simulate real transients of neutron noise recorded in the operation of a KWU reactor is presented. For this, the decomposition of the acquired signal is performed by means of SVD analysis in order to obtain the temporal evolution and spatial distribution of the noise source, reintroducing it as a disturbance in density in a coupled simulation of the TRACE thermal-hydraulic code with PARCS. In this way, the coupling with the TRACE code enables the ability to face, together, the possible feedback that occurs between the thermal-hydraulic and the neutronic fields. There is, so far, no tool for the study of neutron noise that includes the combined study of both phenomenologies for the time domain. / Olmo Juan, N. (2020). Metodologías para la reproducción de transitorios de ruido neutrónico en reactores nucleares PWR [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/139074