El Antiproton Decelerator Target (AD-Target) es un dispositivo único responsable de la generación de Antiprotones en la Organización Europea para la Investigación Nuclear (CERN). En operación, intensos haces de protones con una energía de 26 GeV son impactados en su núcleo, un cilindro de 3 mm de diámetro constituido por un material de alta densidad como el iridio, creando partículas secundarias -entre ellas, antiprotones- como consecuencia de las reacciones nucleares inducidas en el interior de éste. La tesis profundiza en las características del target de producción de antiprotones, y en particular, en la respuesta mecánica de su núcleo, el cual está sometido a un incremento de temperatura de aproximademente 2000 grados centígrados en menos de 0.5 microsegundos cada vez que es impactado por el haz de protones primario. Para ello, una metodología combinando técnicas numéricas y experimentales ha sido llevada a cabo. Se han aplicado herramientas computacionales específicas, llamadas hydrocodes, para simular la respuesta dinámica originada en el núcleo del target y su matriz contenedora, hecha de grafito, indicando su potencial fragmentación como resultado de una onda radial de alta frecuencia de presión compresión-tracción generada después de cada impacto del haz de protones. Asimismo, se ha llevado a cabo un experimento llamado HiRadMat27. En éste, varios cilindros de materiales de alta densidad, candidatos para un futuro diseño del target, tales como Ir, W, W-La, Mo, TZM y Ta, han sido expuestos a condiciones dinámicas equivalentes a las alcanzadas en el AD-Target mediante impactos de haces de protones de 440 GeV en la instalación HiRadMat. Se ha usado instrumentación en línea para medir la onda radial pronosticada, confirmando la precisión de las simulaciones de hydrocodes. Todos los materiales irradiados excepto Ta sufrieron agrietamientos internos desde condiciones 5-7 veces menores a las presentes en el AD-Target, mientras que este último aparentemente sobrevivió. La información obtenida ha sido aplicada para proponer un nuevo diseño optimizado del target, el cual incluye un sistema de refrigeración de aire a presión, una nueva configuración en Ta de su núcleo, y una matriz contenedora hecha de grafito expandido (GE). Se han llevado a cabo cálculos de dinámica de fluidos computacional y elementos finitos para validar el sistema de refrigeración y la vida a fatiga del ensamblaje del target. Además, se ha construido un primer prototipo del núcleo del target y su matrix contenedora. Estas actividades marcan la senda para la fabricación de un nuevo lote de targets que garanticen la física de antiprotones en el CERN durante las siguientes décadas de operación. / The Antiproton Decelerator Target (AD-Target) is a unique device responsible for the production of antiprotons at the European Organization for Nuclear Research (CERN). During operation, intense 26 GeV energy proton beams are impacted into its core, made of a 3 mm diameter rod of a high density material such as iridium, creating secondary particles -including antiprotons- from the nuclear reactions induced in its interior. This thesis delves into the characteristics of antiproton production and in particular in the mechanical response of the target core material, which is exposed to a rise of temperature of approximate 2000 degrees Celsius in less than 0.5 microseconds each time is impacted by the primary proton beam. A coupled numerical-experimental approach has been applied for this purpose. Specific computational tools, called hydrocodes, have been used for simulating the extreme dynamic response taking place in the target core and its containing graphite matrix, indicating their potential damage and fragmentation as a result of a high frequency radial compressive-to-tensile pressure wave generated after each proton beam impact. A challenging first-of-its-kind experiment called HRMT27 was carried out. Several rods of high density materials, candidate for a future optimized target design, such as Ir, W, W-La, Mo, TZM and Ta were brought to equivalent dynamic conditions as reached in the AD-Target core by impacting them with 440 GeV proton beams using the HiRadMat facility. Online instrumentation was used to measure the predicted radial wave, confirming the accuracy of the hydrocode simulations. All of the irradiated target materials except Ta showed internal cracking from conditions 5-7 times below the present in the AD-Target while the latter apparently survived. Lessons learned are applied for proposing a new optimized target design, including a pressurized-air cooling system, Ta core configuration, and a containing matrix made of expanded graphite (EG). Computational Fluid Dynamic and Structural Finite Element analyses have been carried out to validate the new cooling system and fatigue life of the target assembly. A first prototype of the target core and its containing EG matrix has been built. These activities lead the way into manufacturing a new set of antiproton targets to guarantee antiproton physics at CERN during next decades of operation. / L'Antiproton Decelerator Target (AD-Target) és un dispositiu únic responsable de la generació d'Antiprotons a la Organització Europea per la Recerca Nuclear (CERN). En operació, intensos feixos de protons amb una energia de 26 GeV impacten contra el seu nucli, un cilindre de 3 mm de diámetre constituït per un material de densitat alta com l'iridi, creant partícules secundáries - entre elles, antiprotons - com a conseqüència de les reaccions nuclears induïdes a l'interior d'aquest. La tesis profunditza en les característiques del target de producció d'antiprotons i, en particular, a la resposta mecánica del seu nucli, el qual és sotmès a un increment de temperatura de aproximadement 2000 graus centígrads en menys de 0.5 microsegons cada vegada que és impactat pel feix de protons primari. Per aixó, s'ha portat a terme una metodologia que combina tècniques numèriques i experimentals. S'han utilitzat eines computacionals específiques, anomenades hydrocodes, per simular la resposta dinàmica originada al nucli del target i a la seva matriu contenidora, feta de grafit. La dita resposta, indica la seva potencial fragmentació com a resultat d'una ona radial d'alta freqüència de pressió compressió-tracció generada després de cada impact del feix de protons. Així mateix, s'ha portat a terme un experiment anomenat HiRadMat27. En aquest, varis cilindres de materials d'alta densitat, candidats per un futur diseny del target, tals com Ir, W, W-La, Mo, TZM i Ta, han estat exposats a condicions dinàmiques equivalents a les assolides a l'AD-Target mitjanant impactes de feixos de protons de 440 GeV a l'instalació HiRadMat. S'ha utilitzat instrumentació en línia per mesurar l'ona radial pronosticada, confirmant la precisió de les simulacions d'hydrocodes. Tots el materials irradiats excepte Ta van sofrir esquerdaments interns desde condicions de 5-7 vegades menors a les presents a l'AD-Target, mentres que aquest últim aparentment va sobreviure. L'informació obtinguda ha estat aplicada per proposar un nou diseny optimizat del target, el qual inclou un sistema de refrigeració de l'aire a pressió, una nova configuració en Ta del seu nucli, i una matriu contenidora feta de grafit expandit (GE). S'han portat a terme càlculs de dinàmica de fluids computacionals i elements finits per validar el sistema de refrigeració i la vida a fatiga de l'ensambladura del target. S'ha construit un primer prototip del nucli del target i la seva matriu contenidora. Totes aquestes activitats marquen la sendera per a la fabricació del nou lot de targets que garantitzin la física d'antiprotons al CERN durant les següents décades d'operació. / Torregrosa Martín, CL. (2018). Comprehensive Study and Optimized Redesign of the CERN's Antiproton Decelerator Target [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/100489

La valoración de la calidad de la imagen de un fantoma radiográfico es uno de los ejes fundamentales en un completo programa de control de calidad de equipamiento radiográfico. Para poder realizar un diagnostico adecuado en radiodiagnóstico, es necesario que los objetos con bajo contraste y diámetro puedan ser distinguidos del fondo. Así pues, la evaluación de la calidad de la imagen obtenida en estos términos es muy útil para caracterizar las propiedades físicas en el proceso de la cadena de imagen. En esta tesis se ha desarrollado un método para analizar la calidad de la imagen digital de un fantoma mamográfico por medio de técnicas de proceso automáticas. Se han aplicado a unidades de mamografía convencional y a sistemas mamográficos de radiografía computarizada. El uso del sistema digital permite la adquisición de la imagen directamente, evitando así la digitalización necesaria para el análisis automático de la imagen obtenida por un equipo tradicional de revelado. Las técnicas usadas para el tratamiento de la imagen son técnicas estándares como la umbralización de la imagen para detectar los objetos, el crecimiento regional a través de pixeles semilla, la utilización de operadores morfológicos para determinar la forma y tamaño de los objetos, etc. Este estudio permite la obtención de la información sobre las características de los fantomas, muy difícil de obtener mediante la observación directa debido a su pequeño tamaño y moderado contraste. El objetivo final de este trabajo es obtener uno o más parámetros para caracterizar la referencia en la calidad de imagen del fantoma de una manera objetiva. Estos parámetros servirán para comparar las imágenes obtenidas en diversos centros mamográficos, así como para estudiar la evolución temporal de la calidad de la imagen producida por una instalación de diagnostico mamográfico determinada. / Campayo Esteban, JM. (2005). Indicadores de calidad en imágenes digitales en programas de control de calidad en mamografía [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/1926

En años recientes se han realizado esfuerzos para incrementar la compresión de los fenómenos asociados al flujo bifásico líquido - gas, para lo cual se han establecido modelos matemáticos que intentan reflejar el comprotamiento del flujo, como es el caso del modelo de los Dos Fluídos. Una causa de la complejidad que representa el modelado es la transferencia de masa, momento y energía entre fases debida a la interacción entre fases. Actualmente los modelos de cálculo empleados en CFD y en códigos termohidraúlicos confían en correlaciones experimentales altamente dependientes del régimen de flujo para determinar el área interfacial, sin embargo este procedimiento no refleja la naturaleza física y se presentan irregularidades en la zona de la interfase debidas a fenómenos de transporte no descritos por estos modelos. En este sentido se ha propuesto recientemente una teoría de transporte de area interfacial que parece ser una solución viable al problema de la obtención de ecuaciones constitutivas del area interfacial y con ella, el cierre del modelo. Esta ecuación consta de términos convectivos y temporales que pueden ser resueltos analíticamente, por otro lado contiene términos fuente y sumidero que representan la creación y destrucción de burbujas que aún no han sido completamente modelados; para la comprension de dichos términos es requerida información experimental, misma que este trabajo intenta generar mediante la obtención de una base de datos experimentales que aporten información útil para el modelado de sistemas bifásicos. Para la obtención de la base de datos fue necesario diseñar, construir e instrumentar una instalación experimental que permitiera la formación de flujos bifásicos agua-aire con velocidades superficiales de fase líquida y gas similares a las existentes en los actuales reactores nucleares. El sistema de formación de mezcla bifásica que se diseñó y construyó permite la obtención de varios regímenes de flujo, en su funcionamiento emplea medio / Méndez Díaz, S. (2008). Medida experimental de la concentración de área interfacial en flujos bifásicos finalmente dispersos y en transición [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/3301

La radioterapia es uno de los tratamientos más generalizados aplicados a los pacientes que padecen determinados tipos de cáncer. Sin embargo, la efectividad de este tipo de tratamientos en la destrucción de las células cancerígenas lleva asociada la posibilidad de sufrir los efectos secundarios de la radiación sobre los tejidos sanos circundantes. El riesgo de lesión de las células sanas depende fundamentalmente de la orientación del haz emitido por la unidad de radioterapia y de la intensidad de la radiación recibida por el paciente. Los avances tecnológicos están permitiendo optimizar los tratamientos, disminuyendo las dosis administradas y los efectos indeseables de éstas, pero uno de los principales problemas en el cálculo de dosis de estos sistemas es la exactitud de los algoritmos de cálculo en presencia de tejidos con densidades muy diferentes, así como el conocimiento exacto del espectro emitido por los aceleradores lineales médicos. Una de las herramientas aplicadas en este campo es el método de Monte Carlo frente a procedimientos de cálculo deterministas. Este método, es una técnica de cálculo que permite, entre otras aplicaciones, simular el efecto de las radiaciones que se utilizan en la terapia contra el cáncer y otras afecciones similares. El trabajo que aquí se presenta, pretende demostrar la posibilidad de trasladar el uso de las simulaciones Monte Carlo a la planificación de los tratamientos en radioterapia, mejorando la eficacia en el cálculo de la distribución de dosis en un determinado medio frente a los sistemas tradicionales. Además pretende validar el uso de las simulaciones a otras aplicaciones relacionadas como es la reconstrucción de espectros fotónicos. Una simulación de este tipo implica modelizar con realismo la geometría del cabezal del acelerador, así como definir los parámetros físicos que rigen el transporte de las partículas. Además, es imprescindible el conocimiento detallado del espectro emitido por el acelerador lineal modelizado, pues de la energía del haz dependen los factores dosimétricos a cuantificar. Una parte importante de este trabajo se centra en la reconstrucción del espectro de un acelerador lineal y su utilización en la simulación del transporte de fotones y electrones durante el funcionamiento de la unidad de radioterapia. El procedimiento desarrollado para caracterizar los haces de radiación generados en un acelerador lineal está basado en la deconvolución mediante los algoritmos de Hansen de las curvas de dosis en profundidad simuladas y medidas en una cuba de agua. Las comparaciones realizadas entre las medidas experimentales y los cálculos realizados demuestran que el algoritmo desarrollado en este trabajo es una vía válida para reconstruir los espectros fotónicos emitidos por unidades de radioterapia. En el desarrollo de esta tesis se explica detallada y rigurosamente todo este proceso, a la vez que se aportan los datos experimentales que justifican que es una metodología fiable para lograr el propósito de reconstruir espectros fotónicos. / Juste Vidal, BJ. (2011). Aplicación del Método de Monte Carlo a la Planificación en Radioterapia y a la Reconstrucción de Espectros de Fotones de Aceleradores Lineales de Partículas (LinAc) [Tesis doctoral]. Editorial Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/11110

Una nueva aproximación euleriana-lagarangiana, en su forma de acople en dos vías, para la simulación de flujo de burbujas, agua-aire es presentada en la tesis, en la que se incluyen los efectos de las colisiones entre burbujas, así como las posibles roturas o coalescencia de burbujas. Esta aproximación utiliza el modelo Continuous Random Walk, CRW, para tener en cuenta las fluctuaciones de la velocidad. Esta aproximación se enmarca dentro de un modelo de turbulencia k-epsilon para la fase continua del líquido. En esta tesis se estudiarán los métodos para realizar el acople entre ambas aproximaciones, el efecto de la fuerza lift y de la dispersión turbulenta sobre la distribución de la fracción de huecos, así como los modelos de coalescencia y rotura de burbujas que puedan ser empleados en este tipo de aproximación. Se ha partido de un código euleriano para simular la parte continua, y sobre él se ha acoplado la aproximación lagrangiana. Para que ese acople afecte a la fase continua sobre su solver ser han añadido fuentes de momento y turbulencia. Además se ha modificado el volumen computacional de cada celda para que tenga en consideración el volumen ocupado por la fase dispersa. El acople en doble vía hace que los perfiles de velocidad y turbulencia de la fase continua se modifiquen notablemente y que se aproximen a los reales, lo que resulta básico para la correcta simulación de las fuerzas interfaciales. La colisión entre burbujas, y burbujas y pared se ha incluido. Este efecto es necesario como paso previo a incluir los procesos de rotura o coalescencia de burbujas, aunque la colisión en sí tenga efectos limitados en la distribución de la fracción de huecos. El proceso de coalescencia se basa en el modelo de Chester ( 1991 ) , el modelo compara el tiempo de colisión con el tiempo de drenaje de la película entre burbujas para determinar si existe o no coalescencia. El modelo de rotura se basa en el modelo de Martínez-Bazán. Uno de los principales hitos de / Ali Abd El Aziz Essa ., M. (2012). COUPLED LAGRANGE-EULER MODEL FOR SIMULATION OF BUBBLY FLOW IN VERTICAL PIPES CONSIDERING TURBULENT 3D RANDOM WALKS MODELS AND BUBBLES INTERACTION EFFECTS [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/18068

Las instalaciones de producción de frío por compresión de vapor suponen un alto porcentaje de consumo energético, por lo que es esencial disponer de herramientas para optimizar de su diseño y facilitar su mantenimiento. Para ello se emplean los modelos matemáticos con los cuales poder simular y predecir su comportamiento tanto en régimen estacionario como transitorio, y en particular, el de los intercambiadores de calor que las constituyen. El método de los límites móviles (LM) es particularmente interesante por su grado de exactitud y rapidez de ejecución. Con él se calculan los límites de las zonas de flujo en las que se distribuye el refrigerante aplicando volúmenes de control de límites variables. En la zona bifásica los volúmenes de líquido y vapor saturados están relacionados por la fracción media de huecos (FMH), que con frecuencia se toma como invariante con el tiempo, y solo se considera como variable en los problemas con transitorios severos, en los aparecen o desaparecen zonas en el intercambiador. Por otra parte, de las muchas expresiones existentes en la literatura para la FMH, con frecuencia se usan las correlacionadas con el deslizamiento. En este trabajo se presenta el modelo para los intercambiadores de calor del ciclo de compresión que se han desarrollado con el método LM, incluyéndose también los modelos estacionarios de los equipos de caudal másico, todo ello programado con Matlab. En las ecuaciones del modelo se pueden incorporar diferentes expresiones de la FMH, cuyos resultados se analizan, y comparan, junto con el empleo de diferentes expresiones para el deslizamiento. Se comprueba que los resultados dependen de las características de los transitorios analizados, pudiéndose usar como solución de compromiso la correlación de Zivi. Así mismo, se comprueba que el modelo es más robusto cuando se considera variable la FMH, y que para los transitorios estudiados, es indistinto tomar cualquiera de los métodos existentes para resolver la tempe / Milián Sánchez, V. (2012). Desarrollo de un Modelo Dinámico Reducido de un Sistema de Refrigeración Industrial basado en el Ciclo de Compresión de Vapor [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/35191

[ES] Uno de los objetivos más importantes en el análisis de la seguridad en el campo de la ingeniería nuclear es el cálculo, rápido y preciso, de la evolución de la potencia dentro del núcleo del reactor. La distribución de los neutrones se puede describir a través de la ecuación de transporte de Boltzmann. La solución de esta ecuación no puede obtenerse de manera sencilla para reactores realistas, y es por ello que se tienen que considerar aproximaciones numéricas. En primer lugar, esta tesis se centra en obtener la solución para varios problemas estáticos asociados con la ecuación de difusión neutrónica: los modos lambda, los modos gamma y los modos alpha. Para la discretización espacial se ha utilizado un método de elementos finitos de alto orden. Diversas características de cada problema espectral se analizan y se comparan en diferentes reactores. Después, se investigan varios métodos de cálculo para problemas de autovalores y estrategias para calcular los problemas algebraicos obtenidos a partir de la discretización espacial. La mayoría de los trabajos destinados a la resolución de la ecuación de difusión neutrónica están diseñados para la aproximación de dos grupos de energía, sin considerar dispersión de neutrones del grupo térmico al grupo rápido. La principal ventaja de la metodología que se propone es que no depende de la geometría del reactor, del tipo de problema de autovalores ni del número de grupos de energía del problema. Tras esto, se obtiene la solución de las ecuaciones estacionarias de armónicos esféricos. La implementación de estas ecuaciones tiene dos principales diferencias respecto a la ecuación de difusión neutrónica. Primero, la discretización espacial se realiza a nivel de pin. Por tanto, se estudian diferentes tipos de mallas. Segundo, el número de grupos de energía es, generalmente, mayor que dos. De este modo, se desarrollan estrategias a bloques para optimizar el cálculo de los problemas algebraicos asociados. Finalmente, se implementa un método modal actualizado para integrar la ecuación de difusión neutrónica dependiente del tiempo. Se presentan y comparan los métodos modales basados en desarrollos en función de los diferentes modos espaciales para varios tipos de transitorios. Además, también se desarrolla un control de paso de tiempo adaptativo, que evita la actualización de los modos de una manera fija y adapta el paso de tiempo en función de varias estimaciones del error. / [CA] Un dels objectius més importants per a l'anàlisi de la seguretat en el camp de l'enginyeria nuclear és el càlcul, ràpid i precís, de l'evolució de la potència dins del nucli d'un reactor. La distribució dels neutrons pot modelar-se mitjançant l'equació del transport de Boltzmann. La solució d'aquesta equació per a un reactor realístic no pot obtenir's de manera senzilla. És per això que han de considerar-se aproximacions numèriques. En primer lloc, la tesi se centra en l'obtenció de la solució per a diversos problemes estàtics associats amb l'equació de difusió neutrònica: els modes lambda, els modes gamma i els modes alpha. Per a la discretització espacial s'ha utilitzat un mètode d'elements finits d'alt ordre. Algunes de les característiques dels problemes espectrals s'analitzaran i es compararan per a diferents reactors. Tanmateix, diversos solucionadors de problemes d'autovalors i estratègies es desenvolupen per a calcular els problemes obtinguts de la discretització espacial. La majoria dels treballs per a resoldre l'equació de difusió neutrònica estan dissenyats per a l'aproximació de dos grups d'energia i sense considerar dispersió de neutrons del grup tèrmic al grup ràpid. El principal avantatge de la metodologia exposada és que no depèn de la geometria del reactor, del tipus de problema d'autovalors ni del nombre de grups d'energia del problema. Seguidament, s'obté la solució de les equacions estacionàries d'harmònics esfèrics. La implementació d'aquestes equacions té dues principals diferències respecte a l'equació de difusió. Primer, la discretització espacial es realitza a nivell de pin a partir de l'estudi de diferents malles. Segon, el nombre de grups d'energia és, generalment, major que dos. D'aquesta forma, es desenvolupen estratègies a blocs per a optimitzar el càlcul dels problemes algebraics associats. Finalment, s'implementa un mètode modal amb actualitzacions dels modes per a integrar l'equació de difusió neutrònica dependent del temps. Es presenten i es comparen els mètodes modals basats en l'expansió dels diferents modes espacials per a diversos tipus de transitoris. A més a més, un control de pas de temps adaptatiu es desenvolupa, evitant l'actualització dels modes d'una manera fixa i adaptant el pas de temps en funció de vàries estimacions de l'error. / [EN] One of the most important targets in nuclear safety analyses is the fast and accurate computation of the power evolution inside of the reactor core. The distribution of neutrons can be described by the neutron transport Boltzmann equation. The solution of this equation for realistic nuclear reactors is not straightforward, and therefore, numerical approximations must be considered. First, the thesis is focused on the attainment of the solution for several steady-state problems associated with neutron diffusion problem: the $\lambda$-modes, the $\gamma$-modes and the $\alpha$-modes problems. A high order finite element method is used for the spatial discretization. Several characteristics of each type of spectral problem are compared and analyzed on different reactors. Thereafter, several eigenvalue solvers and strategies are investigated to compute efficiently the algebraic eigenvalue problems obtained from the discretization. Most works devoted to solve the neutron diffusion equation are made for the approximation of two energy groups and without considering up-scattering. The main property of the proposed methodologies is that they depend on neither the reactor geometry, the type of eigenvalue problem nor the number of energy groups. After that, the solution of the steady-state simplified spherical harmonics equations is obtained. The implementation of these equations has two main differences with respect to the neutron diffusion. First, the spatial discretization is made at level of pin. Thus, different meshes are studied. Second, the number of energy groups is commonly bigger than two. Therefore, block strategies are developed to optimize the computation of the algebraic eigenvalue problems associated. Finally, an updated modal method is implemented to integrate the time-dependent neutron diffusion equation. Modal methods based on the expansion of the different spatial modes are presented and compared in several types of transients. Moreover, an adaptive time-step control is developed that avoids setting the time-step with a fixed value and it is adapted according to several error estimations. / Carreño Sánchez, AM. (2020). Integration methods for the time dependent neutron diffusion equation and other approximations of the neutron transport equation [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/144771

[EN] The present PhD thesis aims at the development of a one-dimensional solver capable of solving single- and two-phase flow fluid systems. The novelty of this project lies in the use of an open source CFD platform, called OpenFOAM, as a development framework for the new tool. For the new solver development, the conservation equations based on Navier- Stokes (three-dimensional system) have been analyzed and reduced to one dimension. For the two-phase simulations, the Two Fluid Model method was used as base. In addition, a series of empirical models have been selected as closing equations of the system. The final solver includes a series of requirements that reinforce their capabilities. Among them, the use of a second mesh that represents the solid and takes into account the heat transmitted to the fluid by conduction through a solid, stands out. On the other hand, the possible transfer of mass between phases in twophase fluids has been taken into account. Similarly, a subcooled boiling model has been implemented which takes into account the possible generation of vapor near the wall while the bulk is kept below saturation temperature. Finally, this paper presents the verification and validation of the solver. The verification has been carried out mainly with the system code TRACE, whose validation has been demonstrated in numerous works and its use is very extended in the scientific community. For the validation, we have the results of two experimental cases that allow us to demonstrate the physical validity of the new application developed. The use of this platform allows for a much more direct coupling between one- and three-dimensional domains, obtaining a better optimization of the calculation. / [ES] El presente trabajo de doctorado tiene por objetivo el desarrollo de un solver unidimensional capaz de resolver sistemas de fluidos monofásicos y bifásicos. La novedad de este proyecto reside en el uso de una plataforma CFD de código abierto, llamada OpenFOAM, como marco para el desarrollo de la nueva herramienta. Para el desarrollo del nuevo solver, se han analizado las ecuaciones de conservación basadas en Navier-Stokes (tridimensionales) y se han reducido a una dimensión. Para la parte bifásica del solver, se utiliza el método Two Fluid Model. Además, se han incluido todos los modelos empíricos necesarios como ecuaciones de cierre del sistema. El solver final incluye una serie de requerimientos que refuerzan sus capacidades. Entre ellas, destacan, por un lado, el uso de una segunda malla que represente el sólido y tenga en cuenta el calor transmitido al fluido por conducción a través de un sólido. Por otro lado, se ha tenido en cuenta la posible transferencia de masa entre fases en fluidos bifásicos. Igualmente, se ha implementado un modelo de ebullición subenfriada que tiene en cuenta la posible generación de vapor cerca de la pared mientras el centro del fluido se mantiene por debajo de la temperatura de saturación. Finalmente, este trabajo presenta la verificación y validación del solver. La verificación se ha realizado principalmente con el código de sistema TRACE. Para la validación, se cuenta con los resultados de dos casos experimentales que permiten demostrar la validez física de la nueva aplicación desarrollada. La implementación del nuevo solver en esta plataforma abierta permite un futuro acoplamiento mucho más directo entre mallas unidimensionales y tridimensionales, obteniendo una mayor optimización del cálculo. / [CA] El present treball de doctorat té per objectiu el desenvolupament d'un nou solver unidimensional capaç de solucionar sistemes amb fluids monofàsics i bifàsics. La novetat d'aquest projecte resideix en l'ús d'una plataforma CFD de codi obert, anomenada OpenFOAM com a marc de desenvolupament de la nova eina. Per al desenvolupament del nou solver, s'han analitzat les equacions de conservació basades en Navier-Stokes (tridimensionals) i s'han reduït a una dimensió. Per a la part bifàsica del solver s'utilitza el mètode Two Fluid Model. A més, s'han inclòs tots els models empírics necessaris com a equacions de tancament del sistema. El solver final inclou una sèrie de requeriments que reforcen les seues capacitats. Entre elles, destaquen, d'una banda, l'ús d'una segona malla que represente el sòlid i es tinga en compte la calor transmesa al fluid per conducció a través d'un sòlid. D'altra banda, s'ha tingut en compte la possible transferència de massa entre fases en fluids bifàsics. Igualment, s'ha implementat un model d'ebullició subrefredada que té en compte la possible generació de vapor prop de la paret mentre el centre del fluid es manté per davall de la temperatura de saturació. Finalment, aquest treball presenta la verificació i validació del solver. La verificació s'ha realitzat principalment amb el codi de sistema TRACE, la validació del qual s'ha demostrat en nombrosos treballs i el seu ús està molt estés en la comunitat científica. Per a la validació, es compta amb els resultats de dos casos experimentals que permeten demostrar la validesa física de la nova aplicació desenvolupada. L'ús d'esta plataforma permiteix un futur acoblament més directe, entre elements unidimensionals i tridimensionals, obtenint una major optimització del càlcul. / Gómez-Zarzuela Quel, C. (2020). Development and assessment of a one-dimensional CFD solver for boiling flows in bubbly regimes [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/148368

[ES] Los generadores de vapor de las centrales nucleares de agua a presión suelen presentar, con el paso del tiempo, una obstrucción y un ensuciamiento importante debido al depósito de los productos de corrosión resultantes del circuito secundario.La obstrucción de las partes libres constituye la masa principal de los depósitos presentes en los generadores de vapor. Estos fenómenos de ensuciamiento y obstrucción modifican el comportamiento termo-hidráulico y vibratorio de los generadores de vapor con consecuencias en términos de seguridad, rendimiento del reactor y del potencial de duración de vida. Se realiza pues una limpieza química preventiva del circuito secundario del generador de vapor para mantenerlo en un estado de limpieza que garantiza un funcionamiento, durante varios ciclos, y asegura un rendimiento cercano al de fabricación. Ciertos Generadores de Vapor presentan un grado de ensuciamiento y colmatación importante unido a los depósitos de los productos de corrosión procedentes del circuito secundario. Los depósitos se localizan principalmente en las siguientes partes del secundario de un Generador de Vapor: - Sobre las diferentes placas en forma de lodos que pueden formar localmente caparazones muy duros, - En la zona de circulación de los tubos, - En la zona común de los elementos del secundario del Generador de Vapor (vasija, envolvente del haz, etc.) - En los espacios (intersticios) situados entre los tubos y las placas hasta que los llenan completamente - En los pasos foliares del agua de las placas hasta colmatarlos completamente. El objetivo principal de esta tesis es la "nuclearización" del procedimiento base de limpieza química de calderas. Entendiendo como tal la adaptación del procedimiento al entorno nuclear de manera que cumpla con el criterio de eficacia en cuanto a eliminación de depósitos, sin poner en riesgo la integridad del generador de vapor. El procedimiento químico se basa en una limpieza química "suave" entendiendo como tal la utilización de soluciones químicas para disolver parcialmente los depósitos (magnetita, óxidos de cinc y de cobre), limitando la corrosión de los materiales presurizados y de los elementos internos. Las soluciones químicas y los aclarados asociados recubren la placa tubular, la placa de reparto de caudal y el conjunto de placas intermedias, el haz tubular por completo y las estructuras internas inferiores. En esta tesis se muestra la parte de ensayos de laboratorio en maquetas que ha llevado a la definición final de un procedimiento que se ha llevado a la práctica a escala real con resultados satisfactorios y que constituye una ventaja para Electricité de France (EdF) tanto desde el punto de vista técnico como económico. / [EN] Steam generators in pressure-water nuclear power plants, often exhibit significant clogging and fouling over time due to the deposition of corrosion products resulting from the secondary circuit.The obstruction of the free parts constitutes the main mass of the deposits present in the steam generators. These fouling and clogging phenomena modify the thermo-hydraulic and vibratory behavior of steam generators with consequences in terms of safety, reactor performance and life-time potential. A preventive chemical cleaning of the secondary circuit of the steam generator is carried out to keep it in a state of cleanliness that guarantees operation for several cycles and ensures near-manufacturing performance.Certain steam generators present a degree of fouling and significant clogging in addition to the deposits of the corrosion products from the secondary circuit. The deposits are located mainly in the following parts of the secondary of a Steam Generator: ¿ On the different sheets in the form of sludge that can form locally very hard shells, ¿ In the area of circulation of the tubes, ¿ In the common zone of the secondary elements of the Steam Generator (vessel, beam envelope, etc.) ¿ In the spaces (interstices) located between the tubes and the sheets until they fill them completely ¿ In the foliar steps of the water sheets until completely closing them. The main objective of this thesis is the "nuclearization" of the basic process of chemical cleaning of boilers. Understanding as such the adaptation of the procedure to the nuclear environment so that it meets the criteria of efficiency in disposal of deposits, without endangering the integrity of the steam generator. The chemical method is based on a "soft" chemical cleaning, meaning the use of chemical solutions to partially dissolve the deposits (magnetite, cinc oxides and copper), and limiting the corrosion of pressurized materials and internal elements. Chemical solutions and associated rinses cover the tubular sheet, the flow partition sheet and the intermediate sheet assembly, the entire tubular bundle and the lower internal structures. This thesis shows the part of laboratory tests in scale models that have led to the final definition of a method that has been carried out to full scale practice with satisfactory results and which constitutes an advantage for Electricité de France ( EdF) both from the technical and economical point of view . / [CA] Els generadors de vapor de les centrals nuclears d'aigua a pressió solen presentar, amb el pas del temps, una obstrucció i un embrutiment important a causa del dipòsit dels productes de corrosió resultants del circuit secundari. L'obstrucció de les parts lliures constitueix la massa principal dels dipòsits presents en els generadors de vapor. Aquests fenòmens d'embrutiment i obstrucció en modifiquen el comportament termo-hidràulic i vibratori amb conseqüències en termes de seguretat, rendiment del reactor i del potencial de durada de vida. Es realitza doncs, una neteja química preventiva del circuit secundari del generador de vapor per mantenir-lo en un estat de neteja que en garanteix el funcionament, durant diversos cicles, i n'assegura un rendiment pròxim al de fabricació. Alguns generadors de vapor tenen un grau d'embrutiment i rebliment important unit als dipòsits dels productes de corrosió procedents del circuit secundari. Els dipòsits es localitzen principalment en les següents parts del secundari d'un generador de vapor: ¿ sobre les diferents plaques en forma de fangs que poden formar localment closques molt dures ¿ a la zona de circulació dels tubs, ¿ a la zona comuna dels elements del secundari del generador de vapor (vas, envoltant del feix, etc.) ¿ en els espais (intersticis) situats entre els tubs i les plaques, fins que els omplen completament ¿ en els passos foliars de l'aigua de les plaques fins a reblir-los completament. L'objectiu principal d'aquesta tesi és la "nuclearització" del procediment base de neteja química de calderes; tot entenent com a tal, l'adaptació del procediment a l'entorn nuclear de manera que complesca amb el criteri d'eficàcia pel que fa a l'eliminació de dipòsits, sense posar en risc la integritat del generador de vapor. El procediment químic es basa en una neteja química "suau", entenent-se com a tal la utilització de solucions químiques per dissoldre parcialment els dipòsits (magnetita, òxids de cinc i de coure), la qual cosa limita la corrosió dels materials pressuritzats i dels elements interns. Les solucions químiques i les esbandides associats recobreixen la placa tubular, la placa de repartiment de cabal i el conjunt de plaques intermèdies, el feix tubular per complet i les estructures internes inferiors. En aquesta tesi es mostra la part d'assajos de laboratori en maquetes que ha portat a la definició final d'un procediment que s'ha dut a terme en la pràctica i a escala real, amb resultats satisfactoris. Fet que constitueix un avantatge per Electricité de France (EdF) tant des del punt de vista tècnic com econòmic. / Ruiz Martínez, JT. (2020). Nuclearización de un procedimiento químico de disolución de magnetita en el lado secundario de generadores de vapor en centrales nucleares [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/149497

In nuclear power plant design and, after, when they are under work, in front of any change in the design or periodical safety review, it is necessary to perform safety studies in order to guarantee the safety operation along their useful life. These safety studies, traditionally has been divided between deterministic safety analysis and probabilistic safety analysis, although the last years trending is to integrate the characteristics of both classes of analysis in order to build more complete safety studies. Among the deterministic safety analysis, when the Best Estimate (BE) codes are employed and, in addition, the uncertainty effect are taken into account, we are inside of the methodology called Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU). This Thesis provides new tools and procedures in order to perform the deterministic safety analysis of nuclear power plants by means of Best Estimate methodology through of several applications employed. Statistical tools are provided for performing BEPU analysis. Particularly, a procedure is presented for built BEPU studies that can be applied in almost all the transients and facility in a methodical way. This procedure is comprehensive and include from the development of the transient scenario by means of BE thermalhydraulic code and the input parameters selection to the uncertainty propagation over the safety criteria and the verification of their compliance using different uncertainty analysis methods, both parametric and non parametric methods. With the purpose of demonstrating the procedure versatility, this it is applied to the studio of transients and facilities with different phenomenology. Specifically, it have been applied to: PWR nuclear power plant for a Large Break Loss of Coolant Accident (LBLOCA), experimental facility for a Small Break Loss of Coolant Accident (SBLOCA) and in a spent fuel storage of a PWR nuclear power plant for a loss of coolant accident. Last, this Thesis contribute with a methodology accordingly for incorporating assumptions from probabilistic safety analysis about system configuration availability inside the deterministic safety analysis. Therefore, an approach enclosed into the known as Extended BEPU (EBEPU) methodologies is constructed. In order to demonstrate the viability and applicability of this methodology, an application case is provided, which consists in Loss of Feed Water system (LOFW) in a PWR nuclear power plant. The work carried out in this PhD thesis are enclosed into the grant of "Formación de Personal Investigador (FPI)-Subprograma1 de la convocatoria de 2012" supported by the "Programa de Ayudas de Investigación y Desarrollo (PAID)" of the "Universitat Politècnica de València". / En el diseño de las centrales nucleares (CCNN) y, una vez puestas en funcionamiento, ante cualquier cambio de diseño o revisión periódica de seguridad (RPS), es necesario realizar estudios de seguridad para garantizar la operación segura durante su vida útil. Dichos estudios, tradicionalmente se han dividido en análisis deterministas de seguridad (ADS) y análisis probabilistas de seguridad (APS), aunque la tendencia de los últimos años es integrar las características de ambos tipos dando lugar a estudios de seguridad más completos. Dentro de los ADS, cuando se utilizan códigos termohidráulicos Best Estimate (BE) para el análisis de las secuencias accidentales y, además, se tiene en cuenta el efecto de las incertidumbres, estamos dentro de la metodología denominada Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU). La presente Tesis aporta nuevas herramientas y procedimientos para realizar el análisis determinista de seguridad de las centrales nucleares mediante metodología Best Estimate a través de varios desarrollos y aplicaciones realizados. Se aportan herramientas estadísticas adecuadas para llevar a cabo análisis BEPU. Particularmente, se presenta un procedimiento para realizar estudios BEPU que puede ser aplicado a casi cualquier tipo de accidente e instalación de manera metódica. Dicho procedimiento es integral y abarca desde el desarrollo del escenario objeto de estudio mediante un código termohidráulico BE y la selección de los parámetros de entrada, hasta la propagación de incertidumbres sobre los criterios de seguridad y la verificación del cumplimiento de los mismos utilizando diferentes métodos de análisis de incertidumbre, tanto paramétricos como no paramétricos. Con el objetivo de demostrar la versatilidad del procedimiento, este se aplica al estudio de transitorios e instalaciones con casuísticas diferentes. En concreto, se ha aplicado en: una CN de tipo PWR para una rotura grande (LBLOCA), en una instalación experimental para una rotura pequeña (SBLOCA) y en una piscina de combustible gastado de una CN de tipo PWR para una pérdida de refrigerante. Por último, en la presente Tesis se propone una metodología para incorporar las suposiciones, propias del APS sobre la configuración de los sistemas de seguridad dentro del ADS. De esta forma, se da lugar a una aproximación enmarcada dentro de las metodologías conocidas como Extended BEPU (EBEPU). Para demostrar la viabilidad y aplicabilidad de dicha metodología, se aporta un caso de aplicación que consiste en la pérdida de agua de alimentación (LOFW) en una CN de tipo PWR. El trabajo realizado en esta tesis doctoral se enmarca dentro de la beca de Formación de Personal Investigador (FPI)-Subprograma1 de la convocatoria de 2012 auspiciada por el Programa de Ayudas de Investigación y Desarrollo (PAID) de la Universitat Politècnica de València. / Al disseny de les centrals nuclears (CCNN) i, una vegada que aquestes estan en funcionament, davant qualsevol canvi de disseny o revisió periòdica de seguretat (RPS), és necessari realitzar estudis de seguretat per garantir l'operació segura durant la seua vida útil. Aquests estudis, tradicionalment s'han dividit en anàlisis deterministes de seguretat (ADS) y anàlisis probabilistes de seguretat (APS), encara que la tendència del últims anys és integrar les característiques d'ambos tipus resultant en estudis de seguretat més complets. Dins del ADS, quan s'utilitzen codis termohidràulics Best Estimate (BE) per a l'anàlisi de les seqüències accidentals i, a més, es te en compte l'efecte de les incerteses, estem dins de la metodologia anomenada Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU). La present Tesi aporta noves ferramentes i procediments per realitzar l'anàlisi determinista de seguretat de les centrals nuclear mitjançant metodologia Best Estimat emplenant diferents desenvolupaments y aplicacions realitzades. S'aporten ferramentes estadístiques adequades per dur a terme anàlisis BEPU. Particularment, es presenta un procediment per realitzar estudis BEPU que pot ser aplicat a quasi qualsevol tipus d'accident i instal·lació de manera metòdica. Aquest procediment és integral i assoleix des del desenvolupament de l'escenari objecte d'estudi mitjançant un codi termohidràulic BE i la selecció del paràmetres d'entrada fins a la propagació d'incerteses al voltant dels criteris de seguretat i la verificació del acompliment dels mateixos fent ús de diversos mètodes d'anàlisi d'incertesa, tant paramètrics com no paramètrics. Amb l'objectiu de demostrar la versatilitat del procediment, aquest s'aplica a l'estudi de transitoris i instal·lacions amb casuístiques diferents. En concret, s'ha aplicat en: una CN de tipus PWR per a un trencament gran (LBLOCA), en una instal·lació experimental per a un trencament xicotet (SBLOCA) i en una piscina de combustible gastat de una CN de tipus PWR per a una pèrdua de refrigerant. Per últim, a la present Tesi es proposa una metodologia per a incorporar les suposicions, pròpies del APS en quant a la configuració dels sistemes de seguretat dins del ADS. D'aquesta forma, s'obté una aproximació emmarcada dins de les metodologies conegudes com Extended BEPU (EBEPU). Per demostrar la viabilitat i aplicabilitat d'aquesta metodologia, s'aporta un cas d'aplicació que consisteix en la pèrdua d'aigua d'alimentació (LOFW) en una CN de tipus PWR. El treball realitzat en aquesta Tesi s'emmarca dins de la beca de "Formación de Personal Investigador (FPI)-Subprograma1 de la convocatoria de 2012" finançada pel "Programa de Ayudas de Investigación y Desarrollo (PAID)" de la Universitat Politècnica de València. / Sánchez Sáez, F. (2017). APORTACIONES AL ANÁLISIS DETERMINISTA DE SEGURIDAD DEL LAS CENTRALES NUCLEARES MEDIANTE METODOLOGÍA BEST ESTIMATE [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/86131