[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 no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/149497 / TESIS

[EN] Climate change is one of the short term threats for the humanity because it can affect seriously to the environment and, consequently, to vegetal and animal life. If it is not stopped in next years, maybe this effect will be irreversible. Climate change is produced by anthropogenic emissions of Greenhouse Gas to Earth's atmosphere. Vapour compression systems are one of the main contributors to this phenomenon. Among them, commercial refrigeration applications, through HFC usage, can be highlighted. Since 1990s, developed countries supermarkets are using refrigerants (mainly R134a, R404A and R507A) with great impact (high GWP values) on the climate change due to leakages, especially from parallel compressor rack DX systems. Recently, some regulations and directives have been approved to limit GWP values of HFC used in most extended refrigeration and air conditioning applications, directly affecting to commercial refrigeration. In this thesis, some low-GWP alternatives to replace the most commonly used HFC refrigerants in commercial refrigeration are evaluated, taking into account the limitations imposed by these regulations. To carry out this evaluation, the current status of parallel compressor rack refrigeration systems and their fluids has been reviewed. Then, the different low-GWP options to replace R134a and R404A have been studied. HFOs and their mixtures with HFC have been highlighted as the most promising drop-in or retrofit alternatives. Thus, R1234yf, R1234ze(E) and R450A were proposed to replace R134a and R448A to substitute R404A. The theoretical performance of the different low-GWP alternative fluids, as an overview of their potential use, has been studied at typical parallel compressor rack refrigeration operating conditions using the basic thermodynamic vapour compression cycle. Given the good theoretical performance of these refrigerants, they have been tested in a vapour compression test bench. From the experimental results it is depicted that R1234yf and R1234ze(E) are not acceptable as drop-in or light retrofit refrigerants from an energetic point of view. These fluids, when used in R134a systems, require system modifications (more severe in the case of R1234ze(E)) to achieve acceptable energy efficiency values. Moreover, due to the large refrigerant charge in PCRRS, both HFOs could present problems relating to security. Thus, while R450A presents a GWP value of 547, it appears as the best option to replace R134a due to the similar energy efficiency and properties. Its experimental mass flow rate and cooling capacity are slightly lower than R134a, but the final COP is approximately the same. The best R450A results when compared to R134a are obtained at higher CRs. Although can obtain better efficiency results in new systems, with a minor TXV adjustment R448A shows very high performance when it is used in R404A systems. Despite R448A lower cooling capacity than that R404A, this HFC/HFO mixture can achieve great CO2 equivalent emission reductions and it is recommended as lower-GWP replacement for R404A. / [ES] El cambio climático es una amenaza para la humanidad ya que puede afectar seriamente al medio ambiente y, en consecuencia, a la vida animal y vegetal. Si en los próximos años no se actúa para detenerlo, tal vez este efecto sea irreversible. Entre otros factores, el incremento de la temperatura global es producido por las emisiones antropogénicas de gases de efecto invernadero a la atmósfera. La refrigeración comercial, basada en sistemas de compresión de vapor, contribuye de forma relevante a este fenómeno a través del uso de fluidos sintéticos como refrigerantes y del consumo de energía eléctrica procedente de combustibles fósiles. Desde la última década del siglo XX, los supermercados de países desarrollados utilizan HFCs como fluidos de trabajo, principalmente R134a, R404A y R507A. Estos gases, de alto potencial de calentamiento atmosférico (PCA), contribuyen al cambio climático al fugarse accidentalmente de los sistemas de refrigeración, destacando las centrales de compresores en paralelo conectadas a sistemas de expansión directa. El valor máximo de PCA de los HFCs utilizados en aplicaciones de refrigeración y aire acondicionado va a ser controlado por normativas comunitarias, afectando directamente a los fluidos usados comúnmente en refrigeración comercial. Esta tesis evalúa diferentes alternativas de bajo PCA para sustituir los refrigerantes HFC más utilizados en refrigeración comercial, teniendo en cuenta las limitaciones impuestas por las normativas actuales. Para llevar a cabo dicho estudio, se revisa el estado actual de los sistemas de centrales de compresores en paralelo y sus fluidos. A continuación, se analizan las diferentes opciones de bajo PCA para sustituir al R134a y R404A. Al destacar los HFOs y sus mezclas con HFCs como alternativas para realizar un reemplazo con pocas modificaciones del sistema (propiedades similares); R1234yf, R1234ze(E) y R450A son propuestos para sustituir al R134a y R448A para R404A. El rendimiento teórico de los diferentes fluidos alternativos de bajo PCA, para obtener una visión general del potencial de su uso, se estudia simulando las condiciones operativas típicas de las centrales de compresores en paralelo, usando el ciclo termodinámico de compresión de vapor básico. Dado el buen rendimiento mostrado por estos refrigerantes, son ensayados en un banco de pruebas de compresión de vapor. De los resultados experimentales se observa que R1234yf y R1234ze(E) no son aceptables desde un punto de vista energético como sustitutivos directos o con menores modificaciones. Dichos fluidos, cuando son utilizados en sistemas de R134a, requieren modificaciones del sistema (más severas en el caso del R1234ze(E)) para alcanzar valores aceptables de eficiencia energética. Por otra parte, debido a la gran carga necesaria en PCRRS, ambos HFOs podrían presentar problemas en cuanto a la seguridad. Así, mientras que el R450A presenta un valor de PCA de 547, aparece como la mejor opción para sustituir al R134a debido a una eficiencia energética y propiedades similares. El caudal másico y la capacidad frigorífica del R450A son ligeramente inferiores en comparación con las del R134a, pero por otra parte, el COP resultante es aproximadamente el mismo. Los mejores resultados obtenidos para R450A son obtenidas a altas tasas de compresión. Aunque puede ser obtenida una eficiencia energética más alta en sistemas de nuevo diseño, con sólo un ajuste menor de la válvula de expansión termostática, el R448A muestra valores muy altos de rendimiento en sistemas utilizados con R404A. A pesar de que la capacidad frigorífica del R448A es menor que la del R404A, esta mezcla de HFC y HFO puede dar lugar a grandes reducciones de emisiones de CO2 equivalentes, siendo así recomendado como reemplazo del R404A con menor PCA. / [CA] El canvi climàtic és una amenaça per a la humanitat ja que pot afectar seriosament el medi ambient i, en conseqüència, la vida animal i vegetal. Si en els propers anys no s'actua per aturar-lo, potser aquest efecte siga irreversible. Entre altres factors, l'increment de la temperatura global és produït per les emissions antropogèniques de gasos d'efecte hivernacle a l'atmosfera. La refrigeració comercial, basada en sistemes de compressió de vapor, contribueix de manera rellevant a aquest fenomen per l'ús de fluids sintètics com refrigerants i pel consum d'energia elèctrica procedent de combustibles fòssils. Des de l'última dècada del segle XX, els supermercats dels països desenvolupats utilitzen HFCs com fluids de treball, principalment R134a, R404A i R507A. Aquests gasos, d'alt potencial d'escalfament atmosfèric (PCA en castellà), contribueixen al canvi climàtic quan s'escapen accidentalment dels sistemes de refrigeració. D'aquest tipus de sistemes destaquen com a grans emissors de diòxid de carboni les centrals de compressors en paral·lel connectades a sistemes d'expansió directa. El valor màxim de PCA dels HFCs utilitzats en aplicacions de refrigeració i aire condicionat serà controlat per normatives comunitàries, cosa que afectarà directament els fluids utilitzats a la gran majoria de sistemes de refrigeració comercial. Aquesta tesi avalua diferents alternatives de baix PCA per substituir els refrigerants HFC més utilitzats en refrigeració comercial sense oblidar les limitacions imposades per les normatives actuals. Per dur a terme aquest estudi, es revisa l'estat actual dels sistemes de centrals de compressors en paral·lel i els seus fluids. A continuació, s'analitzen les diferents opcions de baix PCA per substituir l'R134a i l'R404A. Els HFOs i les seves mescles amb HFCs com alternatives destaquen per permetre una substitució amb poques modificacions del sistema (propietats similars); R1234yf, R1234ze(E) i R450A són proposats per substituir l'R134a i R448A per l'R404A. Per obtenir una visió general del potencial de l'ús dels diferents fluids alternatius de baix PCA, s'estudia el seu rendiment teòric mitjançant una simulació de les condicions operatives típiques de les centrals de compressors en paral·lel. Per a aquesta simulació s'empra el cicle termodinàmic de compressió de vapor bàsic. Com a conseqüència del bon rendiment mostrat per aquests refrigerants, són assajats en un banc de proves de compressió de vapor. Dels resultats experimentals s'observa que R1234yf i R1234ze(E) no són acceptables des d'un punt de vista energètic com a substitutius directes o amb menors modificacions. Aquests fluids, quan són utilitzats en sistemes de R134a, requereixen modificacions del sistema (més severes en el cas de l'R1234ze(E)) per assolir valors acceptables d'eficiència energètica. D'altra banda, a causa de la gran càrrega necessària en PCRRS, tots dos HFOs podrien presentar problemes en temes de seguretat. Així, mentre que el R450A presenta un valor de PCA de 547, apareix com la millor opció per substituir l'R134a a causa de una eficiència energètica i propietats similars. El cabal màssic i la capacitat frigorífica de l'R450A són lleugerament inferiors en comparació amb les de l'R134a, però d'altra banda, el COP resultant és aproximadament el mateix. Els millors resultats de l'R450A són obtinguts a altes taxes de compressió. Tot i que pot ser obtinguda una eficiència energètica més alta en sistemes de nou disseny, amb només un ajust menor de la vàlvula d'expansió termostàtica, l'R448A mostra valors molt alts de rendiment en sistemes utilitzats amb R404A. Encara que la capacitat frigorífica de l'R448A és menor que la de l'R404A, aquesta barreja de HFCs i HFO pot aconseguir grans reduccions d'emissions de CO2 equivalents, i es per tant es recomanada com a reemplaçament amb menor PCA de l'R404A. / Mota Babiloni, A. (2016). ANALYSIS OF LOW GLOBAL WARMING POTENTIAL FLUORIDE WORKING FLUIDS IN VAPOUR COMPRESSION SYSTEMS. EXPERIMENTAL EVALUATION OF COMMERCIAL REFRIGERATION ALTERNATIVES [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/62680 / TESIS / Premios Extraordinarios de tesis doctorales

[ES] Ante posibles emergencias nucleares o radiológicas, los gobiernos u organizaciones internacionales han de disponer de planes de actuación para asegurar la protección de los trabajadores, el público, el personal de intervención y el medioambiente. Además, existe una preocupación creciente por posibles ataques terroristas o actos malintencionados con empleo de fuentes radiactivas o fuentes huérfanas, por lo que es necesario que exista una correcta gestión de la emergencia. En particular, se debe llevar a cabo la evaluación ambiental de la contaminación para establecer cuáles han sido las zonas afectadas y cuál es el nivel de la contaminación en cada una de las matrices o compartimentos medioambientales, como son el aire, agua, suelo, alimentos o vegetación. Este es el objetivo principal de los planes de vigilancia radiológica ambiental en emergencias. La presente Tesis doctoral aporta el desarrollo de procedimientos rápidos de ensayo para llevar a cabo una evaluación de la contaminación producida por una emergencia radiológica o nuclear en diferentes matrices ambientales. En primer lugar, se ha llevado a cabo un estudio de la metodología de actuación en emergencias radiológicas, teniendo en cuenta por un lado las matrices ambientales a analizar, y por otro, el término fuente o radionucleidos a determinar en una emergencia. En concreto, se presenta el estudio del posible término fuente presente en un accidente en una central nuclear, un acto malintencionado con empleo de fuentes huérfanas, "bombas sucias" o dispositivos nucleares improvisados y un accidente en una instalación radiactiva de la Comunitat Valenciana. De los resultados de dicho estudio se han seleccionado los procedimientos a desarrollar en la Tesis doctoral. Como método de screening o cribado, se han puesto a punto diferentes procedimientos rápidos para el análisis de la actividad alfa total y beta total en muestras de agua, aerosoles, suelos y vegetación. Además, se han establecido protocolos de actuación para evaluar el nivel de emergencia en función de los límites de cribado indicados en normativa o guías internacionales y del fondo radiológico propio de la zona de Valencia. Por último, una vez establecido el origen alfa y/o beta de la emergencia, se propone el uso de los métodos desarrollados para la medida de radionucleidos específicos, como son los procedimientos rápidos de determinación de radioestroncio en muestras de leche, aerosoles y vegetación empleando resinas de centelleo plástico; y también el procedimiento rápido puesto a punto para la determinación secuencial de uranio y plutonio en muestras de suelos y sedimentos basado en el pretratamiento con fusión. El trabajo realizado en esta Tesis doctoral se enmarca dentro de la beca de "Formación de Personal Investigador (FPI)-Subprograma 1 de la convocatoria de 2015" financiada por la Universitat Politècnica de València; y dentro de los Convenios de colaboración firmados desde 2016 hasta la actualidad, entre la Agencia Valenciana de Seguridad y Respuesta a Emergencias y la Universitat Politècnica de València para el "Desarrollo del Plan de Vigilancia Radiológica en Emergencias". / [CA] Davant de possibles emergències nuclears o radiològiques, els governs o organitzacions internacionals han de disposar de plans d'actuació per a assegurar la protecció dels treballadors, el públic, el personal d'intervenció i el medi ambient. A més, hi ha una preocupació creixent per possibles atacs terroristes o actes malintencionats amb l'ús de fonts radioactives o fonts òrfenes, per la qual cosa és necessari que existisca una correcta gestió de l'emergència. En particular, s'ha de dur a terme l'avaluació ambiental de la contaminació per a establir quins han sigut les zones afectades i quin és el nivell de la contaminació en cada una de les matrius o compartiments mediambientals, com són l'aire, aigua, sòl, aliments o vegetació. Este és l'objectiu principal dels plans de vigilància radiològica ambiental en emergències. La present Tesi doctoral aporta el desenvolupament de procediments ràpids d'assaig per a dur a terme una avaluació de la contaminació produïda per una emergència radiològica o nuclear en diferents matrius ambientals. En primer lloc, s'ha dut a terme un estudi de la metodologia d'actuació en emergències radiològiques, tenint en compte per un costat les matrius ambientals a analitzar, i d'un altre, el terme font o radionúclids a determinar en una emergència. En concret, es presenta l'estudi del possible terme font present en un accident en una central nuclear, un acte malintencionat amb l'ús de fonts òrfenes, "bombes brutes" o dispositius nuclears improvisats i un accident en una instal·lació radioactiva de la Comunitat Valenciana. Dels resultats de l'estudi s'han seleccionat els procediments a desenvolupar en la Tesi doctoral. Com a mètode de screening o exploració, s'han posat a punt diferents procediments ràpids per a l'anàlisi de l'activitat alfa total i beta total en mostres d'aigua, aerosols, sòls i vegetació. A més, s'han establit protocols d'actuació per a avaluar el nivell d'emergència en funció dels límits d'exploració indicats en normativa o guies internacionals i del fons radiològic propi de la zona de València. Finalment, una vegada establit l'origen alfa y/o beta de l'emergència, es proposa l'ús dels mètodes desenvolupats per a la mesura de radionúclids específics, com són els procediments ràpids de determinació de radioestronci en mostres de llet, aerosols i vegetació emprant resines de centelleig plàstic; i també el procediment ràpid posat a punt per a la determinació seqüencial d'urani i plutoni en mostres de sòls i sediments basat en el pretractament amb fusió. El treball realitzat en esta Tesi doctoral s'emmarca dins de la beca de "Formación de Personal Investigador (FPI)-Subprograma 1 de la convocatoria de 2015" finançada per la Universitat Politècnica de València; i dins dels Convenis de col·laboració firmats des de 2016 fins a l'actualitat, entre l'Agència Valenciana de Seguretat i Resposta a Emergències i la Universitat Politècnica de València per al "Desenvolupament del Pla de Vigilància Radiològica en Emergències". / [EN] In the event of possible nuclear or radiological emergencies, governments or international organizations must develop an emergency response preparedness to ensure the protection of workers, public, intervention personnel and environment. In addition, there is growing concern about possible terrorist attacks or malicious acts using radioactive or orphan sources, so a proper emergency management is necessary. In particular, the assessment of environmental contamination should be carried out to establish which areas have been affected and determine the level of contamination in each of the matrices or environmental compartments, such as air, water, soil, food or vegetation. This is the main objective of the emergency environmental radiological surveillance plans. This PhD thesis provides the development of rapid testing procedures to evaluate the contamination produced by a radiological or nuclear emergency in different environmental matrices. Firstly, a study of the methodology of radiological emergencies response has been developed, taking into account, on the one hand, the environmental matrices to be analyzed, and on the other hand, the term source or radionuclides to be determined in an emergency. Specifically, several source terms are studied produced as a consequence of an accident at a nuclear power plant, a malicious act using orphan sources, "dirty bombs" or improvised nuclear devices, and an accident in a radioactive facility in the Valencian Community. From the results of this study, the procedures to be developed in the PhD thesis have been selected. As a screening method, different rapid procedures have been developed for the analysis of gross alpha and gross beta activity in samples of water, aerosols, soil and vegetation. In addition, response protocols have been established to assess the level of emergency according to the screening limits suggested in the international regulations or guidelines and the radiological background of the Valencia area. By last, once the alpha and/or beta origin of the emergency has been found out, the methods developed for the specific radionuclides measurement should be used. For example, the rapid methods for radiostrontium analysis in milk samples, aerosols and vegetation using plastic scintillation resins; and also the rapid procedure developed for the sequential determination of uranium and plutonium in soil and sediment samples based on fusion pretreatment. The work carried out in this PhD thesis is enclosed into the grant of "Formación de Personal Investigador (FPI)-Subprograma1 de la convocatoria de 2015" supported by the Universitat Politècnica de València. And it is also within the collaboration agreements signed from 2016 to the present, between the Valencian Agency for Security and Emergency Response and the Universitat Politècnica de València for the "Development of the Emergency Radiological Surveillance Plan". / A la Universitat Politècnica de València por la financiación a través de la beca de Formación de Personal Investigador (FPI)-Subprograma1 de la convocatoria de 2015; y a la Agencia Valenciana de Seguridad y Respuesta a Emergencias de la Generalitat Valenciana, por la financiación a través de Convenios de colaboración desde 2016. / Sáez Muñoz, M. (2019). Desarrollo de procedimientos rápidos de ensayo para la vigilancia radiológica ambiental en situaciones de emergencia [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/118653 / TESIS

En el ámbito de las centrales nucleares existe un gran interés en el estudio de las características de fiabilidad, mantenibilidad y disponibilidad de sus equipos y su influencia en la seguridad y la economía de las centrales. Por todo ello, la toma de decisiones sobre la mejora y, en su caso, optimización de las pruebas y del mantenimiento en centrales nucleares se puede mejorar con la consideración simultánea de criterios RAMS+C. El proceso para encontrar los procedimientos de pruebas y mantenimientos óptimos debe equilibrar los logros alcanzados en base a los criterios RAMS+C. El reto que plantea la presente tesis es, por un lado, la necesidad de formular nuevos modelos que permitan representar de forma explícita el efecto de las pruebas y mantenimientos sobre dichos criterios RAMS+C. En segundo lugar, se requiere del estudio de la viabilidad de nuevos métodos de optimización capaces de manejar de forma adecuada tanto la complejidad de los nuevos modelos desarrollados como el gran número de variables de decisión que pueden estar involucradas en el proceso de optimización en base a múltiples criterios RAMS+C y además, que sean capaces de obtener buenos resultados en la optimización en presencia de incertidumbres asociadas tanto a parámetros, modelos o variables de decisión, y que afectan a la toma de decisiones. Para la resolución del problema de optimización multicriterio que se plantea se ha seleccionado como herramienta de optimización evolutiva los algoritmos genéticos, los cuales han mostrado una alta eficiencia en la resolución de problemas complejos. El objetivo pues de la presente tesis se centra en el desarrollo de nuevos modelos y métodos necesarios para acometer el proceso de optimización de pruebas y mantenimientos en base a criterios RAMS+C, con aplicación a sistemas de seguridad de centrales nucleares. Se han propuesto varias aproximaciones que modelan el comportamiento de los equipos con independencia temporal. / Villanueva López, JF. (2011). Optimización Evolutiva y Multiobjetivo en base a criterios RAMS+C para Centrales Nucleares [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/11446 / Palancia

Las posibilidades de desarrollo de la energía nuclear aumentan considerablemente con el incremento de la demanda energética mundial. Sin embargo, el manejo de los residuos provenientes del combustible nuclear gastado de las plantas nucleares convencionales es actualmente uno de los principales problemas que enfrenta el uso de esta fuente de energía. El objetivo del presente trabajo consistió en realizar el diseño conceptual del TADSEA (Transmutation Advanced Device for Sustainable Energy Applications): un sistema controlado por un acelerador (ADS), de tipo lecho de bolas, refrigerado por helio, que utiliza como combustible elementos transuránicos que forman parte del combustible nuclear gastado de las centrales nucleares convencionales de agua ligera, encapsulados en forma de partículas TRISO (TRIstructural-ISOtropic), para transmutar estos elementos radiactivos y de larga vida en estables o de corta vida, disminuyendo la masa y la radiotoxicidad de los residuos, y además, utilizar las altas temperaturas que puede alcanzar el refrigerante a la salida del núcleo en este tipo de sistemas para producir hidrógeno a partir del agua, mediante el ciclo termoquímico yodo-azufre (I-S) o la electrólisis de alta temperatura. Para el modelo considerado se desarrolló un método analítico con el objetivo de calcular la porosidad real del lecho de bolas, aspecto muy importante para los cálculos neutrónicos y termo-hidráulicos. Se realizó el diseño neutrónico del TADSEA considerando la porosidad real, y teniendo en cuenta diferentes posiciones de la fuente de neutrones se obtuvieron en el núcleo las distribuciones de densidad de potencia más uniformes para los diferentes estados de trabajo del sistema mediante el software MCNPX. Se realizó el diseño simplificado del esquema general de la planta para garantizar una temperatura del refrigerante a la salida del núcleo lo suficientemente alta para la producción de hidrógeno mediante los procesos antes mencionados y se obtuvieron los per / García Fajardo, L. (2012). DISEÑO CONCEPTUAL DE UN SISTEMA CONTROLADO POR UN ACELERADOR PARA TRANSMUTACIÓN DE RESIDUOS NUCLEARES Y APLICACIONES ENERGÉTICAS [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/17654 / Palancia

La principal motivación que ha propiciado el veloz progreso de las técnicas de prevención y tratamiento del cáncer en los últimos años ha sido, y continúa siendo, su protagonismo en las listas de principales causas de muerte: más de 10 millones de diagnósticos anuales a escala global y más de 160.000 en territorio español. En este contexto, la implementación clínica de los Sistemas de Planificación de Tratamientos de Radioterapia (RTPS) ha desempeñado un papel capital. Resulta lugar común en el ámbito de la medicina nuclear que los algoritmos convencionales de cálculo de dosis que poseen los RTPS, de naturaleza determinista, carecen de la precisión necesaria a la hora de determinar el transporte lateral de electrones cuando un haz de partículas cargadas incide en la interfaz entre un medio material de densidad baja y otro de densidad alta; además, incurren en predicciones de dosis erróneas ante la presencia de heterogeneidades debido a la alta dispersión de electrones que se produce entre los distintos materiales. Se ha comprobado que los métodos de cálculo de dosis basados en Monte Carlo (MC) proporcionan distribuciones de dosis más precisas que los algoritmos convencionales en los planificadores 3D comerciales. Sin embargo, pese a la substancial mejora que ofrecen los primeros, aún no se han conseguido implementar de forma extensiva en el ámbito clínico debido al coste de tiempo computacional que requieren para obtener resultados con una estadística aceptable. Esta tesis presenta un estudio de integración de cálculos dosimétricos realizados con un código de transporte de partículas basado en Monte Carlo (MCNP) en un Sistema de Planificación de Tratamientos de distribución libre (PlanUNC), análogo a los comerciales. El trabajo comprende no sólo la consecución de un software que permite la intercomunicación de MCNP con PLUNC, al que se designa con el nombre de MCTPS-UPV, sino también un estudio de optimización de la simulación MC con objeto de agilizar el cálculo y minimizar su tiempo de computación, sin perjuicio de obtener resultados estadísticamente válidos. Los resultados demuestran que, acoplando en PLUNC el código MCNP en su versión 5 1.40 (y partiendo de la suposición de que los resultados de MCNP5 se ajustan a los experimentales en un intervalo de error del 5%, puesto que han sido validados experimentalmente en una cuba de agua con heterogeneidades con el acelerador lineal (LinAc) Elekta Precise y un colimador multiláminas (MLC)), puede efectuarse dicha simulación en pacientes reales mediante una metodología que permite tiempos computacionales aptos para su aplicación clínica y deposiciones de dosis precisas en medios heterogéneos. La investigación proporciona, además, de forma académica, un estudio extensivo tanto práctico como teórico en torno a la simulación MC en sistemas de planificación de tratamientos y a las particularidades asociadas a la implementación clínica de los algoritmos dosimétricos MC, tales como la influencia de las heterogeneidades en la deposición de dosis en el paciente, la influencia del tamaño de la voxelización o la reducción de varianza en el cálculo estadístico, tan importantes en el contexto en que ésta se inscribe. Las simulaciones se llevan a cabo mediante un LinAc Elekta Precise con MLC y distintos tamaños y conformaciones de campo que permiten un análisis exhaustivo de todas las variables que participan en la irradiación. Finalmente, el trabajo debe derivar en una futura validación experimental de las distribuciones de dosis dentro del maniquí RANDO mediante dosímetros, además de en la posibilidad de obtener tiempos de cálculo realistas mediante tecnologías más accesibles al usuario, en la posibilidad de incluir una conformación del haz posterior a la simulación incial del espacio de fase o en el estudio de la contaminación del paciente por fotoneutrones. / Abella Aranda, V. (2014). Sistema de Planificación de Tratamientos de Radioterapia para Aceleradores Lineales de Partículas (LinAc) basado en el método Monte Carlo [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/43219 / TESIS

Las actuales circunstancias sobre la política internacional, en sus aspectos estratégicos militares en las que fundamentalmente han pesado la desaparición de la Unión Soviética y su Pacto de Varsovia, que surgió como réplica en su día a la creación de una Alianza Defensiva Occidental denominada Organización del Atlántico Norte (OTAN), parecen sugerir la eliminación del riesgo de conflictos bélicos a grandes escalas con la consecuente utilización de la alta tecnología armamentística desarrollada a los efectos. pero por otro lado, la situación actual plagada de conflictos locorregionales fraticidas de origen étnico en muchos casos, en otros casos debidos a cuestiones históricas de delimitaciones geográficas y situados en países de escasos recursos económicos y por supuesto dependientes tecnológicamente hablando de las superpotencias, así como la aparición de movimientos terroristas organizados a nivel internacional y dotados de suficiente apoyo e infraestructura como para acceder a tecnología con capacidad destructiva importante, hacen considerar a los expertos y responsables políticos la necesidad y la utilidad de mantener estructuras de la Defensa Civil capaces de dar respuesta a este tipo de incidentes. La presente tesis doctoral posee dos cometidos fundamentales reunir en un documento único la información básica relativa al posible uso, consecuencias y forma de actuar para la Defensa Civil en caso de la utilización de armas NBQ desde cualquier origen, incluyendo un exhaustivo estudio de referencias bibliográficas y fuentes de información adicionales y un segundo cometido que es la aplicación práctica en la ciudad de Valencia de un instrumento analítico capaz de predecir y estimar las consecuencias del uso de una de estas armas sobre la población civil, concretamente se trataría del uso por parte de un grupo terrorista de una "bomba sucia" compuesta por explosivos convencionales y una fuente radiactiva de procedencia sanitaria (teleterapia con Co60). / Cañizares Martínez, JM. (2009). La Defensa Civil contra incidentes Nucleares-Biológicos-Químicos (NBQ). Aplicación a un ataque con una bomba sucia en la ciudad de Valencia [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/6763 / Palancia

[ES] La simulación de transitorios forma parte del proceso de licenciamiento de una central nuclear. Esto implica que los códigos, así como los modelos utilizados deben estar verificados y validados. Normalmente, esta simulación se realiza con códigos termohidráulicos de planta que tienen una definición de la cinética del reactor muy simplificada con cinética puntual o unidimensional. Una mejora importante en la simulación de transitorios base de diseño se basa en la utilización de códigos acoplados termohidráulico-neutrónicos, que permiten obtener resultados sobre la evolución de la potencia del reactor en tres dimensiones. Los códigos neutrónicos 3D necesitan parámetros de la cinética y secciones eficaces también en 3D ajustados al punto del ciclo que se quiere simular y que abarquen las condiciones que se alcancen durante el transitorio. Por otro lado, para poder verificar tanto los códigos como los modelos es necesario llevar a cabo una serie de simulaciones de diferentes transitorios. De esta manera, se comprueba cómo funciona el código acoplado en diferentes condiciones de operación y simulación. Esta tesis contribuye al conocimiento del uso de códigos termohidráulico-neutrónicos acoplados en la simulación de transitorios base de diseño (Design Basis Accidents -DBAs). Los códigos mejorados y verificados son los códigos termohidráulicos RELAP5, TRAC-BF1 y TRACE y el código neutrónico PARCS. Los parámetros neutrónicos necesarios en PARCS se han obtenido aplicando una metodología que simplifica el modelo del núcleo. Esta metodología, ya desarrollada e implementada, denominada SIMTAB, se ha mejorado, tanto en las posibilidades de aplicación de la misma como en la optimización y actualización de la programación del código fuente. Los transitorios analizados con los códigos RELAP5/PARCS acoplados son: transitorio por expulsión de barra de control y transitorio de inyección de boro en un reactor PWR. Con los códigos TRAC-BF1/PARCS acoplados se ha analizado el transitorio por disparo de turbina en la C. N. Peach Bottom. Para llevar a cabo las simulaciones con TRAC-BF1/PARCS se ha implementado el acoplamiento de ambos códigos, puesto que originalmente el código TRAC-BF1 no estaba preparado para ello. El análisis de inestabilidades en reactores BWR se ha realizado con RELAP5/PARCS en dos reactores BWR: C. N. Peach Bottom y C. N. Ringhals 1. Para ello se ha desarrollado una metodología de análisis que abarca desde la definición del modelo termohidráulico y del modelo neutrónico hasta el análisis de las señales simuladas obtenidas con PARCS. La metodología también incluye la aplicación de diferentes perturbaciones basadas en los modos Lambda y en el análisis de las señales reales de planta. Se ha llevado a cabo un estudio del modelo para el cálculo de la concentración de Boro en los códigos termohidráulicos y se ha mejorado este modelo en el código TRAC-BF1, incorporando un nuevo método de resolución en el código fuente. El modelo para el cálculo del calor de desintegración también se ha revisado y mejorado en los códigos TRAC-BF1 y PARCS. En ambos casos se ha implementado el modelo ANS 2005. El análisis de sensibilidad e incertidumbre está ligado a los resultados de los códigos de mejor estimación como los mejorados en esta tesis. Este análisis se ha realizado sobre los transitorios de expulsión de barra en un reactor PWR y el transitorio de caída de barra en un reactor BWR con RELAP5/PARCS. Los resultados de estos trabajos aportan una metodología de aplicación para la simulación correcta de transitorios con códigos acoplados. Además, ha servido para detectar y subsanar deficiencias en los códigos, y de esta manera disponer de unos códigos de mejor estimación preparados para el análisis de transitorios base de diseño. / [CA] La simulació de transitoris forma part del procés de llicenciament d'una central nuclear. Això implica que els codis, així com els models utilitzats han d'estar verificats i validats. Normalment, aquesta simulació es realitza amb codis termohidràulics de planta que tenen una definició de la cinètica del reactor molt simplificada amb cinètica puntual o unidimensional. Una millora important en la simulació de transitoris base de disseny es basa en la utilització de codis acoblats termohidràulic-neutrònics, que permeten obtindre resultats sobre l'evolució de la potència del reactor en tres dimensions. Els codis neutrònics 3D necessiten paràmetres de la cinètica i seccions eficaces també en 3D ajustats al punt del cicle que es vol simular i que abasten les condicions que s'aconseguisquen durant el transitori. D'altra banda, per a poder verificar tant els codis com els models és necessari dur a terme una sèrie de simulacions de diferents transitoris. D'aquesta manera, es comprova com funciona el codi acoblat en diferents condicions d'operació i simulació. Aquesta tesi contribueix al coneixement de l'ús de codis termohidràulic-neutrònics acoblats en la simulació de transitoris base de disseny. Els codis millorats i verificats són els codis termohidràulics RELAP5, TRAC-BF1 i TRACE i el codi neutrònic PARCS. Els paràmetres neutrònics necessaris en PARCS s'han obtingut aplicant una metodologia que simplifica el model del nucli. Aquesta metodologia, ja desenvolupada i implementada, denominada SIMTAB, s'ha millorat, tant en les possibilitats d'aplicació de la mateixa com en l'optimització i actualització de la programació del codi font. Els transitoris analitzats amb els codis RELAP5/PARCS acoblats són: transitori per expulsió de barra de control i transitori d'injecció de bor en un reactor PWR. Amb els codis TRAC-BF1/PARCS acoblats s'ha analitzat el transitori per disparament de turbina en la C. N. Peach Bottom. Per a dur a terme les simulacions amb TRAC-BF1/PARCS s'ha implementat l'acoblament de tots dos codis, ja que originalment el codi TRAC-BF1 no estava preparat per a això. L'anàlisi d'inestabilitats en reactors BWR s'ha realitzat amb RELAP5/PARCS en dos reactors BWR: C. N. Peach Bottom i C. N. Ringhals 1. Per a això s'ha desenvolupat una metodologia d'anàlisi que abasta des de la definició del model termohidràulic i del model neutrònic fins a l'anàlisi dels senyals simulats. La metodologia també inclou l'aplicació de diferents pertorbacions basades en els modes Lambda i en l'anàlisi dels senyals reals de planta. S'ha dut a terme un estudi del model per al càlcul de la concentració de Bor en els codis termohidràulics i s'ha millorat aquest model en el codi TRAC-BF1, incorporant un nou mètode de resolució en el codi font. El model per al càlcul de la calor de desintegració també s'ha revisat i millorat en els codis TRAC-BF1 i PARCS. En tots dos casos s'ha implementat el model ANS 2005. L'anàlisi de sensibilitat i incertesa està lligat als resultats dels codis de millor estimació com els millorats en aquesta tesi. Aquesta anàlisi s'ha realitzat sobre els transitoris d'expulsió de barra en un reactor PWR i el transitori de caiguda de barra en un reactor BWR amb RELAP5/PARCS. Els resultats d'aquests treballs aporten una metodologia d'aplicació per a la simulació correcta de transitoris amb codis acoblats. A més, ha servit per a detectar i esmenar deficiències en els codis, i d'aquesta manera disposar d'uns codis de millor estimació preparats per a l'anàlisi de transitoris base de disseny. / [EN] The simulation of transients is part of the licensing process of a nuclear power plant. This implies that the codes as well as the models used must be verified and validated. Normally, this simulation is performed with thermalhydraulic plant codes that have a very simplified definition of reactor kinetics with point or one-dimensional kinetics. An important improvement in the simulation of design-basis transients rely on the use of thermohydraulic-neutronic coupled codes, which allow to obtain results of the evolution of the reactor power in three dimensions. The 3D neutron codes need parameters of the kinetics and cross-sections also in 3D adjusted to the point of the cycle to be simulated that must cover the conditions reached during the transient. On the other hand, to be able to verify both the codes and the models it is necessary to carry out a series of simulations of different transients. In this way, it is checked how the coupled code works in different operating and simulation conditions. This thesis contributes to increase the knowledge of the use of thermalhydraulic-neutronic coupled codes in the simulation of design basis accidents (DBAs). The improved and verified codes are the thermalhydraulic codes RELAP5, TRAC-BF1 and TRACE and the neutronic code PARCS. The necessary neutronic parameters in PARCS have been obtained by applying a methodology that simplifies the core model. This methodology, already developed and implemented, called SIMTAB, has been improved in this thesis in its application possibilities and also in the optimization and updating of the source code. The transients analyzed with RELAP5/PARCS coupled code are: control rod ejection transient and boron injection transient in a PWR reactor. With TRAC-BF1/PARCS coupled code, the transient analyzed is the turbine trip transient in Peach Bottom NPP. To carry out the simulations with TRAC-BF1/PARCS, the coupling of both codes has been implemented before, since originally the TRAC-BF1 code was not prepared for it. The analysis of instabilities in BWR reactors has been carried out with RELAP5/PARCS in two BWR reactors: Peach Bottom NPP and Ringhals 1 NPP. A methodology has been developed which cover from the definition of the thermalhydraulic model and the neutron model to the simulated signal analysis. The methodology also includes the application of different disturbances based on Lambda modes and the analysis of real plant signals. A study of the model for the calculation of the Boron concentration in thermalhydraulic codes has been carried out. This model has been improved in the TRAC-BF1 code, incorporating a new resolution method in the source code. The model for the calculation of the decay heat has also been revised and improved in TRAC-BF1 and PARCS codes. In both cases, the ANS 2005 model has been implemented. The sensitivity and uncertainty analysis is linked to the results of the best estimate codes such as those improved in this thesis. This analysis has been carried out on the control rod ejection transients in a PWR reactor and the control rod drop transient in a BWR reactor with RELAP5/PARCS. The results of these works provide an application methodology for the correct simulation of transients with coupled codes. In addition, it has been used to detect and correct deficiencies in the codes, and therefore, to have better estimate codes prepared for the analysis of design-basis transients. / Barrachina Celda, TM. (2020). Aportaciones y Mejoras en los Códigos Termohidráulicos y Neutrónicos de Estimación Óptima RELAP5, TRAC-BF1, TRACE Y PARCS [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/158745 / TESIS

Tesis por compendio / [ES] La tesi presentada a aquest document, s'emmarca dins de l'àmbit de la física mèdica. Dins d'aquesta branca de la física, es desenvolupen eines computacionals per oferir millores en la planificació de tractaments que involucren radiació ionitzant. En aquestes planificacions, es calculen factors dosimètrics com la dosi total absorbida tant, a la regió d'interès del tractaments, objectiu del mateix, com a la resta de teixits o òrgans de risc propers a la zona objectiu. Per poder efectuar aquests càlculs, existeixen diferents tècniques, sent les simulacions basades en Monte Carlo les considerades com l'eina més precisa. Aquest tipus de simulacions, permeten modelitzar els dispositius mèdics que emeten el feix de tractament als pacients, de forma detallada. A més, les simulacions Monte Carlo, permeten descriure les fonts de radiació minuciosament i considerar el transport de les partícules involucrades en el problema a través de la geometria considerada. En els treballs que conformen aquesta tesi, s'han emprat diferents codis Monte Carlo, depenent del problema a dur a terme. S'ha emprat MCNP6 a diferents treballs per la capacitat, i facilitat, de modelar geometries complexes emprant mallats volumètriques, penEasy com a codi per validar algunes de les eines dissenyades i penRed, per les característiques especialitzades en física mèdica, com la lectura i processament automàtic de DICOM i les fonts de braquiteràpia, el que faciliten molt les simulacions en l'entorn mèdic. Degut a estos fets, i a que penRed, és de codi obert i no requereix llicència, com al cas del MCNP, s'ha decidit estendre les capacitats que manquen en este, per poder equiparar el seu ús a la resta de codis en els problemes abordats durant la realització de la tesi doctoral. Tots aquests treballs contribueixen al desenvolupament d'eines que, mitjançant la simulació Monte Carlo, permeten optimitzar els càlculs en radioteràpia. Més encara, les eines desenvolupades, tenen una aplicabilitat més general i poden emprar-se en altres camps o problemes, com, per exemple, diagnòstic basat en imatge mèdica. El primer dels treballs, cobreix la necessita del codi MCNP6 de ser capaç de llegir i escriure fitxers d'espai de fase en format estàndard de la IAEA, eina que ja tenen implementadas molts dels codis de simulació Monte Carlo. Per suplir la manca de MCNP6 d'aquesta capacitat, es desenvolupa en aquesta tesi un codi capaç de realitzar aquestes conversions entre format d'espai de fase intern de MCNP6 i formats IAEA i a l'inrevés. Al segon treball, s'empren simulacions Monte Carlo per tal de dissenyar un filtre que homogeinitze el feix d'electrons de 12 MeV a l'eixida d'un accelerador de radioteràpia intraoperàtoria. El treball proporciona una configuració de filtre, dissenyada amb simulació Monte Carlo i validada amb altre grup d'investigació independent. El tercer treball, es basa en oferir una millora als elevats temps de computació a l'hora de realitzar planificacions de radioteràpia amb simulacions Monte Carlo per a tractaments amb diferents irradiacions angulars. Amb aquesta eina es pretén agilitzar significativament el procés de càlcul de distribució de dosi en el maniquí o pacient, sense haver de realitzar la simulació a través de tots els components de l'accelerador. Finalment, arrel d'haver emprat geometries basades en malles en les simulacions realitzades amb MCNP6, s'ha vist la importància d'aquesta capacitat, especialment en simulacions en l'àmbit de la física mèdica. La definició de geometries per descriure el sistema, és una part fonamental de qualsevol simulació, independentment del codi que s'utilitza per a dur-la a terme. És per això que, el quart treball, es centra en el desenvolupament d'un mòdul per a simular sobre geometries mallades en penRed. / [CA] La tesis presentada en este documento se enmarca dentro del ámbito de la física médica. Dentro de esta rama de la física, se desarrollan herramientas computacionales para ofrecer mejoras en la planificación de tratamientos que involucran radiación ionizante. En estas planificaciones, se calculan factores dosimétricos como la dosis total absorbida tanto en la región de interés del tratamiento, objetivo del mismo, como en el resto de tejidos u órganos de riesgo cercanos a la zona objetivo. Para poder llevar a cabo estos cálculos, existen diferentes técnicas, siendo las simulaciones basadas en Monte Carlo consideradas como la herramienta más precisa. Este tipo de simulaciones permiten modelar los dispositivos médicos que emiten el haz de tratamiento a los pacientes de forma detallada. Además, las simulaciones Monte Carlo permiten describir las fuentes de radiación minuciosamente y considerar el transporte de las partículas involucradas en el problema a través de la geometría considerada. En los trabajos que conforman esta tesis, se han empleado diferentes códigos Monte Carlo, dependiendo del problema a abordar. Se ha utilizado MCNP6 en diferentes trabajos por su capacidad y facilidad para modelar geometrías complejas utilizando mallas volumétricas, penEasy como código para validar algunas de las herramientas diseñadas y penRed, por sus características especializadas en física médica, como la lectura y procesamiento automático de DICOM y las fuentes de braquiterapia, lo que facilita mucho las simulaciones en el entorno médico. Debido a estos hechos, y a que penRed es de código abierto y no requiere licencia, como es el caso de MCNP, se ha decidido ampliar las capacidades que faltan en este, para poder equiparar su uso al resto de códigos en los problemas abordados durante la realización de la tesis doctoral. Todos estos trabajos contribuyen al desarrollo de herramientas que, mediante la simulación Monte Carlo, permiten optimizar los cálculos en radioterapia. Además, las herramientas desarrolladas tienen una aplicabilidad más general y pueden emplearse en otros campos o problemas, como por ejemplo, el diagnóstico basado en imagen médica. El primero de los trabajos cubre la necesidad del código MCNP6 de ser capaz de leer y escribir archivos de espacio de fase en formato estándar de la IAEA, herramienta que ya tienen implementadas muchos de los códigos de simulación Monte Carlo. Para suplir la falta de MCNP6 de esta capacidad, se desarrolla en esta tesis un código capaz de realizar estas conversiones entre formato de espacio de fase interno de MCNP6 y formatos IAEA y viceversa. En el segundo trabajo, se emplean simulaciones Monte Carlo para diseñar un filtro que homogenice el haz de electrones de 12 MeV en la salida de un acelerador de radioterapia intraoperatoria. El trabajo proporciona una configuración de filtro, diseñada con simulación Monte Carlo y validada con otro grupo de investigación independiente. El tercer trabajo se basa en ofrecer una mejora a los elevados tiempos de computación al realizar planificaciones de radioterapia con simulaciones Monte Carlo para tratamientos con diferentes irradiaciones angulares. Con esta herramienta se pretende agilizar significativamente el proceso de cálculo de distribución de dosis en el maniquí o paciente, sin tener que realizar la simulación a través de todos los componentes del acelerador. Finalmente, a raíz de haber empleado geometrías basadas en mallas en las simulaciones realizadas con MCNP6, se ha visto la importancia de esta capacidad, especialmente en simulaciones en el ámbito de la física médica. La definición de geometrías para describir el sistema es una parte fundamental de cualquier simulación, independientemente del código que se utilice para llevarla a cabo. Es por ello que el cuarto trabajo se centra en el desarrollo de un módulo para simular sobre geometrías malladas en penRed. / [EN] The thesis presented in this document falls within the scope of medical physics. Within this branch of physics, computational tools are developed to offer improvements in the planning of treatments involving ionizing radiation. In these plans, dosimetric factors are calculated, such as the total absorbed dose both in the region of interest of the treatment, which is the treatment's objective, and in the surrounding tissues or organs at risk near the target area. To perform these calculations, different techniques exist, with Monte Carlo simulations considered the most accurate tool. These simulations allow modeling of medical devices emitting the treatment beam to patients in detail. Furthermore, Monte Carlo simulations enable a detailed description of radiation sources and consider the transport of particles involved in the problem through the considered geometry. Different Monte Carlo codes have been used in the works comprising this thesis, depending on the problem addressed. MCNP6 has been used in various works for its capacity and ease in modeling complex geometries using volumetric meshes, penEasy as a code to validate some of the designed tools, and penRed for its specialized features in medical physics, such as reading and automatic processing of DICOM and brachytherapy sources, greatly facilitating simulations in the medical environment. Due to these facts, and because penRed is open-source and does not require a license, unlike MCNP, it has been decided to expand its capabilities to match its use with other codes in the problems addressed during the completion of the doctoral thesis. All of these works contribute to the development of tools that, through Monte Carlo simulation, optimize calculations in radiotherapy. Additionally, the developed tools have broader applicability and can be used in other fields or problems, such as diagnosis based on medical imaging. The first of the works covers the need for the MCNP6 code to be able to read and write phase space files in the standard IAEA format, a tool that many Monte Carlo simulation codes already have implemented. To address the lack of this capability in MCNP6, a code capable of performing these conversions between the internal phase space format of MCNP6 and IAEA formats, and vice versa, is developed in this thesis. In the second work, Monte Carlo simulations are used to design a filter that homogenizes the 12 MeV electron beam at the output of an intraoperative radiotherapy accelerator. The work provides a filter configuration, designed with Monte Carlo simulation and validated with another independent research group. The third work aims to improve the high computation times when performing radiotherapy planning with Monte Carlo simulations for treatments with different angular irradiations. This tool aims to significantly speed up the process of dose distribution calculation in the phantom or patient, without having to simulate through all components of the accelerator. Finally, due to having employed mesh-based geometries in simulations conducted with MCNP6, the importance of this capability has been recognized, especially in simulations in the field of medical physics. The definition of geometries to describe the system is a fundamental part of any simulation, regardless of the code used to perform it. Therefore, the fourth work focuses on the development of a module to simulate on meshed geometries in penRed. / This study was supported by the program “Ayudas para la promoción de empleo joven e implantación de la Garantía Juvenil en I+D+i, Plan Estatal de Investigación Científica y Técnica e Innovación 2017-2020” from the “Iniciativa de Empleo Juvenil” (IEJ) and the “Fondo Social Europeo” (FSE) We would like to acknowledge the Spanish “Ministerio de Ciencia e Innovación” (MCIN) grant PID2021-125096NB-I00 funded by MCIN/AEI/10.13039 and the “Generalitat Valenciana” (GVA) grant PROMETEO/2021/064. / Oliver Gil, S. (2024). Eines computacionals avançades per a planificació radioterapèutica mitjançat simulacions Monte Carlo [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/203890 / Compendio

[EN] In medicine, the diagnosis based on computed tomography (CT) imaging is fundamental for the detection of abnormal tissues by different attenuation values on X-ray energy, which frequently are not clearly distinguished for the radiologist. Different methods have been developed to reconstruct images. In this work we analyse and compare analytical and iterative methods to resolve the reconstruction problem. Today, in practice, the reconstruction process is based on analytical methods and one of the most widely used algorithms is known as Filtered back projections (FBP) algorithm. This algorithm implements the inverse Radon Transform, which is a mathematical tool used in Biomedical Engineering for the reconstruction of CT images. From the very beginning of the development of scanners, it was important to reduce the scanning time, to improve the quality of images and to reduce the reconstruction time of images. Today's technology provides powerful systems, multiprocessor and multicore processor systems, that provide the possibility to reduce the reconstruction time. In this work, we analyze the FBP based on the inverse Radon Transform and its relation to the Fourier Transform, with the aim to achieve better performance while using resources of a system in an optimal way. This algorithm uses parallel projections, is simple, robust, and the results could be extended for a variety of situations. In many applications, the set of projection data needed for the reconstruction, is incomplete due to the physical reasons. Consequently, it is possible to achieve only approximated reconstruction. In this conditions, the images reconstructed with analytical methods have a lot of artefacts in two and three dimensions. Iterative methods are more suitable for the reconstruction from a limited number of projections in noisy conditions. Their usage may be important for the functionality of portable scanners in emergency situations. However, in practice, these methods are less used due to their high computational cost. In this work, the reduction of the execution time is achieved by performing the parallel implementation on multi-core and many-core systems of such iterative algorithms as SART, MLEM and LSQR. The iterative methods have become a hot topic of interest because of their capacity to resolve the reconstruction problem from a limited number of projections. This allows the possibility to reduce the radiation dose during the data acquisition process. At the same time, in the reconstructed images appear undesired artefacts. To resolve the problem effectively, we have adopted the LSQR method with soft threshold filtering technique and the fast iterative shrinkage-thresholding algorithm for computed tomography imaging and present the efficiency of the method named LSQR-STF-FISTA. The reconstruction methods are analysed through the reconstructions from simulated and real projection data. Also, the quality of the reconstructed images is compared with the aim of drawing conclusions regarding the studied methods. We conclude from this study that iterative methods are capable to reconstruct images from a limited number of dataset at a low computational cost. / [ES] En medicina, el diagnóstico basado en imágenes de tomografía axial computerizada (TAC) es fundamental para la determinación de anormalidades a través de diferentes valores de atenuación de la energía de rayos-X, las cuales, frecuentemente, son difíciles de ser distinguidas por los radiólogos. Se han desarrollado diferentes técnicas de reconstrucción de imagen. En este trabajo analizamos y comparamos métodos analíticos e iterativos para resolver de forma eficiente el problema de reconstrucción. Hoy, en la práctica, el proceso de reconstrucción de imagen se basa en algoritmos analíticos entre los cuales, el algoritmo de retroproyección filtrada 'filtered backprojection' (FBP) es el más conocido. Este algoritmo se usa para implementar la Transformada de Radon inversa que es una herramienta matemática cuya utilización principal en Ingeniería Biomédica es la reconstrucción de imágenes TAC. Desde el comienzo del desarrollo de escáneres ha sido importante reducir el tiempo de escaneo, mejorar la calidad de imagen y reducir el tiempo de reconstrucción. La tecnología de hoy ofrece potentes sistemas con varios procesadores y núcleos que posibilitan reducir el tiempo invertido en la reconstrucción de imágenes. En este trabajo se analiza el algoritmo FBP basado en la Transformada de Radon inversa y su relación con la Transformada de Fourier con el objetivo de optimizar su cálculo aprovechando al máximo los recursos del sistema. Este algoritmo se basa en proyecciones paralelas y se destaca por su simplicidad y robustez, y permite extender los resultados a una variedad de situaciones. En muchas aplicaciones el conjunto de proyecciones necesarias para la reconstrucción puede ser incompleto por razones físicas. Entonces, la única posibilidad es realizar una reconstrucción aproximada. En estas condiciones, las imágenes reconstruidas por los algoritmos analíticos en dos o tres dimensiones son de baja calidad y con muchos artefactos. Los métodos iterativos son más adecuados para la reconstrucción de imágenes cuando se dispone de un menor número de proyecciones en condiciones más ruidosas. Su uso puede ser importante para el funcionamiento en escáneres portátiles en condiciones de urgencia en cualquier lugar. Sin embargo, en la práctica, estos métodos son menos usados por su alto coste computacional. En este trabajo presentamos el estudio y diversas implementaciones paralelas que permiten bajar el coste computacional de tales métodos iterativos como SART, MLEM y LSQR. Los métodos iterativos se han convertido en un tópico de gran interés para muchos vendedores de sistemas de TAC clínicos por su capacidad de resolver el problema de reconstrucción con un número limitado de proyecciones. Esto proporciona la posibilidad de reducir la dosis radiactiva en los pacientes durante el proceso de adquisición de datos. Al mismo tiempo, en la reconstrucción aparecen artefactos no deseados. Para resolver el problema en forma efectiva y eficiente, hemos adaptado el método LSQR con el método de filtrado 'Soft Threshold Filtering' y el algoritmo de aceleración 'Fast Iterative Shrinkage-thresholding Algorithm' para TAC. La eficiencia y fiabilidad del método nombrado LSQR-STF-FISTA se presenta en este trabajo. Los métodos de reconstrucción de imágenes se analizan mediante la reconstrucción a partir de proyecciones simuladas y reales, comparando la calidad de imagen reconstruida con el objetivo de obtener conclusiones respecto a los métodos usados. Basándose en este estudio, concluimos que los métodos iterativos son capaces de reconstruir imágenes con el conjunto limitado de proyecciones con un bajo coste computacional. / [CAT] En medicina, el diagnòstic basat en imatges de tomografia axial compueritzada (TAC) és fonamental per a la determinació d'anormalitats a través de diferents valors d'atenuació de l'energia de rajos-X, les quals, freqüentment,són difícils de ser distingides pels radiòlegs. S'han desenvolupat diferents tècniques de reconstrucció d'imatge. En aquest treball analitzem i comparem mètodes analítics i iteratius per a resoldre el problema de reconstrucció. Avui, en la pràctica, el procés de reconstrucció d'imatge es basa en algorismes analítics entre els quals, l'algorisme de retroproyección filtrada 'filtered backprojection' (FBP) és el més conegut. Aquest algorisme s'usa per a implementar la Transformada de Radon inversa que és una eina matemàtica la utilització principal de la qual en Enginyeria Biomèdica és la reconstrucció d'imatges TAC. Des del començament del desenvolupament dels lectors òptics ha sigut important reduir el temps d'escanege, millorar la qualitat d'imatge i reduir el temps de reconstrucció. La tecnologia d'avui ofereix potents sistemes amb diversos processadors i nuclis que possibiliten reduir el temps invertit en la reconstrucció d'imatges. En aquest treball s'analitza l'algorisme FBP basat en la Transformada de Radon inversa i la seua relació amb la Transformada de Fourier amb l'objectiu d'optimitzar el seu càlcul aprofitant al màxim els recursos del sistema. Aquest algorisme es basa en projeccions paral·leles i es destaca per la seua simplicitat i robustesa, i permet estendre els resultats a una varietat de situacions. En moltes aplicacions el conjunt de projeccions necessàries per a la reconstrucció pot ser incomplet per raons físiques. Llavors, l'única possibilitat és realitzar una reconstrucció aproximada. En aquestes condicions, les imatges reconstruïdes pels algorismes analítics en dues o tres dimensions són de baixa qualitat i amb molts artefactes. Els mètodes iteratius són més adequats per a la reconstrucció d'imatges quan es disposa d'un menor nombre de projeccions en condicions més sorolloses. El seu ús pot ser important per al funcionament en escáneres portàtils en condicions d'urgència en qualsevol lloc. No obstant açò, en la pràctica, aquests mètodes són menys usats pel seu alt cost computacional. En aquest treball presentem l'estudi i diverses implementacions paral·leles que permeten baixar el cost computacional de tals mètodes iteratius com SART, MLEM i LSQR. Els mètodes iteratius s'han convertit en un tòpic de gran interès per a molts venedors de sistemes de TAC clínics per la seua capacitat de resoldre el problema de reconstrucció amb un nombre limitat de projeccions. Açò proporciona la possibilitat de reduir la dosi radioactiva en els pacients durant el procés d'adquisició de dades. Al mateix temps, en la reconstrucció apareixen artefactes no desitjats. Per a resoldre el problema en forma efectiva i eficient, hem adaptat el mètode LSQR amb el mètode de filtrat 'Soft Threshold Filtering' i l'algorisme d'acceleració 'Fast Iterative Shrinkage-thresholding Algorithm' per a TAC. L'eficiència i fiabilitat del mètode nomenat LSQR-STF-FISTA es presenta en aquest treball. Els mètodes de reconstrucció d'imatges s'analitzen mitjançant la reconstrucció a partir de projeccions simulades i reals, comparant la qualitat d'imatge reconstruïda amb l'objectiu d'obtenir conclusions respecte als mètodes usats. Basant-se en aquest estudi, concloem que els mètodes iteratius són capaços de reconstruir imatges amb el conjunt limitat de projeccions amb un baix cost computacional. / Flores, LA. (2015). Algoritmos Paralelos de Reconstrucción de Imágenes TAC sobre Arquitecturas Heterogéneas [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/59424 / TESIS