[EN] In case of a severe accident in a NPP fission products are released from the degraded fuel and may reach the environment if their confinement is lost and/or bypassed. Given the high radio-toxic nature of nuclear aerosols for environment and population, their unrestricted release should be absolutely avoided. One particular situation is the core meltdown sequence with steam generator tube rupture (SGTR). The containment bypass turns this sequence into an indispensable scenario to model when assessing PWR risk. As a result, a significant database on the aerosol behavior in the secondary side of the steam generator (SG) has been developed within the international projects EU-SGTR, ARTIST and ARTIST-2. The role played by the break stage is particularly significant since it might be responsible for a good fraction of the total mass retained and for the shift of the particle size distribution towards smaller diameters. This awoke the interest in the effect of variables such as the particle nature, the breach type (size and shape) and the tubes vibration on the particle retention within the breach stage of a dry steam generator. Those aspects have been experimentally investigated in the first part of this thesis. Two experimental campaigns, CAAT2 and SET, were conducted in order to explore the potential influence of the particle nature on their retention. Moreover, the effect of the breach size and shape has been investigated in the CAAT2 campaign while the SET experiments were devoted to the tube vibration characterization and the effect of the vibration on the particle retention. The tests conducted highlighted several key insights: the strong effect of particle nature in the secondary side capability to scrub the particle-laden gas; the confirmation of the high retention efficiency when using compact particles and the significant one when using agglomerates; the similarities between guillotine and fish-mouth breaches in terms of efficiency, but their noticeable different deposition patterns; and the secondary effect of the breach size. Finally, the tube vibration is not as significant as the particle nature effect on the net deposition. The second part of the thesis is focused on the fraction of particles susceptible of leaving the containment in case of a severe accident regardless of the SGTR sequence. Accidents like Fukushima highlighted the importance of relying on efficient mitigation systems capable of reducing any release to the environment as much as possible. Although many reactors worldwide had installed filtered containment venting systems (FCVS) the interest in FCVS and even other mitigation systems has become of outstanding importance in nuclear safety. This is the frame of the PASSAM project in which an experimental sound database is being built to explore potential enhancement of existing source term mitigation devices and demonstrate the ability of innovative systems to achieve even larger source term attenuation. As a matter of fact, particle agglomeration processes via the propagation of acoustic vibrations through a gas could be applied for a better decontamination. High-intensity acoustic fields applied to an aerosol induce interaction effects among suspended particles, giving rise to successive collisions and agglomerations, resulting in larger particles that can be more easily removed or precipitated. The mitigative system acoustic agglomerator was built-up and tested in the AAA experimental campaign. The tests were conducted under a constant ultrasonic field with aerosols of different nature and size with different gas mass flow rates. The results pointed out two main insights: the small acoustic-agglomeration effect and the key effect of the gas mass flow rate and the aggregation state of the former particles in the agglomeration process. This research is the first approximation on the application of the ultrasonic chamber as an innovative system for the source term mitigation. / [ES] Durante un accidente severo en una central nuclear los productos de fisión liberados como consecuencia de la degradación del combustible podrían llegar a la atmósfera si se pierde la hermeticidad de la contención o si encuentran vías alternativas (bypass) para salir. Dada la radio-toxicidad del término fuente, las centrales nucleares deben contar con medios y medidas técnicas de seguridad para contener estos productos. En un reactor PWR, un caso particular de secuencia accidental donde los productos de fisión tienen acceso directo a la atmósfera, es aquella en el que además de la fusión de núcleo existe rotura de tubos del generador de vapor (secuencia SGTR). En este caso, es de vital importancia la evaluación del riesgo del suceso, objetivo de los proyectos internacionales EU-SGTR, ARTIST y ARTIST-2. Particularmente significativa es la "etapa de rotura" (break stage) del generador de vapor (SG), que es responsable de la retención de una fracción importante de partículas y de la evolución de su distribución a tamaños más pequeños. Estos motivos despertaron el interés hacia la propia retención de las partículas sobre los tubos y el efecto de variables como la naturaleza de la partícula, el tipo de rotura y la vibración de tubos sobre la retención en la etapa de rotura en condiciones secas; aspectos en los que se centra la primera parte de esta tesis. Con el objetivo de estudiar las cuestiones señaladas se han llevado a cabo dos campañas experimentales, CAAT2 y SET, con materiales enmarcados en el posible espectro de los aerosoles nucleares. La primera de ellas se centró en explorar la influencia potencial de la naturaleza de la partícula y el efecto del tipo de rotura de los tubos (forma y tamaño) sobre la retención de aerosoles. La segunda concierne la caracterización de la vibración de los tubos y el estudio de su efecto en la eficiencia de retención de partículas. Las pruebas realizadas resaltan varias ideas clave: el fuerte efecto de la naturaleza de la partícula sobre la retención en el lado secundario del SG; la alta eficiencia de retención cuando las partículas son compactas y la significativa retención cuando están aglomeradas; las pequeñas diferencias en eficiencia neta entre distintos tipos de rotura (guillotina vs. boca de pez) que resultan notables sobre los patrones de deposición, y el efecto secundario del tamaño de la rotura. Finalmente los resultados revelaron que frente a la naturaleza de la partícula, la vibración de tubos juega un papel secundario en la eficiencia de la retención. La segunda parte de este trabajo se centra en la fracción de partículas que es susceptible de alcanzar la contención en caso de accidente severo. Accidentes como el de Fukushima ponen de manifiesto la necesidad de tecnologías capaces de evitar las indeseadas consecuencias de la emisión de material radiactivo al medio ambiente. Esta es la dirección de investigación del proyecto PASSAM (7º Programa Marco de EURATOM) que está construyendo una base de datos experimental para el desarrollo de sistemas innovadores y la mejora de los sistemas de venteo filtrado de la contención que ya existen. Entre estos sistemas se encuentran las cámaras de ultrasonidos donde las ondas acústicas facilitan la aglomeración y el crecimiento de partículas, resultando sistemas potenciales para su mitigación. La campaña experimental AAA ha constituido una primera aproximación para la aplicación de las cámaras de ultrasonidos como sistemas innovadores para la mitigación del término fuente en la contención. El sistema de mitigación de aglomeración acústica (MSAA) se construyó y ha sido probado durante los experimentos AAA. Los resultados obtenidos ponen de manifiesto el leve efecto del campo acústico sobre el crecimiento de las partículas. Además, tanto el flujo másico de gas portador como la naturaleza de la partícula son claves en el proceso de aglomeración. / [CAT] En cas d'accident sever d'una central nuclear els productes de fissió resultants del combustible degradat podrien assolir l'atmosfera si es perd la hermeticitat de la contenció o si troben un camí alternatiu que l'evitin. Donada la naturalesa radio-tòxica dels aerosols nuclears ha d'evitar-se per tots els mitjans que surtin a l'exterior. En un reactor PWR, un cas particular d'accident és en el qual a més de la fusió de nucli existeix trencament de tubs del generador de vapor. En aquest cas, l'alliberament de material radioactiu cap al medi ambient fa que l'escenari sigui indispensable de modelar en l'avaluació del risc d'aquest reactor. Aquesta és la raó dels projectes internacionals EU-SGTR, ARTIST i ARTIST-2, gràcies als quals s'ha construït una extensa base de dades sobre el comportament dels aerosols en el circuit secundari del generador de vapor (Steam Generator, SG). Particularment significativa és l'etapa de trencament, que és responsable de la retenció d'una fracció important de partícules i de modificar la seva distribució cap a les mides més petites. Aquests motius van despertar l'interès vers l'efecte de variables com la naturalesa de la partícula, el tipus de trencament i la vibració de tubs sobre la retenció de partícules sobre els tubs en condicions seques a l'etapa de trencament del SG. Aquests són els aspectes en els quals es centra la primera part d'aquesta tesi. Dues campanyes experimentals, CAAT2 i SET, s'han dut a terme amb diferents materials, tots ells emmarcats dins del possible rang dels aerosols nuclears. La primera d'elles es va centrar a explorar la influència potencial de la naturalesa de la partícula i l'efecte del tipus de trencament (forma i grandària) sobre la retenció d'aerosols en els tubs. La segona va seguir per la caracterització en termes de vibració dels tubs i el seu efecte en l'eficiència de retenció de partícules. Les proves realitzades ressalten diverses idees clau: el fort efecte de la naturalesa de la partícula sobre la retenció en el costat secundari del SG; l'alta eficiència de retenció quan les partícules són compactes i la també significativa retenció quan són aglomerats; les petites diferències en eficiència entre diferents tipus de trencament (guillotina vs. boca de peix), però notables sobre els patrons de deposició, i l'efecte secundari de la grandària de trencament. Finalment van revelar que enfront de la naturalesa de la partícula, la vibració de tubs juga un paper secundari en l'eficiència de retenció del feix de tubs. La segona part d'aquesta tesi es centra en la fracció de partícules que en cas d'accident sever, amb o sense seqüència SGTR, és susceptible d'aconseguir la contenció. Accidents com Fukushima posen de manifest la necessitat de tecnologia capaç de cobrir les indesitjades conseqüències de l'emissió de material radioactiu al medi. Aquesta és la raó del projecte PASSAM (7é Programa Marc d'EURATOM) que està construint una base de dades experimental per al desenvolupament de sistemes innovadors i millorar els sistemes de venteig filtrat que ja existeixen de la contenció. Les ones d'ultrasons faciliten l'aglomeració de partícules i resulten sistemes potencials per a la seva mitigació. S'ha realitzat una primera aproximació per a l'aplicació de les càmeres d'ultrasons com a sistemes innovadors per a la mitigació del terme font en la contenció. El sistema de mitigació d'aglomeració acústica (MSAA) es va construir i ha estat provat durant la campanya experimental AAA. Els experiments duts a terme en la planta PECA-MSAA del LASS. Els resultats obtinguts posen de manifest dues idees: el sistema MSAA és efectiu en la reducció de la massa de partícules i tant el flux màssic de gas portador com la naturalesa de la partícula són claus en l'eficiència de retenció del sistema. / Delgado Tardáguila, R. (2016). Experimental investigations on nuclear aerosols in a severe accident [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/63243 / TESIS

La ecuación de la difusión neutrónica describe la población de neutrones de un reactor nuclear. Este trabajo trata con este modelo para reactores nucleares con geometría hexagonal. En primer lugar se estudia la ecuación de la difusión neutrónica. Este es un problema diferencial de valores propios, llamado problema de los modos Lambda. Para resolver el problema de los modos Lambda se han comparado diferentes métodos en geometrías unidimensionales, resultando como el mejor el método de elementos espectrales. Usando este método discretizamos los operadores en geometrías bidimensiones y tridimensionales, resolviendo el problema algebraica de valores propios resultante con el método de Arnoldi. La distribución de neutrones estado estacionario se utiliza como condición inicial para la integración de la ecuación de la difusión neutrónica dependiente del tiempo. Se utiliza un método de Euler implícito para integrar en el tiempo. Cuando un nodo está parcialmente insertado aparece un comportamiento no físico de la solución, el efecto ``rod cusping'', que se corrige mediante la ponderación de las secciones eficaces con el flujo del paso de tiempo anterior. Cuando la solución de los sistemas algebraicos que surgen en el método hacia atrás, un método de Krylov se utiliza para resolver los sistemas resultantes, y diferentes estrategias de precondicionamiento se evalúan se. La primera consiste en el uso de la estructura de bloque obtenido por los grupos de energía para resolver el sistema por bloques, y diferentes técnicas de aceleración para el esquema iterativo de bloques y un precondicionador utilizando esta estructura de bloque se proponen. Además se estudia un precondicionador espectral, que hace uso de la información en un subespacio de Krylov para precondicionar el siguiente sistema. También se proponen métodos exponenciales de segundo y cuarto orden integrar la ecuación de difusión neutrónica dependiente del tiempo, donde la exponencial de la matriz del sistema tiene qu / González Pintor, S. (2012). Approximation of the Neutron Diffusion Equation on Hexagonal Geometries [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/17829 / Palancia

En este estudio se han construido dos diferentes instalaciones para investigar primero los chorros de gas horizontales y en segundo lugar los chorros verticales de agua que impactan sobre superficies libres de fluido, también se ha desarrollado un modelo numérico integral para predecir las trayectorias de estos jets y sus parámetros más importantes, validándose con los resultados experimentales obtenidos. En la primera parte de este trabajo, se han realizado experimentos para investigar el comportamiento de chorros de gas horizontales penetrando en agua. Los resultados experimentales indicaron que la longitud de penetración de los chorros de gas está fuertemente influenciada por el diámetro de la boquilla y el número de Froude, así como con el flujo de masa de de entrada y su momento. Aumentar el número de Froude y el diámetro del inyector lleva a aumentar la inestabilidad de jet. Además, la máxima ubicación antes de jet pinch-off se muestra que mantiene una relación logarítmica con el número de Froude para todos los diámetros de jet. Se han desarrollado correlaciones empíricas para predecir estos parámetros. Se ha desarrollado un modelo basado en la integración de las ecuaciones de conservación para que resulte útil en el diseño de aplicaciones en las que participen chorros horizontales así como para asistir a la investigación experimental. Las predicciones del modelo integral se comparan con los datos de los datos experimentales obtenidos con muy buenos resultados. En la segunda parte de este trabajo, se realizaron una serie de experimentos con de chorros de agua, inyectados verticalmente hacia abajo, a través de toberas circulares que impactan sobre una superficie de agua. Los resultados obtenidos mostraron que la profundidad de penetración de la burbuja disminuye con la longitud del chorro, pero que después de ciertas condiciones se mantiene casi constante. Además ésta aumenta con los diámetros de la boquilla y la velocidad del chorro. La velocidad de arrastre / Harby Mohamed Abd Alaal, K. (2012). Experimental and Theoretical Study of the Characteristics of Submerged Horizontal Gas Jets and Vertical Plunging Water Jets in Water Ambient [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/18065 / Palancia

El Generation IV International Forum (GIF) [1] es un programa internacional dedicado a apoyar, coordinar y dirigir las iniciativas de investigación y desarrollo encaminados a implementar las soluciones tecnológicas que caracterizarán a la siguiente generación de reactores nucleares. Estos reactores se caracterizaran por una gestión más eficiente del combustible nuclear, un incremento en las exigencias de seguridad y una alta competitividad económica. Con tales objetivos, GIF propuso una serie de diseños potencialmente capaces de alcanzarlos. Estos diseños son tecnológicamente muy distintos a las plantas nucleares comerciales actuales al utilizar neutrones de espectro rápido y consecuentemente refrigeración por metales líquidos. Estos nuevos diseños requieren el desarrollo y validación de herramientas computacionales capaces de simular el comportamiento de la planta tanto en fase estacionaria como en transitoria y por tanto sean aplicables en los procesos de diseño y licitación de dichas plantas. El objetivo de esta tesis es el de adaptar los códigos computacionales actuales aplicados a la simulación de reactores refrigerados por agua a reactores rápidos refrigerados por metales líquidos, tales como el sodio o el plomo y el desarrollo de modelos capaces de simular de una manera consistente el comportamientos de los sistemas ante determinados eventos que constituyen la base de diseño de la planta Para ello se adaptaran dichos códigos a la fenomenología específica de estos reactores, se desarrollaran modelos termo-hidráulicos y neutrónicos tanto unidimensionales como tridimensionales de los diseños propuestos y se validarán los resultados para demostrar su aplicabilidad. El trabajo incluye la implementación de correlaciones específicas para habilitar los códigos para el cálculo de la condiciones termo-hidráulicas de los refrigerantes así como la adaptación de los esquemas de acoplamiento termo-hidráulico-neutrónicos existentes a esta nueva tecnología. / Lázaro Chueca, A. (2014). Development, assessment and application of computational tools for design safety analysis of liquid metal cooled fast breeder reactors [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/39353 / TESIS

El cribado mamográfico o screening consiste en la exposición sistemática y organizada de mujeres asintomáticas a mamografía, con el fin de detectar precozmente cualquier enfermedad en sus primeras etapas. Sin embargo, la exposición de la mama a la radiación ionizante de un equipo mamográfico supone un riesgo para la salud de las mujeres estudiadas que es necesario estimar y controlar. Los métodos de Monte Carlo se utilizan en el transporte de radiación para estimar magnitudes dosimétricas, como la dosis absorbida, que está relacionada con el riesgo de exposición. Se ha modelado un equipo de mamografía mediante el código de Monte Carlo MCNP5 para la estimación de la dosis media glandular absorbida en la mama a través de medidas físicas del kerma en aire en la superficie de entrada (KASE) durante controles de calidad. Se han utilizado diferentes registros dosimétricos o tallies, como las F2, F4 y F5, aplicando diferentes técnicas de reducción de varianza (TRV). A partir de las dosis medias calculadas, se estimó el riesgo radiológico en el programa de cribado mamográfico de la Comunidad Valenciana mediante un modelo de riesgo multiplicativo derivado de procesos de Markov, considerando diferentes estudios de control: Life Span Study, los estudios de fluoroscopia de Canadá y Massachussets y los tratamientos de enfermedades benignas de mama en Suecia, entre otros. El estudio se aplicó a diferentes equipos de mamografía digital (CR y DR) implantados en el programa de cribado, para la evaluación de calidad de las diferentes tecnologías en lo que respecta a la dosis glandular absorbida. El detrimento radiológico medio ha sido inferior a 9 10-5 cánceres de mama inducidos en mujeres-año, entre todos los estudios de incidencia y mortalidad, e inferior a 6 10-5 cánceres mortales, mientras que para el caso de mamografía digital, la incidencia es inferior a 1.3 10-4 y la mortalidad a 8 10-5. Los riesgos radiológicos son mayores en las muestras poblacionales de equipos digitales po / Ramos Pascual, M. (2006). Evaluación de métodos de Monte Carlo de equipos de mamografía digital del programa de cribado de la Comunidad Valenciana [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/1861 / Palancia

Una de las consecuencias de la interacción de las radiaciones ionizantes sobre las células es la inducción de alteraciones cromosómicas. Esta relación de causalidad ha hecho que las alteraciones cromosómicas sean consideradas como un buen indicador de exposición a dichos agentes. Existen agentes químicos que modulan la respuesta de los tejidos frente a las radiaciones. Estos compuestos son de utilidad cuando muestran cierta selectividad, ya sea protegiendo los tejidos sanos (radioprotectores) o aumentando la sensibilidad de los tejidos a las radiaciones (radiosensibilizadores). El propóleos es la sustancia que vamos a evaluar. El propóleos es un producto de extraordinario interés para la medicina e industria farmacéutica, al que se atribuyen diversos efectos beneficiosos para la salud. De entre las muchas propiedades del EEP (extracto etanólico de propóleos) están el ser antioxidante y secuestrador de radicales libres. El objetivo de esta tesis es la evaluación del efecto radioprotector del propóleos. Para ello se ha obtenido un extracto etanólico de propóleos (EEP) y se han irradiado muestras de sangre periférica con distintas condiciones, a distintas dosis de radiación en ausencia y presencia de EEP y a una misma dosis de radiación, en presencia de EEP a distintas concentraciones. Para la evaluación se han analizado, utilizando técnicas citogenéticas, las alteraciones cromosómicas presentes en linfocitos en primera división mitótica. Los resultados obtenidos muestran una disminución del número de alteraciones totales tanto cuando irradiamos a una dosis y distintas concentraciones de EEP, obteniendo una protección frente al daño radioinducido de hasta un 44%, como cuando irradiamos a distintas dosis en presencia y ausencia de una concentración conocida de EEP, obteniendo una reducción significativa de los coeficientes lineal y cuadrático de la curva de calibración obtenida. La concentración propuesta para radioprotección sería entre 120-500 µg·ml-1, donde obtenem / Montoro Pastor, A. (2006). Evaluación citogenética del efecto radioprotector del extracto etanólico de propóleos [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/1908 / Palancia

[EN] The neutron diffusion equation is an approximation of the neutron transport equation that describes the neutron population in a nuclear reactor core. In particular, we will consider here VVER-type reactors which use the neutron diffusion equation discretized on hexagonal meshes. Most of the simulation codes of a nuclear power reactor use the multigroup neutron diffusion equation to describe the neutron distribution inside the reactor core.To study the stationary state of a reactor, the reactor criticality is forced in artificial way leading to a generalized differential eigenvalue problem, known as the Lambda modes equation, which is solved to obtain the dominant eigenvalues of the reactor and their corresponding eigenfunctions. To discretize this model a finite element method with h-p adaptivity is used. This method allows to use heterogeneous meshes, and allows different refinements such as the use of h-adaptive meshes, reducing the size of specific cells, and p-refinement, increasing the polynomial degree of the basic functions used in the expansions of the solution in the different cells. Once the solution for the steady state neutron distribution is obtained, it is used as initial condition for the time integration of the neutron diffusion equation. To simulate the behaviour of a nuclear power reactor it is necessary to be able to integrate the time-dependent neutron diffusion equation inside the reactor core. The spatial discretization of this equation is done using a finite element method that permits h-p refinements for different geometries. Transients involving the movement of the control rod banks have the problem known as the rod-cusping effect. Previous studies have usually approached the problem using a fixed mesh scheme defining averaged material properties and many techniques exist for the treatment of the rod cusping problem. The present work proposes the use of a moving mesh scheme that uses spatial meshes that change with the movement of the control rods avoiding the necessity of using equivalent material cross sections for the partially inserted cells. The performance of the moving mesh scheme is tested studying different benchmark problems. For reactor calculations, the accuracy of a diffusion theory solution is limited for for complex fuel assemblies or fine mesh calculations. To improve these results a method that incorporates higher-order approximations for the angular dependence, as the simplified spherical harmonics (SPN ) method must be employed. In this work an h-p Finite Element Method (FEM) is used to obtain the dominant Lambda mode associated with a configuration of a reactor core using the SPN approximation. The performance of the SPN (N= 1, 3, 5) approximations has been tested for different reactor benchmarks. / [ES] La ecuación de la difusión neutrónica es una aproximación de la ecuación del transporte de neutrones que describe la población de neutrones en el núcleo de un reactor nuclear. En particular, consideraremos reactores de tipo VVER y para simular su comportamiento se utilizará la ecuación de la difusión neutrónica para cuya discretización se hace uso de mallas hexagonales. La mayoría de los códigos de simulación de reactores nucleares utilizan aproximación multigrupo de energía de la ecuación de la difusión neutrónica para describir la distribución de neutrones en el interior del núcleo del reactor. Para estudiar el estado estacionario del reactor, es posible forzar la criticidad del reactor de forma artificial modificando las secciones eficaces de forma que se obtiene un problema de valores propios diferencial, conocido como el problema de los Modos Lambda, que se resuelve para obtener los valores propios dominantes del reactor y sus correspondientes funciones propias. Para discretizar este modelo se ha hecho uso de un método de elementos finitos con adaptabilidad h-p. Este método permite el uso de mallas heterogéneas, y de diferentes refinamientos como el uso mallas h-adaptativas, reduciendo el tamaño de los distintos nodos, y el p-refinado, aumentando el grado del polinomio de las funciones básicas utilizado en los desarrollos de la solución en los diferentes nodos. Se ha desarrollado un código basado en un método de elementos finitos de alto orden para resolver el problema de los Modos Lambda en un reactor con geometría hexagonal y se han obtenido los Modos dominantes para distintos problemas de referencia. Una vez que se ha obtenido la solución para la distribución de neutrones en estado estacionario, ésta se utiliza como condición inicial para la integración de la ecuación de difusión neutrónica dependiente del tiempo. Para simular el comportamiento de un reactor nuclear para un determinado transitorio, es necesario ser capaz de integrar la ecuación de la difusión neutrónica dependiente del tiempo en el interior del núcleo del reactor. La discretización espacial de esta ecuación se hace usando un método de elementos finitos de alto orden que permite refinados de tipo h-p para distintas geometrías. Los transitorios que implican el movimiento de los bancos de las barras de control tienen el problema conocido como el efecto 'rod-cusping'. Estudios anteriores, por lo general, han abordado este problema utilizando una malla fija y definiendo propiedades promedio para los materiales correspondientes a las celdas donde se tiene la barra de control parcialmente insertada. En el presente trabajo se propone el uso de un esquema de malla móvil, de forma que en mallado espacial va cambiando con el movimiento de la barra de control, evitando la necesidad de utilizar secciones eficaces equivalentes para las celdas parcialmente insertadas. El funcionamiento de este esquema de malla móvil propuesto se estudia resolviendo distintos problemas tipo. La precisión obtenida mediante de la teoría de la difusión en los cálculos de reactores es limitada cuando se tienen elementos de combustible complejos o se pretenden realizar cálculos en malla fina. Para mejorar estos resultados, es necesario disponer de un método que incorpore aproximaciones de orden superior de la ecuación del transporte de neutrones. Una posibilidad es hacer uso de las ecuaciones PN simplificadas (SPN ). En este trabajo se utiliza un método de elementos finitos h-p para obtener los modos dominantes asociados con una configuración dada del núcleo de un reactor nuclear con geometría hexagonal usando la aproximación SPN . El funcionamiento de las aproximaciones SPN (N = 1, 3, 5) se ha estudiado para distintos problemas de referencia. / [CAT] L'equació de la difusió neutrònica és una aproximació de l'equació del transport de neutrons que descriu la població de neutrons en el nucli de un reactor nuclear. En particular, considerarem reactors de tipus VVER i per a simular el seu comportament s'utilitzarà l'equació de la difusió neutrónica que es discretitza fent ús de malles hexagonals. La majoria dels codis de simulació de reactors nuclears utilitzen l'aproximació multigrup d'energia de l'equació de la difusió neutrónica per a descriure la distribució de neutrons a l'interior del nucli del reactor. Per a estudiar l'estat estacionari del reactor, és possible forçar la seua criticitat de forma artificial modificant les seccions eficaces de manera que s'obté un problema de valors propis diferencial, conegut com el problema dels Modes Lambda, que es resol per a obtenir els valors propis dominants del reactor i les seues corresponents funcions pròpies. Per a discretitzar aquest model s'ha fet ús d'un mètode d'elements finits amb adaptabilitat h-p. Aquest mètode permet l'ús de malles heterogènies, i de diferents refinaments com l'ús malles h-adaptatives, reduint la grandària dels diferents nodes, i el p-refinat, augmentant el grau del polinomi de les funcions bàsiques utilitzat en els desenvolupaments de la solució en els diferents nodes. S'ha desenvolupat un codi basat en un mètode d'elements finits d'alt ordre per a resoldre el problema dels Modes Lambda en un reactor amb geometria hexagonal i s'han obtingut els Modes dominants per a diferents problemes de referència. Una vegada que s'ha obtingut la solució per a la distribució de neutrons en estat estacionari, aquesta s'utilitza com a condició inicial per a la integració de l'equació de difusió neutrònica depenent del temps. Per a simular el comportament d'un reactor nuclear per a un determinat transitori, és necessari ser capaç d'integrar l'equació de la difusió neutrónica depenent del temps a l'interior del nucli del reactor. La discretitzación espacial d'aquesta equació es fa usant un mètode d'elements finits d'alt ordre que permet refinats de tipus h-p per a diferents geometries. Els transitoris que impliquen el moviment dels bancs de les barres de control tenen el problema conegut com l'efecte 'rod-cusping'. Estudis anteriors, en general, han abordat aquest problema utilitzant una malla fixa i definint propietats equivalents per als materials corresponents a les cel·les on es té la barra de control parcialment inserida. En el present treball es proposa l'ús d'un esquema de malla mòbil, de manera que en mallat espacial va canviant amb el moviment de la barra de control, evitant la necessitat d'utilitzar seccions eficaces equivalents per a les cel·les parcialment inserides. El funcionament de aquest esquema de malla mòbil s'estudia resolent diferents problemes tipus. La precisió obtinguda mitjançant de la teoria de la difusió en els càlculs de reactors és limitada quan es tenen elements de combustible complexos o es pretenen realitzar càlculs en malla fina. Per a millorar aquests resultats, és necessari disposar d'un mètode que incorpore aproximacions d'ordre superior de l'equació del transport de neutrons. Una possibilitat és fer ús de les equacions PN simplificades (SPN ). En aquest treball s'utilitza un mètode d'elements finits h- p per a obtenir els modes dominants associats amb una configuració donada del nucli de un reactor amb geometria hexagonal usant l'aproximació SPN . El funcionament de les aproximacions SPN (N = 1, 3, 5) s'ha estudiat per a diferents problemes de referència. / Fayez Moustafa Moawad, R. (2016). Approximation of The Neutron Diffusion Equation on Hexagonal Geometries Using a h-p finite element method [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/65353 / TESIS

The turbulent submerged jets can be found fairly frequently in a great variety of processes, their study is essential in many industrial processes and engineering applications, such as in underwater propulsion, in metallurgical processes, in chemical processes or in the nuclear industry, among others. Within the nuclear world the submerged jets can occur in light water reactors (LWR), in both pressurized water reactors (PWRs) and boiling water reactors (BWR). These submerged jets are usually associated with complex multiphase flows, so that all processes occurring after such injection will be essentially unstable and turbulent. A hypothetical severe accident in a reactor can cause deterioration of the core, so that the fission products can escape from the core and be transported through the primary system and, finally, can be released to the surrounding environment. But if there is a volume of water in the escape pathway of aerosols, a discharge in the shape of submerged jet can occur, whether in a suppression pool (during an accident with loss of power, SBO, in a water reactor boiling BWR) or in the secondary of a steam generator (in an accidental breakage sequence tube / s in U in a steam generator, SGTR, in a pressurized water reactor, PWR). So that there is a capture of aerosols in those volumes, being reduced the amount of them that escape outside. Usually these sequences have been considered only for BWRs and for low discharge velocities, but these may also take place at higher velocities and, as mentioned previously, in PWRs. Throughout this thesis there is a contribution to a better understanding and quantification of natural mitigation processes that occur when a jet is discharged into a volume of water, so that it can be applied to discharges in suppression pools in a SBO sequence (BWRs), and inside of a steam generator during a SGTR event (PWRs). Being the central activity the expansion of SPARC90 code capabilities, so as to be able to quantify the aerosol capture that occurs when the discharge takes place at high velocity (originally the code only was developed to study discharges under globular regime, i.e., injection at low velocity). So the process followed to carry out this work can be divided into several stages. The first one focuses on the literature search for available information, in a specific way on submerged jets and, given the scarce specific information, this has been extended to the literature search of processes with phenomenologies that present analogies with submerged jets. Within this part, it has on the one hand, finding aspects of jet hydrodynamics and on the other, those related to aerosol capture processes. In a second stage, there are aspects of the implementation into the new code subroutines of the expressions found and / or developed in the previous stage. While for the third stage, remains the assessment of the capabilities and behavior of the new models implemented in the code. For this last stage, first, it has been proceeded to conduct a verification process which has been tested the code robustness. And secondly, it has been proceeded to perform a validation process, which has been carried out through the comparison of the results predicted by the code against the limited experimental data that are available under similar conditions to those of the model. Being the comparison against the experimental data satisfactory, showing a marked improvement in the code capabilities. / Los chorros sumergidos turbulentos se pueden encontrar con bastante asiduidad en muy diversos procesos, siendo esencial su estudio en gran cantidad de procesos industriales y aplicaciones ingenieriles, como por ejemplo, en la propulsión submarina, en procesos metalúrgicos, en procesos químicos o en la industria nuclear, entre otros. Dentro del mundo nuclear los chorros sumergidos pueden presentarse en los reactores de agua ligera (LWR), tanto en reactores de agua a presión (PWR), como en reactores de agua en ebullición (BWR). Estos chorros sumergidos llevan asociados complejos flujos multifásicos, de forma que los procesos que tienen lugar tras dicha inyección serán esencialmente inestables y turbulentos. Un hipotético accidente grave en un reactor puede causar el deterioro del núcleo, de forma que los productos de fisión pueden escapar del núcleo y ser transportados a través del sistema primario y, finalmente, pueden ser liberados al medio ambiente circundante. Pero si existe un volumen de agua en la vía de escape de los aerosoles puede tener lugar la descarga en forma de chorro sumergido, ya sea una piscina de supresión (durante un accidente con pérdida del suministro eléctrico, SBO, en un reactor BWR) o el secundario de un generador de vapor (en una secuencia accidental con rotura de tubo/s en U en un generador de vapor, SGTR, en un reactor PWR). De forma que se tiene una captura de los aerosoles en dichos volúmenes, viéndose reducida la cantidad que escapan al exterior. Habitualmente estas secuencias se han considerado solamente para reactores BWR y para descargas a bajas velocidades, pero estas podrían tener lugar también a velocidades mayores y, como se ha dicho con anterioridad, en reactores PWR. A lo largo de esta tesis se ha contribuido a una mejor compresión y cuantificación de los procesos naturales de mitigación que se producen cuando se descarga un chorro en un volumen de agua, de forma que puede ser aplicado para descargas en piscinas de supresión en una secuencia SBO (reactores del tipo BWR), como en el interior de un generador de vapor durante una secuencia SGTR (reactores del tipo PWR). Siendo la actividad central la ampliación de las capacidades del código SPARC90, de forma que sea capaz de cuantificar la captura de aerosoles que tiene lugar cuando la descarga se produce a alta velocidad (originalmente el código solamente fue desarrollado para el estudio de descarga en régimen globular, es decir, inyección a baja velocidad). De modo que el proceso seguido para llevar a cabo el presente trabajo se puede dividir en varias etapas. La primera se centra en la búsqueda bibliográfica de la información disponible, de una forma específica relativa a chorros sumergidos y, dada la escasa información específica existente, esta se ha extendido a la búsqueda bibliográfica de procesos con fenomenologías que presentan analogías con los chorros sumergidos. Dentro de esta parte, se tiene por un lado, la búsqueda de los aspectos relativos a la hidrodinámica del chorro y, por otro, los relativos a los procesos de captura de aerosoles. En una segunda etapa se tienen los aspectos relativos a la implementación dentro de las nuevas subrutinas del código de las expresiones halladas y/o desarrolladas en la anterior etapa. Mientras que para la tercera etapa resta la evaluación de las capacidades y el comportamiento de los nuevos modelos implementados en el código. Para esta última etapa, en primer lugar, se ha procedido a llevar a cabo un proceso de verificación con el que se ha comprobado la robustez del código. Y en segundo lugar, se ha procedido a realizar un proceso de validación, el cual ha sido llevado a cabo a través de la confrontación de los resultados predichos por el código frente a los limitados datos experimentales disponibles en condiciones similares a las introducidas en el modelo. Siendo la comparación frente a los datos experimentales satisfactoria, mostrando una me / Els dolls submergits turbulents es poden trobar amb prou assiduïtat en molt diversos processos, sent essencial el seu estudi en gran quantitat de processos industrials i aplicacions enginyerils, com per exemple, en la propulsió submarina, en processos metal·lúrgics, en processos químics o en la indústria nuclear, entre altres. Dins del món nuclear els dolls submergits poden presentar-se en els reactors d'aigua lleugera (LWR), tant en reactors d'aigua a pressió (PWR), com en reactors d'aigua en ebullició (BWR). Estos dolls submergits solen portar associats complexos fluxos multifàsics, de manera que els processos que tenen lloc després de la dita injecció seran essencialment inestables i turbulents. Un hipotètic accident greu en un reactor pot causar el deteriorament del nucli, de manera que els productes de fissió poden escapar del nucli i ser transportats a través del sistema primari i, finalment, poden ser alliberats al medi ambient circumdant. Però si existeix un volum d'aigua en la via de fuita dels aerosols pot tenir lloc la descàrrega en forma de doll submergit, ja siga una piscina de supressió (durant un accident amb perduda del subministrament elèctric, SBO, en un reactor d'aigua en ebullició, BWR) o el secundari d'un generador de vapor (en una seqüència accidental amb trencament de tub/s en U en un generador de vapor, SGTR, en un reactor d'aigua a pressió, PWR). De manera que es té una captura dels aerosols en els anteriorment dits volums, veient-se reduïda la quantitat d'ells que escapen a l'exterior. Habitualment aquestes seqüències s'han considerat solament per a reactors BWR i per a baixes velocitats de descàrrega, però aquestes podrien tenir lloc també a velocitats majors i, com s'ha dit amb anterioritat, en reactors PWR. Al llarg d'aquesta tesi s'ha contribuït a una millor compressió i quantificació dels processos naturals de mitigació que es produeixen quan es descarrega un doll en un volum d'aigua, de manera que pot ser aplicat per a descàrregues en piscines de supressió en una seqüència SBO (reactors del tipus BWR), com a l'interior d'un generador de vapor durant una seqüència SGTR (reactors del tipus PWR). Sent l'activitat central l'ampliació de les capacitats del codi SPARC90, de manera que siga capaç de quantificar la captura d'aerosols que té lloc quan la descàrrega es produeix a alta velocitat (originalment el codi solament va ser desenvolupat per a l'estudi de descàrrega en règim globular, és a dir, injecció a baixa velocitat). De manera que el procés seguit per dur a terme el present treball es pot dividir en diverses etapes. La primera d'elles se centra en la cerca bibliogràfica de la informació disponible, d'una forma específica relativa a dolls submergits i, donada l'escassa informació específica existent, esta s'ha estés a la cerca bibliogràfica de processos amb fenomenologies que presenten analogies amb els dolls submergits. Dins d'aquesta part, es té d'una banda, la cerca dels aspectes relatius a la hidrodinàmica del doll i, per un altre, els relatius als processos de captura d'aerosols. En una segona etapa es tenen els aspectes relatius a la implementació dins de les noves subrutines del codi de les expressions trobades i/o desenvolupades en l'anterior etapa. Mentre que per a la tercera etapa resta l'avaluació de les capacitats i el comportament dels nous models implementats en el codi. Per a aquesta última etapa, en primer lloc, s'ha procedit a dur a terme un procés de verificació amb el qual s'ha comprovat la robustesa del codi. I en segon lloc, s'ha procedit a realitzar un procés de validació, el qual ha estat dut a terme a través de la confrontació dels resultats predits pel codi enfront de les limitades dades experimentals disponibles en condicions similars a les introduïdes en el model. Sent la comparació enfront de les dades experimentals satisfactòria, mostrant una millora ostensible en les capacitats del codi. / Berna Escriche, C. (2017). Estimation of the radioactive aerosols capture in accidental sequences of nuclear power plants [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/90495 / TESIS

La refrigeración es uno de los sectores del conocimiento que más aplicaciones tiene en el mundo. La tecnología de refrigeración más extendida es la de los sistemas por compresión de vapor. A lo largo de la historia estos sistemas han contribuido dos efectos negativos para el medio ambiente: la destrucción de la capa de ozono (que en la actualidad ha sido solucionado) y la emisión de gases de efecto invernadero (GEI) a la atmósfera. Una parte de las emisiones de GEI están relacionadas con los sistemas de refrigeración. Estas emisiones se deben principalmente a dos factores: las fugas de refrigerantes (emisiones directas) y la eficiencia energética de los sistemas (emisiones indirectas). Siendo las emisiones de GEI causantes en gran medida del cambio climático. Muchos de los refrigerantes que han sido usados en sistemas de refrigeración presentan altos valores de potencial de calentamiento atmosférico (PCA) y esto determina que estas sustancias contribuyan en gran medida al calentamiento global. En el caso de la refrigeración comercial el más extendido es el R404A, con un PCA de 3922. En los últimos años la Unión Europea expidió el Reglamento nº 517/2014 el cual establece que las sustancias fluoradas con PCA>150 deben ser reemplazadas en la mayor parte de los sistemas de refrigeración comercial. Es por ello por lo que el presente trabajo analiza y evalúa alternativas de reemplazo para el R404A. Inicialmente se realiza una revisión del estado del sector de la refrigeración comercial, y de los fluidos refrigerantes que han sido usados hasta la actualidad. Como consecuencia, se determina que las alternativas más viables son el R454C y el R455A. Con el fin de analizar los rendimientos teóricos, se simula el comportamiento de los refrigerantes en un ciclo termodinámico de compresión de vapor básico, utilizando el programa REFPROP v.9.1 para el cálculo de las propiedades termofísicas de los refrigerantes. La simulación se realiza bajo varias condiciones de operación y analizando la posibilidad de trabajar con intercambiador intermedio (II). La simulación muestra un decrecimiento tanto de los caudales másicos como de las capacidades frigoríficas de las alternativas con relación al R404A, mientras que los valores del COP son mayores. Por otro lado, la temperatura de descarga se mantiene bajo el límite permitido para los ensayos sin II, pero se incrementa peligrosamente al trabajar con II. Posteriormente, se realiza el análisis experimental en un banco de ensayos. El banco de pruebas está dotado de una serie de instrumentos de medición de temperatura, presión, caudal y consumo eléctrico que son monitorizados y almacenados en un ordenador. De los análisis experimentales, se determina que las alternativas presentan similares capacidades frigoríficas al R404A, pero también incrementa el rendimiento energético con relación a este fluido, por lo que los hace buenos candidatos para reemplazarlo. Así mismo, en ninguna condición al trabajar sin II la temperatura de descarga supera el límite establecido para evitar daños en el compresor. Por otro lado, el R454C y el R455A presentaron ligeros incrementos en la capacidad frigorífica y en la eficiencia energética al trabajar con II. Sin embargo, las temperaturas de descarga se incrementan en gran medida y podrían superar la temperatura límite sobre todo en altas tasas de compresión, por lo que no es recomendable utilizar el II. Debido a que el R454C y el R455A presentan bajos valores de PCA (que les permite cumplir con la normativa nº 517/2014), mayores valores de eficiencia energética que el R404A, y que se adaptan apropiadamente a su sistema, se convierten en buenas alternativas a corto plazo. Como consecuencia, se recomienda la utilización de estos refrigerantes para reducir las emisiones de CO2 equivalentes en sistemas de refrigeración comercial en aquellas aplicaciones que su carga no sobrepase la cantidad máxima permitida para r / La refrigeració és un dels sectors de coneixement que més aplicacions té al món. La tecnologia de refrigeració més estesa són els sistemes de compressió de vapor. Al llarg de la història, aquests sistemes han contribuït mitjançant dos efectes negatius per al medi ambient: l'esgotament de la capa d'ozó (en l'actualitat està sent ja poc a poc solucionat) i l'emissió de gasos d'efecte hivernacle (GEH) a l'atmosfera. Una part de les emissions de GEH estan relacionades amb els sistemes de refrigeració. Aquestes emissions es deuen principalment a dos factors: les fugues de refrigerants (emissions directes) i l'eficiència energètica dels sistemes (emissions indirectes). Per ésser les emissions de GEH les causants en gran mesura del canvi climàtic. Molts dels refrigerants que han estat emprats en sistemes de refrigeració presenten alts valors de potencial d'escalfament atmosfèric (PEA) i això determina que aquestes substàncies contribueixin en gran mesura a l'escalfament global. En el cas de la refrigeració comercial, el més estès és el R404A, amb un PEA de 3922. En els últims anys, la Unió Europea va aprovar el Reglament nº 517/2014, el qual estableix que les substàncies fluorades amb PEA>150 han de ser reemplaçades en la major part dels sistemes de refrigeració comercial. És per això que el present treball analitza i avalua alternatives per reemplaçar al R404A. Inicialment es realitza una revisió de l'estat del sector de la refrigeració comercial, i dels fluids refrigerants que han estat usats fins a l'actualitat. Com a conseqüència es determina que les alternatives més viables són el R454C i el R455A. Per tal d'analitzar els rendiments teòrics se simula el comportament dels refrigerants en un cicle termodinàmic de compressió de vapor bàsic utilitzant el programa REFPROP v.9.1 per al càlcul de les propietats termofísiques dels refrigerants. La simulació es realitza sota diverses condicions d'operació i tenint en compte la possibilitat de treballar amb un intercanviador intermedi (II). La simulació mostra un decreixement tant dels cabals màssics com de les capacitats frigorífiques de les alternatives amb relació al R404A, mentre que els valors del COP resulten majors. D'altra banda, la temperatura de descàrrega es manté sota el límit permès per als assajos sense II, però s'incrementa perillosament quan es treballar amb II. Posteriorment, es realitza l'anàlisi experimental a un banc d'assajos. El banc de proves inclou sensors de mesura de temperatura, pressió, consum i cabals. Dels resultats experimentals es pot determinar que les alternatives de baix PEA presenten similars capacitats frigorífiques al R404A, però addicionalment incrementem el seu rendiments energètic amb relació al HFC. Així mateix, sense II, no supera el límit establert de temperatura de descàrrega a cap condició. Per tant, aquests refrigerants poden ser bons candidats per reemplaçar al R404A en sistemes de refrigeració comercial. D'altra banda, el R454C i el R455A presenten lleugers increments en la capacitat frigorífica i en l'eficiència energètica en treballar amb II. No obstant això, les temperatures de descàrrega s'incrementen en gran mesura i podrien superar la temperatura límit en altes taxes de compressió, de manera que no és recomanable utilitzar el II per evitar danys en el compressor i pels mínims beneficis energètics que aporta. Donat que R454C i el R455A presenten baixos valors de PEA (que els permet complir amb la normativa europea per al control i reducció de gasos fluorats d'efecte hivernacle), majors valors d'eficiència energètica que el R404A i s'adapten apropiadament als seus sistemes, es converteixen en bones alternatives a curt termini. Com a conseqüència, es recomana la utilització d'aquests refrigerants per reduir les emissions de CO2 equivalents dels sistemes de refrigeració comercial en aquelles aplicacions que la seua càrrega no sobrepasse la quantitat / Refrigeration is a sector of knowledge with a relevant number of applications around the world. The most widespread refrigeration technology is the vapor compression system. Throughout history, these systems are having a negative contribution to the environment through two negative effects: the ozone layer depletion (which is being solved today) and the emission of greenhouse gases (GHGs) into the atmosphere. A significant part of GHG emissions are related to the operation of refrigeration systems, mainly due to two factors: the accidental leakage of refrigerants (direct emissions) and the energy used by these systems (indirect emissions). GHG emissions are largely responsible for climate change. Many of the working fluids used in refrigeration systems have high values of global warming potential (GWP) and, therefore, these substances have a significant contribution to the increase of the global mean temperature. In the case of commercial refrigeration, the most commonly fluid is R404A, with a GWP of 3922. In the recent years, HFC refrigerants are being controlled by the European Regulation No. 517/2014, which states that fluorinated gases with GWP above 150 should be replaced in most of the commercial refrigeration applications. Due to this situation, the present study analyzes and evaluates the feasibility of low GWP alternatives to R404A. First, the state of art of the commercial refrigeration sector is reviewed, and the main properties of the refrigerants have been proposed to date are presented. As a result, it is determined that the most viable alternatives are R454C and R455A. The behaviour of the refrigerants in a basic thermodynamic vapour compression cycle is simulated to analyse the theoretical performance, using the REFPROP v.9.1 program to calculate the thermophysical properties of the refrigerants. The simulation is carried out considering several operating conditions and analysing the possibility of working with intermediate heat exchanger (IHX). The simulation shows a decrease in both the mass flow rate and the refrigeration cooling capacity of the alternatives in comparison to R404A, while the COP is always higher for the new mixtures. Besides, the discharge temperature for the tests without IHX is below the limit, but it increases when working with IHX. Then, the experimental analysis is carried out in a refrigeration test bench. The test bench is also equipped with sensors for a continuous measurement and display of the temperature, pressure, flow and electrical consumption in different parts of the circuit. The experimental results show that R454C and R455A have similar cooling capacity to that of R404A, but they also have higher energy performance in comparison to this fluid, and therefore they can be considered good candidates to replace it. Likewise, when the IHX is not used, the discharge temperature never exceeds the established safety limit. On the other hand, R454C and R455A showed a slight increase in cooling capacity and energy performance when working with IHX. However, the discharge temperature increases greatly and could exceed the limit temperature, especially at high compression rates, so it is not advisable to use the IHX. Because R454C and R455A have low GWP values (which allows them to comply with European Regulations for the control and reduction of fluorinated greenhouse gases), higher values of energy performance than R404A, and they can be adapted appropriately to its system, they become good alternatives in the short term. Therefore, the use of these refrigerants is recommended to reduce CO2 equivalent emissions in commercial refrigeration systems in applications which refrigerant charge does not exceed the maximum allowed for slightly flammable refrigerants. / Haro Ortuño, JR. (2018). ESTUDIO DE FLUIDOS FLUORADOS DE BAJO POTENCIAL DE CALENTAMIENTO ATMOSFÉRICO PARA APLICACIONES DE BAJA TEMPERATURA EN REFRIGERACIÓN COMERCIAL [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/114826 / TESIS

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