[EN] In the last years, several studies have been developed in order to guarantee safety operation of Nuclear Power Plants (NPP), for both, the design plant life and for the Long Term Operation (LTO). In those situations, NPP must face the Periodic Safety Review (PSR). An important part of PRS involves the evaluation of risk impact of Structures, Systems and Components (SSC) ageing and how current asset management programs, e.g. maintenance and testing programs, are successful to achieve the objective of allowing a safe operation. In order to perform this evaluation, it is necessary to extend the current Probabilistic Safety Assessment (PSA) models to take into account, not only equipment ageing, but also maintenance and testing policies. This Ph Dissertation aims to help in NPP safety evaluation in the framework of PSR in both, design life and long-term operation. In this context, two main objectives are proposed. The first one is based on the proposal and application of risk-informed decision making methodology to evaluate the impact of changes to licensing bases, particularly in the ETF, using PSA models and considering aleatory uncertainties. The second is based on the adaptation and development of SSC reliability and availability models to consider not only the effect of aging, but also the effect of components management policies, in particular the testing and maintenance. Finally, these models have been joined to APS in order to obtain a new and extended APS (APSE). Some application cases, for both, risk-informed decision making on changes of licensing bases and for the use of the new APSA in the process of decision making, are provided in order to assess the feasibility and applicability of the new methodologies proposed The work of this thesis is part of the research supported by the Ministry of Economy and Competitiveness in the project ENE2013-45540-R, "Development of Advanced Surveillance Requirements with a focus on safety and competitiveness of Nuclear Power Plants operation in the long term", and in the Doctoral Fellow ENE2010-17449. / [ES] En los últimos años se han desarrollado diversos estudios enfocados a garantizar la operación segura de las centrales nucleares (CCNN), tanto en la operación dentro de la vida de diseño como en la operación a largo plazo. En ambos casos, las centrales deben de afrontar una Revisión Periódica de Seguridad (RPS), la cual, involucra, entre otras tareas, la evaluación del impacto en el riesgo del envejecimiento de Estructuras, Sistemas y Componentes (ESC) y del papel de los programas de gestión de activos, tales como los programas de vigilancia y de mantenimiento de la central. Para llevar a cabo esta evaluación, urge la necesidad de extender los modelos actuales del Análisis Probabilista de Seguridad (APS) para que tenga en cuenta de forma explícita no sólo el efecto del envejecimiento sino también el efecto de las políticas de gestión de componentes activos, en particular, las pruebas y mantenimientos. La presente tesis doctoral pretende servir de ayuda en las evaluaciones de la seguridad de las CCNN, y en el contexto de las RPS, tanto en la operación dentro de la vida de diseño como en la operación a largo plazo. En este contexto se plantean dos objetivos principales. El primero, se basa en la propuesta y aplicación de una metodología de toma de decisiones basada en la utilización de los modelos y datos del APS para llevar a cabo la evaluación del impacto en el riesgo de cambios en las bases de licencia, concretamente en las ETF de las CCNN, en presencia de incertidumbres. El segundo, se basa en la adaptación y desarrollo de los modelos de fiabilidad y disponibilidad convencionales de ESC para que consideren de forma explícita no sólo el efecto del envejecimiento, sino también el efecto de las políticas de gestión de componentes activos, en particular de las pruebas y mantenimiento. Finalmente, estos modelos se han incorporado al APS con el objetivo de obtener un nuevo APS Extendido (APSE). Tanto para la toma de decisiones informada en el riesgo para cambios en las bases de licencia, cómo para la toma de decisiones utilizando el nuevo modelo extendido, APSE, se aportan casos de aplicación que demuestran la viabilidad y aplicabilidad de los mismos. El trabajo realizado en la presente tesis doctoral se enmarca dentro de la línea de investigación financiada por el Ministerio de Economía y Competitividad en el proyecto ENE2013-45540-R, "Desarrollo de Requisitos de vigilancia avanzados enfocados a la seguridad y competitividad de la operación a largo plazo de centrales nucleares" y en la beca de Formación de Personal Investigador (FPI) ENE2010-17449. / [CAT] En els últims anys s'han desenvolupat diversos estudis enfocats a garantir l'operació segura de les centrals nuclears (CCNN), tant en l'operació dins de la vida de disseny com en l'operació a llarg termini. En ambdos casos, les centrals han d'afrontar una Revisió Periòdica de Seguretat (RPS), la qual, involucra, entre altres tasques, l'avaluació de l'impacte en el risc de l'envelliment d'Estructures, Sistemes i components (ESC) i del paper dels programes de gestió d'actius, com els programes de vigilància i de manteniment de la central. Per dur a terme aquesta avaluació, urgeix la necessitat d'estendre els models actuals de l'Anàlisi Probabilista de Seguretat (APS) perquè tinga en compte de manera explícita no sols l'efecte de l'envelliment sinó també l'efecte de les polítiques de gestió de components actius, en particular, les proves i manteniments. La present tesi doctoral pretén servir d'ajuda en les avaluacions de la seguretat de les CCNN, i en el context de les RPS, tant en l'operació dins de la vida de disseny com en l'operació a llarg termini. En aquest context es plantegen dos objectius principals. El primer, es basa en la proposta i aplicació d'una metodologia de presa de decisions basada en la utilització dels models i dades de l'APS per a dur a terme l'avaluació de l'impacte en el risc de canvis en les bases de llicència, concretament en les ETF de les CCNN, en presència d'incerteses. El segon, es basa en l'adaptació i desenvolupament dels models de fiabilitat i disponibilitat convencionals d'estructures, sistemes i components perquè considerin de forma explícita no només l'efecte de l'envelliment, sinó també l'efecte de les polítiques de gestió de components actius, en particular de les proves i manteniment. Finalment, aquests models s'han incorporat al APS amb l'objectiu d'obtenir un nou APS Estès (APSE). Tant per a la presa de decisions informada en el risc per canvis en les bases de llicència com per a la presa de decisions utilitzant el nou model estès, APSE, s'aporten casos d'aplicació que demostren la viabilitat i aplicabilitat dels mateixos. El treball realitzat en la present tesi doctoral s'emmarca dins de la línia d'investigació finançada pel Ministeri d'Economia i Competitivitat en el projecte ENE2013-45540-R, "Desarrollo de Requisitos de vigilancia avanzados enfocados a la seguridad y competitividad de la operación a largo plazo de centrales nucleares" i en la beca de Formació de Personal Investigador (FPI) ENE2010-17449. / Martón Lluch, I. (2015). Gestión de la operación, vigilancia y mantenimiento de equipos de seguridad de centrales nucleares a corto y largo plazo [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/58615 / TESIS

En reactores de agua a presión, las secuencias de accidente severo con rotura de tubos del generador de vapor (conocidas por sus siglas en inglés SGTR, Steam Generator Tube Rupture) son dominantes del riesgo, a pesar de ser sucesos de muy baja probabilidad. Su importancia reside en la potencial liberación de radiactividad, en forma de aerosol, que supondrían desde el circuito primario al medio ambiente, sin intervención de la contención. Sin embargo, las partículas radioactivas podrían retenerse parcialmente en el secundario del generador de vapor aun cuando no quedara agua en el mismo. La ausencia de información sobre la capacidad del generador de vapor para atenuar el Término Fuente en condiciones secas, ha impedido su consideración en los estudios probabilistas de seguridad y en las guías de gestión de accidentes severos. Este trabajo describe las principales actividades y resultados de un programa experimental centrado en el estudio de la retención de aerosoles que se produce en la etapa de rotura del secundario de un generador de vapor seco. El trabajo está enmarcado en la contribución del CIEMAT al proyecto ARTIST (2003-2008) que ha sido financiada por el Consejo de Seguridad Nuclear. El objetivo general del trabajo fue desarrollar una base de datos de retención de productos de fisión en la etapa de rotura del secundario de un generador de vapor seco durante una secuencia SGTR de accidente severo. Los objetivos específicos del programa eran estimar tanto la influencia del campo de velocidades del gas, como la influencia de la naturaleza de las partículas en la retención de aerosoles en el haz de tubos. Para ello, se construyó una maqueta de tamaño intermedio con dimensiones y geometría representativas de una etapa un generador de vapor real. La caracterización aerodinámica del flujo en la etapa de rotura se realizó utilizando la técnica de velocimetría por imágenes de partículas (conocida por sus siglas en inglés PIV). La influencia de la naturaleza de la part / Sánchez Velasco, FJ. (2008). Experimental characterization of aerosol retention in the break stage of a dry steam generator in SGTR sequences [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/3839 / Palancia

This PhD study, developed at Universitat Politècnica de València (UPV), aims to cover the first phase of the benchmark released by the expert group on Uncertainty Analysis in Modeling (UAM-LWR). The main contribution to the benchmark, made by the thesis' author, is the development of a MATLAB program requested by the benchmark organizers. This is used to generate neutronic libraries to distribute among the benchmark participants. The UAM benchmark pretends to determine the uncertainty introduced by coupled multi-physics and multi-scale LWR analysis codes. The benchmark is subdivided into three phases: 1. Neutronic phase: obtain collapsed and homogenized problem-dependent cross sections and criticality analyses. 2. Core phase: standalone thermohydraulic and neutronic codes. 3. System phase: coupled thermohydraulic and neutronic code. In this thesis the objectives of the first phase are covered. Specifically, a methodology is developed to propagate the uncertainty of cross sections and other neutronic parameters through a lattice physics code and core simulator. An Uncertainty and Sensitivity (U&S) analysis is performed over the cross sections contained in the ENDF/B-VII nuclear library. Their uncertainty is propagated through the lattice physics code SCALE6.2.1, including the collapse and homogenization phase, up to the generation of problem-dependent neutronic libraries. Afterward, the uncertainty contained in these libraries can be further propagated through a core simulator, in this study PARCSv3.2. The module SAMPLER -available in the latest release of SCALE- and DAKOTA 6.3 statistical tool are used for the U&S analysis. As a part of this process, a methodology to obtain neutronic libraries in NEMTAB format -to be used in a core simulator- is also developed. A code-to-code comparison with CASMO-4 is used as a verification. The whole methodology is tested using a Boiling Water Reactor (BWR) reactor type. Nevertheless, there is not any concern or limitation regarding its use in any other type of nuclear reactor. The Gesellschaft für Anlagen und Reaktorsicherheit (GRS) stochastic methodology for uncertainty quantification is used. This methodology makes use of the high-fidelity model and nonparametric sampling to propagate the uncertainty. As a result, the number of samples (determined using the revised Wilks' formula) does not depend on the number of input parameters but only on the desired confidence and uncertainty of output parameters. Moreover, the output Probability Distribution Functions (PDFs) are not subject to normality. The main disadvantage is that each input parameter must have a pre-defined PDF. If possible, input PDFs are defined using information found in the related literature. Otherwise, the uncertainty definition is based on expert judgment. A second scenario is used to propagate the uncertainty of different thermohydraulic parameters through the coupled code TRACE5.0p3/PARCSv3.0. In this case, a PWR reactor type is used and a transient control rod drop occurrence is simulated. As a new feature, the core is modeled chan-by-chan following a fully 3D discretization. No other study is found using a detailed 3D core. This U&S analysis also makes use of the GRS methodology and DAKOTA 6.3. / Este trabajo de doctorado, desarrollado en la Universitat Politècnica de València (UPV), tiene como objetivo cubrir la primera fase del benchmark presentado por el grupo de expertos Uncertainty Analysis in Modeling (UAM-LWR). La principal contribución al benchmark, por parte del autor de esta tesis, es el desarrollo de un programa de MATLAB solicitado por los organizadores del benchmark, el cual se usa para generar librerías neutrónicas a distribuir entre los participantes del benchmark. El benchmark del UAM pretende determinar la incertidumbre introducida por los códigos multifísicos y multiescala acoplados de análisis de reactores de agua ligera. El citado benchmark se divide en tres fases: 1. Fase neutrónica: obtener los parámetros neutrónicos y secciones eficaces del problema específico colapsados y homogenizados, además del análisis de criticidad. 2. Fase de núcleo: análisis termo-hidráulico y neutrónico por separado. 3. Fase de sistema: análisis termo-hidráulico y neutrónico acoplados. En esta tesis se completan los principales objetivos de la primera fase. Concretamente, se desarrolla una metodología para propagar la incertidumbre de secciones eficaces y otros parámetros neutrónicos a través de un código lattice y un simulador de núcleo. Se lleva a cabo un análisis de incertidumbre y sensibilidad para las secciones eficaces contenidas en la librería neutrónica ENDF/B-VII. Su incertidumbre se propaga a través del código lattice SCALE6.2.1, incluyendo las fases de colapsación y homogenización, hasta llegar a la generación de una librería neutrónica específica del problema. Luego, la incertidumbre contenida en dicha librería puede continuar propagándose a través de un simulador de núcleo, para este estudio PARCSv3.2. Para el análisis de incertidumbre y sensibilidad se ha usado el módulo SAMPLER -disponible en la última versión de SCALE- y la herramienta estadística DAKOTA 6.3. Como parte de este proceso, también se ha desarrollado una metodología para obtener librerías neutrónicas en formato NEMTAB para ser usadas en simuladores de núcleo. Se ha realizado una comparación con el código CASMO-4 para obtener una verificación de la metodología completa. Esta se ha probado usando un reactor de agua en ebullición del tipo BWR. Sin embargo, no hay ninguna preocupación o limitación respecto a su uso con otro tipo de reactor nuclear. Para la cuantificación de la incertidumbre se usa la metodología estocástica Gesellschaft für Anlagen und Reaktorsicherheit (GRS). Esta metodología hace uso del modelo de alta fidelidad y un muestreo no paramétrico para propagar la incertidumbre. Como resultado, el número de muestras (determinado con la fórmula revisada de Wilks) no depende del número de parámetros de entrada, sólo depende del nivel de confianza e incertidumbre deseados de los parámetros de salida. Además, las funciones de distribución de probabilidad no están limitadas a normalidad. El principal inconveniente es que se ha de disponer de las distribuciones de probabilidad de cada parámetro de entrada. Si es posible, las distribuciones de probabilidad de entrada se definen usando información encontrada en la literatura relacionada. En caso contrario, la incertidumbre se define en base a la opinión de un experto. Se usa un segundo escenario para propagar la incertidumbre de diferentes parámetros termo-hidráulicos a través del código acoplado TRACE5.0p3/PARCSv3.0. En este caso, se utiliza un reactor tipo PWR para simular un transitorio de una caída de barra. Como nueva característica, el núcleo se modela elemento a elemento siguiendo una discretización totalmente en 3D. No se ha encontrado ningún otro estudio que use un núcleo tan detallado en 3D. También se usa la metodología GRS y el DAKOTA 6.3 para este análisis de incertidumbre y sensibilidad. / Aquest treball de doctorat, desenvolupat a la Universitat Politècnica de València (UPV), té com a objectiu cobrir la primera fase del benchmark presentat pel grup d'experts Uncertainty Analysis in Modeling (UAM-LWR). La principal contribució al benchmark, per part de l'autor d'aquesta tesi, es el desenvolupament d'un programa de MATLAB sol¿licitat pels organitzadors del benchmark, el qual s'utilitza per a generar llibreries neutròniques a distribuir entre els participants del benchmark. El benchmark del UAM pretén determinar la incertesa introduïda pels codis multifísics i multiescala acoblats d'anàlisi de reactors d'aigua lleugera. El citat benchmark es divideix en tres fases: 1. Fase neutrònica: obtenir els paràmetres neutrònics i seccions eficaces del problema específic, col¿lapsats i homogeneïtzats, a més de la anàlisi de criticitat. 2. Fase de nucli: anàlisi termo-hidràulica i neutrònica per separat. 3. Fase de sistema: anàlisi termo-hidràulica i neutrònica acoblats. En aquesta tesi es completen els principals objectius de la primera fase. Concretament, es desenvolupa una metodologia per propagar la incertesa de les seccions eficaces i altres paràmetres neutrònics a través d'un codi lattice i un simulador de nucli. Es porta a terme una anàlisi d'incertesa i sensibilitat per a les seccions eficaces contingudes en la llibreria neutrònica ENDF/B-VII. La seua incertesa es propaga a través del codi lattice SCALE6.2.1, incloent les fases per col¿lapsar i homogeneïtzar, fins aplegar a la generació d'una llibreria neutrònica específica del problema. Després, la incertesa continguda en la esmentada llibreria pot continuar propagant-se a través d'un simulador de nucli, per a aquest estudi PARCSv3.2. Per a l'anàlisi d'incertesa i sensibilitat s'ha utilitzat el mòdul SAMPLER -disponible a l'última versió de SCALE- i la ferramenta estadística DAKOTA 6.3. Com a part d'aquest procés, també es desenvolupa una metodologia per a obtenir llibreries neutròniques en format NEMTAB per ser utilitzades en simuladors de nucli. S'ha realitzat una comparació amb el codi CASMO-4 per obtenir una verificació de la metodologia completa. Aquesta s'ha provat utilitzant un reactor d'aigua en ebullició del tipus BWR. Tanmateix, no hi ha cap preocupació o limitació respecte del seu ús amb un altre tipus de reactor nuclear. Per a la quantificació de la incertesa s'utilitza la metodologia estocàstica Gesellschaft für Anlagen und Reaktorsicherheit (GRS). Aquesta metodologia fa ús del model d'alta fidelitat i un mostreig no paramètric per propagar la incertesa. Com a resultat, el nombre de mostres (determinat amb la fórmula revisada de Wilks) no depèn del nombre de paràmetres d'entrada, sols depèn del nivell de confiança i incertesa desitjats dels paràmetres d'eixida. A més, las funcions de distribució de probabilitat no estan limitades a la normalitat. El principal inconvenient és que s'ha de disposar de les distribucions de probabilitat de cada paràmetre d'entrada. Si és possible, les distribucions de probabilitat d'entrada es defineixen utilitzant informació trobada a la literatura relacionada. En cas contrari, la incertesa es defineix en base a l'opinió d'un expert. S'utilitza un segon escenari per propagar la incertesa de diferents paràmetres termo-hidràulics a través del codi acoblat TRACE5.0p3/PARCSv3.0. En aquest cas, s'utilitza un reactor tipus PWR per simular un transitori d'una caiguda de barra. Com a nova característica, cal assenyalar que el nucli es modela element a element seguint una discretizació totalment 3D. No s'ha trobat cap altre estudi que utilitze un nucli tan detallat en 3D. També s'utilitza la metodologia GRS i el DAKOTA 6.3 per a aquesta anàlisi d'incertesa i sensibilitat.¿ / Mesado Melia, C. (2017). Uncertainty Quantification and Sensitivity Analysis for Cross Sections and Thermohydraulic Parameters in Lattice and Core Physics Codes. Methodology for Cross Section Library Generation and Application to PWR and BWR [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/86167 / TESIS

The great need to sterilize biologically sensitive or sterile material in operating theatres, has been given great importance for years. Among the various decontamination techniques being studied, there is a relatively new technique that involves using plasma for the process of decontaminating and sterilizing operating theatres. Plasma is known as the fourth State of matter, and holds the properties of free electrons, ions and cations, as well as other reactive species. This makes it a good candidate for the sterilization and/or decontamination of biological material. Nowadays, the use of plasma is being used with equipment that serves in the process of decontamination. Yet, this equipment at present, is working with low pressure and small volumes, based on the configuration of the electrodes. Generally, noble gases or peroxide are used to produce plasma, which makes it very difficult to use in the field. This thesis requires atmospheric pressure and non-thermal plasma generation equipment. In particular, a system called Atmospheric Pressure Plasma Chamber - No Thermal Plasma (APPC-NTP) and another system called Atmospheric-Pressure Plasma Jet - No Thermal Plasma (APPJ-NTP), which are based on two different systems. Both systems are characterized by the use of pure air as gas for the production of plasma. They work at atmospheric pressure and produce plasma at room temperature, which makes them perfect candidates to be used cost-effectively in many situations, even in the field, and can be used in the decontamination of sensitive material. The objective of this thesis is to investigate and establish a correlation if any, between independent variables entering the system, and dependent variables, or output of the system. This, in order to understand the behaviour of the plasma generated in the conditions, explained in the previous paragraph. While it is true that there are two different systems, the APPC-NTP and APPJ-NTP, the first has been divided into two, during the development of this thesis. Because two completely different voltage amplifiers have been used, the variables which have been studied, both input and output, have given different results. In conclusion, the work which has been done for this thesis, has established the correlation between the variables of entry and exit. Thus, leaving open the possibility of studying the behaviour of these, in relation to the efficiency of biological decontamination or sterilization. / La necesidad de descontaminar biológicamente material sensible o de esterilizar material en quirófanos, ha hecho durante años que se estudien diversas técnicas de descontaminación. Entre ellas surge una técnica relativamente nueva que es la posibilidad de descontaminar o esterilizar mediante plasma. El plasma es conocido por ser el cuarto estado de la materia, y debido a que es un estado en el que están presentes electrones libres, iones, cationes y otras muchas especies reactivas, parece que puede ser un buen candidato para conseguir la esterilización y/o descontaminación de material biológico. En la actualidad ya existen equipos que descontaminan mediante plasma pero estos equipos trabajan a bajas presiones y con pequeños volúmenes por la configuración de los electrodos y, en general, utilizan gases nobles o peróxido para producir el plasma por lo que hace que sea muy complicado su uso en campo. En esta tesis se utilizan equipos de generación de plasma no térmico a presión atmosférica, en concreto dos sistemas diferentes: un sistema denominado cámara de plasma a presión atmosférica - Plasma no térmico o APPC.NTP (Atmospheric Pressure Plasma Chamber - No Thermal Plasma) y otro sistema denominado Jet de plasma a presión atmosférica - Plasma no térmico o APPJ-NTP (Atmospheric-Pressure Plasma Jet - No Thermal Plasma). Ambos sistemas se caracterizan por usar aire puro como gas para la producción de plasma, trabajar a presión atmosférica y producir plasma a temperatura ambiente, lo que los convierte en candidatos perfectos para poder ser utilizados de forma económica en multitud de situaciones, incluso en campo, y de poder ser usados en la descontaminación de material sensible. El objetivo de esta tesis es única y exclusivamente tratar de establecer, en caso de existir, correlaciones entre variables independientes de entrada al sistema y variables dependientes o de salida del sistema a fin de entender el comportamiento del plasma generado en las condiciones explicadas en el párrafo anterior. Si bien es verdad que existen dos sistemas diferentes el APPC-NTP y el APPJ-NTP, el primero se ha dividido en dos durante el desarrollo de la tesis debido a que se han utilizado dos amplificadores de voltaje totalmente diferentes, por lo que las variables estudiadas tanto de entrada como de salida han sido distintas. El trabajo de esta tesis ha concluido con el establecimiento de las correlaciones obtenidas entre las variables de entrada y de salida dejando abierta la posibilidad de estudiar el comportamiento de estas en relación a la eficiencia de descontaminación biológica o la esterilización. / La necessitat de descontaminar biològicament material sensible o d'esterilitzar material als quiròfans, ha fet al llarg d'anys que s'estudien diverses tècniques de descontaminació. D'aquestes en surt una tècnica relativament nova que consiteix en descontaminar o esterilitzar mijançant plasma. El plasma és conegut per ser el quart estat de la matèria, y i degut a que és un estat en el que estan presents electrons lliures, ions, cations i altres espècies reactives sembla que pot ser un bon candidat per a aconseguir l'esterilització i/o descontaminació de material biològic.Eixida del sistema amb loblectiu d'entendre el comportament del plasma generat en les condicions. A l'actualitat ja existeixen equips que descontaminen mijançant plasma però aquestos equips treballen a baixes pressions i amb xicotets volums per la configuració dels electrodes i que, en general, utilitzen gasos nobles o peròxid per a produir el plasma, aquestes raons fan que siga molt complicat el seu ús en camp. A aquesta tesi s'utilitzaran equips de generació de plasma no tèrmic a pressió atmosfèrica, en concret dos sistemes diferents, un sistema anomenat càmera de plasma a pressió atmosfèrica-Plasma no tèrmic o APPC.NTP (Atmospheric Pressure Plasma Chamber - No Thermal Plasma) i altre sistema anomenat Jet de plasma a pressió atmosfèrica - Plasma no tèrmic o APPJ-NTP (Atmospheric-Pressure Plasma Jet - No Thermal Plasma). Tots dos sistemes es caracteritzen per l'ús d'aire pur com a gas per a la producció de plasma, treballar a pressió atmosfèrica i produir plasma a temperatura ambient, i per tant els converteix en cadidats perfectes per a poder ser utilitzats de forma econòmica en multitud de situacions, inclòs en camp i de poder ser usats en la descontaminació de material sensible. L'objectiu d'aquesta tesi és única i exclusivament tractar d'establir, en cas d'existir, correlacions entre variables independents d'entrada al sistema i variables dependents o d'eixida del sistema amb la finalitat d'entendre el comportament del plasma generat en les condicions exposades al paràgraf anterior. Malgrat que existeixen dos sistemes diferents, el APPC-NTP i el APPJ-NTP, el primer s'ha dividit en dos al llarg del desenvolupament de la tesi degut a que s'han utilitzat dos amplificadors de voltatge totalment diferents, pel que les variables estudiades, tant d'entrada con d'eixida, han estat diferents. El treball de la tesi ha conclòs amb l'establiment de les correlacions obtingudes entre les variables d'entrada i d'eixida deixant oberta la possibilitat d'estudiar el comportament d'aquestes en relació a l'eficiència de descontaminació biològica o l'esterilització. / Baeza Oliete, G. (2017). Contribución a la Generación de Plasma Frío Mediante Electrodos Tipo SMD y JET [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/86202 / TESIS

[ES] La tecnología nuclear para el uso civil genera más preocupación por la seguridad que muchas otras tecnologías que se usan a diario. La Autoridad Nuclear define las bases de cómo debe realizarse la operación segura de una Central Nuclear. De acuerdo a las directrices establecidas por la Autoridad Nuclear, una Central Nuclear debe analizar una envolvente de escenarios hipotéticos y comprobar de manera determinista que los criterios de aceptación para dicho evento se cumplen. El Análisis Determinista de Seguridad utiliza herramientas de simulación que aplican la física conocida sobre el comportamiento de la Central Nuclear para evaluar la evolución de una variable de seguridad y asegurar que los límites no se sobrepasan. El desarrollo de la tecnología informática, de los métodos matemáticos y de la física que envuelve el comportamiento de una Central Nuclear han proporcionado herra-mientas de simulación potentes que son capaces de predecir el comportamiento de las variables de seguridad con una importante precisión. Esto permite analizar escenarios de manera más realista evitando asumir condiciones conservadoras que hasta la fecha compensaban la falta de conocimiento modelado en las herramientas de simulación. Las herramientas conocidas como De Mejor Estimación son capaces de analizar even-tos transitorios en diferentes escalas. Además, emplean modelos analíticos de las dife-rentes físicas más detallados, así como correlaciones experimentales más realistas y actuales. Un paso adelante en el Análisis Determinista de Seguridad pretende combinar las diferentes herramientas de Mejor Estimación que se emplean para analizar las dis-tintas físicas de una Central Nuclear, considerando incluso la interacción entre ellas y el análisis progresivo a diferentes escalas, llegando a analizar fenómenos más locales si es necesario. Para este fin, esta tesis presenta una metodología de análisis multi-físico y multi-escala que emplea diferentes códigos de simulación analizando el escenario propuesto a dife-rentes escalas, es decir, desde un nivel de planta que incluye los distintos componentes, hasta el volumen de control que supone el refrigerante pasando entre las varillas de combustible. Esta metodología permite un flujo de información que va desde el análi-sis a mayor escala hasta el de menor escala. El desarrollo de esta metodología ha sido validado con datos de planta para poder evaluar el alcance de esta metodología y pro-porcionar nuevas líneas de trabajo futuro. Además, se han añadido los resultados de los distintos procesos de validación y verificación que han surgido a lo largo de este trabajo. / [CA] La tecnologia nuclear per a l'ús civil genera més preocupació per la seguretat que moltes altres tecnologies d'ús quotidià. L'Autoritat Nuclear defineix les bases de com ha de realitzar-se l'operació segura d'una Central Nuclear. D'acord amb les directrius establertes per l'Autoritat Nuclear, una Central Nuclear ha d'analitzar una envoltant d'escenaris hipotètics I comprovar de manera determinista que els criteris d'acceptació per a l'esdeveniment seleccionat es compleixen. L'Anàlisi Determinista de Seguretat utilitza eines de simulació que apliquen la física coneguda sobre el comportament de la Central Nuclear per avaluar l'evolució d'una variable de seguretat i assegurar que els límits no es traspassen. El desenvolupament de la tecnologia informàtica, els mètodes matemàtics i de la física que envolta el comportament d'una Central Nuclear han proporcionat eines de simulació potents amb capacitat de predir el comportament de les variables de seguretat amb una precisió significativa. Això permet analitzar escenaris de manera realista evitant assumir condicions conservadores que fins al moment compensaven la mancança de coneixement. Les eines de simulació conegudes com De Millor Estimació son capaces d'analitzar esdeveniment transitoris a diferent escales. A més, utilitzen models analítics per a les diferents físiques amb més detall així com correlacions experimentals més actualitzades i realistes. Un pas més endavant en l'Anàlisi Determinista de Seguretat pretén combinar les diferents eines de Millor Estimació que se utilitzen per analitzar les distintes físiques d'una Central Nuclear, considerant inclús la interacció entre ells i l'anàlisi progressiu a diferents escales, amb la finalitat de poder analitzar fenòmens locals. Per a aquest fi, esta tesi presenta una metodologia d'anàlisi multi-física i multi-escala que utilitza diferents codis de simulació analitzant l'escenari proposat a diferents escales, és a dir, des d'un nivell de planta que inclou els distints components, fins al volum de control que suposa el refrigerant passant entre les varetes de combustible. Esta metodologia permet un flux de informació que va des de l'anàlisi d'una escala major a una menor. El desenvolupament d'aquesta metodologia ha sigut validada i verificada amb dades de planta i els resultats han sigut analitzats a fi d'avaluar la capacitat de la metodologia i les possibles línies de treball futur. A més s'han afegit els principals resultats de verificació i validació que han sorgit en les distintes etapes d'aquest treball. / [EN] The nuclear technology for civil use has generated more concerns for the safety than several other technologies applied to the daily life. The Nuclear Regulators define the basis of how the Safety Operation of Nuclear Power Plants is to be done. According to these guidelines, a Nuclear Power Plant must analyze an envelope of hypothetical events and deterministically define if the acceptance criteria for these events is met. The Deterministic Safety Analysis uses simulation tools that apply the physics known in the behavior of the Nuclear Power Plant to evaluate the evolution of a safety varia-ble and assure that the safety limits will not be exceeded. The development of the computer science, the numerical methods and the physics involved in the behavior of a Nuclear Power Plant have yield powerful simulation tools that are capable to predict the evolution of safety variables which significant accuracy. This allows to consider more realistic simulation scenarios instead of con-servative approaches in order to compensate the lack of knowledge in the applied prediction methods. The so called Best Estimate simulation tools are capable to analyze the transient events in different scales. Furthermore, they account more detailed analytical models and experimental correlations. A step forward in the Deterministic Safety Analysis intends to combine the Best Estimate simulation tools of the different physics considering the interaction among them and analyzing the different scales, considering more local approaches if necessary. For this purpose, this thesis work presents a multi-scale and multi-physics methodology that uses different physics codes and has the aim of modeling postulated scenarios in different scales, i.e. from system models representing the components of the plants to the subchannel models that analyze the behavior of the coolant between the fuel rods. This methodology allows a flow of information where the output of one scale is used as input in a more detailed scale to predict a more local analysis of parameters, such as the Critical Power Ratio, which are of great importance for the estimation of safety margins. The development of this methodology has been validated against plant data with the aim of evaluating the scope of this methodology and in order to provide future lines of development. In addition, different results of the validation and verifi-cation yielded in the development of the parts of this methodology are presented. / Hidalga García-Bermejo, P. (2020). Development and validation of a multi-scale and multi-physics methodology for the safety analysis of fast transients in Light Water Reactors [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/160135 / TESIS

In the event of hypothetical accident scenarios in PWR, emergency strategies have to be mapped out, in order to guarantee the reliable removal of decay heat from the reactor core, also in case of component breakdown. One essential passive heat removal mechanism is the reflux condensation cooling mode. This mode can appear for instance during a small break loss-of-coolant-accident (LOCA) or because of loss of residual heat removal (RHR) system during mid loop operation at plant outage after the reactor shutdown. In the scenario of a loss-of-coolant-accident (LOCA), which is caused by the leakage at any location in the primary circuit, it is considered that the reactor will be depressurized and vaporization will take place, thereby creating steam in the PWR primary side. Should this lead to ¿reflux condensation¿, which may be a favorable event progression, the generated steam will flow to the steam generator through the hot leg. This steam will condense in the steam generator and the condensate will flow back through the hot leg to the reactor, resulting in counter-current steam/water flow. In some scenarios, the success of core cooling depends on the behaviour of this counter-current flow. Over several decades, a number of experimental and theoretical studies of counter-current gas¿liquid two-phase flow have been carried out to understand the fundamental aspect of the flooding mechanism and to prove practical knowledge for the safety design of nuclear reactors. Starting from the pioneering paper of Wallis (1961), extensive CCFL data have been accumulated from experimental studies dealing with a diverse array of conditions A one-dimensional two field model was developed in order to predict the counter-current steam and liquid flow that results under certain conditions in the cold leg of a PWR when a SBLOCA (small break loss of coolant accident) in the hot leg is produced. The counter-current model that has been developed can predict the pressure, temperature, velocity profiles for both phases, also by taking into account the HPI injection system in the cold leg under a counter-current flow scenario in the cold leg. This computer code predicts this scenario by solving the mass, momentum and energy conservation equations for the liquid and for the steam separately, and linking them by using the interfacial and at the steam wall condensation and heat transfer, and the interfacial friction as the closure relations. The convective terms which appear in the discretization of the mass and energy conservation equations, were evaluated using the ULTIMATE-SOU (second order upwinding) method. For the momentum equation convective terms the ULTIMATE-QUICKEST method was used. The steam-water counter-current developed code has been validated using some experimental data extracted from some previously published articles about the direct condensation phenomenon for stratified two-phase flow and experimental data from the LAOKOON experimental facility at the Technical University of Munich. / Romero Hamers, A. (2014). STUDY OF THE THERMAL STRATIFICATION IN PWR REACTORS AND THE PTS (PRESSURIZED THERMAL SHOCK) PHENOMENON [Tesis doctoral]. Editorial Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/36536 / Alfresco

[ES] La seguridad ha sido, es y seguirá siendo una prioridad en la operación de las centrales nucleares para la producción de energía eléctrica. Uno de los grandes retos a los que se enfrenta la industria nuclear es el envejecimiento de las estructuras, sistemas y componentes (ESC) de seguridad. Actualmente, este hecho cobra especial relevancia porque un gran número de reactores está alcanzando el fin de su vida de diseño, debiendo afrontar próximamente una Revisión Periódica de Seguridad (RPS), que garantice el funcionamiento seguro de la central durante un periodo adicional denominado Opera-ción a Largo Plazo (OLP). El Análisis Probabilista de Seguridad (APS) es una herramienta fundamental para la gestión integral de la seguridad de una planta, tanto en el marco de la RPS como en la Toma de Decisiones Informada en el Riesgo (TDIR), siendo capaz de evaluar el incremento o disminución en el riesgo producido por un cambio determinado. Sin embargo, los modelos y datos actuales que lo integran no tienen en cuenta factores que influyen de forma determinante en el riesgo de una central. Por un lado, no tienen en cuenta el envejecimiento o la estrategia de pruebas y mantenimiento, en el caso del modelado de la fiabilidad e indisponibilidad de componentes. Por otro lado, no con-templan la imprecisión en el modelado de las acciones humanas, ni la inexactitud en la cuantificación de sus probabilidades de error. La presente tesis doctoral pretende actualizar y mejorar los modelos del APS, con vistas a su aplicación en el contexto de la RPS y de la TDIR. En este sentido, se establecen dos objetivos principales. En primer lugar, el desarrollo de un modelo RAM (fiabilidad, mantenibilidad y disponibilidad) dependiente del tiempo para componentes de seguridad, ajustado con datos reales de planta y con un nivel de detalle suficiente para recoger explícitamente en la edad del mismo, el efecto de las pruebas y el mantenimiento. En segundo lugar, mostrar las aplicaciones del APS para la TDIR. En primer término, se define un modelo de riesgo dependiente de la edad, a partir del mode-lo RAM previamente formulado, con el que seleccionar la mejor estrategia de pruebas y mantenimiento en un horizonte temporal dado. En segundo término, para mejorar el modelado del APS y la cuantificación de las probabilidades de error humano (PEH), se propone una metodología de evaluación de impacto en el riesgo para cambios en las acciones humanas y las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento, que aprovecha los resultados del uso conjunto de los análisis de seguridad determinista y probabilista. Las aportaciones que conforman esta tesis doctoral se integran en la línea de investigación financiada por el Ministerio de Economía y Empresa en el proyecto ENE2016-80401-R, "Armonización de requisitos de vigilancia y mantenimiento en centrales nucleares con información en el riesgo" y la ayuda para contratos predoctorales para la formación de doctores BES-2014-067602. / [CA] La seguretat ha sigut, és i continuarà sent una prioritat en l'operació de les centrals nuclears par a la producció d'energia elèctrica. Un del grans reptes als que s'enfronta la industria nuclear es l'envelliment de les estructures, sistemes i components de seguretat. Actualment, aquest fet té especial rellevància perquè un gran nombre de reactors està arribant a la fi de la seua vida de disseny, havent d'afrontar pròximament una Revisió Periòdica de Seguretat (RPS), que garantirà el funcionament segur de la central durant un període addicional conegut com Operació a Llarg Termini (OLP). L'Anàlisi Probabilista de Seguretat es una ferramenta fonamental per a la gestió integral de la seguretat d'una planta, tant en el marc de la RPS com en la presa de decisions informades en el risc (TDIR), sent capaç d'avaluar l'increment o disminució en el risc produït per un canvi determinat. No obstant això, els models i dades actuals que ho integren no tenen en compte factors que influeixen de forma determinant en el risc d'una central. Per una banda, no consideren l'envelliment o l'estratègia de proves i manteniment, en el cas del modelat de la fiabilitat i indisponiblitat de components. Per altra banda, no contemplen la imprecisió en el modelat de les acciones humanes, ni la inexactitud en la quantificació de la probabilitat d'error de les mateixes. La present tesi doctoral pretén actualitzar i millorar els models APS, amb la intenció d'aplicar-los en el context de la RPS y la TDIR. En aquest sentit, s'estableixen dos objectius principals. En primer lloc, el desenvolupament d'un model RAM (fiabilitat, mantenibilitat i disponibilitat) dependent del temps per a components de seguretat, ajustat amb dades reals de planta i amb un nivell de detall suficient per a recollir explícitament en l'edat del mateix, la política de proves i manteniment a la que es sotmès. En segon lloc, mostrar les aplicacions de l'APS per a la TDIR. En primer terme, es defineix un model de risc dependent de l'edat, a partir del model RAM prèviament formulat, amb el qual seleccionar la millor estratègia de proves i manteniment en un horitzó temporal determinat. En segon terme, per a millorar el modelat de l'APS i la quantificació de les probabilitats d'error humà (PEH), es proposa una metodologia d'avaluació d'impacte en el risc per a canvis en les accions humanes i en les Especificacions Tècniques de Funcionament, que aprofita els resultats de l'ús conjunt dels anàlisis determinista i probabilista. Les aportacions que formen part d'aquesta tesi doctoral s'integren en la línia d'investigació finançada pel Ministeri d'Economia i Empresa en el projecte ENE2016-80401-R, "Armonización de requisitos de vigilancia y mantenimiento en centrales nucleares con información en el riesgo" i l'ajuda per a contractes predoctorals per a la formació de doctors BES-2014-067602. / [EN] Safety always has been and always will be a priority in nuclear power plant operation to generate electricity. One of the major challenges of nuclear industry is the ageing of safety-related structures, systems and components (SSC). Presently, this fact gains relevance due to several reactors are reaching their design life, having to conduct a Periodic Safety Review (PSR) that assures safety operation for an additional period better-known as Long Term Operation (LTO) Probabilistic Safety Assessment (PSA) is an essential tool in an integral NPP safety management, both PSR framework and Risk Informed Decision Making (RIDM), being able to evaluate a risk increase or decrease for any specific change on the plant. However, current PSA models and data do not consider factors, which have an impact in the overall risk of the plant. On the one hand, they do not take into account the effect of ageing nor maintenance and testing program, in the case of reliability and unavailability modelling. On the other hand, human actions modelling and their associated error probabilities are characterized by its inaccuracy and uncertainty. This Ph. Dissertation aims to update and improve PSA models, in order to apply with-in the framework of PSR and RIDM. In this sense, two main objectives are established. Firstly, the development of a time dependent RAM (reliability, availability and maintainability) for safety-related components, fitted with a historical plant data and with enough level of detail to include the effects of testing and maintenance activities in the age of the component. Secondly, it shows PSA applications of new models in RIDM. In the first place, it defines an age-dependent risk model based on the RAM model previously formulated, which helps to select the best approach of maintenance and testing activities for a specific timeline. In the second place, to improve PSA modelling and human error probabilities (HEP) quantification, a methodology is pro-posed to evaluate the risk impact of human actions and TS changes, taking advantage of combining DSA and PSA insights. The work of this thesis is part of the research supported by the Ministry of Economy and Business in the project ENE2016-80401-R, "Risk Informed Harmonization of Surveillance Requirements and Maintenance in Nuclear Power Plants", and in the Doctoral Fellowship BES-2014-067602. / Las aportaciones que conforman esta tesis doctoral se integran en la línea de investigación financiada por el Ministerio de Economía y Empresa en el proyecto ENE2016- 80401-R, “Armonización de requisitos de vigilancia y mantenimiento en centrales nucleares con información en el riesgo” y la ayuda para contratos predoctorales para la formación de doctores BES-2014-067602. / Martorell Aigües, P. (2019). Aportaciones al modelado de la indisponibilidad de componentes y la fiabilidad humana para la mejora de la seguridad de las centrales nucleares informada en el riesgo [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/118794 / TESIS

[ES] En el apoyo a la mejora de la calidad de medida en el Laboratorio de Radiactividad Ambiental (LRA) de la Universitat Politècnica de València (UPV), los códigos de Monte Carlo representan una potente herramienta para complementar las tareas relacionadas con la medida de la radiactividad ambiental, tales como la calibración en eficiencia de detectores de semiconductor, determinación de factores de corrección por coincidencia y caracterización de dosímetros de termoluminiscencia, entre otras. En la presente Tesis se desarrollan modelos de simulación en Monte Carlo a través de códigos y herramientas como MCNP6 y GEANT4. En primer lugar, se han realizado dos modelos de detector de semiconductor para espectrometría gamma, uno tipo HPGe (High Purity Germanium) y el otro BEGe (Broad Energy Germanium), ambos de alta pureza de germanio. Ambos detectores se emplean en las actividades y procedimientos rutinarios que se realizan en el LRA-UPV. Se detalla el procedimiento de caracterización geométrica de los detectores de semiconductor, así como del volumen activo del cristal de germanio hasta obtener un modelo geométrico optimizado. Por otro lado, se ha obtenido un tercer modelo de simulación, pero en este caso de un dosímetro de termoluminiscencia, en concreto de un TLD-100 LiF:Mg,Ti, modelo que se emplea en el servicio de dosimetría personal de la UPV. En el modelo de simulación se incluye una fuente puntual colimada de Rayos-X y el fantoma recomendado por la ISO 4037-3 (water slab phantom). Se obtiene la función de respuesta del dosímetro relativa a la energía del 137Cs y se estudia su comportamiento para diferentes condiciones de irradiación (calidad del haz de Rayos-X y ángulo de incidencia) así como para diversos materiales termoluminiscentes además del LiF. Los modelos de simulación para espectrometría gamma se han utilizado principalmente para la obtención de curvas de calibración en eficiencia para diferentes geometrías y matrices de medición, así como para el cálculo de factores de corrección por pico suma tanto para las series naturales del 238U y 232Th como para radioisótopos específicos empleados en la calibración experimental de los equipos. Por otro lado, se han aplicado los modelos de simulación en el contexto de respuesta en emergencias nucleares o radiológicas. En concreto, el modelo del detector BEGe se ha utilizado para desarrollar una metodología de optimización del proceso de medición de muestras radiactivas en matrices de agua de alta actividad. Esta metodología consiste en un procedimiento logístico que incluye un cribado o screening de emergencias soportado por simulaciones Monte Carlo, enfocado en elegir la configuración óptima de medición para obtener resultados fiables y precisos minimizando la manipulación de la muestra radiactiva. De este modo se reduce el tiempo de respuesta por parte del laboratorio, así como el riesgo de contaminación y exposición a dosis. / [EN] In support of the improvement of measurement quality at the Laboratorio de Radiactividad Ambiental (LRA) of the Universitat Politècnica de València (UPV), the Monte Carlo codes represent a powerful tool to complement the tasks related to the measurement of environmental radioactivity, such as the calibration in efficiency of semiconductor detectors, determination of coincidence summing correction factors and characterization of thermoluminescence dosimeters, among others. In the present thesis, Monte Carlo simulation models are developed using the MCNP6 code and the GEANT4 toolkit. Two semiconductor detector models for gamma spectrometry have been made, one type HPGe (High Purity Germanium) and the other one a BEGe (Broad Energy Germanium), both of high purity germanium. Both detectors are used in the routine activities and procedures carried out by the LRA-UPV. The geometric characterization procedure of the semiconductor detectors is detailed, as well as the active volume of the germanium crystal until an optimized geometric model is obtained. On the other hand, a third simulation model has been developed, but in this case from a thermoluminescence dosimeter, specifically from a TLD-100 LiF:Mg,Ti, a model used in the personal dosimetry service for the monitoring and assessment of the professionally exposed workers belonging to the UPV radioactive facility. The simulation model includes a collimated X-ray point source and the phantom recommended by the ISO 4037-3 (water slab phantom). The response function of the dosimeter relative to the energy of 137Cs is obtained and its behaviour is studied for different irradiation conditions (quality of the X-ray beam and angle of incidence) as well as for several thermoluminescent materials in addition to the LiF. The simulation models for gamma spectrometry have been used mainly to obtain efficiency calibration curves for different geometries and measurement matrices and to calculate true summing correction factors for both the 238U and 232Th natural decay series and for specific radioisotopes used in the experimental calibration of the equipment. On the other hand, simulation models have been applied in the context of nuclear or radiological emergency response. Specifically, the BEGe detector model has been used to develop a methodology for optimisation of the process of measuring radioactive samples in water matrices of high activity. This methodology consists of a logistic procedure that includes a screening for emergencies. This procedure is supported by Monte Carlo simulations, focused on determining the optimal measurement configuration to obtain reliable and accurate results, minimizing the manipulation of the radioactive sample. Therefore, the response time by the laboratory is reduced, as well as the risk of contamination and dose exposure. / [CA] En el suport a la millora de la qualitat de mesura en el Laboratori de Radioactivitat Ambiental de la Universitat Politècnica de València, els codis de Monte Carlo representen una potent eina per a complementar les tasques relacionades amb la mesura de la radioactivitat ambiental, com ara el calibratge en eficiència de detectors de semiconductor, determinació de factors de correcció per coincidència i caracterització de dosímetres de termoluminescència, entre altres. En la present tesi es desenvolupen models de simulació en Monte Carlo a través de codis i eines com MCNP6 i GEANT4. En primer lloc s'han realitzat dos models de detector de semiconductor per a espectrometria gamma, un tipus HPGe (High Purity Germanium) i l'altre BEGe (Broad Energy Germanium), tots dos d'alta puresa de germani. Aquests detectors s'empren en les activitats i procediments rutinaris que es realitzen en el Laboratori de Radioactivitat Ambiental (LRA) de la Universitat Politècnica de València (UPV). Es detalla el procediment de caracterització geomètrica dels detectors de semiconductor, així com del volum actiu del cristall de germani fins a obtindre un model geomètric optimitzat. D'altra banda, s'ha obtingut un tercer model de simulació, però en aquest cas d'un dosímetre de termoluminescència, en concret d'un TLD-100 LiF:Mg,Ti, model que s'empra en el servei de dosimetria personal de la UPV. En el model de simulació s'inclou una font puntual col·limada de Raigs-X i el fantoma recomanat per l'ISO 4037-3 (water slab phantom). S'obté la funció de resposta del dosímetre relativa a l'energia del 137Cs i s'estudia el seu comportament per a diferents condicions d'irradiació (qualitat del feix de Raigs-X i angle d'incidència) així com per a diversos materials termoluminescents a més del LiF. Els models de simulació per a espectrometria gamma s'han utilitzat principalment per a l'obtenció de corbes de calibratge en eficiència per a diferents geometries i matrius de mesurament així com per al càlcul de factors de correcció per pic suma tant per a les sèries naturals del 238U i 232*Th com per a radioisòtops específics utilitzats en el calibratge experimental dels equips. D'altra banda, s'han aplicat els models de simulació en el context de resposta en emergències nuclears o radiològiques. En concret, el model del detector BEGe s'ha utilitzat per a desenvolupar una metodologia d'optimització del procés de mesurament de mostres ambientals radioactives en matrius d'aigua d'alta activitat.. Aquesta metodologia consisteix en un procediment logístic que inclou un screening o cribratge d'emergències, suportat per simulacions Monte Carlo, enfocat a triar la configuració òptima de mesurament per a obtindre resultats fiables i precisos minimitzant la manipulació de la mostra radioactiva. D'aquesta manera es redueix el temps de resposta per part del laboratori, així com el risc de contaminació i exposició a dosi. / Finalmente, a la Universitat Politècnica de València por la financiación a través de la beca de Formación de Personal Investigador (FPI)-Subprograma 2 de la convocatoria de 2015 y a la Cátedra CSN-UPV Vicente Serradell / Ordóñez Ródenas, J. (2020). Desarrollo de Modelos de Simulación por Monte Carlo como Apoyo a la Medida de Radiactividad Ambiental en Operación Rutinaria y de Emergencias [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/152188 / TESIS

Tesis por compendio / [ES] La prueba médica de Tomografía Computarizada (TC) es esencial actualmente en la práctica clínica para el diagnóstico y seguimiento de múltiples enfermedades y lesiones, siendo una de las pruebas de imagen médica más importante por la gran cantidad de información que es capaz de aportar. Sin embargo, a diferencia de otros métodos de diagnóstico por imagen que son inocuos, la prueba de TC utiliza rayos X, que son ionizantes, por lo que suponen un riesgo para los pacientes. Es por ello que es necesario desarrollar métodos que permitan reducir la dosis de radiación a la que se expone a los pacientes que se realizan un estudio, sin comprometer la calidad de imagen puesto que sino se estaría sometiendo a un riesgo a estas personas sin que un diagnóstico de calidad esté garantizado. Durante el desarrollo de esta tesis se han investigado métodos de reconstrucción de imagen TC que se basan en reducir el número de proyecciones usadas, con el objetivo de reducir el tiempo de exposición a los rayos X. Esta estrategia de reducción de dosis está en fase de investigación, a diferencia de otras que están implantadas en la práctica clínica y ya han sido desarrolladas por los propios fabricantes de los escáneres. Por tanto, nos hemos centrado en los llamados métodos algebraicos de reconstrucción, que son los más apropiados para este tipo de adquisición de proyecciones puesto que son capaces de trabajar con menos información que los métodos clásicos conservando una buena calidad de imagen. En concreto, se ha estudiado a fondo el comportamiento del método LSQR para la resolución de este problema, combinado con una técnica de filtrado llamada Soft Thresholding Filter y una técnica de aceleración llamada FISTA. Además, se ha introducido el filtro de imagen Bilateral que es capaz de mejorar la calidad de las imágenes cuando se combina con los métodos anteriores. El estudio multiparamétrico realizado se ha llevado a cabo en un entorno de computación distribuida Grid, para analizar cómo los distintos parámetros que intervienen en el proceso de reconstrucción pueden influir sobre la imagen resultado. Dicho estudio se ha diseñado para hacer uso de la potencia de cómputo de la plataforma distribuida aunque el software que se necesita no esté disponible. La instalación de dicho software se puede realizar en el tiempo de ejecución de los trabajos, o en se puede empaquetar en una imagen que estará instalada en un contenedor Docker, lo que es una opción muy interesante para sistemas donde no tengamos privilegios. El esquema seguido para la creación y lanzamiento de los trabajos es fácilmente reproducible. Por otra parte, se han planteado dos métodos algebraicos directos para la reconstrucción de TC basados en la factorización de la matriz que modela el sistema. El primero es el método SVD, que se ha probado mediante la librería SLEPc, obteniendo mayores tasas de uso de memoria principal, por lo que ha sido descartado en favor del método QR. La primera aproximación a la resolución se ha hecho mediante la librería SuiteSparseQR, desarrollando después un método propio siguiendo la técnica Out-Of-Core que permite almacenar las matrices en el propio disco duro en lugar de cargarlas en memoria, por lo que el tamaño del problema puede aumentar sin que el coste del hardware sea muy alto. Dicho método obtiene reconstrucciones de alta calidad cuando el rango de la matriz factorizada es completo. En los resultados se muestra como para una resolución alta, garantizar el rango completo todavía supone una reducción del número de proyecciones con respecto a métodos tradicionales. Por tanto, en esta tesis se ha llevado a cabo la investigación y el posterior desarrollo mediante librerías y técnicas de computación de Altas Prestaciones de varios métodos algebraicos de reconstrucción de TC basados en la reducción de proyecciones que permiten mantener una buena calidad de imagen. Dichos métodos han sido optimizados para lograr los menores tiempos de reconstrucción posibles, con el fin de hacerlos competitivos y que algún día puedan ser instaurados en la práctica clínica. / [CA] Actualment, la prova mèdica de tomografia computeritzada (TC) és essencial en la pràctica clínica per al diagnòstic i el seguiment de múltiples malalties i lesions, sent una de les proves d'imatge mèdica més importants a causa de la gran quantitat d'informació que és capaç d'oferir. Tanmateix, a diferència d'altres mètodes d'imatge médica, la prova CT utilitza raigs X, que són ionitzants i suposen un risc per als pacients. Per això, és necessari desenvolupar mètodes que permetin reduir la dosi de radiació a la qual estan exposats els pacients sotmesos a un estudi, sense comprometre la qualitat de la imatge, ja que en cas contrari estarien sotmetent a aquestes persones a un risc sense que es garantís l'avantatge d'un diagnòstic d'alta qualitat. Durant el desenvolupament d'aquesta tesi, s'han investigat diversos mètodes de reconstrucció d'imatges CT basats en la reducció del nombre de projeccions utilitzades, amb l'objectiu de reduir el temps d'exposició als raigs X. Aquesta estratègia de reducció de dosis es troba en fase investigació, a diferència d'altres que s'implementen a la pràctica clínica i que ja han estat desenvolupades pels propis fabricants d'escàners. Per tant, ens hem centrat en els anomenats mètodes de reconstrucció algebraica, que són els més adequats per a aquest tipus d'adquisició de projecció, ja que són capaços de treballar amb menys informació que els mètodes clàssics mantenint una bona qualitat d'imatge. Concretament, s'ha estudiat a fons el comportament del mètode LSQR per resoldre aquest problema, combinat amb una tècnica de filtratge anomenada Soft Thresholding Filter i una tècnica d'acceleració anomenada FISTA. A més, s'ha introduït un filtre d'imatges anomenat filtre bilateral, que és capaç de millorar la qualitat de les imatges quan es combina amb els mètodes anteriors. L'estudi multiparamètric de LSQR es va dur a terme en un entorn informàtic distribuït Grid, per analitzar com els diferents paràmetres implicats en el procés de reconstrucció poden influir en la imatge resultant. Aquest estudi ha estat dissenyat per fer ús de la potència de càlcul de la plataforma distribuïda encara que el programari requerit no estigui disponible. La instal·lació d'aquest programari es pot fer en el moment d'executar els treballs o es pot empaquetar en una imatge que s'instal·larà en un contenidor Docker, que és una opció molt interessant per a sistemes on no tenim privilegis. L'esquema seguit per a la creació i el llançament dels treballs es pot reproduir fàcilment per a estudis multiparamètrics d'aquest tipus. D'altra banda, s'han proposat dos mètodes algebraics directes per a la reconstrucció CT basats en la factorització de la matriu que modela el sistema. El primer és el mètode SVD, que s'ha provat mitjançant la biblioteca SLEPc, obtenint taxes d'ús més alt de memòria principal, motiu pel qual s'ha descartat a favor del mètode QR. La primera aproximació a la resolució s'ha fet a través de la biblioteca SuiteSparseQR, desenvolupant posteriorment la nostra pròpia implementació mitjançant la tècnica Out-Of-Core que permet emmagatzemar les matrius al disc dur en lloc de carregar-les a la memòria, de manera que la mida de el problema pot augmentar sense que el cost del maquinari sigui molt alt. Aquest mètode obté reconstruccions d'alta qualitat quan el rang de la matriu factoritzada és complet. En els resultats es demostra que per a una alta resolució, garantir el rang complet encara significa una reducció del nombre de projeccions en comparació amb els mètodes tradicionals. Per tant, en aquesta tesi s'ha dut a terme la investigació i el desenvolupament posterior de diversos mètodes de reconstrucció algebraica de CT mitjançant biblioteques i tècniques de computació d'altes prestacions. Aquests mètodes basats en la reducció de projeccions, que permeten mantenir una bona qualitat d’imatge, s’han optimitzat per aconseguir els temps de reconstrucció més breus possibles, per tal de fer-los competitius perquè algun dia puguin implementarse a la pràctica clínica. / [EN] The Computerized Tomography (CT) medical test is currently essential in clinical practice for the diagnosis and monitoring of multiple diseases and injuries, being one of the most important medical imaging tests due to the large amount of information it is capable of providing. However, unlike other safe imaging methods, the CT test uses X-rays, which are ionizing, posing a risk to patients. That is why it is necessary to develop methods that allow reducing the radiation dose to which patients undergoing a study are exposed, without compromising image quality since otherwise they would be subjecting these people to a risk without the benefit of a high-quality diagnosis being guaranteed. During the development of this thesis, several CT image reconstruction methods that are based on reducing the number of projections used have been investigated, with the aim of reducing the time of exposure to X-rays. This dose reduction strategy is in research phase, unlike others that are implemented in clinical practice and have already been developed by the scanner manufacturers themselves. Therefore, we have focused on the algebraic reconstruction methods, which are the most appropriate for this type of projection acquisition since they are capable of working with less information than the classical methods while maintaining good image quality. Specifically, the behavior of the LSQR method to solve this problem has been thoroughly studied, combined with a filtering technique called Soft Thresholding Filter and an acceleration technique called FISTA. In addition, the so-called Bilateral filter has been introduced, which is capable of improving the quality of images when combined with the above methods. The multiparametric LSQR study was carried out in a Grid distributed computing environment, to analyze how the different parameters involved in the reconstruction process can influence the resulting image. This study has been designed to make use of the computing power of the distributed platform even if the software required is not available. The installation of said software can be done at the time of execution of the jobs, or it can be packaged in an image that will be installed in a Docker container, which is a very interesting option for systems where we do not have privileges. The scheme followed for the creation and launch of the jobs is easily reproducible for multiparametric studies of this type. On the other hand, two direct algebraic methods have been proposed for CT reconstruction based on the factorization of the matrix that models the system. The first is the SVD method, which has been tested using the SLEPc library, obtaining higher rates of main memory usage, which is why it has been discarded in favor of the QR method. The first approximation to the resolution has been made through the SuiteSparseQR library, later developing our own implementation using the Out-Of-Core technique that allows the matrices to be stored on the hard drive itself instead of loading them in memory, so the size of the problem can increase without the cost of the hardware being very high. This method obtains high-quality reconstructions when the rank of the factored matrix is complete. In the results it is shown that for a high resolution, guaranteeing the full rank still means a reduction in the number of projections compared to traditional methods. Therefore, in this thesis, research and subsequent development of several algebraic CT reconstruction methods has been carried out using libraries and High Performance Computing techniques. These methods based on the reduction of projections, which allows maintaining good image quality, and have been optimized to achieve the shortest possible reconstruction times, in order to make them competitive so that one day they can be implemented in clinical practice. / This research has been supported by Universitat Politècnica de València and partially funded by TIN2015-66972-C5-4-R, ENE2014-59442-P-AR and TIN2013-44390-R projects of the "Ministerio de Economía y Competitividad" of Spain, as well as the Spanish ”Generalitat Valenciana” PROMETEOII/2014/008, PROMETEO/2018/035 projects and ACIF/2017/075 predoctoral grant. This work has also been co-financed by FEDER and FSE funds, and the “Spanish Ministry of Science, Innovation and Universities” under Grant RTI2018-098156-B-C54 / Chillarón Pérez, M. (2021). Análisis y desarrollo de algoritmos de altas prestaciones para reconstrucción de imagen médica TAC 3D basados en la reducción de dosis [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/180116 / TESIS / Compendio

[ES] El radón (222Rn) es un gas radiactivo, de origen natural, generado a partir de la desintegración radiactiva del radio (226Ra). Clasificado como elemento cancerígeno por la Organización Mundial de la Salud, es la segunda causa de cáncer de pulmón en la población. La elevada peligrosidad de este gas ha fomentado e impulsado numerosos estudios y análisis dentro del ámbito de la protección radiológica. En este contexto de avance y mejora tecnológica y dada la necesidad de estudiar el comportamiento físico del gas radón, se plantea el objetivo principal de esta investigación. La presente Tesis Doctoral se basa en un análisis del comportamiento difusivo del gas radón durante su acumulación en aire y en procesos de transferencia en los que coexisten agua y aire. En primer lugar, se describe un estudio de caso real, basado en mediciones de campo que suponen el punto de partida de la tesis y que han promovido el desarrollo de la metodología necesaria para poder implementar los ensayos a escala laboratorio. Se han llevado a cabo diferentes procedimientos experimentales que permiten monitorizar la evolución de la concentración de radón en el tiempo. Por un lado, se analiza únicamente en aire, cuando el gas se acumula en el interior de depósitos de diferentes volúmenes, y por otro, se estudia la transferencia del radón del agua al aire durante los procesos de acumulación y decaimiento, tanto en condiciones de agua en estado estático como en agitación. A partir de los resultados obtenidos de concentración de radón en aire, se determina la concentración máxima alcanzable y la tasa de emisión generada por cada fuente muestreada. Por último, el tratamiento de datos de los resultados experimentales de transferencia de radón en los ensayos agua-aire, han requerido el desarrollo de modelos dinámicos que reproducen el comportamiento del gas en las diferentes condiciones ensayadas. Esto ha permitido determinar parámetros característicos del proceso difusivo del gas radón como el coeficiente de velocidad de transferencia del gas de un medio a otro y la tasa de emanación del medio acuoso. Se han validado estos resultados mediante la comparación de las concentraciones de radón en agua y en aire estimadas a partir del modelo analítico para las diferentes condiciones ensayadas, con los valores experimentales correspondientes. El ajuste preciso de estos modelos dinámicos permite predecir las concentraciones de radón en otras condiciones de ensayo. / [CA] El radó (222Rn) és un gas radioactiu, d'origen natural, generat a partir de la desintegració radioactiva del radi (226Ra). Classificat com a element cancerigen per la Organització Mundial de la Salut, és la segona causa de càncer de pulmó en la població. L'elevada perillositat d'aquest gas ha promogut i impulsat nombrosos estudis i anàlisi en l'àmbit de la protecció radiològica. En aquest context d'avanç i millora tecnològica i degut a la necessitat d'estudiar el comportament físic del gas radó, es planteja l'objectiu principal d'aquesta investigació. Aquesta Tesis Doctoral es basa en una anàlisi del comportament difusiu del gas radó durant la seua acumulació en aire i en processos de transferència en els que estan en contacte agua i aire. En primer lloc, es descriu un estudi de cas real, basat en mesures de camp que suposa el punt de partida i que han permés el desenvolupament de la metodologia necessària per poder implementar els estudis a escala laboratori. S'han dut a terme diversos procediments experimentals que permeten monitoritzar l'evolució de la concentració de radó en funció del temps. Per una banda, s'analitzen els nivells únicament en aire, quan el gas s'acumula en l'interior de depòsits de diferents volums i per altra, per estudiar la transferència de radó de l'aigua a l'aire, tant en processos d'acumulació com de decaïment, quan l'aigua es troba en estat estàtic i en agitació. A partir dels resultats experimentals obtinguts de concentració de radó en aire, es determina la concentració màxima, i la taxa d'emissió generada per cada font mostrejada. Per últim, el tractament de les dades de de transferència de radó en els assaigs agua-aire, requereixen del desenvolupament de models dinàmics que reprodueixen el comportament del gas en les diferents condicions. Açò ha permés determinar paràmetres característics del procés difusiu del gas d'un medi a altre així com la taxa d'emanació de l'aigua. S'han validat els resultats mitjançant la comparació de les concentracions de radó en aigua i en aire, estimades a partir del model analític, amb els valors experimentals del laboratori. L'ajust precís d'aquests models dinàmics permet predir les concentracions de radó en altres condicions de mostreig. / [EN] Radon (222Rn) is a naturally occurring radioactive gas generated from radium (226Ra) decay. Classified as a carcinogen by the World Health Organization, it is the second cause of lung cancer. The hazardous nature of this gas has encouraged numerous studies and investigations within the field of radiological protection. In hits context of technological progress and improvement, according to the importance of studying radon physical behavior, the main goal of this research is proposed. This PhD thesis provides an analysis of the diffusive behavior of radon gas during its accumulation in air and in transfer processes in which water and air coexist. First, a real study case is described, based on field measurements which are the starting point of the thesis and has driven the development of the methodology to be able to implement the tests at laboratory scale. Different experimental procedures have been carried out to evaluate the radon concentration. On the one hand, it is analyzed only in air, when the gas accumulates inside tanks of different volumes and, on the other hand, the radon transfer from water to air, during accumulation and decay processes are studied, both in conditions of water in static state and in turbulence. From the results obtained for radon concentration in air, the maximum achievable concentration and the emission rate generated by each sampled source is determined. Finally, the data processing of the experimental results of radon transfer in the water-air tests has required the development of dynamic models that reproduce the gas behavior in the different conditions tested. It has been determined characteristic parameters of the diffusive process of radon gas, such as the gas transfer rate coefficient from one medium to another and the emanation rate from water to air. These results have been validated by comparing the radon concentrations in water and air, estimated from the analytical model for the different conditions tested, with the corresponding experimental values. Accurate fitting of these dynamic models allows prediction of radon concentrations under other test conditions. / Noverques Medina, A. (2022). Estudio del comportamiento del gas radón (222Rn) en los procesos de transferencia en agua y en aire [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/185792 / TESIS