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

OECD/NEA ROSA/LSTF project tests are performed on the Large Scale Test Facility (LSTF). LSTF is a full-height, full-pressure and 1/48 volumetrically-scaled two-loop system which aims to simulate Japanese Tsuruga-2 Westinghouse-type 4-loop PWR. ROSA-V Test 6-1 simulates a pressure vessel (PV) upper-head small break loss-of-coolant accident (SBLOCA) with a break size equivalent to 1.9% of the volumetrically scaled cross-sectional area of the reference PWR cold leg.The main objective of present thesis is to build a TRACE calculation model for simulating thermal hydraulic behaviors in LSTF and PV upper-head SBLOCA, so as to assess different modeling options and parameters of TRACE code. The results show that TRACE code well reproduce the complex physical phenomena involved in this type of SBLOCA scenarios. Almost all the events in the experiment are well predicted by the model based on TRACE code. In addition, the sensitivity of different models and parameters are investigated. For example, the code slightly overestimates the break mass flow from upper head which affects the accuracy of the results significantly. The rising of core exit temperature (CET) is significantly influenced by the flow area of leakage between downcomer and hot leg. Besides, the effect of the break location, low pressure injection system (LPIS) and accumulator setup are also studied.

[ES] Ante el desafío que implica la reducción de los efectos del cambio climático, la industria nuclear se ha postulado como una buena alternativa para sustituir la producción de energía eléctrica a partir de combustibles fósiles. No obstante, debe constatar la seguridad de las centrales, para lo que resulta indispensable poder predecir su comportamiento ante escenarios operacionales y accidentales. A tal efecto, y dada la imposibilidad de disponer de datos de planta para analizar estos transitorios, se generan bases de datos en instalaciones a escala reducida a partir de experimentos, siendo necesarios métodos y estrategias de escalado que permitan extrapolar los comportamientos termohidráulicos. Pese a la relevante contribución que suponen los experimentos al campo de la seguridad nuclear, en ocasiones se cuestiona la validez de sus resultados para reproducir el comportamiento de las centrales. Este hecho motiva la ejecución de test counterpart entre distintas instalaciones, que contribuyen a abordar la problemática del escalado, así como a demostrar la adecuación de los códigos termohidráulicos para predecir una respuesta realista de los sistemas. La presente tesis doctoral explora la posibilidad de aumentar el número de experimentos counterpart a partir de la definición de nuevos escenarios y su simulación con el código termohidráulico TRACE5. Con este fin, se han desarrollado modelos de las instalaciones ATLAS y LSTF, y se han estudiado y simulado experimentos counterpart ya existentes entre dichas instalaciones. La identificación de los fenómenos termohidráulicos más significativos, y el análisis de su escalado y distorsión, configuran la base de conocimientos para abordar el diseño de los nuevos test. En la tesis, en particular, se plantea un escenario tipo station blackout para LSTF partiendo de las condiciones iniciales y de contorno de un test previo en ATLAS. La simulación del experimento confirma la idoneidad de ATLAS y LSTF para realizar experimentos counterpart, en los que la fenomenología relevante es similar, y pone de manifiesto algunas limitaciones de estas instalaciones en cuanto a la extrapolabilidad de ciertos fenómenos, debido a las distorsiones originadas por la diferencia de escala y tecnología. / [CA] Davant del desafiament que implica la reducció dels efectes del canvi climàtic, la indústria nuclear s'ha postulat com una bona alternativa per a substituir la producció d'energia elèctrica a partir de combustibles fòssils. No obstant això, ha de constatar la seguretat de les centrals, per al que resulta indispensable poder predir el seu comportament davant d'escenaris operacionals i accidentals. A aquest efecte, i donada la impossibilitat de disposar de dades de planta per a analitzar aquests transitoris, es generen bases de dades en instal·lacions a escala reduïda a partir d'experiments, sent necessaris mètodes i estratègies d'escalat que permeten extrapolar els comportaments termohidràulics. Malgrat la rellevant contribució que suposen els experiments al camp de la seguretat nuclear, de vegades es qüestiona la validesa dels seus resultats per a reproduir el comportament de les centrals. Aquest fet motiva l'execució de test counterpart entre distintes instal·lacions, que contribuïxen a abordar la problemàtica de l'escalat, així com a demostrar l'adequació dels codis termohidràulics per a predir una resposta realista dels sistemes. La present tesi doctoral explora la possibilitat d'augmentar el nombre d'experiments counterpart a partir de la definició de nous escenaris i la seua simulació amb el codi termohidràulic TRACE5. Amb aquest fi, s'han desenvolupat models de les instal·lacions ATLAS i LSTF, i s'han estudiat i simulat experiments counterpart ja existents entre les dites instal·lacions. La identificació dels fenòmens termohidràulics més significatius, i l'anàlisi del seu escalat i distorsió, configuren la base de coneixements per a abordar el disseny dels nous test. En la tesi, en particular, es planteja un escenari tipus station blackout per a LSTF partint de les condicions inicials i de contorn d'un test previ en ATLAS. La simulació de l'experiment confirma la idoneïtat d'ATLAS i LSTF per a realitzar experiments counterpart, en els que la fenomenologia rellevant és semblant, i posa de manifest algunes limitacions d'aquestes instal·lacions quant a l'extrapolabilitat de certs fenòmens, a causa de les distorsions originades per la diferència d'escala i tecnologia. / [EN] Faced with the challenge of reducing the effects of climate change, the nuclear industry has been postulated as a good alternative to replace the production of electricity from fossil fuels. However, it must verify the safety of the plants, for which it is essential to be able to predict their behavior in operational and accidental scenarios. To this end, and given the impossibility of having plant data to analyze these transients, databases are generated in reduced-scale facilities from experiments, being necessary scaling methods and strategies that allow the extrapolation of thermohydraulic behaviors. Despite the relevant contribution that experiments make to the field of nuclear safety, the validity of their results to reproduce the behavior of plants is sometimes questioned. This fact motivates the execution of counterpart tests between different facilities, which contribute to addressing scaling issues, as well as to demonstrate the adequacy of the thermal-hydraulic codes to predict a realistic response of the systems. This Ph.D. Thesis explores the possibility of increasing the number of counterpart experiments based on the definition of new scenarios and their simulation with the TRACE5 thermal-hydraulic code. In order to achieve this goal, models of the ATLAS and LSTF facilities have been developed, and counterpart experiments already existing between these facilities have been studied and simulated. The identification of the most significant thermal-hydraulic phenomena and the analysis of their scaling and distortion, configure the knowledge basis to approach the design of the new tests. In the Thesis, in particular, a station blackout scenario for LSTF based on the initial and boundary conditions of a previous test in ATLAS is proposed. The simulation of the experiment confirms the suitability of ATLAS and LSTF to perform counterpart experiments, in which the relevant phenomenology is similar. Moreover, it reveals some limitations of these facilities in terms of the extrapolability of certain phenomena, due to the distortions caused by the difference in scale and technology. / Lorduy Alós, M. (2022). Análisis termohidráulico de la instalación ATLAS. Aplicaciones de la metodología de escalado [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/181700