[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

Les Etudes Probabilistes de Sûreté (EPS) de niveau 2 en centrale nucléaire visent à identifier les séquences d’événements pouvant correspondre à la propagation d’un accident d’un endommagement du cœur jusqu’à une perte potentielle de l’intégrité de l’enceinte, et à estimer la fréquence d’apparition des différents scénarios possibles.<p>Ces accidents sévères dépendent non seulement de défaillances matérielles ou d’erreurs humaines, mais également de l’occurrence de phénomènes physiques, tels que des explosions vapeur ou hydrogène. La prise en compte de tels phénomènes dans le cadre booléen des arbres d’événements s’avère difficile, et les méthodologies dynamiques de réalisation des EPS sont censées fournir une manière plus cohérente d’intégrer l’évolution du processus physique dans les changements de configuration discrète de la centrale au long d’un transitoire accidentel.<p>Cette thèse décrit l’application d’une des plus récentes approches dynamiques des EPS – la Théorie de la Dynamique Probabiliste basée sur les Stimuli (SDTPD) – à différents modèles de déflagration d'hydrogène ainsi que les développements qui ont permis cette applications et les diverses améliorations et techniques qui ont été mises en oeuvre.<p><p>Level-2 Probabilistic Safety Analyses (PSA) of nuclear power plants aims to identify the possible sequences of events corresponding to an accident propagation from a core damage to a potential loss of integrity of the containment, and to assess the frequency of occurrence of the different scenarios.<p>These so-called severe accidents depend not only on hardware failures and human errors, but also on the occurrence of physical phenomena such as e.g. steam or hydrogen explosions. Handling these phenomena in the classical Boolean framework of event trees is not convenient, and dynamic methodologies to perform PSA studies are expected to provide a more consistent way of integrating the physical process evolution with the discrete changes of plant configuration along an accidental transient.<p>This PhD Thesis presents the application of one of the most recently proposed dynamic PSA methodologies, i.e. the Stimulus-Driven Theory of Probabilistic Dynamics (SDTPD), to several models of hydrogen explosion in the containment of a plant, as well as the developed methods and improvements.<p> / Doctorat en Sciences de l'ingénieur / info:eu-repo/semantics/nonPublished

This study examines the relationship between atomic energy production and community identity in Richland, Washington. Over the past fifty years, the identity of southeastern Washington has been intimately tied to production and industry at the Hanford Site. Today, however, environmental restoration and waste management programs have replaced plutonium production. The decline of the nuclear industry has influenced reinterpretations of local history and community identity through public display, commodity goods, and the re-scripting of historical texts. / Department of Anthropology

La tesis estudia la evolución del parque de generación de energía eléctrica durante el franquismo (1940-1975). En este período comenzó la formación de un sistema unificado de explotación, y durante su desarrollo se pasó de 1.731Mw a 25.467Mw. El sistema que se denominó “autorregulación”, permitió la coexistencia de las empresas eléctricas privadas, agrupadas alrededor de UNESA y el INI en su vertiente eléctrica. Sin embargo, las decisiones y la política eléctrica, y más tarde energética, estuvo directamente influida por el gobierno. Se analiza la importancia de las fuentes (hidráulica, carbón, fuel oil, gas natura, nuclear) de energía primaria en la generación de energía eléctrica. Asimismo, se estudia, aunque no de manera exhaustiva el impacto del medio ambiente y sus consecuencias y efectos a largo plazo. Todo ello se desarrolla en el contexto histórico pertinente bajo una vertiente técnico-económica. / The thesis studies the evolution of the power generation system of electricity, during the Franco’s Regime (1940-1975). In this period, it began the construction of a unified system of exploitation, where the power installed was moved from 1.731Mw to 25.467Mw. The system was called "self regulation", allowing the coexistence of private electric companies, grouped around UNESA and the INI in its electrical aspect. However, the decisions and the power policy, and later on the energy, was directly influenced by the government. It discusses the importance of the primary energy sources (hydro, coal, fuel oil, natural gas, nuclear) in electric power generation. However, it is not intended to illustrate a comprenhensive explanation of the environmental impact and its consequences and effects long term. To sum up, all this takes place in the relevant historical context in a technical and economical perspective.

The aim of the dissertation is proposing and solving energy convection systems for nuc-lear power plants with a sodium fast reactor of the 4th generation. The first part of the dissertation deals with collection and evaluation of information available about nuclear power plants with sodium fast reactor which use nuclear or non-nuclear reheating to increase thermal efficiency. On the basis of the acquired information, thermal schemes are developed and thermal effi-ciency is determined for the systems working in both Rankine thermal cycle and Brayton thermal cycle. In the further part of the dissertation thermal calculation of the reheater for nuclear and non-nuclear reheating is made for the systems working in Rankine thermal cycle. At the end of this dissertation, an apparatus suitable for these systems is suggested and the systems are evaluated in terms of technical implementation and nuclear safety.

The nuclear industry has long relied upon bounding parametric analyses in predicting the safety margins of reactor designs undergoing design-basis accidents. These methods have been known to return highly-conservative results, limiting the operating conditions of the reactor. The Best-Estimate Plus Uncertainty (BEPU) method using a modernized version of the Code-Scaling, Applicability, and Uncertainty (CSAU) methodology has been applied to more accurately predict the safety margins of the Oregon State University Advanced Plant Experiment (APEX) facility experiencing a Loss-of-Feedwater Accident (LOFA). The statistical advantages of the Bayesian paradigm of probability was utilized to incorporate prior knowledge when determining the analysis required to justify the safety margins. RELAP5 Mod 3.3 was used to accurately predict the thermal-hydraulics of a primary Feed-and-Bleed response to the accident using assumptions to accompany the lumped-parameter calculation approach. A novel coupling of thermal-hydraulic and statistical software was accomplished using the Symbolic Nuclear Analysis Package (SNAP). Uncertainty in Peak Cladding Temperature (PCT) was calculated at the 95/95 probability/confidence levels under a series of four separate sensitivity studies. / Graduation date: 2013

This study uses a mixed-method approach to analyse the coverage of the 2011 Fukushima nuclear crisis in Japan’s two major English-language newspapers – The Japan Times and The Daily Yomiuri. Quantitative coding is combined with critical discourse analysis to determine whether the coverage was, overall, predominantly alarming, reassuring, or relatively balanced and neutral. This is done to ascertain whether the newspapers were sensationalising the crisis, echoing the official government and industry communication thereof, or reporting in a critical, responsible manner as the fourth estate. To answer the research question, key aspects of the coverage like foci, framing, sources, narratives, actors and agency, and criticisms are closely examined. It is revealed that the coverage was neither predominantly alarming nor reassuring, but was problematic in other ways. The implications of the complex findings, both for the Japanese media industry and international disaster reporting, are discussed. The study is situated in a broad literature framework that draws on agenda setting theory, research about the roles and responsibilities of the media, the field of risk communication and the reporting of radiation events in history. / Communication Science / M.A. (Communication)

Earthquake has always been a hazard for civil structures and keeping the structures integrity during and after an earthquake is of vital importance. This phenomenon’s impact is sudden and there is little or no warning to make the preparations for this natural disaster. Much damage has been done on structures which have led to major collapses and loss of many lives. Civil structures such as nuclear power plants are designed to withstand earthquakes and in the event of a major seismic event, to shut down safely. The aim of this thesis is to present the seismic design procedures for concrete structures, in basic and detailed design, according to Eurocode 8. Also to describe and understand the difference between Eurocode 8 and the DNB in seismic analysis of nuclear power plants. To evaluate the use of DNB instead of Eurocode 8 with Swedish seismic conditions is also another aim in this thesis.  Loads and actions which apply on a structure in a seismic design and corresponding load combinations are presented for Eurocode 8 and the DNB. An example is also given to clarify the design of primary seismic beams and columns with high ductility class (DCH). A case study of a nuclear structure from a test project named SMART2013 has been made by analyzing and comparing the results from Eurocode 8 and the DNB with a finite element model in FEM-Design software. Natural frequencies of the model are compared with the tested model in SMART2013-project to evaluate the finite element modeling. The model is seismically analyzed with load combinations from Eurocode 8 and the DNB with Swedish elastic ground response spectrum with the probability of 10-5. Results obtained from the primary seismic beams and columns are compared and analyzed.  Being on the safe and conservative side of the design values is always preferred in seismic analysis of a vital and sensitive structure such as nuclear power plants. The results from this thesis shows that, purely structural, combination of Swedish elastic ground response spectrum with the Eurocode 8 load combination will give more conservative values than the DNB. / I stora delar av världen har jordbävningar alltid varit ett hot för byggnaders integritet. Karaktären av en jordbävning är plötslig och föranleds av små eller inga varningar. Om jordbävningen medför att byggnader kollapsar sker ofta stora förluster av människoliv direkt eller indirekt. Kärnkraftsverk är anläggningar som dimensioneras för att klara jordbävningar och ska kunna gå till säker avställning vid en sådan händelse. Syftet med föreliggande rapport är att presentera hur betongkonstruktioner dimensioneras för jordbävning enligt Eurokod 8. Rapporten redogör även för skillnader mellan att dimensionera enligt Eurokod 8 och DNB (Dimensionering av nukleära byggnadskonstruktioner) samt hur det slår att använda Eurokod med svenska seismiska förhållanden. Laster och lastkombinationer som används vid jordbävningsdimensionering av betongbyggnader är presenterad enligt både Eurokod och DNB. Ett exempel presenteras för att visa hur primära balkar och pelare med hög duktilitetsklass (DCH) dimensioneras för seismisk påverkan. En fallstudie av en nukleär byggnad från ett internationellt projekt, SMART2013, har använts för att analysera och utvärdera resultaten från Eurokod och DNB. Byggnaden har analyserats med finita element med programvaran FEM Design. Modellens riktighet har verifierats genom att jämföra bland annat egenfrekvenser med de från officiella rapporter från SMART2013. Byggnaden är analyserad för seismisk last enligt svenska förhållanden med markresponsspektra 10-5, och primära balkar och pelare har analyserats och utvärderats enligt både Eurokod och DNB.