Made available in DSpace on 2014-10-09T12:50:12Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:58:42Z (GMT). No. of bitstreams: 1 10555.pdf: 13498632 bytes, checksum: a2f985eebcd01db42fa692b0aad0df6d (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:41:29Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:03:20Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Circuitos de convecção natural ou sistemas de circulação natural são empregados em diversas áreas da engenharia. Reatores nucleares refrigerados a água utilizam circuitos de circulação natural como método passivo de seguranca. Em situações críticas, sem qualquer controle externo, o sistema permanece em segurança por suas próprias características de funcionamento (intrinsecamente seguro). O trabalho proposto consiste em estudar numericamente o circuito de circulação natural de água, localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares / Comissão Nacional de Energia Nuclear em São Paulo, por meio do uso de modelos matemáticos, objetivando determinar o padrão do escoamento em condições sem mudança de fase líquido-vapor. A comparação dos resultados de temperatura obtidos por cada um dos modelos de turbulência aos pontos instrumentados no circuito experimental, na condição transitória, revelou desvios significativos nas respostas do modelo de zero equação. Desvios intermediário foram observados nos modelos de transporte da viscosidade turbulenta (EVTE), k - ω, SST e SSG e resultados melhores foram vericados nos modelos k - ε e DES (com significativa superioridade do primeiro modelo). / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:47:15Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:43Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07971.pdf: 6425112 bytes, checksum: 2adaba2434371c9ca93a67fa4d783fb9 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:43Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:05Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06657.pdf: 7227137 bytes, checksum: 98d04613dee6fef51753ac299fba0661 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:25Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Um dos principais mecanismos de falha que causam riscos de fratura a reatores de água pressurizada é a corrosão sob tensão de ligas metálicas em água do circuito primário (CSTAP). É causada por uma combinação das tensões de tração, meio ambiente em temperatura e microestruturas metalúrgicas susceptíveis. Ela pode ocorrer, dentre outros locais, nos bocais do mecanismo de acionamento das barras de controle. Essa fratura pode causar acidentes que comprometem a segurança nuclear através do bloqueio das barras de controle e vazamentos de água do circuito primário reduzindo a confiabilidade e a vida útil do reator. O objetivo desta Tese de Doutorado é o estudo de modelos e uma proposta de modelagem para fraturas por corrosão sob tensão em liga 75Ni15Cr9Fe (liga 600), em água de circuito primário de reator de água pressurizada nesses bocais. São superpostos modelos eletroquímicos e de mecânica da fratura e validados com dados obtidos em experimentos e na literatura. Na parte experimental foram utilizados resultados obtidos pelo CDTN no equipamento recém-instalado de ensaio por taxa de deformação lenta. Na literatura está proposto um diagrama que exprime a condição termodinâmica de ocorrerem diversos modos de CSTAP na liga 600: partiu-se de diagramas de potencial x pH (diagramas de Pourbaix), para a liga 600 imersa em água primária à alta temperatura (3000C a 3500C). Sobre ele, determinaram-se os submodos de corrosão, a partir de dados experimentais. Em seguida acrescentou-se uma dimensão adicional ao diagrama, correlacionando uma variável a que se denominou fração de resistência à corrosão sob tensão. No entanto, é possível acrescentar-se outras variáveis que exprimem a cinética de iniciação e/ou crescimento de trinca, provenientes de outras modelagens de CSTAP. A contribuição original deste trabalho se insere nessa fase: partindo-se de uma condição de ensaio de potencial versus pH, foram iniciadas as modelagens de um modelo empírico-comparativo, um semi-empírico-probabilístico, um de tempo de iniciação e um de taxa de deformação, a partir dos ensaios experimentais e superpostas a essa condição. Esses exprimem respectivamente a susceptibilidade à CSTAP, o tempo de falha, e nos dois últimos o tempo de iniciação de falha por corrosão sob tensão. Os resultados foram comparados com os da literatura e se mostraram coerentes. Através desse trabalho, obteve-se uma metodologia de modelagem a partir de dados experimentais. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-03-17T10:41:16Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-03-17T10:41:16Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta um novo método para o cálculo dos coecientes de sensibilidade, através da união do metodo diferencial e da teoria da perturbação generalizada, que são os dois métodos tradicionalmente utilizados em física de reatores para a obtenção de tais grandezas. Esses dois métodos apresentam algumas deciências tornando os cálculos dos coeficientes de sensibilidade lentos ou computacionalmente exaustivos, mas unindo-os e possível eliminar as deciências apresentadas por ambos e obter uma nova equação para o coe- ciente de sensibilidade. O método proposto neste trabalho foi aplicado em um reator do tipo PWR , onde foi feita análise de sensibilidade da produção e da razão de conversão do 239Pu, para um ciclo de 120 dias de queima. O código utilizado para a análise de queima e análise de sensibilidade, o CINEW, foi desenvolvido durante este trabalho e os resultados obtidos foram comparados com os códigos amplamente utilizados em física de reatores, como o CINDER e o SERPENT. As conclusões obtidas foram que o novo método matemático para a obtenção dos coeficientes de sensibilidade e o CINEW, além de fornecer agilidade numérica também presentam eciência e segurança. Pois o novo método matemático para a obtenção dos coeficientes quando comparados com os métodos tradicionais utilizados para a análise de sensibilidade, mostram resultados satisfatórios, mesmo quando o método utiliza aproximações matemáticas que diferem do método proposto, e com a vantagem de não apresentar as deciências apresentadas pelos métodos diferencial e da teoria da perturbação generalizada. As análises de queima obtidas pelo CINEW foram comparadas com o CINDER, que mostraram uma diferença aceitável, apesar do CINDER apresentar alguns problemas computacionais que advém da época em que foi feito. A originalidade deste trabalho e a aplicação do método proposto em problemas que envolvem dependência temporal e a elaboração do primerio código nacional que faz análise de queima e análise de sensibilidade. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-08-26T12:33:02Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-08-26T12:33:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho tem como objetivo estudar as modificações introduzidas, ao longo de sucessivas versões, nos modelos empíricos do programa computacional FRAPCON utilizado para a simulação do comportamento sob irradiação de varetas combustíveis de Reatores a Água Leve Pressurizada (Pressurized Water Reactor - PWR) em regime de estado estacionário e sob condições de alta queima. No estudo, foram analisados os modelos empíricos utilizados pelo FRAPCON e que são apresentados em sua documentação oficial. Um estudo bibliográfico foi conduzido sobre os efeitos da alta queima em combustíveis nucleares visando melhorar o entendimento dos modelos utilizados pelo FRAPCON nestas condições. Foram feitas simulações do comportamento sob irradiação de uma vareta combustível típica de um reator PWR utilizando as versões 3.3, 3.4 e 3.5 do FRAPCON. Os resultados apresentados pelas diferentes versões do programa foram comparados entre si de forma a verificar as consequências das mudanças de modelo nos parâmetros de saída do programa. Foi possível observar que as modificações introduzidas trouxeram diferenças significativas nos resultados de parâmetros térmicos e mecânicos da vareta combustível, principalmente quando se evoluiu da versão FRAPCON-3.3 para a versão FRAPCON-3.5. Nessa ultima versão, obteve-se menores temperaturas na vareta combustível, menores tensões e deformações no revestimento, menor espessura da camada de oxido formada no revestimento a altas queimas na vareta combustível. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

L'extension de la durée de vie des centrales nucléaires est considérée comme un défi énergétique mondial. C’est pourquoi il est nécessaire d’analyser les risques et d’étudier les effets de différents facteurs susceptibles de présenter un risque pour une exploitation sûre à long terme. Ces structures, souvent de grandes dimensions, sont soumises au cours de leurs vies à des chargements complexes combinant des sollicitations mécaniques variées, multiaxiales, avec des valeurs moyennes non nulles associées à des fluctuations de température dans un environnement agressif comme celui de circuit primaire de Réacteur à Eau Pressurisée (REP). Dans ce contexte, la présente étude est inscrite dans le cadre de l’identification de l’effet du milieu REP et de l’équibiaxialité du chargement sur la durée de vie en fatigue des aciers inoxydables austénitiques présents dans les tuyauteries primaires d’un Réacteur à Eau Pressurisée.Pour cela, le CEA a développé, en collaboration avec EDF et FRAMATOME, le dispositif expérimental «FABIME2e» destiné à l’étude de la fatigue équibiaxiale dans le milieu REP.Dans un premier temps, une présentation des résultats expérimentaux et numériques obtenus avec le dispositif FABIME2e est réalisée. Ces résultats montrent l’effet aggravant de l’équibiaxialité du chargement et des conditions REP de l’environnement sur la durée de vie en fatigue des aciers inoxydables austénitiques. Cependant cet effet aggravant reste couvert par la courbe de Design définie par les codes de conception de l’industrie nucléaire. Un nouveau critère de fatigue est ensuite proposé pour prédire la durée de vie en fatigue équibiaxiale tout en prenant en compte l’effet d’environnement REP.Ce travail ouvre plusieurs perspectives industrielles et scientifiques sur l'interprétation mécanique des essais de fatigue équibiaxiale dans l’environnement REP et sur le critère de fatigue proposé. / The lifetime extension of the nuclear power plants is considered as a major energy challenge. For this reason, the risk analysis and the study of various effects of different factors that could potentially represent a hazard to a safe long term operation are necessary. These structures, often of large dimensions, are subjected during their life to complex loading combining varying mechanical and multiaxial loads, with non-zero mean values associated with temperature fluctuations and Pressurized Water Reactor (PWR) environment.In this context, the present study is part of the identification of the PWR environment effect and the equibiaxiality of the loading on the fatigue life of the austenitic stainless steels present in the primary pipes of a Pressure Water Reactor.For this purpose, the CEA has developed, in partnership with EDF and FRAMATOME, the experimental device «FABIME2e» for studying the equibiaxial fatigue in the PWR environment.First, a presentation of the experimental and numerical results obtained with the FABIME2e device is realized. These results show the aggravating effect of equibiaxial loading and environmental PWR conditions on the fatigue life of austenitic stainless steel. This effect remains covered by the Design curve defined by the design codes of the nuclear industry. Second, a new fatigue criterion is proposed to predict the lifetime in equibiaxial fatigue. This criterion takes into account the effect of the PWR environment.This work opens up several industrial and scientific prospects on the mechanical inter-pretation of equibiaxial fatigue tests in PWR environment and on the proposed fatigue criterion.

L'analyse des écoulements au sein des faisceaux d'assemblages constitue un volet important des études des réacteurs à eau pressurisée. Une mauvaise répartition thermique au sein de ces écoulements peut conduire à une crise d'ébullition nuisible à la sûreté du réacteur. De nombreuses études ont montré l'existence de phénomènes de réorganisation de structures aux grandes échelles dans ces écoulements. Cette thèse vise à améliorer notre compréhension de ces phénomènes, l'objectif étant de développer des modélisations aux petits échelles adaptées. Un travail bibliographique a mis en évidence les difficultés rencontrées par les simulations pour reproduire ces phénomènes, ainsi que de nombreux questionnements concernant leur caractère physique. Des simulations 3D ont été réalisées et ont permis d'identifier deux mécanismes de réorganisation pour les structures aux grandes échelles : un changement de signe de la vitesse transverse entre les crayons ou du tourbillon dans un sous-canal. Il est apparu qu'il semblait pertinent d'adopter l'hypothèse de Taylor pour considérer que les grandes structures 3D évoluaient comme un écoulement 2D transporté. Un gros volet de la thèse a concerné la mise en œuvre d'un code basé sur une méthode statistique pour un champ 2D dans le but de déterminer les états thermodynamiquement stables dans des géométries avec obstacles. Des similarités ont été obtenues entre les structures en REP et les états stables en 2D. Des simulations 2D ont permis d'identifier deux bifurcations possibles pour l'écoulement, qui présentent un parallèle avec les mécanismes de réorganisations 3D, et permettent ainsi de poser les bases d'une explication physique du phénomène / The analysis of fuel rod bundle flows constitute a key element of pressurized-water reactors safety studies. Indeed, an insufficient flow thermal mixing can lead to a boiling crisis, which is nefarious for the reactor safety. Numerous studies have shown the existence of reorganisation phenomena in the flow large-scale structures. This thesis work aims at improving our understanding of these phenomena, with the long-term goal of developing small-scales models suited for this type of flow. A bibliographic study has brought to light the challenges faced by simulations attempting to capture these phenomena, as well as various questions regarding their physical meaning. 3D simulations have been performed in order to study this flow ; they allowed to identify two reorganisation mechanisms for the large-scale structures consisting in a sign change for either a transverse velocity in rod-to-rod gaps or for a subchannel vortex. It appeared relevant to adopt a Taylor hypothesis in order to consider the evolution of large-scale 3D structures as transported-2D. A statistical method has then been applied to the 2D field in order to determine its thermodynamically-stable states in geometries with obstacles using the resolution of an optimization problem with a numerical calculation tool. Interesting similarities have been obtained between the PWR coherent structures and the stable states in a simplified 2D geometry. Further, 2D numerical simulations allowed to identify two different possible flow bifurcations. A parallel is drawn between these bifurcations and the two reorganizations observed in 3D simulations, laying the foundations for a physical explanation of this phenomenon

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