Se estudian aspectos de la generación nucleoeléctrica, a fin de establecer algunos conceptos a considerar para la posible incorporación de potencia nuclear a la matriz energética chilena. Un aumento de un 6% anual de la demanda energética nacional, crecientes dificultades de suministro de gas natural e hidroelectricidad, así como una reducida incidencia de las energías alterativas, motivan el interés por considerar la inclusión de energía nuclear en nuestra matriz energética a mediano o largo plazo. Se enfatiza en este estudio el aspecto termohidráulico de la recuperación de la energía generada en el núcleo de un reactor. Se describe la tecnología de reactores nucleares, que en su constante evolución desde los años 50, ha creado la llamada tercera generación de modelos, basados en mejoras de los sistemas previamente existentes de reactores de agua en ebullición y de agua presurizada, ampliamente operados y analizados. Del estudio se desprende que son éstos últimos los que presentan mayores perspectivas para su aplicación en Chile, dado nuestro grado de evolución tecnológica. Se ha identificado tres diseños similares de reactores de 1000 [MW(e)], producidos por empresas líderes en el mundo en la fabricación de estos dispositivos. En base a criterios termohidráulicos, y considerando la capacidad del sistema interconectado de incluir nuevas centrales, se identifica el reactor más factible de aplicar en nuestro país (AP1000 de Westinghouse). Para dicho modelo de reactor, se realizó un análisis termohidráulico, consistente en balances energéticos en la fase de generación de calor en el núcleo del reactor, donde se realiza la transferencia de energía a un fluido primario presurizado (agua). Luego el fluido primario transfiere calor a un fluido secundario (agua en ebullición), que realiza un ciclo Rankine sin sobrecalentamiento. Los resultados principales son los caudales de fluidos, presiones, y temperaturas en la operación normal y estacionaria de estos reactores, cuyas dimensiones son de dominio público. Las temperaturas alcanzadas son especialmente críticas en cuanto a la seguridad de operación. En particular, se obtiene una temperatura máxima en el núcleo de 1401 [K] (temperatura más alta en todo el sistema), mientras que en el intercambio entre fluido primario y secundario, la pared de los tubos del intercambiador térmico alcanza 560 [K]. Los cálculos implementados son del tipo contraparte, en que se analiza la performance de un equipo que es ofrecido para su adquisición. Tales cálculos son gran importancia en el caso de evaluar tecnologías transferidas desde el exterior, especialmente tan complejas como las de generación nucleoeléctrica.

La tesis está dedicada al desarrollo de métodos para el tratamiento de dos problemas básicos de la física de reactores nucleares, el cálculo de los modos lambda asociados a una configuración estática del reactor nuclear, y la integración de la ecuación de la difusión neutrónica dependiente del tiempo. la memoria se estructura en seis capítulos. en el primero se introducen los dos problemas a tratar. en el segundo, se desarrolla una aproximación analítica para la obtención de los modos lambda de un reactor unidimensional, y la generalización de esta metodología para el tratamiento de problemas bidimensionales. en el capítulo tercero, se aborda el cálculo de los modos lambda mediante un método de colocación nodal. utilizando, para el cálculo de los autovalores dominantes de la matriz resultante de la aplicación del método de colocación y sus correspondientes autovectores, un algoritmo basado en la utilización del método de iteración del subespacio combinado con una estrategia variacional de aceleración. en el capítulo cuarto, se desarrolla un método nodal modal para la integración de la ecuación de la difusión neutrónica dependiente del tiempo basado en la obtención de los modos lambda del reactor. en el capítulo quinto, se estudia la integración de la ecuación de la difusión mediante técnicas basadas en la discretización temporal de las ecuaciones, desarrollando, a su vez, una aproximación cuasi-estatica para el tratamiento de las mismas. por último, se exponen las principales conclusiones del trabajo. se sometió a estrés hídrico a arboles cimentinos de Nules durante tres periodos del año y se estudió el crecimiento, evapotranspiración, relaciones hídricas y componentes de la producción y calidad de los frutos. se realizaron medidas de potencial hídrico foliar antes del amanecer se calculó su integral de estrés y se calculó la evapotranspiración de los árboles de los distintos tratamientos. / Ginestar Peiro, D. (1995). Integración de la ecuación de la difusión neutrónica en geometrías multidimensionales. Aplicación a reactores nucleares. Cálculo de los Modos Lambda [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/4268

Ingeniero Civil Mecánico / La Agencia Internacional de Energía Atómica (IAEA por sus siglas en inglés) promueve el uso seguro y pacífico de la Energía Nuclear. La agencia funciona de manera cooperativa entre todos los Estados que la integran. Y en Chile la responsable es la Comisión Chilena de Energía Nuclear (CCHEN). En el país hay dos reactores de investigación, uno de ellos es el RECH-1, este corresponde a un reactor de investigación con una potencia de 5[MWt], es moderado y refrigerado con agua liviana y su combustible corresponde al tipo MTR (Material Testing Reactor) placas planas. El elemento combustible utilizado en el RECH-1 es fabricado en la Planta de Elementos Combustibles (PEC), perteneciente a la CCHEN. El elemento combustible consiste en un prisma rectangular fabricado con aluminio, el cual posee un largo aproximado de 1 metro. Este se puede dividir en tres subconjuntos: Caja Filtro, por donde ingresa el agua; Cuerpo, en donde están las 16 placas combustibles; y la Boquilla, por donde sale el agua. En el último protocolo de seguridad y buenas prácticas para reactores de investigación, la IAEA exige caracterizar hidráulicamente el comportamiento del elemento combustible, esto corresponde a determinar la pérdida de presión del refrigerante durante los procedimientos realizados en el reactor. A partir de un estudio bibliográfico, se genera el capítulo de antecedentes, en cual se obtiene la información sobre el caudal nominal del RECH-1. La velocidad nominal en la entrada del elemento combustible corresponde a 0,349[m/s]. Con la velocidad critica de Miller y la información obtenida de los informes de la CCHEN, se selecciona el rango de velocidades 0,001-1,15[m/s] para el que se realizará la caracterización, considerando 10 velocidades distintas. Las simulaciones han sido realizadas en el programa ANSYS Fluent 17.1, se simulan los subconjuntos y elemento combustible por separado para las distintas velocidades. El programa permite generar diagramas de distintos tipos y representar fenómenos físicos, los que ayudan en la comprensión del problema. Como resultados se obtienen las curvas de caída de presión del refrigerante en función de la velocidad, diagramas de contorno de diferencia de presión y líneas de corriente. Los resultados se comparan con medidas experimentales aportadas por la CCHEN, mostrando una diferencia mínima de un 6%. entre las presiones obtenidas. Con lo que se dan por cumplido los objetivos de la memoria

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Se presenta el desarrollo del Software WIMCIT; el cual ha sido producido tomando como base el CPC[16] (Código para Cálculo de Reactores), que realiza la simulación, automatiza las entradas numéricas y genera el modelamiento matemático en formato estándar, para el código de cálculo neutrónico CITATION [11] del reactor nuclear peruano RP-10 en 2 y 3 dimensiones para varios grupos de energía. Dicho código se encarga de hallar la solución numérica de la ecuación de transporte en su aproximación de difusión, mediante el método de diferencias finitas y muestra sus salidas para un análisis posterior con el Software WIMCIT. Finalmente se han añadido al programa desarrollado; capacidades gráficas y comunicación con el sistema operativo, los cuales permitirán un manejo robusto del proceso, una fácil interacción usuario-software, y mejoras sustanciales en la visualización de los resultados.

Se presenta el desarrollo del Software WIMCIT; el cual ha sido producido tomando como base el CPC[16] (Código para Cálculo de Reactores), que realiza la simulación, automatiza las entradas numéricas y genera el modelamiento matemático en formato estándar, para el código de cálculo neutrónico CITATION [11] del reactor nuclear peruano RP-10 en 2 y 3 dimensiones para varios grupos de energía. Dicho código se encarga de hallar la solución numérica de la ecuación de transporte en su aproximación de difusión, mediante el método de diferencias finitas y muestra sus salidas para un análisis posterior con el Software WIMCIT. Finalmente se han añadido al programa desarrollado; capacidades gráficas y comunicación con el sistema operativo, los cuales permitirán un manejo robusto del proceso, una fácil interacción usuario-software, y mejoras sustanciales en la visualización de los resultados.

El análisis de las fluctuaciones en reactores nucleares es hoy día un valioso instrumento de diagnosis y control del reactor sus fundamentos teóricos están enmarcados en la melanica estadística del no equilibrio y en la teoría de procesos estocásticos. Bajo estos supuestos se estudia en primer lugar los fundamentos de una descripción estocástica con ruidos externos e internos. En segundo lugar analizamos modelos de reactores no lineales con efecto de temperatura y ruidos externos. Estudiamos también modelos de reactores no markovianos por métodos funcionales y de cumulantes. Por último se estudian propiedades asintóticas y haciendo hincapié en el cálculo de la probabilidad de extinción y fluctuaciones en la puesta en marcha. / Nowadays the analysis of fluctuations in nuclear reactors is a valuable tool for diagnosis and control. The basis of such a method is framed in the non-equilibrium statistical mechanics and stochastic process theories. Under these assumptions the basis of a stochastic description of the reactor using external and internal noise is firstly studied. Next, reactor models with non-linear effects due to temperature and external noise are studied. Non-Markovian reactor models are also analysed using functional methods and cumulants. Assymptotic properties are finally treated focusing on the calculation of extinction probabilities and start-up fluctuations.

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

[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

[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 / TESIS