El uso de códigos es una herramienta fundamental en Seguridad Nuclear para la simulación de diferentes situaciones en reactores de potencia. En particular, los códigos termohidráulicos de estimación óptima nos permiten simular de forma más realista los fenómenos que suceden en una central nuclear con la representación del circuito primario. A su vez los códigos neutrónicos de dinámica del núcleo, nos permiten una definición y simulación más precisa del núcleo. El uso de los códigos acoplados permite la optimización de las propiedades de los códigos separados, ya que se produce la transferencia de información recíproca y actualizada en cada paso de tiempo. El código termohidráulico se alimenta con los valores de potencia generados por el código neutrónico y proporciona los valores de las variables termohidráulicas que utilizará el código neutrónico para la selección de las secciones eficaces y de los valores actualizados de potencia. El interés por estos códigos se debe además a su capacidad de proporcionar un cálculo más preciso que la combinación de los distintos códigos independientemente, ya que se reduce la incertidumbre y los errores asociados a la transferencia de datos entre ellos. Pero uno de los principales problemas de estos códigos acoplados es el elevado tiempo de ejecución necesario, por lo que la optimización del modelo del núcleo y de planta es muy importante. También influye de manera considerable el paso de tiempo de cálculo o de actualización utilizado. Por tanto cada simulación requiere de un análisis previo para la optimización de todos estos factores. En esta Tesis los códigos de interés son los relacionados con la física del reactor, la termohidráulica y la neutrónica. La cobertura del trabajo es desde la generación de librerías de parámetros neutrónicos con la definición de núcleos reducidos hasta el acoplamiento de códigos neutrónicos y termohidráulicos. Para la validación del trabajo se analizan varios fenómenos reales o teóricos carac / Sánchez Hernández, AM. (2012). Aportación a los Cálculos Neutrónicos y Termohidráulicos en 3D con Códigos de Mejor EStimación. Aplicación a Transitorios en Reactores Nucleares BWR y PWR [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/18195 / Palancia