In nuclear power plant design and, after, when they are under work, in front of any change in the design or periodical safety review, it is necessary to perform safety studies in order to guarantee the safety operation along their useful life. These safety studies, traditionally has been divided between deterministic safety analysis and probabilistic safety analysis, although the last years trending is to integrate the characteristics of both classes of analysis in order to build more complete safety studies. Among the deterministic safety analysis, when the Best Estimate (BE) codes are employed and, in addition, the uncertainty effect are taken into account, we are inside of the methodology called Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU). This Thesis provides new tools and procedures in order to perform the deterministic safety analysis of nuclear power plants by means of Best Estimate methodology through of several applications employed. Statistical tools are provided for performing BEPU analysis. Particularly, a procedure is presented for built BEPU studies that can be applied in almost all the transients and facility in a methodical way. This procedure is comprehensive and include from the development of the transient scenario by means of BE thermalhydraulic code and the input parameters selection to the uncertainty propagation over the safety criteria and the verification of their compliance using different uncertainty analysis methods, both parametric and non parametric methods. With the purpose of demonstrating the procedure versatility, this it is applied to the studio of transients and facilities with different phenomenology. Specifically, it have been applied to: PWR nuclear power plant for a Large Break Loss of Coolant Accident (LBLOCA), experimental facility for a Small Break Loss of Coolant Accident (SBLOCA) and in a spent fuel storage of a PWR nuclear power plant for a loss of coolant accident. Last, this Thesis contribute with a methodology accordingly for incorporating assumptions from probabilistic safety analysis about system configuration availability inside the deterministic safety analysis. Therefore, an approach enclosed into the known as Extended BEPU (EBEPU) methodologies is constructed. In order to demonstrate the viability and applicability of this methodology, an application case is provided, which consists in Loss of Feed Water system (LOFW) in a PWR nuclear power plant. The work carried out in this PhD thesis are enclosed into the grant of "Formación de Personal Investigador (FPI)-Subprograma1 de la convocatoria de 2012" supported by the "Programa de Ayudas de Investigación y Desarrollo (PAID)" of the "Universitat Politècnica de València". / En el diseño de las centrales nucleares (CCNN) y, una vez puestas en funcionamiento, ante cualquier cambio de diseño o revisión periódica de seguridad (RPS), es necesario realizar estudios de seguridad para garantizar la operación segura durante su vida útil. Dichos estudios, tradicionalmente se han dividido en análisis deterministas de seguridad (ADS) y análisis probabilistas de seguridad (APS), aunque la tendencia de los últimos años es integrar las características de ambos tipos dando lugar a estudios de seguridad más completos. Dentro de los ADS, cuando se utilizan códigos termohidráulicos Best Estimate (BE) para el análisis de las secuencias accidentales y, además, se tiene en cuenta el efecto de las incertidumbres, estamos dentro de la metodología denominada Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU). La presente Tesis aporta nuevas herramientas y procedimientos para realizar el análisis determinista de seguridad de las centrales nucleares mediante metodología Best Estimate a través de varios desarrollos y aplicaciones realizados. Se aportan herramientas estadísticas adecuadas para llevar a cabo análisis BEPU. Particularmente, se presenta un procedimiento para realizar estudios BEPU que puede ser aplicado a casi cualquier tipo de accidente e instalación de manera metódica. Dicho procedimiento es integral y abarca desde el desarrollo del escenario objeto de estudio mediante un código termohidráulico BE y la selección de los parámetros de entrada, hasta la propagación de incertidumbres sobre los criterios de seguridad y la verificación del cumplimiento de los mismos utilizando diferentes métodos de análisis de incertidumbre, tanto paramétricos como no paramétricos. Con el objetivo de demostrar la versatilidad del procedimiento, este se aplica al estudio de transitorios e instalaciones con casuísticas diferentes. En concreto, se ha aplicado en: una CN de tipo PWR para una rotura grande (LBLOCA), en una instalación experimental para una rotura pequeña (SBLOCA) y en una piscina de combustible gastado de una CN de tipo PWR para una pérdida de refrigerante. Por último, en la presente Tesis se propone una metodología para incorporar las suposiciones, propias del APS sobre la configuración de los sistemas de seguridad dentro del ADS. De esta forma, se da lugar a una aproximación enmarcada dentro de las metodologías conocidas como Extended BEPU (EBEPU). Para demostrar la viabilidad y aplicabilidad de dicha metodología, se aporta un caso de aplicación que consiste en la pérdida de agua de alimentación (LOFW) en una CN de tipo PWR. El trabajo realizado en esta tesis doctoral se enmarca dentro de la beca de Formación de Personal Investigador (FPI)-Subprograma1 de la convocatoria de 2012 auspiciada por el Programa de Ayudas de Investigación y Desarrollo (PAID) de la Universitat Politècnica de València. / Al disseny de les centrals nuclears (CCNN) i, una vegada que aquestes estan en funcionament, davant qualsevol canvi de disseny o revisió periòdica de seguretat (RPS), és necessari realitzar estudis de seguretat per garantir l'operació segura durant la seua vida útil. Aquests estudis, tradicionalment s'han dividit en anàlisis deterministes de seguretat (ADS) y anàlisis probabilistes de seguretat (APS), encara que la tendència del últims anys és integrar les característiques d'ambos tipus resultant en estudis de seguretat més complets. Dins del ADS, quan s'utilitzen codis termohidràulics Best Estimate (BE) per a l'anàlisi de les seqüències accidentals i, a més, es te en compte l'efecte de les incerteses, estem dins de la metodologia anomenada Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU). La present Tesi aporta noves ferramentes i procediments per realitzar l'anàlisi determinista de seguretat de les centrals nuclear mitjançant metodologia Best Estimat emplenant diferents desenvolupaments y aplicacions realitzades. S'aporten ferramentes estadístiques adequades per dur a terme anàlisis BEPU. Particularment, es presenta un procediment per realitzar estudis BEPU que pot ser aplicat a quasi qualsevol tipus d'accident i instal·lació de manera metòdica. Aquest procediment és integral i assoleix des del desenvolupament de l'escenari objecte d'estudi mitjançant un codi termohidràulic BE i la selecció del paràmetres d'entrada fins a la propagació d'incerteses al voltant dels criteris de seguretat i la verificació del acompliment dels mateixos fent ús de diversos mètodes d'anàlisi d'incertesa, tant paramètrics com no paramètrics. Amb l'objectiu de demostrar la versatilitat del procediment, aquest s'aplica a l'estudi de transitoris i instal·lacions amb casuístiques diferents. En concret, s'ha aplicat en: una CN de tipus PWR per a un trencament gran (LBLOCA), en una instal·lació experimental per a un trencament xicotet (SBLOCA) i en una piscina de combustible gastat de una CN de tipus PWR per a una pèrdua de refrigerant. Per últim, a la present Tesi es proposa una metodologia per a incorporar les suposicions, pròpies del APS en quant a la configuració dels sistemes de seguretat dins del ADS. D'aquesta forma, s'obté una aproximació emmarcada dins de les metodologies conegudes com Extended BEPU (EBEPU). Per demostrar la viabilitat i aplicabilitat d'aquesta metodologia, s'aporta un cas d'aplicació que consisteix en la pèrdua d'aigua d'alimentació (LOFW) en una CN de tipus PWR. El treball realitzat en aquesta Tesi s'emmarca dins de la beca de "Formación de Personal Investigador (FPI)-Subprograma1 de la convocatoria de 2012" finançada pel "Programa de Ayudas de Investigación y Desarrollo (PAID)" de la Universitat Politècnica de València. / Sánchez Sáez, F. (2017). APORTACIONES AL ANÁLISIS DETERMINISTA DE SEGURIDAD DEL LAS CENTRALES NUCLEARES MEDIANTE METODOLOGÍA BEST ESTIMATE [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/86131