Made available in DSpace on 2014-10-09T12:36:16Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:20Z (GMT). No. of bitstreams: 1 03766.pdf: 3809732 bytes, checksum: 161cbf8550f80b76813606d7f8abf4de (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:46:07Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:41Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07538.pdf: 15080131 bytes, checksum: 61c8c07c573a7c36c667a13b30f71666 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:48:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:00Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09634.pdf: 20502766 bytes, checksum: d7ca137617708ba2e112264b734dcd6e (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2014-11-10T11:11:38Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-11-10T11:11:38Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O objetivo deste trabalho é verificar a validade e a acurácia dos resultados fornecidos pelos programas computacionais FRAPCON-3.4a e FRAPTRAN-1.4, utilizados no processo de simulação do comportamento de varetas combustíveis de reatores a água leve pressurizada PWR (Pressurized Water Reactor), sob situações operacionais de regimes permanente e transiente, em condições de alta queima (high burnup). Para realizar a verificação, foi utilizada a base de dados FUMEX-III, que fornece dados relativos a experimentos realizados com diversos tipos de combustíveis nucleares, submetidos a diversas condições operacionais. Através dos resultados obtidos nas simulações computacionais com os programas FRAPCON-3.4a e FRAPTRAN-1.4 e da sua comparação com os dados experimentais da base FUMEX-III, foi possível constatar que os programas empregados possuem um boa capacidade de predizer o comportamento operacional de varetas combustíveis de PWR em regime permanente a altas queimas e sob condição de transiente inicializado por reatividade (Reactivity Initiated Accident RIA). / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

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. / One of the main failure mechanisms that cause risks to pressurized water reactors is the primary water stress corrosion cracking (PWSCC) occurring in alloys. It can occurs, besides another places, at the control reactor displacement mechanism nozzles. It is caused by the joint effect of tensile stress, temperature, susceptible metallurgical microstructure and environmental conditions of the primary water. These cracks can cause accidents that reduce nuclear safety by blocking the rods displacement and may cause leakage of primary water, reducing the reactors life. In this work it is proposed a study of the existing models and a modeling proposal to primary water stress corrosion cracking in these nozzles in a nickelbased Alloy 600. It is been superposed electrochemical and fracture mechanics models, and validated using experimental and literature data. The experimental data were obtained at CDTN-Brazilian Nuclear Technology Development Center, in a recent installed slow strain rate testing equipment. In the literature it is found a diagram that indicates a thermodynamic condition for the occurrence of some PWSCC submodes in Alloy 600: it was used potential x pH diagrams (Pourbaix diagrams), for Alloy 600 in high temperature primary water (3000C till 3500C). Over it, were located the PWSCC submodes, using experimental data. It was added a third parameter called stress corrosion strength fraction. However, it is possible to superpose to this diagram, other parameters expressing PWSCC initiation or growth kinetics from other models. Here is the proposition of the original contribution of this work: from an original experimental condition of potencial versus pH, it was superposed, an empiric-comparative, a semi-empiric-probabilistic, an initiation time, and a strain rate damage models, to quantify respectively the PWSCC susceptibility, the failure time, and in the two lasts, the initiation time of stress corrosion cracking. It was modeling from our experimental data. The results were compared with the literature and it showed to be coherent. From this work was obtained a modeling methodology from experimental data.

Les codes de simulation du cycle du combustible nucléaire sont des outils permettant d’évaluer les stratégies futures du cycle du combustible nucléaire et de comprendre la physique de ce cycle. Dans le contexte d’incertitude entourant l’évolution future du parc nucléaire français, notamment concernant le déploiement de Réacteurs à Neutrons Rapides au sodium (RNR-Na), la problématique de cette thèse est d’étudier des solutions alternatives de gestion du plutonium et des autres noyaux lourds, basées sur les Réacteurs à Eau Pressurisés (REP). Les stratégies étudiées s’appuient sur deux hypothèses. La première suppose un retard important dans le déploiement des RNR-Na, impliquant une stratégie d’attente visant à stabiliser l’inventaire en plutonium. La deuxième hypothèse suppose un abandon de la stratégie de déploiement des RNR. Dans ce cadre, une stratégie d’incinération du plutonium a été étudiée pour quantifier la capacité de réduction de l’inventaire par les REP. Le code de simulation CLASS, développé par le CNRS/IN2P3 et l’IRSN, est utilisé. Le multi-recyclage du plutonium en REP requiert un combustible dédié. Des développements ont été réalisés pour modéliser le combustible étudié, composé de MOX sur un support d'uranium enrichi. Une méthodologie innovante d’évaluation de scénarios nucléaires basée sur l’analyse globale de sensibilité a été appliquée. Cette méthode a permis d’identifier des scénarios de référence pour la stabilisation et la réduction de l’inventaire en plutonium et actinides mineurs. Des simulations du cycle détaillées ont été réalisées afin d'analyser la capacité des REP à gérer le plutonium à l’échelle du cycle. / Nuclear fuel cycle simulation codes are used to evaluate fuel cycle future strategies and understand the nuclear fuel cycle physics. In the context of uncertainty related to the future of French nuclear fleet, especially on theSodium Fast Reactor (SFR) deployment, the present work aims to study alternative solutions for plutonium and heavy isotopes management, based on Pressurized Water Reactor (PWR). Two hypothesis have been formulated to identify strategies. First, a delay has been expected in SFR deployment which induces a stabilization of plutonium inventory before SFR integration. The second hypothesis is based on the assumption that SFR won’t be deployed in France. For this specific case, a plutonium incineration strategy has been studied to quantify the PWR plutonium inventory reduction capacity. Fuel cycle simulations are performed using the fuel cycle simulator CLASS developed by the CNRS/IN2P3 in collaboration with IRSN. Plutonium multi-reprocessing in thermal reactor requires an innovative fuel. Developments have been made to simulate a fuel composed of MOX on enriched uranium support. An innovative methodology for fuel cycle simulation evaluation, based on Global Sensitivity Analysis, has been applied. This methodology leads to reference scenarios identification for plutonium and minor actinides inventories stabilization and reduction. Fuel cycle detailed simulations have been performed to produce fuel cycle data, to analyze PWR plutonium management at the cycle scale.

L’IASCC est un mécanisme de fissuration intergranulaire par corrosion sous contrainte (IGCSC) induite par l'irradiation. C’est un phénomène complexe qui peut avoir une influence significative sur le temps et le coût de maintenance des composants internes du coeur des réacteurs à eau pressurisée (REP) et est donc un sujet d'intérêt. Des études récentes ont proposé d'utiliser l'irradiation aux ions (protons) comme une alternative à l'irradiation neutronique afin d’améliorer la compréhension du mécanisme. L'objectif de cette thèse est d’étudier la sensibilité à la fissuration de l’acier austénitique SA 304L irradié aux ions ainsi que les facteurs contribuant à cette fissuration. Deux types d’irradiations aux ions ont été menées (fer et aux protons). Ces deux irradiations ont générées des défauts ponctuels dans la microstructure représentatifs de ceux crées par les neutrons provoquant ainsi le durcissement de l’acier austénitique 304L. Matériel (non irradié et le fer irradié) n'a montré aucune sensibilité à la fissuration intergranulaire sur la soumission à un essai de traction lente SSRT (Slow Strain Rate Test) commencer avec une vitesse de déformation de 5 × 10-8 s-1 jusqu'à 4% de déformation plastique dans un environnement inerte. Il est montré que les deux types d’irradiation aux ions (fer et protons) augmentent la sensibilité à la fissuration intergranulaire du matériau après un essai de SSRT dans un environnement simulé de REP à 340 ° C. La corrélation entre la sensibilité de fissuration et le degré de localisation de la déformation plastique a été étudiée. L’impact de l'irradiation aux ions fer sur l'oxydation du 304L a été aussi étudié grâce à des essais effectués pendant 360 h dans un milieu REP à 340 ° C. Les résultats de cette thèse indiquent que la fissuration intergranulaire de l'acier inoxydable 304L en milieu REP peut être étudiée en utilisant l'irradiation Fe malgré sa faible profondeur de pénétration dans le matériau. Par ailleurs, il est montré que le comportement vis-à-vis de la fissuration est similaire entre une irradiation aux protons et au fer, et ceux malgré une localisation de la déformation moins importante pour ces derniers. Par conséquent, l’irradiation au fer est utilisée pour étudier l'impact de la préparation de surface et des chemins de déformation sur la sensibilité de la fissuration intergranulaire de l’acier 304L. / IASCC is irradiation – assisted enhancement of intergranular stress corrosion cracking susceptibility of austenitic stainless steel. It is a complex degrading phenomenon which can have a significant influence on maintenance time and cost of PWRs’ core internals and hence, is an issue of concern. Recent studies have proposed using ion irradiation (to be specific, proton irradiation) as an alternative of neutron irradiation to improve the current understanding of the mechanism. The objective of this study was to investigate the cracking susceptibility of irradiated SA 304L and factors contributing to cracking, using two different ion irradiations; iron and proton irradiations. Both resulted in generation of point defects in the microstructure and thereby causing hardening of the SA 304L. Material (unirradiated and iron irradiated) showed no susceptibility to intergranular cracking on subjection to SSRT with a strain rate of 5 × 10-8 s-1 up to 4 % plastic strain in inert environment. But, irradiation (iron and proton) was found to increase intergranular cracking severity of material on subjection to SSRT in simulated PWR primary water environment at 340 °C. Correlation between the cracking susceptibility and degree of localization was studied. Impact of iron irradiation on bulk oxidation of SA 304L was studied as well by conducting an oxidation test for 360 h in simulated PWR environment at 340 °C. The findings of this study indicate that the intergranular cracking of 304L stainless steel in PWR environment can be studied using Fe irradiation despite its small penetration depth in material. Furthermore, it has been shown that the cracking was similar in both iron and proton irradiated samples despite different degrees of localization. Lastly, on establishing iron irradiation as a successful tool, it was used to study the impact of surface finish and strain paths on intergranular cracking susceptibility of the material.

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[EN] In case of a severe accident in a NPP fission products are released from the degraded fuel and may reach the environment if their confinement is lost and/or bypassed. Given the high radio-toxic nature of nuclear aerosols for environment and population, their unrestricted release should be absolutely avoided. One particular situation is the core meltdown sequence with steam generator tube rupture (SGTR). The containment bypass turns this sequence into an indispensable scenario to model when assessing PWR risk. As a result, a significant database on the aerosol behavior in the secondary side of the steam generator (SG) has been developed within the international projects EU-SGTR, ARTIST and ARTIST-2. The role played by the break stage is particularly significant since it might be responsible for a good fraction of the total mass retained and for the shift of the particle size distribution towards smaller diameters. This awoke the interest in the effect of variables such as the particle nature, the breach type (size and shape) and the tubes vibration on the particle retention within the breach stage of a dry steam generator. Those aspects have been experimentally investigated in the first part of this thesis. Two experimental campaigns, CAAT2 and SET, were conducted in order to explore the potential influence of the particle nature on their retention. Moreover, the effect of the breach size and shape has been investigated in the CAAT2 campaign while the SET experiments were devoted to the tube vibration characterization and the effect of the vibration on the particle retention. The tests conducted highlighted several key insights: the strong effect of particle nature in the secondary side capability to scrub the particle-laden gas; the confirmation of the high retention efficiency when using compact particles and the significant one when using agglomerates; the similarities between guillotine and fish-mouth breaches in terms of efficiency, but their noticeable different deposition patterns; and the secondary effect of the breach size. Finally, the tube vibration is not as significant as the particle nature effect on the net deposition. The second part of the thesis is focused on the fraction of particles susceptible of leaving the containment in case of a severe accident regardless of the SGTR sequence. Accidents like Fukushima highlighted the importance of relying on efficient mitigation systems capable of reducing any release to the environment as much as possible. Although many reactors worldwide had installed filtered containment venting systems (FCVS) the interest in FCVS and even other mitigation systems has become of outstanding importance in nuclear safety. This is the frame of the PASSAM project in which an experimental sound database is being built to explore potential enhancement of existing source term mitigation devices and demonstrate the ability of innovative systems to achieve even larger source term attenuation. As a matter of fact, particle agglomeration processes via the propagation of acoustic vibrations through a gas could be applied for a better decontamination. High-intensity acoustic fields applied to an aerosol induce interaction effects among suspended particles, giving rise to successive collisions and agglomerations, resulting in larger particles that can be more easily removed or precipitated. The mitigative system acoustic agglomerator was built-up and tested in the AAA experimental campaign. The tests were conducted under a constant ultrasonic field with aerosols of different nature and size with different gas mass flow rates. The results pointed out two main insights: the small acoustic-agglomeration effect and the key effect of the gas mass flow rate and the aggregation state of the former particles in the agglomeration process. This research is the first approximation on the application of the ultrasonic chamber as an innovative system for the source term mitigation. / [ES] Durante un accidente severo en una central nuclear los productos de fisión liberados como consecuencia de la degradación del combustible podrían llegar a la atmósfera si se pierde la hermeticidad de la contención o si encuentran vías alternativas (bypass) para salir. Dada la radio-toxicidad del término fuente, las centrales nucleares deben contar con medios y medidas técnicas de seguridad para contener estos productos. En un reactor PWR, un caso particular de secuencia accidental donde los productos de fisión tienen acceso directo a la atmósfera, es aquella en el que además de la fusión de núcleo existe rotura de tubos del generador de vapor (secuencia SGTR). En este caso, es de vital importancia la evaluación del riesgo del suceso, objetivo de los proyectos internacionales EU-SGTR, ARTIST y ARTIST-2. Particularmente significativa es la "etapa de rotura" (break stage) del generador de vapor (SG), que es responsable de la retención de una fracción importante de partículas y de la evolución de su distribución a tamaños más pequeños. Estos motivos despertaron el interés hacia la propia retención de las partículas sobre los tubos y el efecto de variables como la naturaleza de la partícula, el tipo de rotura y la vibración de tubos sobre la retención en la etapa de rotura en condiciones secas; aspectos en los que se centra la primera parte de esta tesis. Con el objetivo de estudiar las cuestiones señaladas se han llevado a cabo dos campañas experimentales, CAAT2 y SET, con materiales enmarcados en el posible espectro de los aerosoles nucleares. La primera de ellas se centró en explorar la influencia potencial de la naturaleza de la partícula y el efecto del tipo de rotura de los tubos (forma y tamaño) sobre la retención de aerosoles. La segunda concierne la caracterización de la vibración de los tubos y el estudio de su efecto en la eficiencia de retención de partículas. Las pruebas realizadas resaltan varias ideas clave: el fuerte efecto de la naturaleza de la partícula sobre la retención en el lado secundario del SG; la alta eficiencia de retención cuando las partículas son compactas y la significativa retención cuando están aglomeradas; las pequeñas diferencias en eficiencia neta entre distintos tipos de rotura (guillotina vs. boca de pez) que resultan notables sobre los patrones de deposición, y el efecto secundario del tamaño de la rotura. Finalmente los resultados revelaron que frente a la naturaleza de la partícula, la vibración de tubos juega un papel secundario en la eficiencia de la retención. La segunda parte de este trabajo se centra en la fracción de partículas que es susceptible de alcanzar la contención en caso de accidente severo. Accidentes como el de Fukushima ponen de manifiesto la necesidad de tecnologías capaces de evitar las indeseadas consecuencias de la emisión de material radiactivo al medio ambiente. Esta es la dirección de investigación del proyecto PASSAM (7º Programa Marco de EURATOM) que está construyendo una base de datos experimental para el desarrollo de sistemas innovadores y la mejora de los sistemas de venteo filtrado de la contención que ya existen. Entre estos sistemas se encuentran las cámaras de ultrasonidos donde las ondas acústicas facilitan la aglomeración y el crecimiento de partículas, resultando sistemas potenciales para su mitigación. La campaña experimental AAA ha constituido una primera aproximación para la aplicación de las cámaras de ultrasonidos como sistemas innovadores para la mitigación del término fuente en la contención. El sistema de mitigación de aglomeración acústica (MSAA) se construyó y ha sido probado durante los experimentos AAA. Los resultados obtenidos ponen de manifiesto el leve efecto del campo acústico sobre el crecimiento de las partículas. Además, tanto el flujo másico de gas portador como la naturaleza de la partícula son claves en el proceso de aglomeración. / [CA] En cas d'accident sever d'una central nuclear els productes de fissió resultants del combustible degradat podrien assolir l'atmosfera si es perd la hermeticitat de la contenció o si troben un camí alternatiu que l'evitin. Donada la naturalesa radio-tòxica dels aerosols nuclears ha d'evitar-se per tots els mitjans que surtin a l'exterior. En un reactor PWR, un cas particular d'accident és en el qual a més de la fusió de nucli existeix trencament de tubs del generador de vapor. En aquest cas, l'alliberament de material radioactiu cap al medi ambient fa que l'escenari sigui indispensable de modelar en l'avaluació del risc d'aquest reactor. Aquesta és la raó dels projectes internacionals EU-SGTR, ARTIST i ARTIST-2, gràcies als quals s'ha construït una extensa base de dades sobre el comportament dels aerosols en el circuit secundari del generador de vapor (Steam Generator, SG). Particularment significativa és l'etapa de trencament, que és responsable de la retenció d'una fracció important de partícules i de modificar la seva distribució cap a les mides més petites. Aquests motius van despertar l'interès vers l'efecte de variables com la naturalesa de la partícula, el tipus de trencament i la vibració de tubs sobre la retenció de partícules sobre els tubs en condicions seques a l'etapa de trencament del SG. Aquests són els aspectes en els quals es centra la primera part d'aquesta tesi. Dues campanyes experimentals, CAAT2 i SET, s'han dut a terme amb diferents materials, tots ells emmarcats dins del possible rang dels aerosols nuclears. La primera d'elles es va centrar a explorar la influència potencial de la naturalesa de la partícula i l'efecte del tipus de trencament (forma i grandària) sobre la retenció d'aerosols en els tubs. La segona va seguir per la caracterització en termes de vibració dels tubs i el seu efecte en l'eficiència de retenció de partícules. Les proves realitzades ressalten diverses idees clau: el fort efecte de la naturalesa de la partícula sobre la retenció en el costat secundari del SG; l'alta eficiència de retenció quan les partícules són compactes i la també significativa retenció quan són aglomerats; les petites diferències en eficiència entre diferents tipus de trencament (guillotina vs. boca de peix), però notables sobre els patrons de deposició, i l'efecte secundari de la grandària de trencament. Finalment van revelar que enfront de la naturalesa de la partícula, la vibració de tubs juga un paper secundari en l'eficiència de retenció del feix de tubs. La segona part d'aquesta tesi es centra en la fracció de partícules que en cas d'accident sever, amb o sense seqüència SGTR, és susceptible d'aconseguir la contenció. Accidents com Fukushima posen de manifest la necessitat de tecnologia capaç de cobrir les indesitjades conseqüències de l'emissió de material radioactiu al medi. Aquesta és la raó del projecte PASSAM (7é Programa Marc d'EURATOM) que està construint una base de dades experimental per al desenvolupament de sistemes innovadors i millorar els sistemes de venteig filtrat que ja existeixen de la contenció. Les ones d'ultrasons faciliten l'aglomeració de partícules i resulten sistemes potencials per a la seva mitigació. S'ha realitzat una primera aproximació per a l'aplicació de les càmeres d'ultrasons com a sistemes innovadors per a la mitigació del terme font en la contenció. El sistema de mitigació d'aglomeració acústica (MSAA) es va construir i ha estat provat durant la campanya experimental AAA. Els experiments duts a terme en la planta PECA-MSAA del LASS. Els resultats obtinguts posen de manifest dues idees: el sistema MSAA és efectiu en la reducció de la massa de partícules i tant el flux màssic de gas portador com la naturalesa de la partícula són claus en l'eficiència de retenció del sistema. / Delgado Tardáguila, R. (2016). Experimental investigations on nuclear aerosols in a severe accident [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/63243

The turbulent submerged jets can be found fairly frequently in a great variety of processes, their study is essential in many industrial processes and engineering applications, such as in underwater propulsion, in metallurgical processes, in chemical processes or in the nuclear industry, among others. Within the nuclear world the submerged jets can occur in light water reactors (LWR), in both pressurized water reactors (PWRs) and boiling water reactors (BWR). These submerged jets are usually associated with complex multiphase flows, so that all processes occurring after such injection will be essentially unstable and turbulent. A hypothetical severe accident in a reactor can cause deterioration of the core, so that the fission products can escape from the core and be transported through the primary system and, finally, can be released to the surrounding environment. But if there is a volume of water in the escape pathway of aerosols, a discharge in the shape of submerged jet can occur, whether in a suppression pool (during an accident with loss of power, SBO, in a water reactor boiling BWR) or in the secondary of a steam generator (in an accidental breakage sequence tube / s in U in a steam generator, SGTR, in a pressurized water reactor, PWR). So that there is a capture of aerosols in those volumes, being reduced the amount of them that escape outside. Usually these sequences have been considered only for BWRs and for low discharge velocities, but these may also take place at higher velocities and, as mentioned previously, in PWRs. Throughout this thesis there is a contribution to a better understanding and quantification of natural mitigation processes that occur when a jet is discharged into a volume of water, so that it can be applied to discharges in suppression pools in a SBO sequence (BWRs), and inside of a steam generator during a SGTR event (PWRs). Being the central activity the expansion of SPARC90 code capabilities, so as to be able to quantify the aerosol capture that occurs when the discharge takes place at high velocity (originally the code only was developed to study discharges under globular regime, i.e., injection at low velocity). So the process followed to carry out this work can be divided into several stages. The first one focuses on the literature search for available information, in a specific way on submerged jets and, given the scarce specific information, this has been extended to the literature search of processes with phenomenologies that present analogies with submerged jets. Within this part, it has on the one hand, finding aspects of jet hydrodynamics and on the other, those related to aerosol capture processes. In a second stage, there are aspects of the implementation into the new code subroutines of the expressions found and / or developed in the previous stage. While for the third stage, remains the assessment of the capabilities and behavior of the new models implemented in the code. For this last stage, first, it has been proceeded to conduct a verification process which has been tested the code robustness. And secondly, it has been proceeded to perform a validation process, which has been carried out through the comparison of the results predicted by the code against the limited experimental data that are available under similar conditions to those of the model. Being the comparison against the experimental data satisfactory, showing a marked improvement in the code capabilities. / Los chorros sumergidos turbulentos se pueden encontrar con bastante asiduidad en muy diversos procesos, siendo esencial su estudio en gran cantidad de procesos industriales y aplicaciones ingenieriles, como por ejemplo, en la propulsión submarina, en procesos metalúrgicos, en procesos químicos o en la industria nuclear, entre otros. Dentro del mundo nuclear los chorros sumergidos pueden presentarse en los reactores de agua ligera (LWR), tanto en reactores de agua a presión (PWR), como en reactores de agua en ebullición (BWR). Estos chorros sumergidos llevan asociados complejos flujos multifásicos, de forma que los procesos que tienen lugar tras dicha inyección serán esencialmente inestables y turbulentos. Un hipotético accidente grave en un reactor puede causar el deterioro del núcleo, de forma que los productos de fisión pueden escapar del núcleo y ser transportados a través del sistema primario y, finalmente, pueden ser liberados al medio ambiente circundante. Pero si existe un volumen de agua en la vía de escape de los aerosoles puede tener lugar la descarga en forma de chorro sumergido, ya sea una piscina de supresión (durante un accidente con pérdida del suministro eléctrico, SBO, en un reactor BWR) o el secundario de un generador de vapor (en una secuencia accidental con rotura de tubo/s en U en un generador de vapor, SGTR, en un reactor PWR). De forma que se tiene una captura de los aerosoles en dichos volúmenes, viéndose reducida la cantidad que escapan al exterior. Habitualmente estas secuencias se han considerado solamente para reactores BWR y para descargas a bajas velocidades, pero estas podrían tener lugar también a velocidades mayores y, como se ha dicho con anterioridad, en reactores PWR. A lo largo de esta tesis se ha contribuido a una mejor compresión y cuantificación de los procesos naturales de mitigación que se producen cuando se descarga un chorro en un volumen de agua, de forma que puede ser aplicado para descargas en piscinas de supresión en una secuencia SBO (reactores del tipo BWR), como en el interior de un generador de vapor durante una secuencia SGTR (reactores del tipo PWR). Siendo la actividad central la ampliación de las capacidades del código SPARC90, de forma que sea capaz de cuantificar la captura de aerosoles que tiene lugar cuando la descarga se produce a alta velocidad (originalmente el código solamente fue desarrollado para el estudio de descarga en régimen globular, es decir, inyección a baja velocidad). De modo que el proceso seguido para llevar a cabo el presente trabajo se puede dividir en varias etapas. La primera se centra en la búsqueda bibliográfica de la información disponible, de una forma específica relativa a chorros sumergidos y, dada la escasa información específica existente, esta se ha extendido a la búsqueda bibliográfica de procesos con fenomenologías que presentan analogías con los chorros sumergidos. Dentro de esta parte, se tiene por un lado, la búsqueda de los aspectos relativos a la hidrodinámica del chorro y, por otro, los relativos a los procesos de captura de aerosoles. En una segunda etapa se tienen los aspectos relativos a la implementación dentro de las nuevas subrutinas del código de las expresiones halladas y/o desarrolladas en la anterior etapa. Mientras que para la tercera etapa resta la evaluación de las capacidades y el comportamiento de los nuevos modelos implementados en el código. Para esta última etapa, en primer lugar, se ha procedido a llevar a cabo un proceso de verificación con el que se ha comprobado la robustez del código. Y en segundo lugar, se ha procedido a realizar un proceso de validación, el cual ha sido llevado a cabo a través de la confrontación de los resultados predichos por el código frente a los limitados datos experimentales disponibles en condiciones similares a las introducidas en el modelo. Siendo la comparación frente a los datos experimentales satisfactoria, mostrando una me / Els dolls submergits turbulents es poden trobar amb prou assiduïtat en molt diversos processos, sent essencial el seu estudi en gran quantitat de processos industrials i aplicacions enginyerils, com per exemple, en la propulsió submarina, en processos metal·lúrgics, en processos químics o en la indústria nuclear, entre altres. Dins del món nuclear els dolls submergits poden presentar-se en els reactors d'aigua lleugera (LWR), tant en reactors d'aigua a pressió (PWR), com en reactors d'aigua en ebullició (BWR). Estos dolls submergits solen portar associats complexos fluxos multifàsics, de manera que els processos que tenen lloc després de la dita injecció seran essencialment inestables i turbulents. Un hipotètic accident greu en un reactor pot causar el deteriorament del nucli, de manera que els productes de fissió poden escapar del nucli i ser transportats a través del sistema primari i, finalment, poden ser alliberats al medi ambient circumdant. Però si existeix un volum d'aigua en la via de fuita dels aerosols pot tenir lloc la descàrrega en forma de doll submergit, ja siga una piscina de supressió (durant un accident amb perduda del subministrament elèctric, SBO, en un reactor d'aigua en ebullició, BWR) o el secundari d'un generador de vapor (en una seqüència accidental amb trencament de tub/s en U en un generador de vapor, SGTR, en un reactor d'aigua a pressió, PWR). De manera que es té una captura dels aerosols en els anteriorment dits volums, veient-se reduïda la quantitat d'ells que escapen a l'exterior. Habitualment aquestes seqüències s'han considerat solament per a reactors BWR i per a baixes velocitats de descàrrega, però aquestes podrien tenir lloc també a velocitats majors i, com s'ha dit amb anterioritat, en reactors PWR. Al llarg d'aquesta tesi s'ha contribuït a una millor compressió i quantificació dels processos naturals de mitigació que es produeixen quan es descarrega un doll en un volum d'aigua, de manera que pot ser aplicat per a descàrregues en piscines de supressió en una seqüència SBO (reactors del tipus BWR), com a l'interior d'un generador de vapor durant una seqüència SGTR (reactors del tipus PWR). Sent l'activitat central l'ampliació de les capacitats del codi SPARC90, de manera que siga capaç de quantificar la captura d'aerosols que té lloc quan la descàrrega es produeix a alta velocitat (originalment el codi solament va ser desenvolupat per a l'estudi de descàrrega en règim globular, és a dir, injecció a baixa velocitat). De manera que el procés seguit per dur a terme el present treball es pot dividir en diverses etapes. La primera d'elles se centra en la cerca bibliogràfica de la informació disponible, d'una forma específica relativa a dolls submergits i, donada l'escassa informació específica existent, esta s'ha estés a la cerca bibliogràfica de processos amb fenomenologies que presenten analogies amb els dolls submergits. Dins d'aquesta part, es té d'una banda, la cerca dels aspectes relatius a la hidrodinàmica del doll i, per un altre, els relatius als processos de captura d'aerosols. En una segona etapa es tenen els aspectes relatius a la implementació dins de les noves subrutines del codi de les expressions trobades i/o desenvolupades en l'anterior etapa. Mentre que per a la tercera etapa resta l'avaluació de les capacitats i el comportament dels nous models implementats en el codi. Per a aquesta última etapa, en primer lloc, s'ha procedit a dur a terme un procés de verificació amb el qual s'ha comprovat la robustesa del codi. I en segon lloc, s'ha procedit a realitzar un procés de validació, el qual ha estat dut a terme a través de la confrontació dels resultats predits pel codi enfront de les limitades dades experimentals disponibles en condicions similars a les introduïdes en el model. Sent la comparació enfront de les dades experimentals satisfactòria, mostrant una millora ostensible en les capacitats del codi. / Berna Escriche, C. (2017). Estimation of the radioactive aerosols capture in accidental sequences of nuclear power plants [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/90495