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

La evaluación del comportamiento de las plantas nucleares ante un escenario transitorio es una línea de trabajo dentro del campo de la seguridad nuclear desde que empezó la explotación de la enertía nuclear para la producción de energía eléctrica. La comprobación experimental del comportamiento de las centrales nucleares no es viable en la mayoría de los casos, esto hace necesario disponer de herramientas de simulación de manera que se puedan extrapolar los resultados a las instalaciones reales. Los organismos reguladores permiten utilizar códigos de simulación termohidráulica para garantizar la seguridad de las instalaciones, siempre que se cuantifique la incertidumbre asociada a simulación. Para cuantificar y acotar estas incertidumbres se han propuesto varias metodologías, sin embargo, todas ellas necesitan de la realización de diversos análisis de sensibilidad que se realizan manualmente y, por tanto, dependen en gran medida del usuario que realiza el análisis. En esta tesis se presenta un método automático y sistemático de búsqueda y optimización de parámetros termohidráulicos, de manera que se asegura que el error cometido es el mínimo posible..... / Carlos Alberola, S. (2001). Estrategia de búsqueda y optimización de parámetros con aplicación en la simulación mediante códigos termohidráulicos [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/4267 / Palancia

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 no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/86131 / TESIS

In recent years, in parallel with advances in computer technology, a multitude of computer tools have been developed through which it is possible to obtain a detailed description of the phenomena occurring in the core of nuclear reactors. The final ob-jective of these new tools is to perform safety analysis using best estimate techniques. The best estimate techniques, as opposed to the conservative ones, allow the operation of the reactor with narrower safety margins, and thus greater core economy. In this context, in this work is developed an multiphysics computer platform that inte-grates simulation codes that cover most of the physics that take place in nuclear reac-tors. For the integration of the different feedback phenomena between thermal-hydraulics, neutronics and heat transfer, a series of couplings have been developed between the codes that compose the platform. All the developments carried out are intended to realistically represent the design and behavior of the nuclear facility, in-cluding the control system, fuel elements and fuel rods. The computer platform includes some of the state-of-the-art codes for reactor analysis. The thermal-hydraulics is covered with a developed coupled code, consisting of the semi-implicit coupling between the TRACE system code and the subchannel code COBRA-TF (CTF), whose parallel version has been created in this work. In transients where three-dimensional neutron calculations are necessary, the explicit coupling be-tween the three-dimensional PARCS core simulator and the subchannel code CTF has been developed. For the analysis of the integrity of the fuel rods, the FRAPCON and FRAPTRAN codes are used, coupling the latter explicitly with CTF. All the developed tools have been included in the same computer platform that en-compasses and coordinates the simulations under the user's guidelines. The platform has enough flexibility to perform safety studies in a multitude of operational or acci-dental scenarios, and it is hoped that in the future it may be used for supporting li-cense calculations. The developed tools have been verified through a series of practical applications in different transient and accidental scenarios in light water reactors. The results obtained have been compared with actual plant measurements and with the results of other simulation codes showing adequate predictive capacity. The work carried out in this doctoral thesis is part of the research line financed by the Ministerio de Economía y Competitividad in the NUC-MULTPHYS project (ENE2012-34585) and the interdisciplinary collaboration projects of the Universitat Politècnica de Valencia COBRA_PAR (PAID-05-11-2810) and Open-NUC (PAID-05-12). / En los últimos años, paralelamente a los avances en tecnología informática, se están desarrollando multitud de herramientas informáticas mediante las que es posible obte-ner una descripción detallada de los fenómenos que tienen lugar en el núcleo de los reactores nucleares. El objeto de estas nuevas herramientas es el de realizar análisis de seguridad en reactores nucleares utilizando técnicas de mejor estimación. Las técnicas de mejor estimación, en contraposición con las conservadoras, permiten la operación del reactor con márgenes de seguridad más estrechos, y por tanto mayor economía del núcleo. En este contexto, en la presente tesis doctoral se desarrolla una plataforma informática que integra códigos informáticos que cubren la mayor parte de las físicas que tienen lugar en los reactores nucleares. Para la integración de los diferentes fenómenos de realimentación entre termohidráulica, neutrónica, mecánica y transmisión de calor se han desarrollado una serie de acoplamientos entre los códigos que componen la plata-forma. Todos los desarrollos realizados tienen por objetivo representar de forma rea-lista el diseño y comportamiento de la instalación nuclear, incluyendo el sistema de control, los elementos y las varillas de combustible. En la plataforma informática se incluyen algunos de los códigos de última generación (estado de arte) para el análisis del comportamiento de reactor. En el plano termohi-dráulico se utiliza el código acoplado desarrollado, formado por el acople semi-implícito entre el código de sistema TRACE y el de subcanal COBRA-TF (CTF), cuya versión paralela ha sido creada en este trabajo. En transitorios en los que resultan ne-cesarios los cálculos de neutrónica tridimensional, se ha desarrollado el acople explíci-to entre el simulador tridimensional de núcleos PARCS y el código de subcanal CTF. Para el análisis de la integridad de las varillas de combustible se emplean los códigos FRAPCON y FRAPTRAN, acoplando este último de forma temporalmente explícita con CTF. Todos los desarrollos realizados se han incluido en una misma plataforma informática que los engloba y coordina las simulaciones bajo las directrices del usuario. La plata-forma posee suficiente flexibilidad para realizar estudios de seguridad en multitud de escenarios operacionales o accidentales, y se desea que en un futuro pueda ser utilizada en cálculos de apoyo a licencia. Las herramientas desarrolladas han sido verificadas mediante una serie de aplicaciones prácticas en distintos transitorios y escenarios acci-dentales en reactores de agua ligera. Los resultados obtenidos se han comparado con medidas reales de planta y con los resultados de otros códigos de simulación mostran-do una adecuada capacidad predictiva. El trabajo realizado en la presente tesis doctoral se enmarca dentro de la línea de in-vestigación financiada por el Ministerio de Economía y Competitividad en el proyec-to NUC-MULTPHYS (ENE2012-34585) y los proyectos de colaboración interdisci-plinar de la Universitat Politècnica de Valencia COBRA_PAR (PAID-05-11-2810) y Open-NUC (PAID-05-12) / En els últims anys, paral·lelament als avanços en tecnologia informàtica, s'estan desenvolupant multitud de ferramentes informàtiques mitjançant les quals és possible obtindre una descripció detallada dels fenòmens que tenen lloc en el nucli dels reactors nuclears. L'objecte final d'aquestes noves ferramentes és el de realitzar anàlisis de segu-retat a reactors nuclears utilitzant tècniques de millor estimació. Les tècniques de mi-llor estimació, en contraposició amb les conservadores, permeten l'operació del reactor amb marges de seguretat més estrets, i per tant una major economia del nucli. En aquest context, en el present treball de tesi es desenvolupa una plataforma in-formàtica que integra codis informàtics que cobreixen la major part de les físiques que tenen lloc als reactors nuclears. Per a la integració dels diferents fenòmens de reali-mentació entre termohidràulica, neutrònica i transmissió de calor s'han desenvolupat una sèrie d'acoblaments entre els codis que componen la plataforma. Tots els desenvo-lupaments realitzats tenen per objectiu representar de forma realista el disseny i com-portament de la instal·lació nuclear, incloent el sistema de control, els elements i les varetes de combustible. A la plataforma informàtica s'inclouen alguns dels codis d'última generació (estat de l'art) per a l'anàlisi del comportament de reactor. En el pla termohidràulic s'utilitza el codi acoblat desenvolupat, format per l'acoblament semi-implícit entre el codi de sis-tema TRACE i el de subcanal COBRA-TF (CTF), en una versió paral·lela creada en aquest treball. En transitoris en els que resulten necessaris els càlculs de neutrònica tridimensional, s'ha desenvolupat l'acoblament explícit entre el simulador tridimensio-nal de nuclis PARCS i el codi de subcanal CTF. Per a l'anàlisi de la integritat de les varetes de combustible s'empren els codis FRAPCON i FRAPTRAN, acoblant aquest últim de forma temporalment explícita amb CTF. Tots els desenvolupaments realitzats s'han inclòs en una mateixa plataforma informàti-ca que els engloba i coordina les simulacions sota les directrius de l'usuari. La plata-forma posseeix suficient flexibilitat per realitzar estudis de seguretat en multitud d'es-cenaris operacionals o accidentals, i es desitja que en un futur pugui ser utilitzada en càlculs de suport a llicència. Les ferramentes desenvolupades han sigut verificades mitjançant una sèrie d'aplicacions pràctiques en diferents transitoris i escenaris acci-dentals en reactors d'aigua lleugera. Els resultats obtinguts s'han comparat amb mesu-res reals de planta i amb els resultats obtinguts amb altres codis de simulació, mostrant una adequada capacitat predictiva. El treball realitzat en la present tesi doctoral s'emmarca dins de la línia d'investigació finançada pel Ministeri d'Economia i Competitivitat en el projecte NUC-MULTPHYS (ENE2012-34585) i els projectes de col·laboració interdisciplinar de la Universitat Politècnica de València COBRA_PAR (PAID-2810.11.05) i Open-NUC (PAID-05-12). / Abarca Giménez, A. (2017). Desarrollo y verificación de una plataforma multifísica de altas prestaciones para análisis de seguridad en ingeniería nuclear [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/88399

En reactores de agua a presión, las secuencias de accidente severo con rotura de tubos del generador de vapor (conocidas por sus siglas en inglés SGTR, Steam Generator Tube Rupture) son dominantes del riesgo, a pesar de ser sucesos de muy baja probabilidad. Su importancia reside en la potencial liberación de radiactividad, en forma de aerosol, que supondrían desde el circuito primario al medio ambiente, sin intervención de la contención. Sin embargo, las partículas radioactivas podrían retenerse parcialmente en el secundario del generador de vapor aun cuando no quedara agua en el mismo. La ausencia de información sobre la capacidad del generador de vapor para atenuar el Término Fuente en condiciones secas, ha impedido su consideración en los estudios probabilistas de seguridad y en las guías de gestión de accidentes severos. Este trabajo describe las principales actividades y resultados de un programa experimental centrado en el estudio de la retención de aerosoles que se produce en la etapa de rotura del secundario de un generador de vapor seco. El trabajo está enmarcado en la contribución del CIEMAT al proyecto ARTIST (2003-2008) que ha sido financiada por el Consejo de Seguridad Nuclear. El objetivo general del trabajo fue desarrollar una base de datos de retención de productos de fisión en la etapa de rotura del secundario de un generador de vapor seco durante una secuencia SGTR de accidente severo. Los objetivos específicos del programa eran estimar tanto la influencia del campo de velocidades del gas, como la influencia de la naturaleza de las partículas en la retención de aerosoles en el haz de tubos. Para ello, se construyó una maqueta de tamaño intermedio con dimensiones y geometría representativas de una etapa un generador de vapor real. La caracterización aerodinámica del flujo en la etapa de rotura se realizó utilizando la técnica de velocimetría por imágenes de partículas (conocida por sus siglas en inglés PIV). La influencia de la naturaleza de la part / Sánchez Velasco, FJ. (2008). Experimental characterization of aerosol retention in the break stage of a dry steam generator in SGTR sequences [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/3839 / Palancia

[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] La seguridad ha sido, es y seguirá siendo una prioridad en la operación de las centrales nucleares para la producción de energía eléctrica. Uno de los grandes retos a los que se enfrenta la industria nuclear es el envejecimiento de las estructuras, sistemas y componentes (ESC) de seguridad. Actualmente, este hecho cobra especial relevancia porque un gran número de reactores está alcanzando el fin de su vida de diseño, debiendo afrontar próximamente una Revisión Periódica de Seguridad (RPS), que garantice el funcionamiento seguro de la central durante un periodo adicional denominado Opera-ción a Largo Plazo (OLP). El Análisis Probabilista de Seguridad (APS) es una herramienta fundamental para la gestión integral de la seguridad de una planta, tanto en el marco de la RPS como en la Toma de Decisiones Informada en el Riesgo (TDIR), siendo capaz de evaluar el incremento o disminución en el riesgo producido por un cambio determinado. Sin embargo, los modelos y datos actuales que lo integran no tienen en cuenta factores que influyen de forma determinante en el riesgo de una central. Por un lado, no tienen en cuenta el envejecimiento o la estrategia de pruebas y mantenimiento, en el caso del modelado de la fiabilidad e indisponibilidad de componentes. Por otro lado, no con-templan la imprecisión en el modelado de las acciones humanas, ni la inexactitud en la cuantificación de sus probabilidades de error. La presente tesis doctoral pretende actualizar y mejorar los modelos del APS, con vistas a su aplicación en el contexto de la RPS y de la TDIR. En este sentido, se establecen dos objetivos principales. En primer lugar, el desarrollo de un modelo RAM (fiabilidad, mantenibilidad y disponibilidad) dependiente del tiempo para componentes de seguridad, ajustado con datos reales de planta y con un nivel de detalle suficiente para recoger explícitamente en la edad del mismo, el efecto de las pruebas y el mantenimiento. En segundo lugar, mostrar las aplicaciones del APS para la TDIR. En primer término, se define un modelo de riesgo dependiente de la edad, a partir del mode-lo RAM previamente formulado, con el que seleccionar la mejor estrategia de pruebas y mantenimiento en un horizonte temporal dado. En segundo término, para mejorar el modelado del APS y la cuantificación de las probabilidades de error humano (PEH), se propone una metodología de evaluación de impacto en el riesgo para cambios en las acciones humanas y las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento, que aprovecha los resultados del uso conjunto de los análisis de seguridad determinista y probabilista. Las aportaciones que conforman esta tesis doctoral se integran en la línea de investigación financiada por el Ministerio de Economía y Empresa en el proyecto ENE2016-80401-R, "Armonización de requisitos de vigilancia y mantenimiento en centrales nucleares con información en el riesgo" y la ayuda para contratos predoctorales para la formación de doctores BES-2014-067602. / [CA] La seguretat ha sigut, és i continuarà sent una prioritat en l'operació de les centrals nuclears par a la producció d'energia elèctrica. Un del grans reptes als que s'enfronta la industria nuclear es l'envelliment de les estructures, sistemes i components de seguretat. Actualment, aquest fet té especial rellevància perquè un gran nombre de reactors està arribant a la fi de la seua vida de disseny, havent d'afrontar pròximament una Revisió Periòdica de Seguretat (RPS), que garantirà el funcionament segur de la central durant un període addicional conegut com Operació a Llarg Termini (OLP). L'Anàlisi Probabilista de Seguretat es una ferramenta fonamental per a la gestió integral de la seguretat d'una planta, tant en el marc de la RPS com en la presa de decisions informades en el risc (TDIR), sent capaç d'avaluar l'increment o disminució en el risc produït per un canvi determinat. No obstant això, els models i dades actuals que ho integren no tenen en compte factors que influeixen de forma determinant en el risc d'una central. Per una banda, no consideren l'envelliment o l'estratègia de proves i manteniment, en el cas del modelat de la fiabilitat i indisponiblitat de components. Per altra banda, no contemplen la imprecisió en el modelat de les acciones humanes, ni la inexactitud en la quantificació de la probabilitat d'error de les mateixes. La present tesi doctoral pretén actualitzar i millorar els models APS, amb la intenció d'aplicar-los en el context de la RPS y la TDIR. En aquest sentit, s'estableixen dos objectius principals. En primer lloc, el desenvolupament d'un model RAM (fiabilitat, mantenibilitat i disponibilitat) dependent del temps per a components de seguretat, ajustat amb dades reals de planta i amb un nivell de detall suficient per a recollir explícitament en l'edat del mateix, la política de proves i manteniment a la que es sotmès. En segon lloc, mostrar les aplicacions de l'APS per a la TDIR. En primer terme, es defineix un model de risc dependent de l'edat, a partir del model RAM prèviament formulat, amb el qual seleccionar la millor estratègia de proves i manteniment en un horitzó temporal determinat. En segon terme, per a millorar el modelat de l'APS i la quantificació de les probabilitats d'error humà (PEH), es proposa una metodologia d'avaluació d'impacte en el risc per a canvis en les accions humanes i en les Especificacions Tècniques de Funcionament, que aprofita els resultats de l'ús conjunt dels anàlisis determinista i probabilista. Les aportacions que formen part d'aquesta tesi doctoral s'integren en la línia d'investigació finançada pel Ministeri d'Economia i Empresa en el projecte ENE2016-80401-R, "Armonización de requisitos de vigilancia y mantenimiento en centrales nucleares con información en el riesgo" i l'ajuda per a contractes predoctorals per a la formació de doctors BES-2014-067602. / [EN] Safety always has been and always will be a priority in nuclear power plant operation to generate electricity. One of the major challenges of nuclear industry is the ageing of safety-related structures, systems and components (SSC). Presently, this fact gains relevance due to several reactors are reaching their design life, having to conduct a Periodic Safety Review (PSR) that assures safety operation for an additional period better-known as Long Term Operation (LTO) Probabilistic Safety Assessment (PSA) is an essential tool in an integral NPP safety management, both PSR framework and Risk Informed Decision Making (RIDM), being able to evaluate a risk increase or decrease for any specific change on the plant. However, current PSA models and data do not consider factors, which have an impact in the overall risk of the plant. On the one hand, they do not take into account the effect of ageing nor maintenance and testing program, in the case of reliability and unavailability modelling. On the other hand, human actions modelling and their associated error probabilities are characterized by its inaccuracy and uncertainty. This Ph. Dissertation aims to update and improve PSA models, in order to apply with-in the framework of PSR and RIDM. In this sense, two main objectives are established. Firstly, the development of a time dependent RAM (reliability, availability and maintainability) for safety-related components, fitted with a historical plant data and with enough level of detail to include the effects of testing and maintenance activities in the age of the component. Secondly, it shows PSA applications of new models in RIDM. In the first place, it defines an age-dependent risk model based on the RAM model previously formulated, which helps to select the best approach of maintenance and testing activities for a specific timeline. In the second place, to improve PSA modelling and human error probabilities (HEP) quantification, a methodology is pro-posed to evaluate the risk impact of human actions and TS changes, taking advantage of combining DSA and PSA insights. The work of this thesis is part of the research supported by the Ministry of Economy and Business in the project ENE2016-80401-R, "Risk Informed Harmonization of Surveillance Requirements and Maintenance in Nuclear Power Plants", and in the Doctoral Fellowship BES-2014-067602. / Las aportaciones que conforman esta tesis doctoral se integran en la línea de investigación financiada por el Ministerio de Economía y Empresa en el proyecto ENE2016- 80401-R, “Armonización de requisitos de vigilancia y mantenimiento en centrales nucleares con información en el riesgo” y la ayuda para contratos predoctorales para la formación de doctores BES-2014-067602. / Martorell Aigües, P. (2019). Aportaciones al modelado de la indisponibilidad de componentes y la fiabilidad humana para la mejora de la seguridad de las centrales nucleares informada en el riesgo [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/118794 / TESIS

Tesis por compendio / [ES] El flujo anular es uno de los regímenes de flujo bifásico más importantes y se caracteriza por que una fracción de líquido muy pequeña conocida como película de líquido que viaja cerca de la pared y un núcleo gaseoso. El flujo anular se puede observar durante la operación de plantas nucleares y en diferentes escenarios transitorios, aunque también en muchas otras aplicaciones industriales. La película de líquido es determinante en muchas de ellas ya que posee una alta capacidad de transferencia de masa, momento y energía. Parte de estas propiedades se deben a que la película presenta un comportamiento interfacial no linear con desarrollo de ondas interfaciales. Además, en determinadas instalaciones donde se la película de líquido actúa como refrigerante, es esencial conocer su comportamiento tanto por motivos de optimización como por razones de seguridad. Para estudiar los fundamentos del comportamiento de la película de líquido se han llevado a cabo una serie de experimentos en una instalación diseñada para generar flujo anular aire-agua en tubería circular vertical. En esta instalación se ha medido la evolución temporal del espesor de la película de líquido bajo diferentes condiciones y subrégimenes, como flujo en caída libre o flujo en cocorriente ascendente y descendente. El sistema de medida empleado se ha diseñado y construido para esta aplicación y consiste en sondas de conductancia de 3 electrodos rasantes a la pared y dispuestas en diferentes partes de la sección de test. Tanto el sistema electrónico como el dispositivo de calibración se diseñaron específicamente para trabajar con estas son-das de conductancia. La instalación cuenta con dos diámetros diferentes para poder comparar también el efecto del diámetro de la tubería así como aumentar el rango de medidas disponibles en bases de datos. Una de las características más particulares de la película de líquido son sus ondas interfaciales. Las principales ondas que se pueden diferenciar son las disturbance waves, ondas coherentes de gran calibre; y las ripple waves, ondas de pequeño tamaño, no coherentes que se generan constantemente antes de desaparecer al ser absorbidas por otras ondas. Las variables principales de la película de líquido que se han analizado en la instalación experimental son el espesor medio, la altura y frecuencia de las disturbance waves, la altura de las ripple waves y la altura de líquido no perturbado. Se han lleva-do a cabo diferentes estudios experimentales con objeto de añadir un valor adicional a las medidas. Para flujo anular descendente se ha estudiado el desarrollo de la película a través de diferentes zonas de medida y se han comparado las secciones de test de diferente diámetro. Además, múltiples correlaciones se han propuesto y los resultados se han comparado con estudios similares de otros autores. Para el análisis del flujo anular ascendente, se ha añadido un estudio del efecto de la tensión superficial en las variables de la película de líquido mediante la adición de pequeñas cantidades de 1-butanol. Es objeto de esta tesis también la modelación del flujo anular mediante análisis numérico. Los códigos de fluidodinámica computacional (CFD) son herramientas computacionales que permiten analizar el comportamiento de los fluidos. Han experimentado una fuerte evolución a lo largo de los últimos años gracias a los avances tecnológicos y los resultados que se obtienen de su correcta utilización son muy prometedores. No obstante, el flujo multifásico sigue siendo difícil de modelar y es necesario contrastar las predicciones de los códigos CFD con medidas experimentales. Por lo tanto, la fenomenología de flujo anular desarrollado se ha estudiado también mediante el código ANSYS CFX. Existe un importante vacío de conocimiento en la cuantificación de la incertidumbre (UQ) de dichos códigos CFD. Esta tesis también presenta los fundamentos del método UQ Polynomial Chaos Expansion (PCE) aplicado a dos casos prácticos. / [CA] El flux anular és un dels règims de flux bifàsic més importants i es caracteritza perquè la fracció de líquid és molt xicoteta coneguda com a pel·lícula de líquid. El flux anul·lar es pot observar durant l'operació de plantes nuclears i en diferents escenaris transitoris, encara que també en moltes altres aplicacions industrials. La pel·lícula de líquid és determinant en moltes d'elles ja que posseeix una alta capacitat de transferència de massa, moment i energia. Part d'aquestes propietats es deuen al fet que la pel·lícula presenta un comportament interfacial no linear amb desenvolupament d'ones interfacials. A més, en determinades instal·lacions on li la pel·lícula de líquid actua com a refrigerant, és essencial conéixer el seu comportament tant per motius d'optimització com per raons de seguretat. Per a estudiar els fonaments del comportament de la pel·lícula de líquid s'han dut a terme una sèrie d'experiments en una instal·lació dissenyada per a generar flux anular aïre-aigua en canonada circular vertical. En aquesta instal·lació s'ha mesurat l'evolució temporal de la grossària de la pel·lícula de líquid sota diferents condicions i subrégimenes, com a flux en caiguda lliure o flux en cocorriente ascendent i descendent. El sistema de mesura emprat s'ha dissenyat i construït per a aquesta aplicació i consisteix en sondes de conductància de 3 elèctrodes i disposades en diferents parts de la secció de test. Tant el sistema electrònic com el dispositiu de calibratge es van dissenyar específicament per a treballar amb aquestes sondes de conductància. La instal·lació compta amb dos diàmetres diferents per a poder comparar també l'efecte del diàmetre de la canonada així com augmentar el rang de mesures disponibles en bases de dades. Una de les característiques més particulars de la pel·lícula de líquid són les seues ones interfacials. Les principals ones que es poden diferenciar són les disturbance waves, ones coherents de gran calibre; i les ripple waves, ones de xicoteta grandària, no coherents que es generen constantment abans de desaparéixer en ser absorbides per altres ones. Les variables principals de la pel·lícula de líquid que s'han analitzat en la instal·lació experimental són la grossària mitjana, l'altura i freqüència de les disturbance waves, l'altura de les ripple waves i l'altura de líquid no pertorbat. S'han dut a terme diferents estudis experimentals a fi d'afegir un valor addicional a les mesures. Per a flux anul·lar descendent s'ha estudiat el desenvolupament de la pel·lícula a través de diferents zones de mesura i s'han comparat els diferents diàmetres. A més, múltiples correlacions s'han proposat i els resultats s'han comparat amb estudis similars d'altres autors. Per a l'anàlisi del flux anul·lar ascendent, s'ha afegit un estudi de l'efecte de la tensió superficial en les variables de la pel·lícula de líquid mitjançant l'addició de xicotetes quantitats de 1-butanol. És objecte d'aquesta tesi també el modelatge del flux anul·lar mitjançant anàlisi numèrica. Els codis de fluidodinámica computacional (CFD) són eines computacionals que permeten analitzar el comportament dels fluids. Han experimentat una forta evolució al llarg dels últims anys gràcies als avanços tecnològics i els resultats que s'obtenen de la seua correcta utilització són molt prometedors. No obstant això, el flux multifásico continua sent difícil de modelar i és necessari contrastar les prediccions dels codis CFD amb mesures experimentals. Per tant, la fenomenologia de flux anular desenvolupat s'ha estudiat també mitjançant el codi ANSYS CFX. Existeix un important buit de conei-xement en la quantificació de la incertesa d'aquests codis CFD. En aquesta tesi es mostren els fonaments del Polynomial Chaos Expansion (PCE) com a mètode per a calcular la incertesa dels resultats de simulació mitjançant propagació. El PCE per quadratura de Gauss-Hermite s'ha aplicat a les simulacions de dos experiments. / [EN] Annular flow is one of the most important two-phase flow regimes and is characterized by a very small liquid fraction known as a liquid film travelling close to the wall and a gas core. Annular flow can be observed during the operation of nuclear plants, in different transient scenarios, and many other industrial applications. The liquid film is decisive in many of them as it has a high mass, momentum and energy transfer capacity. Many of these properties are due to the film exhibiting nonlinear interfacial behavior with the generation of interfacial waves. In addition, in certain facilities where the liquid film acts as a coolant, it is essential to know its behavior both for optimization and safety reasons. In order to study the fundamentals of the liquid film, a series of experiments have been carried out in a facility designed to generate air-water annual flow in a vertical circular pipe. In this facility, the time evolution of the liquid film thickness has been measured under different conditions and sub-regimes, such as free-fall flow or upward and downward cocurrent flow. The measurement system used has been designed and built for this application and consists of 3-electrode conductance probes mounted flush to the wall and arranged at different distances from the entrance of the test section. Both the electronics and the calibration device were specifically designed to work with these conductance probes. The facility has two different diameters to compare the effect of the pipe diameter and increase the range of measurements available in databases. One of the main characteristics of the liquid film is its interfacial waves. The two primary types of waves that can be distinguished are the disturbance waves, which are large coherent waves, and the ripple waves, small, non-coherent waves that are constantly generated before disappearing when absorbed by other waves. The main variables of the liquid film analyzed in the experimental setup are the mean film thickness, the height and frequency of the disturbance waves, the height of the ripple waves and the height of the unperturbed liquid. Different experimental studies have been carried out to add additional value to the measurements. For downward annular flow, the development of the film through different measuring zones has been studied, and the different test section diameters have been compared. In addition, multiple correlations have been proposed, and the results have been compared with similar studies by other authors. To analyze the upward annular flow, a study of the effect of surface tension on the liquid film variables by adding small amounts of 1-butanol has been added. The modelling of annular flow by numerical analysis is also the subject of this thesis. Computational Fluid Dynamics (CFD) codes are computational tools that allow the analysis of fluid behavior. They have undergone a strong evolution over the last few years thanks to technological advances, and the results obtained from their correct use are very promising. However, multiphase flow remains challenging to model, and it is necessary to contrast the predictions of CFD codes with experimental measurements. Therefore, the developed annular flow phenomenology has also been studied using the ANSYS CFX code. There is a significant knowledge gap in the uncertainty quantification of CFD codes. Some methodologies are available, although many are in the early stages or have not been explored by researchers. All applications of CFD codes in nuclear safety require extensive knowledge of the uncertainty of the predictions, so developing these methodologies is crucial. This thesis shows the fundamentals of Polynomial Chaos Expansion (PCE) as a method to calculate the uncertainty of simulation results by propagation. The PCE by Gauss-Hermite quadrature has also been applied to the simulations of two experiments: the experimental setup of this thesis, and an international benchmark. / I would like to acknowledge the support provided by the Ministerio de Economía, Industria y Competitividad and the Agencia Nacional de Investigación under the FPI grant BES-2017-080031, which provided funding for my research. / Rivera Durán, Y. (2023). Experimental and Modelling Study of Interfacial Phenomena in Annular Flow with Uncertainty Quantification [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/194606 / Compendio