[EN] The origin of the scaling-issue is the impossibility to obtain measured data in case of an accident in nuclear reactors. The knowledge of thermal hydraulic phenomena oc-curring in Nuclear Power Plants (NPP) during an accident is very important in nuclear safety. As full-scale testing is usually impossible to perform it, thus, a number of small-scale Integral Test Facilities (ITF) of prototype systems have been built to inves-tigate the physical phenomena of transients or possible accidents in NPPs. The design and implementation of these small-scale ITF is performed in the frame of several international projects, among which are the promoted by the Nuclear Safety Council (CSN) and the Organization for Economic Cooperation and Development (OECD) aimed at assimilation, application and improvement of thermalhydraulic codes. Among them, the projects "Analysis and simulation of accidental sequences in PWR reactors. SPAIN CAMP Project" and "Analysis and simulation of the OECD/NEA PKL and OECD/NEA ROSA experiments. Application to the Spanish NPP" are based on a series of experiments in Large Scale Test Facility (LSTF) and Primärkreislauf Versuchsanlage (PKL), both ITF. To analyze the applicability and/or extension of these results to the safety and opera-tion of a generic NPP in this Thesis a methodology applied to the scaling has been developed. This methodology consists of the following points. First, a LSTF model has been developed using the thermalhydraulic code TRACE (TRAC / RELAP Advanced Computational Engine). This model has been used to reproduce different experiments based on Small Break Loss-Of-Coolant Accident (SBLOCA) produced in different locations of the ITF (upper head of the vessel, hot legs, cold legs, etc.). After comparing the simulation results with experimental ones, the differences between both have been analyzed. Furthermore, the special TRACE5 models have been considered to improve the simulation of determined phenomena. With this, a validated LSTF model developed using TRACE5 has been obtained. From the LSTF model, a scaled-up model has been developed applying the volumetric scaling methodology. The use of this methodology is based on the LSTF is a Full-Height, Full- Pressure (FHFP) facility and all the accidents considered are SBLOCA. Under these conditions, the fluid properties are maintained; therefore, it is appropriate to use the volumetric scaling methodology. The same experiments reproduced using the LSTF model have been simulated with the scaled-up model to assess if TRACE5 code is able to well reproduce the same phe-nomenology happening in a small scale facility. The simulation results have been compared with experimental results and those obtained with the LSTF model. Furthermore, trying to study in depth the scaling methodology, a TRACE5 model of the PKL facility has been used to reproduce the counterpart test, which is common to LSTF and PKL facilities. These facilities are not equal in design and operation condi-tions. It allows studying the phenomenology and scaling aspects in systems with dif-ferent design and operation conditions as well as to obtain scaling relations between both facilities. / [ES] El origen de la herramienta del escalado en el campo de la seguridad nuclear surge ante la imposibilidad de tener datos reales medidos sobre los fenómenos termohidráu-licos que ocurren en una central nuclear durante un accidente y la importancia del conocimiento de dichos fenómenos. De ahí la necesidad de desarrollar instalaciones que representen determinadas centrales nucleares a pequeña escala donde se puedan reproducir diferentes experimentos. El diseño y la puesta en marcha de dichas instalaciones a pequeña escala se enmarca dentro de diversos proyectos internacionales, entre los que se encuentran los promovi-dos por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) y la Organización para la Coopera-ción y el Desarrollo Económico (Organisation for Economic Co-operation and Deve-lopment, OECD) encaminados a la asimilación, aplicación y mejora de los códigos termohidráulicos. Entre ellos, los proyectos "Análisis y simulación de secuencias acci-dentales en reactores PWR. Proyecto CAMP ESPAÑA" y "Análisis y simulación de los experimentos OECD/NEA PKL y OECD/NEA ROSA. Aplicación a las CC.NN. españolas". Los proyectos, OECD/NEA PKL y OECD/NEA ROSA, se basan en una serie de experimentos realizados en las instalaciones experimentales a pequeña escala o Integral Test Facilities (ITFs), Large Scale Test Facility (LSTF) y Primärkreislauf Versuchsanlage (PKL). Para analizar la aplicabilidad y/o extensión de estos resultados a la seguridad y opera-ción de una planta genérica en la presente Tesis se ha desarrollado una metodología aplicada al escalado que ha consistido en los siguientes puntos. En primer lugar, se ha desarrollado un modelo de la instalación LSTF con el código termohidráulico TRACE (TRAC/RELAP Advanced Computational Engine) y se han reproducido diferentes experimentos basados en pequeñas roturas con pérdida de refri-gerante o Small Break Loss-Of-Coolant Accident (SBLOCA) que se producen en dife-rentes localizaciones de la instalación (upper head de la vasija, ramas calientes, ramas frías, etc.). Tras comparar los resultados de simulación con los resultados experimenta-les y estudiar los modelos especiales de TRACE para mejorar la simulación de deter-minados fenómenos se han analizado las posibles diferencias existentes y se ha consi-derado el modelo de LSTF como validado. A partir de dicho modelo de LSTF se ha desarrollado un modelo escalado, aplicando la metodología de escalado volumétrico. La utilización de dicha metodología se basa en que la instalación LSTF es una instalación que conserva la misma altura y presión que su central de referencia, Full-Height, Full- Pressure, (FHFP) y los accidentes considerados son SBLOCA. En estas condiciones, el fluido mantiene sus propiedades y, por tanto, resulta adecuada la aplicación de la metodología de escalado volumétrico. Con el modelo escalado se han reproducido los mismos experimentos que con el mo-delo de LSTF con el objetivo de comprobar si el código TRACE5 es capaz de repro-ducir la misma fenomenología que ocurre a pequeña escala. Para ello los resultados de simulación también se han comparado con los resultados experimentales y con los obtenidos con el modelo de LSTF. Además, para profundizar más en la metodología de escalado, se ha utilizado un mo-delo de la instalación PKL con el que se ha reproducido el experimento counterpart, común a las instalaciones LSTF y PKL, que tienen diferentes condiciones de diseño y operación. Esto permite estudiar la fenomenología y aspectos relativos al escalado en instalaciones con diferentes condiciones de diseño y operación, así como obtener las relaciones de escalado entre ambas instalaciones. / [CAT] L'origen de l'eina de l'escalat en el camp de la seguretat nuclear sorgeix davant la im-possibilitat de tenir dades reals mesurades sobre els fenòmens termohidràulics que ocorren en una central nuclear durant un accident i la importància del coneixement d'aquests fenòmens. D'ahí la necessitat de desenvolupar instal·lacions que representen determinades centrals nuclears a escala menuda on es puguen reproduir diferents expe-riments. El disseny i la posta en marxa d'aquestes instal·lacions a escala menuda s'emmarca dins de diversos projectes internacionals, entre els quals es troben els que promou el Con-sell de Seguretat Nuclear (CSN) i l'Organització per a la Cooperació i el Desenvolu-pament Econòmic (Organisation for Economic Cooperation and Development, OECD) encaminats a l'assimilació, aplicació i millora dels codis termohidráulics. En-tre ells, els projectes "Anàlisis i simulació de seqüències accidentals en reactors PWR. Projecte CAMP ESPANYA" i "Anàlisi i simulació dels experiments OECD/NEA PKL i OECD/NEA ROSA. Aplicació a les CC.NN. espanyoles". Els projectes, OECD/NEA PKL i OECD/NEA ROSA, es basen en una sèrie d'experiments realitzats en les insta-llacions experimentals a escala menuda o Integral Test Facilities (ITFs), Large Scale Test Facility (LSTF) i Primärkreislauf Versuchsanlage (PKL). Per analitzar l'aplicabilitat i/o extensió d'aquests resultats a la seguretat i operació d'una planta genèrica en la present Tesi s'ha desenvolupat una metodologia aplicada a l'esca-lat que ha consistit en els següents punts. En primer lloc, s'ha desenvolupat un model de la instal·lació LSTF amb el codi ter-mohidráulic TRACE (TRAC/RELAP Advanced Computational Engine) i s'han repro-duït diferents experiments basats en trencaments menuts amb pèrdua de refrigerant o Small Break Loss-Of-Coolant Accident (SBLOCA) que es produeixen en diferents localitzacions de la instal·lació (upper head de l'atuell, branques calentes, branques fredes, etc.). Després de comparar els resultats de simulació amb els resultats experi-mentals i estudiar els models especials de TRACE per millorar la simulació de deter-minats fenòmens s'han analitzat les possibles diferències existents i s'ha consi-deratel model de LSTF com validat. A partir d'aquest model de LSTF s'ha desenvolupat un model escalat, aplicant la meto-dologia d'escalat volumètric. La utilització d'aquesta metodologia es basa en que la instal·lació LSTF és una instal·lació que conserva la mateixa altura i pressió que la seva central de referència, Full-Height, Full-Pressure, (FHFP) i els accidents conside-rats són SBLOCA. En aquestes condicions, el fluid manté les seves propietats i, per tant, resulta adequada l'aplicació de la metodologia d'escalat volumètric. Amb el model escalat s'han reproduït els mateixos experiments que amb el model de LSTF amb l'objectiu de comprovar si el codi TRACE5 és capaç de reproduir la matei-xa fenomenologia que ocorre a escala menuda. Per això els resultats de simulació tam-bé s'han comparat amb els resultats experimentals i amb els obtinguts amb el model de LSTF. A més, per aprofundir més en la metodologia d'escalat, s'ha utilitzat un model de la instal·lació PKL amb el qual s'ha reproduït l'experiment counterpart, comú a les ins-tal·lacions LSTF i PKL, que tenen diferents condicions de disseny i operació. Això permet estudiar la fenomenologia i aspectes relatius a l'escalat en instal·lacions amb diferents condicions de disseny i operació, així com obtenir les relacions d'escalat entre ambdues instal·lacions. / Querol Vives, A. (2015). Análisis termohidráulico de la instalación LSTF/ROSA utilizando el código TRACE5. Aportaciones a la metodología de escalado [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/59445 / TESIS

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

O presente trabalho consiste no desenvolvimento de um programa computacional para simulação de transitórios provocados por paradas de bombas de circulação de refrigerante do núcleo de reatores nucleares e o acoplamento do modelo a circuitos hidráulicos típicos de reatores PWR. O programa fornece a variação temporal da vazão, rotação, torque elétrico e hidráulico e altura dinâmica das bombas para diversas situações operacionais ou acidentais. Pode ser utilizado para qualquer combinação de bombas ativas ou inativas. A verificação do modelo foi feita através de testes realizados com dados da usina nuclear de Angra-I e os resultados podem ser considerados satisfatórios quando comparados àqueles apresentados no relatório final de Angra, FSAR.

[pt] O elemento combustível de um reator do tipo LMFBR consiste em um feixe de barras de arranjo triangular com espaçadores helicoidais, contido em um duto hexagonal. Neste trabalho, desenvolve-se o programa ATHEL que incorpora um método determinístico para o cálculo da distribuição de temperatura, baseado em modelos para o cálculo do coeficiente de atrito e redistribuição do escoamento axial, para o escoamento transversal e a mistura térmica turbulenta. Os resultados obtidos foram comparados com dados experimentais disponíveis na literatura, apresentando precisão semelhante aos códigos de análise mais complexa, como é o caso do COBRA e THI3D. O modelo físico utilizado e o programa desenvolvido permitem a realização de análise termohidráulica de reatores de maneira rápida e econômica. / [en] The fuel elemento f na LMFBR consists of a bundle of rods wrapped with an helical wire as spacer, surrounded by an hexagonal duct. In the present work, the ATHEL code is developed a deterministic method to calculate the temperature distribution based on models for the prediction of the friction factor and flow redistribution, for the cross flow and for the turbulent eddy dyffusivity. The obtained results are compared to available experimental data in the literature, yielding equivalent accuracy to more complex analysis code, such as COBRA and THI3D. The developed physical methods and code allow thermalhydraulics analysis of reactors in a very fast and inexpensive way.

[pt] Muitas centrais nucleares do tipo PWR utilizam vapor produzido em geradores de vapor do tipo tubos em U invertido, com recirculação interna natural, nos quais o fluido primário escoa internamente aos tubos e o secundário, entre os tubos e a carcaça. No presente trabalho, é desenvolvido um modelo de simulação termohidráulica, para regime permanente, de tais geradores de vapor, considerando-se o escoamento secundário divididas em duas partes, individualmente homogêneas, e com troca de calor e massa entre elas. O título da mistura bifásica que alimenta a turbina é fixado e a pressão da água de alimentação é determinada. Baseado neste modelo, desenvolveu-se o programa GEVAP, em linguagem Fortran-IV. O modelo é aplicado ao gerador de vapor da central Angra II e os resultados obtidos são comparados com dados de projeto da KWU, sendo considerados satisfatórios. / [en] Many PWR power plants use steam produced in steam generators with inverted U tubes with natural internal recirculation, in which the primary fluid flows inside the tubes and the working fluid, between the tubes and the shell. In the present work, it is developed a model of termohidraulic simulation, for steady state, considering the scondary flow divided in two parts individually homogeneous, and with heat and mass transferences between them. The quality of the two-phase mixture that is fed to the turbine is fixed and, based on this value, the feedwater pressure is determined. The recirculation ratio is intrinscally determined. Based on this model is applied to the steam generator of the Angra II nuclear power palnt and the results are compared with KWU’s design parameters, being considered satisfactory.

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

[ES] La simulación de transitorios forma parte del proceso de licenciamiento de una central nuclear. Esto implica que los códigos, así como los modelos utilizados deben estar verificados y validados. Normalmente, esta simulación se realiza con códigos termohidráulicos de planta que tienen una definición de la cinética del reactor muy simplificada con cinética puntual o unidimensional. Una mejora importante en la simulación de transitorios base de diseño se basa en la utilización de códigos acoplados termohidráulico-neutrónicos, que permiten obtener resultados sobre la evolución de la potencia del reactor en tres dimensiones. Los códigos neutrónicos 3D necesitan parámetros de la cinética y secciones eficaces también en 3D ajustados al punto del ciclo que se quiere simular y que abarquen las condiciones que se alcancen durante el transitorio. Por otro lado, para poder verificar tanto los códigos como los modelos es necesario llevar a cabo una serie de simulaciones de diferentes transitorios. De esta manera, se comprueba cómo funciona el código acoplado en diferentes condiciones de operación y simulación. Esta tesis contribuye al conocimiento del uso de códigos termohidráulico-neutrónicos acoplados en la simulación de transitorios base de diseño (Design Basis Accidents -DBAs). Los códigos mejorados y verificados son los códigos termohidráulicos RELAP5, TRAC-BF1 y TRACE y el código neutrónico PARCS. Los parámetros neutrónicos necesarios en PARCS se han obtenido aplicando una metodología que simplifica el modelo del núcleo. Esta metodología, ya desarrollada e implementada, denominada SIMTAB, se ha mejorado, tanto en las posibilidades de aplicación de la misma como en la optimización y actualización de la programación del código fuente. Los transitorios analizados con los códigos RELAP5/PARCS acoplados son: transitorio por expulsión de barra de control y transitorio de inyección de boro en un reactor PWR. Con los códigos TRAC-BF1/PARCS acoplados se ha analizado el transitorio por disparo de turbina en la C. N. Peach Bottom. Para llevar a cabo las simulaciones con TRAC-BF1/PARCS se ha implementado el acoplamiento de ambos códigos, puesto que originalmente el código TRAC-BF1 no estaba preparado para ello. El análisis de inestabilidades en reactores BWR se ha realizado con RELAP5/PARCS en dos reactores BWR: C. N. Peach Bottom y C. N. Ringhals 1. Para ello se ha desarrollado una metodología de análisis que abarca desde la definición del modelo termohidráulico y del modelo neutrónico hasta el análisis de las señales simuladas obtenidas con PARCS. La metodología también incluye la aplicación de diferentes perturbaciones basadas en los modos Lambda y en el análisis de las señales reales de planta. Se ha llevado a cabo un estudio del modelo para el cálculo de la concentración de Boro en los códigos termohidráulicos y se ha mejorado este modelo en el código TRAC-BF1, incorporando un nuevo método de resolución en el código fuente. El modelo para el cálculo del calor de desintegración también se ha revisado y mejorado en los códigos TRAC-BF1 y PARCS. En ambos casos se ha implementado el modelo ANS 2005. El análisis de sensibilidad e incertidumbre está ligado a los resultados de los códigos de mejor estimación como los mejorados en esta tesis. Este análisis se ha realizado sobre los transitorios de expulsión de barra en un reactor PWR y el transitorio de caída de barra en un reactor BWR con RELAP5/PARCS. Los resultados de estos trabajos aportan una metodología de aplicación para la simulación correcta de transitorios con códigos acoplados. Además, ha servido para detectar y subsanar deficiencias en los códigos, y de esta manera disponer de unos códigos de mejor estimación preparados para el análisis de transitorios base de diseño. / [CA] La simulació de transitoris forma part del procés de llicenciament d'una central nuclear. Això implica que els codis, així com els models utilitzats han d'estar verificats i validats. Normalment, aquesta simulació es realitza amb codis termohidràulics de planta que tenen una definició de la cinètica del reactor molt simplificada amb cinètica puntual o unidimensional. Una millora important en la simulació de transitoris base de disseny es basa en la utilització de codis acoblats termohidràulic-neutrònics, que permeten obtindre resultats sobre l'evolució de la potència del reactor en tres dimensions. Els codis neutrònics 3D necessiten paràmetres de la cinètica i seccions eficaces també en 3D ajustats al punt del cicle que es vol simular i que abasten les condicions que s'aconseguisquen durant el transitori. D'altra banda, per a poder verificar tant els codis com els models és necessari dur a terme una sèrie de simulacions de diferents transitoris. D'aquesta manera, es comprova com funciona el codi acoblat en diferents condicions d'operació i simulació. Aquesta tesi contribueix al coneixement de l'ús de codis termohidràulic-neutrònics acoblats en la simulació de transitoris base de disseny. Els codis millorats i verificats són els codis termohidràulics RELAP5, TRAC-BF1 i TRACE i el codi neutrònic PARCS. Els paràmetres neutrònics necessaris en PARCS s'han obtingut aplicant una metodologia que simplifica el model del nucli. Aquesta metodologia, ja desenvolupada i implementada, denominada SIMTAB, s'ha millorat, tant en les possibilitats d'aplicació de la mateixa com en l'optimització i actualització de la programació del codi font. Els transitoris analitzats amb els codis RELAP5/PARCS acoblats són: transitori per expulsió de barra de control i transitori d'injecció de bor en un reactor PWR. Amb els codis TRAC-BF1/PARCS acoblats s'ha analitzat el transitori per disparament de turbina en la C. N. Peach Bottom. Per a dur a terme les simulacions amb TRAC-BF1/PARCS s'ha implementat l'acoblament de tots dos codis, ja que originalment el codi TRAC-BF1 no estava preparat per a això. L'anàlisi d'inestabilitats en reactors BWR s'ha realitzat amb RELAP5/PARCS en dos reactors BWR: C. N. Peach Bottom i C. N. Ringhals 1. Per a això s'ha desenvolupat una metodologia d'anàlisi que abasta des de la definició del model termohidràulic i del model neutrònic fins a l'anàlisi dels senyals simulats. La metodologia també inclou l'aplicació de diferents pertorbacions basades en els modes Lambda i en l'anàlisi dels senyals reals de planta. S'ha dut a terme un estudi del model per al càlcul de la concentració de Bor en els codis termohidràulics i s'ha millorat aquest model en el codi TRAC-BF1, incorporant un nou mètode de resolució en el codi font. El model per al càlcul de la calor de desintegració també s'ha revisat i millorat en els codis TRAC-BF1 i PARCS. En tots dos casos s'ha implementat el model ANS 2005. L'anàlisi de sensibilitat i incertesa està lligat als resultats dels codis de millor estimació com els millorats en aquesta tesi. Aquesta anàlisi s'ha realitzat sobre els transitoris d'expulsió de barra en un reactor PWR i el transitori de caiguda de barra en un reactor BWR amb RELAP5/PARCS. Els resultats d'aquests treballs aporten una metodologia d'aplicació per a la simulació correcta de transitoris amb codis acoblats. A més, ha servit per a detectar i esmenar deficiències en els codis, i d'aquesta manera disposar d'uns codis de millor estimació preparats per a l'anàlisi de transitoris base de disseny. / [EN] The simulation of transients is part of the licensing process of a nuclear power plant. This implies that the codes as well as the models used must be verified and validated. Normally, this simulation is performed with thermalhydraulic plant codes that have a very simplified definition of reactor kinetics with point or one-dimensional kinetics. An important improvement in the simulation of design-basis transients rely on the use of thermohydraulic-neutronic coupled codes, which allow to obtain results of the evolution of the reactor power in three dimensions. The 3D neutron codes need parameters of the kinetics and cross-sections also in 3D adjusted to the point of the cycle to be simulated that must cover the conditions reached during the transient. On the other hand, to be able to verify both the codes and the models it is necessary to carry out a series of simulations of different transients. In this way, it is checked how the coupled code works in different operating and simulation conditions. This thesis contributes to increase the knowledge of the use of thermalhydraulic-neutronic coupled codes in the simulation of design basis accidents (DBAs). The improved and verified codes are the thermalhydraulic codes RELAP5, TRAC-BF1 and TRACE and the neutronic code PARCS. The necessary neutronic parameters in PARCS have been obtained by applying a methodology that simplifies the core model. This methodology, already developed and implemented, called SIMTAB, has been improved in this thesis in its application possibilities and also in the optimization and updating of the source code. The transients analyzed with RELAP5/PARCS coupled code are: control rod ejection transient and boron injection transient in a PWR reactor. With TRAC-BF1/PARCS coupled code, the transient analyzed is the turbine trip transient in Peach Bottom NPP. To carry out the simulations with TRAC-BF1/PARCS, the coupling of both codes has been implemented before, since originally the TRAC-BF1 code was not prepared for it. The analysis of instabilities in BWR reactors has been carried out with RELAP5/PARCS in two BWR reactors: Peach Bottom NPP and Ringhals 1 NPP. A methodology has been developed which cover from the definition of the thermalhydraulic model and the neutron model to the simulated signal analysis. The methodology also includes the application of different disturbances based on Lambda modes and the analysis of real plant signals. A study of the model for the calculation of the Boron concentration in thermalhydraulic codes has been carried out. This model has been improved in the TRAC-BF1 code, incorporating a new resolution method in the source code. The model for the calculation of the decay heat has also been revised and improved in TRAC-BF1 and PARCS codes. In both cases, the ANS 2005 model has been implemented. The sensitivity and uncertainty analysis is linked to the results of the best estimate codes such as those improved in this thesis. This analysis has been carried out on the control rod ejection transients in a PWR reactor and the control rod drop transient in a BWR reactor with RELAP5/PARCS. The results of these works provide an application methodology for the correct simulation of transients with coupled codes. In addition, it has been used to detect and correct deficiencies in the codes, and therefore, to have better estimate codes prepared for the analysis of design-basis transients. / Barrachina Celda, TM. (2020). Aportaciones y Mejoras en los Códigos Termohidráulicos y Neutrónicos de Estimación Óptima RELAP5, TRAC-BF1, TRACE Y PARCS [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/158745 / TESIS

O conhecimento da distribuição de temperatura e velocidade no núcleo de um reator é necessária para a verificação dos limites do projeto estrutural, a análise de segurança, o desempenho do combustível, etc. O presente trabalho consiste no desenvolvimento do programa ATHELCORE, o qual representa uma expansão do modelo físico utilizado no programa ATHEL, para a análise termohidráulica do núcleo completo de reatores do tipo LMFBR, considerando a transferência de calor entre feixes. O tempo de execução do programa e a memória requeridos são reduzidos quando comparados a programas similares, tais como o COBRA-WC e o COMMIX, fornecendo uma descrição detalhada do campo de velocidade e temperatura. Os resultados obtidos do programa, em relação aos dados experimentais, são considerados satisfatórios.

[ES] Ante el desafío que implica la reducción de los efectos del cambio climático, la industria nuclear se ha postulado como una buena alternativa para sustituir la producción de energía eléctrica a partir de combustibles fósiles. No obstante, debe constatar la seguridad de las centrales, para lo que resulta indispensable poder predecir su comportamiento ante escenarios operacionales y accidentales. A tal efecto, y dada la imposibilidad de disponer de datos de planta para analizar estos transitorios, se generan bases de datos en instalaciones a escala reducida a partir de experimentos, siendo necesarios métodos y estrategias de escalado que permitan extrapolar los comportamientos termohidráulicos. Pese a la relevante contribución que suponen los experimentos al campo de la seguridad nuclear, en ocasiones se cuestiona la validez de sus resultados para reproducir el comportamiento de las centrales. Este hecho motiva la ejecución de test counterpart entre distintas instalaciones, que contribuyen a abordar la problemática del escalado, así como a demostrar la adecuación de los códigos termohidráulicos para predecir una respuesta realista de los sistemas. La presente tesis doctoral explora la posibilidad de aumentar el número de experimentos counterpart a partir de la definición de nuevos escenarios y su simulación con el código termohidráulico TRACE5. Con este fin, se han desarrollado modelos de las instalaciones ATLAS y LSTF, y se han estudiado y simulado experimentos counterpart ya existentes entre dichas instalaciones. La identificación de los fenómenos termohidráulicos más significativos, y el análisis de su escalado y distorsión, configuran la base de conocimientos para abordar el diseño de los nuevos test. En la tesis, en particular, se plantea un escenario tipo station blackout para LSTF partiendo de las condiciones iniciales y de contorno de un test previo en ATLAS. La simulación del experimento confirma la idoneidad de ATLAS y LSTF para realizar experimentos counterpart, en los que la fenomenología relevante es similar, y pone de manifiesto algunas limitaciones de estas instalaciones en cuanto a la extrapolabilidad de ciertos fenómenos, debido a las distorsiones originadas por la diferencia de escala y tecnología. / [CA] Davant del desafiament que implica la reducció dels efectes del canvi climàtic, la indústria nuclear s'ha postulat com una bona alternativa per a substituir la producció d'energia elèctrica a partir de combustibles fòssils. No obstant això, ha de constatar la seguretat de les centrals, per al que resulta indispensable poder predir el seu comportament davant d'escenaris operacionals i accidentals. A aquest efecte, i donada la impossibilitat de disposar de dades de planta per a analitzar aquests transitoris, es generen bases de dades en instal·lacions a escala reduïda a partir d'experiments, sent necessaris mètodes i estratègies d'escalat que permeten extrapolar els comportaments termohidràulics. Malgrat la rellevant contribució que suposen els experiments al camp de la seguretat nuclear, de vegades es qüestiona la validesa dels seus resultats per a reproduir el comportament de les centrals. Aquest fet motiva l'execució de test counterpart entre distintes instal·lacions, que contribuïxen a abordar la problemàtica de l'escalat, així com a demostrar l'adequació dels codis termohidràulics per a predir una resposta realista dels sistemes. La present tesi doctoral explora la possibilitat d'augmentar el nombre d'experiments counterpart a partir de la definició de nous escenaris i la seua simulació amb el codi termohidràulic TRACE5. Amb aquest fi, s'han desenvolupat models de les instal·lacions ATLAS i LSTF, i s'han estudiat i simulat experiments counterpart ja existents entre les dites instal·lacions. La identificació dels fenòmens termohidràulics més significatius, i l'anàlisi del seu escalat i distorsió, configuren la base de coneixements per a abordar el disseny dels nous test. En la tesi, en particular, es planteja un escenari tipus station blackout per a LSTF partint de les condicions inicials i de contorn d'un test previ en ATLAS. La simulació de l'experiment confirma la idoneïtat d'ATLAS i LSTF per a realitzar experiments counterpart, en els que la fenomenologia rellevant és semblant, i posa de manifest algunes limitacions d'aquestes instal·lacions quant a l'extrapolabilitat de certs fenòmens, a causa de les distorsions originades per la diferència d'escala i tecnologia. / [EN] Faced with the challenge of reducing the effects of climate change, the nuclear industry has been postulated as a good alternative to replace the production of electricity from fossil fuels. However, it must verify the safety of the plants, for which it is essential to be able to predict their behavior in operational and accidental scenarios. To this end, and given the impossibility of having plant data to analyze these transients, databases are generated in reduced-scale facilities from experiments, being necessary scaling methods and strategies that allow the extrapolation of thermohydraulic behaviors. Despite the relevant contribution that experiments make to the field of nuclear safety, the validity of their results to reproduce the behavior of plants is sometimes questioned. This fact motivates the execution of counterpart tests between different facilities, which contribute to addressing scaling issues, as well as to demonstrate the adequacy of the thermal-hydraulic codes to predict a realistic response of the systems. This Ph.D. Thesis explores the possibility of increasing the number of counterpart experiments based on the definition of new scenarios and their simulation with the TRACE5 thermal-hydraulic code. In order to achieve this goal, models of the ATLAS and LSTF facilities have been developed, and counterpart experiments already existing between these facilities have been studied and simulated. The identification of the most significant thermal-hydraulic phenomena and the analysis of their scaling and distortion, configure the knowledge basis to approach the design of the new tests. In the Thesis, in particular, a station blackout scenario for LSTF based on the initial and boundary conditions of a previous test in ATLAS is proposed. The simulation of the experiment confirms the suitability of ATLAS and LSTF to perform counterpart experiments, in which the relevant phenomenology is similar. Moreover, it reveals some limitations of these facilities in terms of the extrapolability of certain phenomena, due to the distortions caused by the difference in scale and technology. / Lorduy Alós, M. (2022). Análisis termohidráulico de la instalación ATLAS. Aplicaciones de la metodología de escalado [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/181700 / TESIS