La metodología Integrated Safety Analysis (ISA), desarrollada en el área de Modelación y Simulación (MOSI) del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), es un método de Análisis Integrado de Seguridad que está siendo evaluado y analizado mediante diversas aplicaciones impulsadas por el CSN; el análisis integrado de seguridad, combina las técnicas evolucionadas de los análisis de seguridad al uso: deterministas y probabilistas. Se considera adecuado para sustentar la Regulación Informada por el Riesgo (RIR), actual enfoque dado a la seguridad nuclear y que está siendo desarrollado y aplicado en todo el mundo. En este contexto se enmarcan, los proyectos Safety Margin Action Plan (SMAP) y Safety Margin Assessment Application (SM2A), impulsados por el Comité para la Seguridad de las Instalaciones Nucleares (CSNI) de la Agencia de la Energía Nuclear (NEA) de la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económicos (OCDE) en el desarrollo del enfoque adecuado para el uso de las metodologías integradas en la evaluación del cambio en los márgenes de seguridad debidos a cambios en las condiciones de las centrales nucleares. El comité constituye un foro para el intercambio de información técnica y de colaboración entre las organizaciones miembro, que aportan sus propias ideas en investigación, desarrollo e ingeniería. La propuesta del CSN es la aplicación de la metodología ISA, especialmente adecuada para el análisis según el enfoque desarrollado en el proyecto SMAP que pretende obtener los valores best-estimate con incertidumbre de las variables de seguridad que son comparadas con los límites de seguridad, para obtener la frecuencia con la que éstos límites son superados. La ventaja que ofrece la ISA es que permite el análisis selectivo y discreto de los rangos de los parámetros inciertos que tienen mayor influencia en la superación de los límites de seguridad, o frecuencia de excedencia del límite, permitiendo así evaluar los cambios producidos por variaciones en el diseño u operación de la central que serían imperceptibles o complicados de cuantificar con otro tipo de metodologías. La ISA se engloba dentro de las metodologías de APS dinámico discreto que utilizan la generación de árboles de sucesos dinámicos (DET) y se basa en la Theory of Stimulated Dynamics (TSD), teoría de fiabilidad dinámica simplificada que permite la cuantificación del riesgo de cada una de las secuencias. Con la ISA se modelan y simulan todas las interacciones relevantes en una central: diseño, condiciones de operación, mantenimiento, actuaciones de los operadores, eventos estocásticos, etc. Por ello requiere la integración de códigos de: simulación termohidráulica y procedimientos de operación; delineación de árboles de sucesos; cuantificación de árboles de fallos y sucesos; tratamiento de incertidumbres e integración del riesgo. La tesis contiene la aplicación de la metodología ISA al análisis integrado del suceso iniciador de la pérdida del sistema de refrigeración de componentes (CCWS) que genera secuencias de pérdida de refrigerante del reactor a través de los sellos de las bombas principales del circuito de refrigerante del reactor (SLOCA). Se utiliza para probar el cambio en los márgenes, con respecto al límite de la máxima temperatura de pico de vaina (1477 K), que sería posible en virtud de un potencial aumento de potencia del 10 % en el reactor de agua a presión de la C.N. Zion. El trabajo realizado para la consecución de la tesis, fruto de la colaboración de la Escuela Técnica Superior de Ingenieros de Minas y Energía y la empresa de soluciones tecnológicas Ekergy Software S.L. (NFQ Solutions) con el área MOSI del CSN, ha sido la base para la contribución del CSN en el ejercicio SM2A. Este ejercicio ha sido utilizado como evaluación del desarrollo de algunas de las ideas, sugerencias, y los algoritmos detrás de la metodología ISA. Como resultado se ha obtenido un ligero aumento de la frecuencia de excedencia del daño (DEF) provocado por el aumento de potencia. Este resultado demuestra la viabilidad de la metodología ISA para obtener medidas de las variaciones en los márgenes de seguridad que han sido provocadas por modificaciones en la planta. También se ha mostrado que es especialmente adecuada en escenarios donde los eventos estocásticos o las actuaciones de recuperación o mitigación de los operadores pueden tener un papel relevante en el riesgo. Los resultados obtenidos no tienen validez más allá de la de mostrar la viabilidad de la metodología ISA. La central nuclear en la que se aplica el estudio está clausurada y la información relativa a sus análisis de seguridad es deficiente, por lo que han sido necesarias asunciones sin comprobación o aproximaciones basadas en estudios genéricos o de otras plantas. Se han establecido tres fases en el proceso de análisis: primero, obtención del árbol de sucesos dinámico de referencia; segundo, análisis de incertidumbres y obtención de los dominios de daño; y tercero, cuantificación del riesgo. Se han mostrado diversas aplicaciones de la metodología y ventajas que presenta frente al APS clásico. También se ha contribuido al desarrollo del prototipo de herramienta para la aplicación de la metodología ISA (SCAIS). ABSTRACT The Integrated Safety Analysis methodology (ISA), developed by the Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), is being assessed in various applications encouraged by CSN. An Integrated Safety Analysis merges the evolved techniques of the usually applied safety analysis methodologies; deterministic and probabilistic. It is considered as a suitable tool for assessing risk in a Risk Informed Regulation framework, the approach under development that is being adopted on Nuclear Safety around the world. In this policy framework, the projects Safety Margin Action Plan (SMAP) and Safety Margin Assessment Application (SM2A), set up by the Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI) of the Nuclear Energy Agency within the Organization for Economic Co-operation and Development (OECD), were aimed to obtain a methodology and its application for the integration of risk and safety margins in the assessment of the changes to the overall safety as a result of changes in the nuclear plant condition. The committee provides a forum for the exchange of technical information and cooperation among member organizations which contribute their respective approaches in research, development and engineering. The ISA methodology, proposed by CSN, specially fits with the SMAP approach that aims at obtaining Best Estimate Plus Uncertainty values of the safety variables to be compared with the safety limits. This makes it possible to obtain the exceedance frequencies of the safety limit. The ISA has the advantage over other methods of allowing the specific and discrete evaluation of the most influential uncertain parameters in the limit exceedance frequency. In this way the changes due to design or operation variation, imperceptibles or complicated to by quantified by other methods, are correctly evaluated. The ISA methodology is one of the discrete methodologies of the Dynamic PSA framework that uses the generation of dynamic event trees (DET). It is based on the Theory of Stimulated Dynamics (TSD), a simplified version of the theory of Probabilistic Dynamics that allows the risk quantification. The ISA models and simulates all the important interactions in a Nuclear Power Plant; design, operating conditions, maintenance, human actuations, stochastic events, etc. In order to that, it requires the integration of codes to obtain: Thermohydraulic and human actuations; Even trees delineation; Fault Trees and Event Trees quantification; Uncertainty analysis and risk assessment. This written dissertation narrates the application of the ISA methodology to the initiating event of the Loss of the Component Cooling System (CCWS) generating sequences of loss of reactor coolant through the seals of the reactor coolant pump (SLOCA). It is used to test the change in margins with respect to the maximum clad temperature limit (1477 K) that would be possible under a potential 10 % power up-rate effected in the pressurized water reactor of Zion NPP. The work done to achieve the thesis, fruit of the collaborative agreement of the School of Mining and Energy Engineering and the company of technological solutions Ekergy Software S.L. (NFQ Solutions) with de specialized modeling and simulation branch of the CSN, has been the basis for the contribution of the CSN in the exercise SM2A. This exercise has been used as an assessment of the development of some of the ideas, suggestions, and algorithms behind the ISA methodology. It has been obtained a slight increase in the Damage Exceedance Frequency (DEF) caused by the power up-rate. This result shows that ISA methodology allows quantifying the safety margin change when design modifications are performed in a NPP and is specially suitable for scenarios where stochastic events or human responses have an important role to prevent or mitigate the accidental consequences and the total risk. The results do not have any validity out of showing the viability of the methodology ISA. Zion NPP was retired and information of its safety analysis is scarce, so assumptions without verification or approximations based on generic studies have been required. Three phases are established in the analysis process: first, obtaining the reference dynamic event tree; second, uncertainty analysis and obtaining the damage domains; third, risk quantification. There have been shown various applications of the methodology and advantages over the classical PSA. It has also contributed to the development of the prototype tool for the implementation of the ISA methodology (SCAIS).

En el presente Trabajo de Fin de Grado se determina la influencia de la condición de vida del combustible en la evolución de una central nuclear de tipo PWR1 tras producirse malfunciones relacionadas con el sistema de condensado y agua de alimentación principal. Para ello se emplea el Simulador Gráfico Interactivo de Zorita (SGIZ), que fue desarrollado por Tecnatom S.A. y donado por Unión Fenosa al Departamento de Ingeniería Nuclear de la Universidad Politécnica de Madrid en el 2006. Esta herramienta es particularmente útil tanto a nivel didáctico como de investigación, ya que la facilidad de repetición y graficación permite al usuario el análisis detallado de transitorios, focalizando su actuación en los parámetros que reflejan más claramente la evolución de los fenómenos físicos. En el marco de gestión y prevención de accidentes, el análisis de accidentes simulados juega un papel fundamental ya que prevén, corrigen y aumentan la seguridad, mejorando, además, la formación del personal. El accidente que marcó un antes y un después en la seguridad nuclear y que es, sin ninguna duda, el precursor de la forma en la que actualmente se forma a los operadores de las centrales nucleares es el producido en el año 1979 conocido como accidente de TMI, clasificado de nivel 5 dentro de la escala INES. En el SGIZ se instalaron en noviembre de 2015 nuevas condiciones iniciales que permiten establecer el tiempo de vida del combustible. Estas condiciones de vida del combustible son tres: • BOL o principio de vida del combustible, que corresponde al combustible fresco. • MOL o mitad de vida del combustible. • EOL o final de vida del combustible, que corresponde al combustible gastado y listo para ser extraído en el proceso de recarga. Por tanto, este Trabajo de Fin de Grado viene motivado por el accidente de TMI, ya que se estudian malfunciones relacionadas con las que tuvieron lugar en él y el empleo de las nuevas posibilidades del SGIZ. Cada una de las seis simulaciones que conforman parte importante de este Trabajo se ha realizado entre siete y doce veces ya que es necesario que el usuario siga la siguiente metodología en las mismas: • Familiarización, en cada una de las malfunciones, con el seguimiento de los Procedimientos de Operación de Emergencia que están desarrollados para proporcionar instrucciones de recuperación de la central en caso de accidente. • Detección y recopilación de alarmas. • Recopilación de datos. • Tratamiento y análisis de datos. Con las dos malfunciones estudiadas se hace un barrido de las posibles situaciones que pueden tener lugar en el circuito de condensado y agua de alimentación principal ya que se han elegido dos casos extremos. Aunque, según la escala INES, ambas quedan clasificadas como sucesos de tipo 1. Por una parte, el disparo de una bomba de condensado como uno de los accidentes más simples y, por otro lado, una rotura no aislable de agua de alimentación como uno de los accidentes más graves que pueden tener lugar en este sistema. Esta diferencia también se ve reflejada en la cantidad de acciones ejecutadas por el operador, así como también, en el estrés al que este se ve sometido. La recopilación de alarmas para cada transitorio permitiría a un futuro operador identificar rápidamente la malfunción ante la que se encuentra. Este estudio conduce a una clara conclusión: los accidentes no resultan ser lo suficientemente severos2 como para que el calor residual llegue a influir sobre la gestión y evolución de la central. Es decir, el momento de vida del combustible es indiferente ante algún tipo de malfunción como las estudiadas. Es importante tener presente la responsabilidad social y profesional de la práctica de la ingeniería ya que se debe tener en cuenta que las acciones o decisiones tomadas influyen notablemente en el desarrollo sostenible de la sociedad. De este modo, en este TFG se estudian las contribuciones positivas a nivel social, económico y medioambiental de la energía nuclear en concreto y de la ciencia y tecnología nuclear en general. Para ello, se seleccionan los ODS que ayuda a cumplir, el resultado final de este estudio es que contribuye de forma positiva a seis de los diecisiete ODS. Otra de las consideraciones que se deben tener en cuenta es la contribución positiva de la energía nuclear en acuerdos contra el cambio climático de carácter vinculante como el COP21. En cuanto a la planificación temporal, se elabora una EDP con cinco paquetes de trabajo de primer nivel y un diagrama de Gantt en el que se muestra que el Trabajo comienza el día 23/01/17 y finaliza el día 11/07/17, es decir, tiene una duración de 122 días o, aproximadamente, de 6 meses, lo que hace un total de 366 h. El presupuesto final de este Trabajo de Fin de Grado es de CINCO MIL NOVECIENTOS SETENTA Y CUATRO EUROS CON TREINTA Y OCHO CÉNTIMOS DE EURO.

En el funcionamiento de una central nuclear BWR tipo 6, al igual que cualquier central de generación eléctrica, es inevitable que tengan lugar fallos y accidentes en los diferentes ciclos que componen la instalación termoeléctrica y su operación. Para este fin, se ha llevado a cabo el estudio de cinco casos de accidentes para este tipo de central nuclear mediante árboles de sucesos, con una sucesión de pasos y sistemas a actuar para conseguir el estado seguro de la planta y evitar el daño al núcleo. Abstract In the operation of a BWR type 6 nuclear power plant, as in any electric power plant, it is inevitable that failures and accidents will occur in the different cycles that make up the ther-moelectric installation and its operation. For this purpose, a study of five accident cases has been carried out for this type of nuclear power plant with event trees, with a succession of steps and systems to be implemented to achieve the safe operation of the plant and avoid core dam-age.

Existen multitud de estudios sobre la calidad microbiológica de aguas naturales pero no nos consta que se hayan efectuado en el interior de una central nuclear. La principal preocupación respecto a este tipo de instalaciones es el impacto radiológico ocasionado sobre el agua, el suelo y en especial sobre las consecuencias en la salud humana. En relación con los sistemas de refrigeración se ha estudiado más ampliamente su impacto térmico sobre las aguas receptoras y cómo afectan a las poblaciones de peces y crustáceos. En este trabajo se ha abordado el estudio de las comunidades microbianas presentes en el sistema de refrigeración de una central nuclear española, desde su origen, el agua del río, hasta su regreso al mismo, con el fin de analizar la influencia del sistema en la calidad microbiológica de las aguas naturales utilizadas para la refrigeración. Para ello se han empleado técnicas tradicionales de cultivo y técnicas de Microbiología Molecular como PCR, DGGE y secuenciación de ADN, además de microscopía óptica y de epifluorescencia. La cantidad de microorganismos encontrados está en concordancia con la referenciada por otros autores en aguas dulces, y no muestra diferencias importantes a lo largo del sistema. Sin embargo, se han observado cambios en la composición microbiana del agua de un punto a otro del sistema de refrigeración, así como variaciones en cada punto del sistema en función de la época del año en que se han efectuado los análisis. Entre los microorganismos identificados, ha habido miembros de los grupos filogenéticos de a- b- y g-Proteobacteria, Bacillus-Staphylococcus, Actinomycetales, Deinococcus-Thermus, Bacteroidetes y Clostridiales habiendo sido detectados muchos de los géneros aislados en otros ambientes acuáticos. Los resultados ponen de manifiesto la diversidad bacteriana en este tipo de sistemas de aguas industriales y la importancia de las técnicas moleculares en el estudio de las comunidades microbianas.

El objetivo de este trabajo es presentar las capacidades que se han desarrollado en el código COBAYA3 en los últimos años. Dichas capacidades incluyen la implementación del acoplamiento multiescala neutrónico-termohidráulico (Jiménez et al., 2007), el desarrollo de la descomposición espacial en subdominios mediante disecciones alternadas y su integración dentro del proyecto Europeo NURESIM (Cacuci et al., 2006).

La importancia de la seguridad en la aplicación de la tecnología nuclear impregna todas las tareas asociadas a la utilización de esta fuente de energía, comenzando por la fase de diseño, explotación y posterior desmantelamiento o gestión de residuos. En todos estos pasos, las herramientas de simulación computacional juegan un papel esencial como guía para el diseño, apoyo durante la operación o predicción de la evolución isotópica de los materiales del reactor. Las constantes mejoras en cuanto a recursos computacionales desde mediados del siglo XX hasta este momento así como los avances en los métodos de cálculo utilizados, permiten tratar la complejidad de estas situaciones con un detalle cada vez mayor, que en ocasiones anteriores fue simplemente descartado por falta de capacidad de cálculo o herramientas adecuadas. El presente trabajo se centra en el desarrollo de un método de cálculo neutrónico para reactores de agua ligera basado en teoría de difusión corregida con un nivel de detalle hasta la barra de combustible, considerando un número de grupos de energía mayor que los tradicionales rápido y térmico, y modelando la geometría tridimensional del núcleo del reactor. La capacidad de simular tanto situaciones estacionarias con posible búsqueda de criticidad, como la evolución durante transitorios del flujo neutrónico ha sido incluida, junto con un algoritmo de cálculo de paso de tiempo adaptativo para mejorar el rendimiento de las simulaciones. Se ha llevado a cabo un estudio de optimización de los métodos de cálculo utilizados para resolver la ecuación de difusión, tanto en el lazo de iteración de fuente como en los métodos de resolución de sistemas lineales empleados en las iteraciones internas. Por otra parte, la cantidad de memoria y tiempo de computación necesarios para resolver problemas de núcleo completo en malla fina obliga a introducir un método de paralelización en el cálculo; habiéndose aplicado una descomposición en subdominios basada en el método alternante de Schwarz acompañada de una aceleración nodal. La aproximación de difusión debe ser corregida si se desea reproducir los valores con una precisión cercana a la obtenida con la ecuación de transporte. Los factores de discontinuidad de la interfase utilizados para esta corrección no pueden en la práctica ser calculados y almacenados para cada posible configuración de una barra de combustible de composición determinada en el interior del reactor. Por esta razón, se ha estudiado una parametrización del factor de discontinuidad según la vecindad que permitiría tratar este factor como una sección eficaz más, parametrizada en función de valores significativos del entorno de la barra de material. Por otro lado, también se ha contemplado el acoplamiento con códigos termohidráulicos, lo que permite realizar simulaciones multifísica y producir resultados más realistas. Teniendo en cuenta la demanda creciente de la industria nuclear para que los resultados realistas sean suministrados junto con sus márgenes de confianza, se ha desarrollado la posibilidad de obtener las sensibilidades de los resultados mediante el cálculo del flujo adjunto, para posteriormente propagar las incertidumbres de las secciones eficaces a los cálculos de núcleo completo. Todo este trabajo se ha integrado en el código COBAYA3 que forma parte de la plataforma de códigos desarrollada en el proyecto europeo NURESIM del 6º Programa Marco. Los desarrollos efectuados han sido verificados en cuanto a su capacidad para modelar el problema a tratar; y la implementación realizada en el código ha sido validada numéricamente frente a los datos del benchmark de transitorio accidental en un reactor PWR con combustible UO2/MOX de la Agencia de Energía Nuclear de la OCDE, así como frente a otros benchmarks de LWR definidos en los proyectos europeos NURESIM y NURISP.

La simulación computacional de los procesos físicos que tienen lugar en el núcleo de un reactor nuclear permite, gracias a la validación con datos experimentales, el análisis de múltiples escenarios y es de vital importancia en el diseño, operación y evaluación de la seguridad de las centrales nucleares. En el pasado, los métodos computacionales empleados en análisis de seguridad incluían modelos conservadores para contrarrestrar las aproximaciones realizadas. Sin embargo, la tendencia actual es evolucionar hacia los cálculos de estimación óptima o best-estimate que incluyen datos e hipótesis más realistas. Prueba de ello, es el desarrollo del Proyecto Europeo correspondiente al 7º Programa Marco, NURESAFE, donde uno de los paquetes de trabajo está dedicado a la simulación best-estimate del accidente de rotura de línea de vapor (MSLB) en un reactor PWR de cuatro lazos. Se trata de un transitorio fuertemente asimétrico que requiere para su análisis preciso del uso de códigos neutrónicos con cinética tridimensional acoplados con códigos termohidráulicos. Adicionalmente, los cálculos best-estimate deben ir acompañados de una rigurosa evaluación de las incertidumbres de los resultados dando lugar a los análisis BEPU (best-estimate plus uncertainties). Conscientes de la importancia del papel de las incertidumbres el Comité de Ingeniería Nuclear de la OECD/NEA impulsó en el año 2005 la creación del grupo de expertos EGUAM (Expert Group on Uncertainty Analysis in Modeling ) que a su vez desarrolló el OECD/NEA Benchmark for Uncertainty Analysis in Best-Estimate Modeling for Design, Operation and Safety Analysis of LWRs (UAM) cuyo objetivo es la cuantificación de incertidumbres en todas las fases de los cálculos acoplados neutrónicos/termohidráulicos en reactores nucleares. En el contexto del proyecto NURESAFE y del ejercicio internacional de UAM se ha desarrollado esta tesis doctoral. El objetivo es identificar y propagar las diferentes fuentes de incertidumbre en cálculos neutrónicos y generar librerías optimizadas de secciones eficaces homogeneizadas en pocos grupos, tanto a nivel nodal como a nivel de pincell, que incluyan una cuantificación de dichas incertidumbres. El uso de estas librerías, que podrían llamarse avanzadas, en cálculos de difusión con simuladores de núcleo permitiría llevar a cabo el análisis BEPU de transitorios operacionales en reactores de agua ligera. El calificativo de librería avanzada hace referencia por tanto a dos ideas principales. La primera idea es la inclusión en la librería, junto con las constantes homogeneizadas, de las covarianzas, lo que posibilita la cuantificación de incertidumbres en cálculos de núcleo completo. Para ello se han identificado las fuentes de incertidumbre neutrónicas. Por un lado, las fuentes primarias provienen del conocimiento incierto de los datos nucleares básicos incluidos en las librerías evaluadas y las incertidumbres en la geometría e isotopía iniciales también llamadas incertidumbres tecnológicas. Por otro lado, al propagar ambos tipos de incertidumbre a través del esquema de cálculo estándar empleado para el análisis tridimensional de reactores (cálculos de celda, de elemento y núcleo), se irán añadiendo progresivamente nuevas incertidumbres asociadas a las aproximaciones en los modelos y métodos utilizados. En esta tesis se hace un ejercicio de propagación a las librerías de constantes homogeneizadas tanto de las incertidumbres debidas a los datos nucleares como de las tecnológicas, evaluándose la importancia relativa de cada una de ellas. Así mismo se evalúan las incertidumbres asociadas a los métodos y modelos de cada fase de cálculo. Para ello se ha utilizado el sistema de códigos SCALE6.2. Tras haber obtenido las librerías con cuantificación de incertidumbres, se hace un ejercicio de propagación de incertidumbres en cálculos tridimensionales de núcleo completo, tanto a nivel nodal como pin-by-pin, utilizando el código de difusión COBAYA. La segunda idea que subyace en el término de librería avanzada es que permita realizar cálculos de difusión best-estimate, es decir, que conduzca a resultados lo más próximos posible a los que proporcionaría teoría de transporte. Para ello, se han evaluado las técnicas de homogenización, tanto a nivel nodal como a nivel de pincell, y se ha tenido en cuenta el fuerte acoplamiento existente entre el código de transporte de elemento empleado y el simulador de núcleo. En esta tesis, los factores de discontinuidad nodales y por pin-cell incluidos en las librerías han sido determinados a partir de los resultados de transporte proporcionados por el código de elemento teniendo en cuenta la discretización del operador de bajo orden, en este caso difusión, utilizado en COBAYA tanto a nivel nodal como pin-bypin. Por otra parte, y teniendo en cuenta que las librerías suelen estar tabuladas en función de las variables de realimentación, se ha desarrollado una metodología basada en la utilización de coeficientes de sensibilidad para minimizar los errores de interpolación al emplear dichas librerías tabuladas en simuladores de núcleo, optimizando el número de cálculos de elemento requerido. Se ha llevado a cabo un análisis de los efectos de esta optimización sobre distintos transitorios operacionales en el marco del proyecto NURESAFE. En conclusión, se propone la secuencia de cálculo SCALE6.2/COBAYA como una herramienta potente para el análisis neutrónico BEPU, generando con SCALE las librerías de secciones eficaces optimizadas con cuantificación de incertidumbres para su empleo por el simulador de núcleo COBAYA. ABSTRACT Computational modeling of the physical processes which take place in a nuclear reactor enables, thanks to the validation against experimental data, the analysis of multiple scenarios useful for design, operation and safety assessment of nuclear power plants. In the past, the computational methods used for safety analysis included conservative models in order to counteract the approximations assumed. However, the current trend is to evolve to the best-estimate calculations which include data and hypothesis more realistic. An evidence of this, is the development of the European Project of the 7th Framework Programme NURESAFE, where one of the work packages is focused on a best-estimate simulation of a MSLB transient on a four-loops PWR. Additionally, best-estimate calculations should be completed with a rigorous quantification of the uncertainties in the results, giving rise to the BEPU (best-estimate plus uncertainties) analysis. Aware of the importance of the role of uncertainties, the OECD/NEA Nuclear Science Committee promoted in 2005 the creation of the Expert Group on Uncertainty Analysis in Modelling (EGUAM) which carried out the “OECD Benchmark for Uncertainty Analysis in Best- Estimate Modelling for Design, Operation and Safety Analysis of LWRs”, whose objective is to quantify the uncertainties at all stages of coupled neutronic/thermalhydraulic nuclear reactor calculations. In the context of NURESAFE Project and UAM benchmark this PhD Thesis has been developed. The objective is to identify and propagate the different sources of uncertainties in neutronic calculations and to generate advanced libraries of few-group homogenized crosssections, at nodal and pin-by-pin level, including a quantification of those uncertainties. The use of these libraries in diffusion codes with core simulators would allow to perform BEPU transient analyses in LWRs. The term of advanced library refers to two main ideas. The first one is the inclusion into the library, in conjunction with the homogenized parameters, of the covariances, which make possible the uncertainty quantification in full core calculations. To this aim, the sources of neutronic uncertainties have been identified. In one hand, the primitive sources come from the uncertain knowledge in basic nuclear data included in the evaluated libraries and the uncertainties in geometry and the initial isotope concentration (also called technological uncertainties). On the other hand, when both types of uncertainties are propagated through the standard calculation scheme used to the 3D reactor analysis (cell-physics, lattice and core calculations), new uncertainties associated to approximations in methods and models are being progressively added. In this PhD Thesis a quantification exercise to the homogenized cross-section libraries is performed for nuclear data and technological uncertainties, assessing the relative importance of each of them. In the same way, the uncertainties associated to the methods and models of each calculation phase are estimated. For this task, SCALE 6.2 system has been used. After obtaining libraries with uncertainty quantification, a propagation exercise is performed in 3D full core calculations, at nodal and pin-by-pin level, using COBAYA diffusion code. The second idea related to the “advanced” term is that the advanced library should allow carrying out best-estimate diffusion calculations, that is, the obtaining of results as closer as possible to those which would be obtained by transport theory. For this, the homogenization techniques, at nodal and pin-by-pin level, have been evaluated and the thigh coupling existing between the transport code and the core simulator has been taken into account. In this PhD Thesis the nodal and pin-cell discontinuity factors included in the libraries have been computed based on transport results provided by the lattice code taking into account the discretization of the low-order operator, in this case diffusion, employed in COBAYA, at nodal and pin-by-pin level. On other hand, and taking in consideration that libraries are usually tabulated as function of feedback variables, a new methodology has been developed. This methodology is based on the usage of sensitivity coefficients in order to minimize the interpolation errors when using the tabulated libraries in core simulators, optimizing the number of lattice calculations required. It has been carried out an analysis of the effects of this optimization over different transients within the frame of NURESAFE project. In conclusion, the sequence SCALE6.2/COBAYA is proposed as a robust tool for BEPU neutronic analyses, generating with the first one the cross-sections libraries with uncertainty quantification to be used in the second one.

El proyecto de investigación se ha propuesto como objetivo central el desarrollo y cualificación de pruebas de principio computacionales y de validación por contratación con las medidas en reactores, de métodos de simulación computacional, detallada bidimensional, con tratamiento preciso de las heterogeneidades reales de los núcleos de agua a presión. Las actividades de desarrollo novedoso incluyen: 1. Estudio de los efectos de realimentaciones cruzadas en las secciones eficaces macroscópicas y microscópicas en dos grupos de energía (rápido y térmico) de las condiciones locales instantáneas e históricas, durante el quemado previo, de las variables más relevantes: densidad y temperatura del moderador, temperatura del combustible, material estructural (rejillas), control y absorbentes consumibles. 2. Métodos y procedimientos para el cálculo de las dependencias funcionales y algoritmos efectivos de interpolación o ajuste funcional para la inclusión de las realimentaciones en el cálculo tridimensional del núcleo. 3. Implantación de cálculo de elemento combustible y de núcleo completo, destinado al análisis detallado de las distribuciones locales de potencia, junto a las variables de análisis general del cálculo de reactores

El accidente de pérdida de refrigerante (LOCA) en un reactor nuclear es uno de los accidentes Base de Diseño más preocupantes y estudiados desde el origen del uso de la tecnología de fisión en la industria productora de energía. El LOCA ocupa, desde el punto de vista de los análisis de seguridad, un lugar de vanguardia tanto en el análisis determinista (DSA) como probabilista (PSA), cuya diferenciada perspectiva ha ido evolucionando notablemente en lo que al crédito a la actuación de las salvaguardias y las acciones del operador se refiere. En la presente tesis se aborda el análisis sistemático de de las secuencias de LOCA por pequeña y mediana rotura en diferentes lugares de un reactor nuclear de agua a presión (PWR) con fallo total de Inyección de Seguridad de Alta Presión (HPSI). Tal análisis ha sido desarrollado en base a la metodología de Análisis Integrado de Seguridad (ISA), desarrollado por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) y consistente en la aplicación de métodos avanzados de simulación y PSA para la obtención de Dominios de Daño, que cuantifican topológicamente las probabilidades de éxito y daño en función de determinados parámetros inciertos. Para la elaboración de la presente tesis, se ha hecho uso del código termohidráulico TRACE v5.0 (patch 2), avalado por la NRC de los EEUU como código de planta para la simulación y análisis de secuencias en reactores de agua ligera (LWR). Los objetivos del trabajo son, principalmente: (1) el análisis exhaustivo de las secuencias de LOCA por pequeña-mediana rotura en diferentes lugares de un PWR de tres lazos de diseño Westinghouse (CN Almaraz), con fallo de HPSI, en función de parámetros de gran importancia para los transitorios, tales como el tamaño de rotura y el tiempo de retraso en la respuesta del operador; (2) la obtención y análisis de los Dominios de Daño para transitorios de LOCA en PWRs, de acuerdo con la metodología ISA; y (3) la revisión de algunos de los resultados genéricos de los análisis de seguridad para secuencias de LOCA en las mencionadas condiciones. Los resultados de la tesis abarcan tres áreas bien diferenciadas a lo largo del trabajo: (a) la fenomenología física de las secuencias objeto de estudio; (b) las conclusiones de los análisis de seguridad practicados a los transitorios de LOCA; y (c) la relevancia de las consecuencias de las acciones humanas por parte del grupo de operación. Estos resultados, a su vez, son de dos tipos fundamentales: (1) de respaldo del conocimiento previo sobre el tipo de secuencias analizado, incluido en la extensa bibliografía examinada; y (2) hallazgos en cada una de las tres áreas mencionadas, no referidos en la bibliografía. En resumidas cuentas, los resultados de la tesis avalan el uso de la metodología ISA como método de análisis alternativo y sistemático para secuencias accidentales en LWRs. ABSTRACT The loss of coolant accident (LOCA) in nuclear reactors is one of the most concerning and analized accidents from the beginning of the use of fission technology for electric power production. From the point of view of safety analyses, LOCA holds a forefront place in both Deterministic (DSA) and Probabilistic Safety Analysis (PSA), which have significantly evolved from their original state in both safeguard performance credibility and human actuation. This thesis addresses a systematic analysis of small and medium LOCA sequences, in different places of a nuclear Pressurized Water Reactor (PWR) and with total failure of High Pressure Safety Injection (HPSI). Such an analysis has been grounded on the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Regulatory Body (CSN). ISA involves the application of advanced methods of simulation and PSA for obtaining Damage Domains that topologically quantify the likelihood of success and damage regarding certain uncertain parameters.TRACE v5.0 (patch 2) code has been used as the thermalhydraulic simulation tool for the elaboration of this work. Nowadays, TRACE is supported by the US NRC as a plant code for the simulation and analysis of sequences in light water reactors (LWR). The main objectives of the work are the following ones: (1) the in-depth analysis of small and medium LOCA sequences in different places of a Westinghouse three-loop PWR (Almaraz NPP), with failed HPSI, regarding important parameters, such as break size or delay in operator response; (2) obtainment and analysis of Damage Domains related to LOCA transients in PWRs, according to ISA methodology; and (3) review some of the results of generic safety analyses for LOCA sequences in those conditions. The results of the thesis cover three separated areas: (a) the physical phenomenology of the sequences under study; (b) the conclusions of LOCA safety analyses; and (c) the importance of consequences of human actions by the operating crew. These results, in turn, are of two main types: (1) endorsement of previous knowledge about this kind of sequences, which is included in the literature; and (2) findings in each of the three aforementioned areas, not reported in the reviewed literature. In short, the results of this thesis support the use of ISA-like methodology as an alternative method for systematic analysis of LWR accidental sequences.

This thesis presents the work carried out to develop a simulation system for nuclear power plants, denominated TRETA / COPMA-III integrated simulator, which allows the simulation of the thermalhydraulic processes that take place in this type of facilities, in normal operation and emergency operation, as well as the control room crew actions related with the management of the emergency situations. The simulation of the thermalhydraulic processes is carried out by means of the TRETA (PWR) or TIZONA (BWR) simulators, both developed by the Spanish Nuclear Council (CSN). In what concerns to the simulation of the human performance, and taking into account the fact that in this type of facilities the management of the emergencies is strongly proceduralized, the COPMA-III procedures simulator is used. This simulator has been developed by the Halden Reactor Project (HRP), and it was adapted by the HRP development team for its use in the integrated simulator. This new tool is characterized mainly by its modular structure and its interconnection ability with other codes. In an individual way, the different codes that compose the simulator present advanced capacities in its models. Firstly, the TRETA simulator presents great versatility in defining the grade of complexity in the simulation of the processes. On the other hand, regarding to the COPMA-III simulator, it enables the automatic simulation of human actions proceduralized or planned, that means, all of those manual performances of which it is possible to develop a deterministic scheme, including aspects of timing and work load. Concerning the simulator package modular structure, it makes possible even the substitution of the process or procedures simulators and the implementation of any other simulator that it is considered more appropriate for specific necessities. This simulation system not only could be applied to validate the procedures design, but rather could be use in the verification of the consistency of the analyses made in the safety analysis. This last aspect is specially relevant, because these studies don’t include, except for seldom cases, the dynamic evaluation of the operator actions impact in the analysis of the accidental sequences.