Comparison of particle dispersion obtained with simple stochastic models and les in pipe flow

A hybrid Eulerian-Lagrangian approach is employed to simulate heavy particle dispersion in turbulent pipe flow. The mean flow is provided by the Eulerian simulations developed by mean of JetCode, whereas the fluid fluctuations seen by particles are prescribed by a stochastic differential equation based on normalized Langevin. The statistics of particle velocity are compared to LES data which contain detailed statistics of velocity for particles with diameter equal to 20.4 µm. The model is in good agreement with the LES data for axial mean velocity whereas rms of axial and radial velocities should be adjusted.

Parametrization of the average ionization and radiative cooling rates of carbon plasmas in a wide range of density and temperature

In this work we present an analysis of the influence of the thermodynamic regime on the monochromatic emissivity, the radiative power loss and the radiative cooling rate for optically thin carbon plasmas over a wide range of electron temperature and density assuming steady state situations. Furthermore, we propose analytical expressions depending on the electron density and temperature for the average ionization and cooling rate based on polynomial fittings which are valid for the whole range of plasma conditions considered in this work.

Fault isolation schemes for a class of continuous-time stochastic dynamical systems

In this paper a new method for fault isolation in a class of continuous-time stochastic dynamical systems is proposed. The method is framed in the context of model-based analytical redundancy, consisting in the generation of a residual signal by means of a diagnostic observer, for its posterior analysis. Once a fault has been detected, and assuming some basic a priori knowledge about the set of possible failures in the plant, the isolation task is then formulated as a type of on-line statistical classification problem. The proposed isolation scheme employs in parallel different hypotheses tests on a statistic of the residual signal, one test for each possible fault. This isolation method is characterized by deriving for the unidimensional case, a sufficient isolability condition as well as an upperbound of the probability of missed isolation. Simulation examples illustrate the applicability of the proposed scheme.

A unified framework for linear function approximation of value functions in stochastic control

This paper contributes with a unified formulation that merges previ- ous analysis on the prediction of the performance ( value function ) of certain sequence of actions ( policy ) when an agent operates a Markov decision process with large state-space. When the states are represented by features and the value function is linearly approxi- mated, our analysis reveals a new relationship between two common cost functions used to obtain the optimal approximation. In addition, this analysis allows us to propose an efficient adaptive algorithm that provides an unbiased linear estimate. The performance of the pro- posed algorithm is illustrated by simulation, showing competitive results when compared with the state-of-the-art solutions.

High power beam dump project for the accelerator prototype LIPAc: Cooling design and analysis

En el campo de la fusión nuclear y desarrollándose en paralelo a ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), el proyecto IFMIF (International Fusion Material Irradiation Facility) se enmarca dentro de las actividades complementarias encaminadas a solucionar las barreras tecnológicas que aún plantea la fusión. En concreto IFMIF es una instalación de irradiación cuya misión es caracterizar materiales resistentes a condiciones extremas como las esperadas en los futuros reactores de fusión como DEMO (DEMOnstration power plant). Consiste de dos aceleradores de deuterones que proporcionan un haz de 125 mA y 40 MeV cada uno, que al colisionar con un blanco de litio producen un flujo neutrónico intenso (1017 neutrones/s) con un espectro similar al de los neutrones de fusión [1], [2]. Dicho flujo neutrónico es empleado para irradiar los diferentes materiales candidatos a ser empleados en reactores de fusión, y las muestras son posteriormente examinadas en la llamada instalación de post-irradiación. Como primer paso en tan ambicioso proyecto, una fase de validación y diseño llamada IFMIFEVEDA (Engineering Validation and Engineering Design Activities) se encuentra actualmente en desarrollo. Una de las actividades contempladas en esta fase es la construcción y operación de una acelarador prototipo llamado LIPAc (Linear IFMIF Prototype Accelerator). Se trata de un acelerador de deuterones de alta intensidad idéntico a la parte de baja energía de los aceleradores de IFMIF. Los componentes del LIPAc, que será instalado en Japón, son suministrados por diferentes países europeos. El acelerador proporcionará un haz continuo de deuterones de 9 MeV con una potencia de 1.125 MW que tras ser caracterizado con diversos instrumentos deberá pararse de forma segura. Para ello se requiere un sistema denominado bloque de parada (Beam Dump en inglés) que absorba la energía del haz y la transfiera a un sumidero de calor. España tiene el compromiso de suministrar este componente y CIEMAT (Centro de Investigaciones Energéticas Medioambientales y Tecnológicas) es responsable de dicha tarea. La pieza central del bloque de parada, donde se para el haz de iones, es un cono de cobre con un ángulo de 3.5o, 2.5 m de longitud y 5 mm de espesor. Dicha pieza está refrigerada por agua que fluye en su superficie externa por el canal que se forma entre el cono de cobre y otra pieza concéntrica con éste. Este es el marco en que se desarrolla la presente tesis, cuyo objeto es el diseño del sistema de refrigeración del bloque de parada del LIPAc. El diseño se ha realizado utilizando un modelo simplificado unidimensional. Se han obtenido los parámetros del agua (presión, caudal, pérdida de carga) y la geometría requerida en el canal de refrigeración (anchura, rugosidad) para garantizar la correcta refrigeración del bloque de parada. Se ha comprobado que el diseño permite variaciones del haz respecto a la situación nominal siendo el flujo crítico calorífico al menos 2 veces superior al nominal. Se han realizado asimismo simulaciones fluidodinámicas 3D con ANSYS-CFX en aquellas zonas del canal de refrigeración que lo requieren. El bloque de parada se activará como consecuencia de la interacción del haz de partículas lo que impide cualquier cambio o reparación una vez comenzada la operación del acelerador. Por ello el diseño ha de ser muy robusto y todas las hipótesis utilizadas en la realización de éste deben ser cuidadosamente comprobadas. Gran parte del esfuerzo de la tesis se centra en la estimación del coeficiente de transferencia de calor que es determinante en los resultados obtenidos, y que se emplea además como condición de contorno en los cálculos mecánicos. Para ello por un lado se han buscado correlaciones cuyo rango de aplicabilidad sea adecuado para las condiciones del bloque de parada (canal anular, diferencias de temperatura agua-pared de decenas de grados). En un segundo paso se han comparado los coeficientes de película obtenidos a partir de la correlación seleccionada (Petukhov-Gnielinski) con los que se deducen de simulaciones fluidodinámicas, obteniendo resultados satisfactorios. Por último se ha realizado una validación experimental utilizando un prototipo y un circuito hidráulico que proporciona un flujo de agua con los parámetros requeridos en el bloque de parada. Tras varios intentos y mejoras en el experimento se han obtenido los coeficientes de película para distintos caudales y potencias de calentamiento. Teniendo en cuenta la incertidumbre de las medidas, los valores experimentales concuerdan razonablemente bien (en el rango de 15%) con los deducidos de las correlaciones. Por motivos radiológicos es necesario controlar la calidad del agua de refrigeración y minimizar la corrosión del cobre. Tras un estudio bibliográfico se identificaron los parámetros del agua más adecuados (conductividad, pH y concentración de oxígeno disuelto). Como parte de la tesis se ha realizado asimismo un estudio de la corrosión del circuito de refrigeración del bloque de parada con el doble fin de determinar si puede poner en riesgo la integridad del componente, y de obtener una estimación de la velocidad de corrosión para dimensionar el sistema de purificación del agua. Se ha utilizado el código TRACT (TRansport and ACTivation code) adaptándalo al caso del bloque de parada, para lo cual se trabajó con el responsable (Panos Karditsas) del código en Culham (UKAEA). Los resultados confirman que la corrosión del cobre en las condiciones seleccionadas no supone un problema. La Tesis se encuentra estructurada de la siguiente manera: En el primer capítulo se realiza una introducción de los proyectos IFMIF y LIPAc dentro de los cuales se enmarca esta Tesis. Además se describe el bloque de parada, siendo el diseño del sistema de rerigeración de éste el principal objetivo de la Tesis. En el segundo y tercer capítulo se realiza un resumen de la base teórica así como de las diferentes herramientas empleadas en el diseño del sistema de refrigeración. El capítulo cuarto presenta los resultados del relativos al sistema de refrigeración. Tanto los obtenidos del estudio unidimensional, como los obtenidos de las simulaciones fluidodinámicas 3D mediante el empleo del código ANSYS-CFX. En el quinto capítulo se presentan los resultados referentes al análisis de corrosión del circuito de refrigeración del bloque de parada. El capítulo seis se centra en la descripción del montaje experimental para la obtención de los valores de pérdida de carga y coeficiente de transferencia del calor. Asimismo se presentan los resultados obtenidos en dichos experimentos. Finalmente encontramos un capítulo de apéndices en el que se describen una serie de experimentos llevados a cabo como pasos intermedios en la obtención del resultado experimental del coeficiente de película. También se presenta el código informático empleado para el análisis unidimensional del sistema de refrigeración del bloque de parada llamado CHICA (Cooling and Heating Interaction and Corrosion Analysis). ABSTRACT In the nuclear fusion field running in parallel to ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) as one of the complementary activities headed towards solving the technological barriers, IFMIF (International Fusion Material Irradiation Facility) project aims to provide an irradiation facility to qualify advanced materials resistant to extreme conditions like the ones expected in future fusion reactors like DEMO (DEMOnstration Power Plant). IFMIF consists of two constant wave deuteron accelerators delivering a 125 mA and 40 MeV beam each that will collide on a lithium target producing an intense neutron fluence (1017 neutrons/s) with a similar spectra to that of fusion neutrons [1], [2]. This neutron flux is employed to irradiate the different material candidates to be employed in the future fusion reactors, and the samples examined after irradiation at the so called post-irradiative facilities. As a first step in such an ambitious project, an engineering validation and engineering design activity phase called IFMIF-EVEDA (Engineering Validation and Engineering Design Activities) is presently going on. One of the activities consists on the construction and operation of an accelerator prototype named LIPAc (Linear IFMIF Prototype Accelerator). It is a high intensity deuteron accelerator identical to the low energy part of the IFMIF accelerators. The LIPAc components, which will be installed in Japan, are delivered by different european countries. The accelerator supplies a 9 MeV constant wave beam of deuterons with a power of 1.125 MW, which after being characterized by different instruments has to be stopped safely. For such task a beam dump to absorb the beam energy and take it to a heat sink is needed. Spain has the compromise of delivering such device and CIEMAT (Centro de Investigaciones Energéticas Medioambientales y Tecnológicas) is responsible for such task. The central piece of the beam dump, where the ion beam is stopped, is a copper cone with an angle of 3.5o, 2.5 m long and 5 mm width. This part is cooled by water flowing on its external surface through the channel formed between the copper cone and a concentric piece with the latter. The thesis is developed in this realm, and its objective is designing the LIPAc beam dump cooling system. The design has been performed employing a simplified one dimensional model. The water parameters (pressure, flow, pressure loss) and the required annular channel geometry (width, rugoisty) have been obtained guaranteeing the correct cooling of the beam dump. It has been checked that the cooling design allows variations of the the beam with respect to the nominal position, being the CHF (Critical Heat Flux) at least twice times higher than the nominal deposited heat flux. 3D fluid dynamic simulations employing ANSYS-CFX code in the beam dump cooling channel sections which require a more thorough study have also been performed. The beam dump will activateasaconsequenceofthe deuteron beam interaction, making impossible any change or maintenance task once the accelerator operation has started. Hence the design has to be very robust and all the hypotheses employed in the design mustbecarefully checked. Most of the work in the thesis is concentrated in estimating the heat transfer coefficient which is decisive in the obtained results, and is also employed as boundary condition in the mechanical analysis. For such task, correlations which applicability range is the adequate for the beam dump conditions (annular channel, water-surface temperature differences of tens of degrees) have been compiled. In a second step the heat transfer coefficients obtained from the selected correlation (Petukhov- Gnielinski) have been compared with the ones deduced from the 3D fluid dynamic simulations, obtaining satisfactory results. Finally an experimental validation has been performed employing a prototype and a hydraulic circuit that supplies a flow with the requested parameters in the beam dump. After several tries and improvements in the experiment, the heat transfer coefficients for different flows and heating powers have been obtained. Considering the uncertainty in the measurements the experimental values agree reasonably well (in the order of 15%) with the ones obtained from the correlations. Due to radiological reasons the quality of the cooling water must be controlled, hence minimizing the copper corrosion. After performing a bibligraphic study the most adequate water parameters were identified (conductivity, pH and dissolved oxygen concentration). As part of this thesis a corrosion study of the beam dump cooling circuit has been performed with the double aim of determining if corrosion can pose a risk for the copper beam dump , and obtaining an estimation of the corrosion velocitytodimension the water purification system. TRACT code(TRansport and ACTivation) has been employed for such study adapting the code for the beam dump case. For such study a collaboration with the code responsible (Panos Karditsas) at Culham (UKAEA) was established. The work developed in this thesis has supposed the publication of three articles in JCR journals (”Journal of Nuclear Materials” y ”Fusion Engineering and Design”), as well as presentations in more than four conferences and relevant meetings.

Potential issues related to emergency core cooling system strainers performance at boiling water reactors: application to Cofrentes NPP (Spain)

From the 60s to the 90s, a great number of events related to the Emergency Core Cooling Systems Strainers have been happened in all kind of reactors all over the world. Thus, the Nuclear Regulatory Commission of the USA emitted some Bulletins to address the concerns about the adequacy of Emergency Core Cooling Systems (ECCS) strainer performance at boiling water reactors (BWR). In Spain the regulatory body (Consejo de Seguridad Nuclear, CSN) adopted the USA regulation and Cofrentes NPP installed new strainers with a considerable bigger size than the old strainers. The nuclear industry conducted significant and extensive research, guidance development, testing, reviews, and hardware and procedure changes during the 90s to resolve the issues related to debris blockage of BWR strainers. In 2001 the NRC and CSN closed the Bulletins. Thereafter, the strainers issues were moved to the PWR reactors. In 2004 the NRC issued a Generic Letter (GL). It requested the resolution of several effects which were not noted in the past. The GL regarded to be resolved by the PWR reactors but the NRC in USA and the CSN in Spain have requested that the BWR reactors investigate differences between the methodologies used by the BWRs and PWRs. The developments and improvements done for Cofrentes NPP are detailed. Studies for this plant show that the head loss due to the considered debris is at most half of the limited head loss for the ECCS strainer and the NPSH (Net Positive Suction Head) required for the ECCS pumps is at least three times lower than the NPSH available.

Student academic performance stochastic simulator based on the Monte Carlo method

In this paper, a computer-based tool is developed to analyze student performance along a given curriculum. The proposed software makes use of historical data to compute passing/failing probabilities and simulates future student academic performance based on stochastic programming methods (MonteCarlo) according to the specific university regulations. This allows to compute the academic performance rates for the specific subjects of the curriculum for each semester, as well as the overall rates (the set of subjects in the semester), which are the efficiency rate and the success rate. Additionally, we compute the rates for the Bachelors degree, which are the graduation rate measured as the percentage of students who finish as scheduled or taking an extra year and the efficiency rate (measured as the percentage of credits of the curriculum with respect to the credits really taken). In Spain, these metrics have been defined by the National Quality Evaluation and Accreditation Agency (ANECA). Moreover, the sensitivity of the performance metrics to some of the parameters of the simulator is analyzed using statistical tools (Design of Experiments). The simulator has been adapted to the curriculum characteristics of the Bachelor in Engineering Technologies at the Technical University of Madrid(UPM).

Leakage-aware cooling management for improving server energy efficiency

The computational and cooling power demands of enterprise servers are increasing at an unsustainable rate. Understanding the relationship between computational power, temperature, leakage, and cooling power is crucial to enable energy-efficient operation at the server and data center levels. This paper develops empirical models to estimate the contributions of static and dynamic power consumption in enterprise servers for a wide range of workloads, and analyzes the interactions between temperature, leakage, and cooling power for various workload allocation policies. We propose a cooling management policy that minimizes the server energy consumption by setting the optimum fan speed during runtime. Our experimental results on a presently shipping enterprise server demonstrate that including leakage awareness in workload and cooling management provides additional energy savings without any impact on performance.

Quality-optimization algorithm based on stochastic dynamic programming for MPEG DASH video streaming

In contrast to traditional push-based protocols, adaptive streaming techniques like Dynamic Adaptive Streaming over HTTP (DASH) fix attention on the client, who dynamically requests different-quality portions of the content to cope with a limited and variable bandwidth but aiming at maximizing the quality perceived by the user. Since DASH adaptation logic at the client is not covered by the standard, we propose a solution based on Stochastic Dynamic Programming (SDP) techniques to find the optimal request policies that guarantee the users' Quality of Experience (QoE). Our algorithm is evaluated in a simulated streaming session and is compared with other adaptation approaches. The results show that our proposal outperforms them in terms of QoE, requesting higher qualities on average.

Optimization methods for the operating room management under uncertainty: stochastic programming vs. decomposition approach

The operating theatres are the engine of the hospitals; proper management of the operating rooms and its staff represents a great challenge for managers and its results impact directly in the budget of the hospital. This work presents a MILP model for the efficient schedule of multiple surgeries in Operating Rooms (ORs) during a working day. This model considers multiple surgeons and ORs and different types of surgeries. Stochastic strategies are also implemented for taking into account the uncertain in surgery durations (pre-incision, incision, post-incision times). In addition, a heuristic-based methods and a MILP decomposition approach is proposed for solving large-scale ORs scheduling problems in computational efficient way. All these computer-aided strategies has been implemented in AIMMS, as an advanced modeling and optimization software, developing a user friendly solution tool for the operating room management under uncertainty.

Aplicación de la metodología ISA al análisis de la secuencia de pérdida del sistema de agua de refrigeración de componentes en una central nuclear con reactor de agua a presión

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).

Caracterización de la cerámica para su empleo como material de enfriamiento evaporativo en la envolvente de los edificios = Ceramic characterization towards its application as evaporative cooling material in building envelopes

El presente trabajo de investigación determina las características de la cerámica que más eficientemente se comporta a evaporación y a enfriamiento. Con el objeto de ser empleado como material integrado en la envolvente de los edificios para reducir su carga de refrigeración. La cerámica es un buen material para ser empleado para la refrigeración por evaporación. Es un sólido poroso inerte que, tras ser sometido a cocción a temperaturas por encima de los 900ºC, resulta uno de los materiales que mejor se comportan como contenedor de agua en su red capilar para, posteriormente, ir liberándola por evaporación al mismo tiempo que se enfría su superficie. La metodología general de investigación, se divide en tres etapas: Búsqueda y análisis del estado de la técnica y de la investigación. Estudio teórico de la eficacia del enfriamiento evaporativo como estrategia de enfriamiento pasivo en la arquitectura. Etapa experimental, desarrollada en tres fases: una primera de definición de los parámetros determinantes del Enfriamiento Evaporativo en piezas cerámicas, una segunda de selección cerámica y diseño de ensayos experimentales y una tercera de caracterización de la cerámica bajo criterios de evaporación y de enfriamiento. El recorrido por el estado de la cuestión ha identificado las aplicaciones tecnológicas y las investigaciones científicas que emplean el Enfriamiento Evaporativo con piezas cerámicas como técnica de enfriamiento. Como resultado se ha obtenido una tabla de clasificación de sistemas de enfriamiento evaporativo y se ha constatado que el conjunto de las aplicaciones están centradas en el diseño de piezas o sistemas pero que, sin embargo, no existe una definición de las características de la cerámica para su empleo como material de enfriamiento por evaporación. El estudio teórico de la eficacia del empleo del enfriamiento evaporativo como estrategia de enfriamiento pasivo en la arquitectura se ha realizado mediante cálculos de porcentaje de ampliación de horas en confort con empleo de técnicas de enfriamiento evaporativo directo e indirecto (EED y EEI). Como resultado se obtienen unos mapas para el ámbito español de potencial de aplicación del EED y EEI. Los resultados permiten afirmar que mediante EE se puede llegar a confort en prácticamente la totalidad de las horas de los días más cálidos del año en muchas localidades. La metodología experimental se ha desarrollado en tres fases. En la fase inicial, se han definido los parámetros determinantes del enfriamiento evaporativo en un medio cerámico mediante ensayos experimentales de capacidad de evaporación y de caracterización. Se realizaron un total de 12 ensayos. Se determinó que el material cerámico tiene una gran influencia en la capacidad de evaporación y enfriamiento en las piezas cerámicas, apoyando la hipótesis inicial y la necesidad de caracterizar el material. La primera fase empírica se centró en la selección cerámica y el diseño de los ensayos experimentales de comportamiento hídrico. Se seleccionaron muestras de 5 tipos de cerámica. Se realizaron 4 tipos de ensayos de caracterización y 6 tipos de ensayos experimentales de comportamiento hídrico (total 123 muestras ensayadas). Los resultados obtenidos son de dos tipos, por un lado, se determinó cuál es el tipo de cerámica que más eficientemente se comporta a EE y, por otro, se rediseñaron los ensayos de la última fase experimental. Para la segunda fase experimental se seleccionaron cerámicas de fabricación manual abarcando el mayor número de localidades del ámbito español. Se realizaron ensayos de caracterización de 7 tipos y ensayos de comportamiento hídrico de 5 tipos (total 197 muestras ensayadas). Los resultados de caracterización han permitido aportar unos rangos de las características de la cerámica que más eficientemente se comporta en los ensayos de comportamiento hídrico. Al final de la investigación se ha caracterizado el material cerámico aportando características acerca de su porosidad, capacidad de absorción, color, rugosidad y mineralogía. Así como datos de referencia de su comportamiento hídrico. Además se ha desarrollado una metodología de ensayo específica que permite evaluar la capacidad de enfriamiento eficiente de una pieza cerámica. ABSTRACT The purpose of this research is to determine the characteristics of ceramic materials having the most efficient performance in terms of evaporation and cooling, so that they can be integrated in building envelopes to reduce cooling loads. Ceramics are suitable materials for cooling through passive evaporation. After being fired at temperatures over 900 °C (1,652 °F), the capillary network of this inert porous medium turns to be excellent to retain water, which is progressively liberated by evaporation while the material surface gets colder. Research methodology has involved the following steps: Search and analysis on the state of the art in technology and research. Theoretical study on the efficiency of evaporation as passive cooling strategies in buildings. Experimental stage developed in three phases, namely: definition of parameters determining evaporative cooling in ceramic elements; ceramic selection and design of experimental tests; characterization of ceramic materials under evaporation and cooling criteria. Search and analysis on the state of the art in this field have been useful to identify technology applications and scientific research where ceramics are employed for evaporative cooling. The resulting table shows that applications are wholly focused on the design of pieces and systems. Nonetheless, there is lack of definition of material characteristics in this scope. The theoretical study on efficiency of the passive strategy applied to buildings has been realized by calculation of the percentage increase in comfort hours through direct/indirect evaporative cooling techniques (DEC/IEC). The mapping of their potential application in Spain clearly shows that comfort conditions can be reached in almost all the hours of the hottest days in many towns. In the initial phase of the experimental stage, parameters determining evaporative cooling in ceramic media have been defined. For this purpose, characterization tests and evaporation and cooling rates experiments have been carried out; the number of samples tested amounted to 12. It has been concluded that material characteristics have great influence on these rates, which supports the initial hypothesis and the need for their characterization. The first empirical phase has focused on ceramic selection and design of water behaviour experimental methods. The samples covered five different kinds of ceramic materials. Four different characterization tests and six different water behaviour experiments were carried out; the number of samples tested amounted to 123. The experimental testing procedures served to determine the most efficient types of ceramic materials in terms of evaporative cooling efficiency and, at the same time, made it necessary to change the original designed experimental test for the last phase. In the second phase, a number of varied hand-made ceramic tiles have been selected. Seven different characterization tests and five different water behaviour tests were carried out; the number of samples amounted to 197. The results of characterization served to establish a range of features in ceramic materials according to their efficiency in water behaviour experiments. Finally, ceramic materials have been characterized according to porosity, water absorption, colour, surface roughness and mineralogy. Also, reference data regarding water behaviour have been included. Moreover, an innovative and specific experimental test to evaluate cooling efficiency of ceramic tiles has been developed.