Formación y entrenamiento de ingenieros nucleares mediante el máster de Ciencia y Tecnología nuclear de la UPM

El Departamento de Ingeniería Nuclear imparte los Programas oficiales de Máster y Doctorado en Ciencia y Tecnología Nuclear, que cuentan desde el año 2006 con la Mención de Calidad del Ministerio de Educación y desde este curso 2010-2011con la Mención a la Excelencia. El contenido del Máster abarca desde la tecnología nuclear de los reactores de fisión hasta el estudio de los combustibles y materiales para los futuros reactores de fusión tanto inercial como magnética.

El Seminario de Seguridad Nuclear en Reactores Avanzados: una experiencia de innovación educativa de la Universidad Politécnica de Madrid y Jóvenes Nucleares

A finales de 2009, Jóvenes Nucleares (JJNN) y la Universidad Politécnica de Madrid (UPM) comenzaron a planificar un nuevo y original seminario que tratase de la seguridad nuclear centrada en los reactores avanzados (Generación III, III+ y IV). El objetivo era hacer una descripción general de la seguridad en los nuevos reactores en comparación con los reactores construidos de la generación II desde un punto de vista técnico pero simple y sin la necesidad de un conocimiento muy profundo en ingeniería nuclear, para intentar que fuera interesante para el mayor número de gente posible. Después de un gran esfuerzo de JJNN con la ayuda del UPM, el seminario tuvo lugar en abril de 2010 en la ETS de Ingenieros Industriales (ETSII). Las lecciones fueron conducidas por jóvenes profesionales, expertos en la materia, que pertenecen a Jóvenes Nucleares y a compañías e instituciones relacionadas con la energía nuclear.

Educational Activities to Help Transferring Knowledge in Nuclear: The Seminars of Spanish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares)

From its creation, Spanish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares, JJNN), a non-profit organization that depends on the Spanish Nuclear Society (SNE), has as an important scope to help transferring the knowledge between those generations in the way that it can be possible.

Motivating Young Students to Start a Career in Nuclear: The Basic Course of Science and Nuclear Technology, An Educational Activity of Spanish Young Generation in Nuclear (JÓVENES NUCLEARES)

The main objective of this course, conducted by Jóvenes Nucleares (Spanish Young Generation in Nuclear, JJNN), a non-profit organization that depends on the Spanish Nuclear Society (SNE) is to pass on basic knowledge about Science and Nuclear Technology to the general public, mostly students and introduce them to its most relevant points. The purposes of this course are to provide general information, to answer the most common questions about Nuclear Energy and to motivate the young students to start a career in nuclear. Therefore, it is directed mainly to high school and university students, but also to general people that wants to learn about the key issues of such an important matter in our society. Anybody could attend the course, as no specific scientific education is required. The course is done at least once a year, during the Annual Meeting of the Spanish Nuclear Society, which takes place in a different Spanish city each time. The course is done also to whichever university or institution that asks for it to JJNN, with the only limit of the presenter´s availability. The course is divided into the following chapters: Physical nuclear and radiation principles, Nuclear power plants, Nuclear safety, Nuclear fuel, Radioactive waste, Decommission of nuclear facilities, Future nuclear power plants, Other uses of nuclear technology, Nuclear energy, climate change and sustainable development. The course is divided into 15 minutes lessons on the above topics, imparted by young professionals, experts in the field that belongs either to the Spanish Young Generation in Nuclear, either to companies and institutions related with nuclear energy. At the end of the course, a 200 pages book with the contents of the course is handed to every member of the audience. This book is also distributed in other course editions at high schools and universities in order to promote the scientific dissemination of the Nuclear Technology. As an extra motivation, JJNN delivers a course certificate to the assistants. At the end of the last edition course, in Santiago de Compostela, the assistants were asked to provide a feedback about it. Some really interesting lessons were learned, that will be very useful to improve next editions of the course. As a general conclusion of the courses it can be said that many of the students that have assisted to the course have increased their motivation in the nuclear field, and hopefully it will help the young talents to choose the nuclear field to develop their careers

Introducing Nuclear Energy to High-School Students: The Spanish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares) Lectures

One of the main goals of Spanish Young Generation (JJNN) is to spread knowledge about nuclear energy, not only pointing out its advantages and its role in our society, but also trying to correct some of the ideas that are due to the biased information and to the lack of knowledge. With this goal in mind, lectures were given in several high schools, aimed at students ranging from 14 to 18 years old. This paper explains the experience accumulated during those talks and the conclusions that can be drawn, so as to better focus the communication about nuclear energy, especially the one aimed at a young public. In order to evaluate the degree of knowledge and information on a specific topic of a given group of individuals, statistical methods must be used. At the beginning of each lecture (and sometimes at the end, in order to evaluate the impact of the talk) the students were submitted to a short survey conducted by Spanish Young Generation. It consisted in eight questions, dealing with the relation between the main environmental issues (global warming, acid rain, radioactive waste…) and nuclear energy. The answers can be surprising, especially for professionals of the nuclear field who, since they are so familiar with this topic, often forget that this is just the case of a minority of people. A better knowledge of the degree of information of a given group enables to focus and personalize the communication. Another communication tool is the direct contact with students: it starts with their questions, which can then lead to a small debate. If the surveys inform about the topics they are unaware of, the direct exchange with them enables to find the most effective way to provide them the information. Of course, it depends a lot on the public attending the talk (age, background…) and on the debate following the talk: a good communication, adapted to the public, is necessary. Therefore, the outcome of the performed exercise is that Spanish teenagers have still a lack of knowledge about nuclear energy. We can learn that items that are evident for nuclear young professionals are unknown for high school teenagers

An educational initiative between the Universidad Politécnica de Madrid and Spanish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares): The Seminar of Nuclear Safety in Advanced Reactors

Jóvenes Nucleares (Spanish Young Generation in Nuclear, JJNN) is a non-profit organization and a commission of the Spanish Nuclear Society (SNE). The Universidad Politécnica de Madrid (Technical University of Madrid, UPM) is one of the most prestigious technical universities of Spain, and has a very strong curriculum in nuclear engineering training and research. Finishing 2009, JJNN and the UPM started to plan a new and first-of-a-kind Seminar in Nuclear Safety focused on the Advanced Reactors (Generation III, III+ and IV). The scope was to make a general description of the safety in the new reactors, comparing them with the built Generation II reactors from a technical point of view but simple and without the need of strong background in nuclear engineering to try to be interesting for the most number of people possible.

Helping to Close the Generational Gap in Nuclear: The Seminars and Conferences of Spanish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares)

As in each country of Europe with nuclear power, there is a clear gap between those generation that have built the power plants in the eighties and the new generations with less than ten years of experience in the nuclear field. From its creation, Spanish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares) has as an important scope to help transferring the knowledge between those generations in the way that it can be possible. Some years ago, JJNN have started organizing seminars periodically trying to cover as many areas as possible in the nuclear engineering field, and some of them outside the industry but related with it.

Desarrollo de una metodología de análisis del riesgo para sistemas de generación de hidrógeno mediante reactores nucleares.

La seguridad en el ámbito nuclear juega un papel muy importante debido a las graves consecuencias que pueden tener los posibles accidentes, cuyos efectos se pueden extender por extensos espacios y prolongarse mucho en el tiempo. Es por eso que desde el inicio del desarrollo de la tecnología nuclear siempre se ha vigilado por mantener las instalaciones nucleares en un nivel de riesgo aceptable. En esta tesis se pretende poner de manifiesto algunas carencias del análisis de riesgo clásico que se resumen en una forma de distinguir y separar transitorios de daño y transitorios seguros pertenecientes a una misma secuencia, definiendo el llamado dominio de daño y evaluando la probabilidad de que algún transitorio perteneciente a la secuencia sea de daño, es decir, que esté contenido dentro de la región del dominio de daño, aportando la llamada probabilidad de superación para obtener la frecuencia de superación de estados finales no deseados. En la tesis se realiza en primer lugar un breve resumen de algunos reactores de alta temperatura refrigerados con gas, de los que se ha elegido al reactor de prueba de alta temperatura (HTTR) como ejemplo para mostrar la metodología. Aparte de ver el diseño de los diferentes reactores y su aportación a la investigación y desarrollo de nuevos modelos, se estudiaron algunos incidentes y se tomaron datos de algunos de ellos para ajustar las probabilidades de los sucesos a emplear en los árboles de fallos. Seguidamente se realiza un análisis simple de una secuencia, según la metodología clásica de análisis probabilista del riesgo, usando solo arboles de fallos y de sucesos, evaluando la frecuencia de daño de dicha secuencia. En el núcleo de la Tesis se describe la metodología y la aportación que se propone para obtener la cuantificación de tan solo los transitorios de daño y su aportación al estado final. Una aportación significativa es el modelado del HTTR, plasmado en el programa de simulación HTTR5+, necesario para poder aplicar la metodología, con el que se ha llevado a cabo la simulación de un transitorio de prueba, a fin de realizar la comparación con el obtenido por el fabricante (JAERI), buscando el dominio de daño y su cuantificación. Para este fin, se desarrolló un módulo que gestiona las diferentes simulaciones para delinear el dominio de daño, el cual se integró al simulador HTTR5+ para crear el programa DD-HTTR5+. Los resultados de la frecuencia de superación de la variable de daño se han comparado con los obtenidos por el método tradicional, para finalmente extraer las conclusiones de la Tesis. Uno de los resultados más significativos es que para la secuencia analizada un 40% de los transitorios que pertenecen a la secuencia son de daño y el otro 60% son transitorios seguros. Al emplear el método clásico se estaba realizando una sobreestimación de la probabilidad y frecuencia de daño. La Tesis también contiene en anexos una descripción muy detallada del HTTR, con respecto a su diseño, modos de operación, sistemas y componentes, etc. También se detallan las propiedades termofísicas del HTTR, así como las tasas de fallos y los árboles de fallos utilizados. Toda esta información fue de gran ayuda para realizar el modelo y programa de simulación HTTR5+.

El sistema JRODOS: una herramienta moderna y eficaz para la gestión y preparación de emergencias nucleares y radiológicas y la rehabilitación. Implementación en España.

En los últimos años se ha producido un significativo avance en el área de la gestión de las emergencias nucleares y radiológicas y la rehabilitación. Proyectos de alcance europeo como EURANOS han contribuido a mejorar los procesos de gobernanza participativa iniciados durante los anteriores Programas Marco Europeos y el desarrollo de técnicas y metodologías en todos los niveles operativos en materia nuclear y radiológica. El sistema de ayuda a la decisión (SAD) RODOS es uno de los productos desarrollados durante este periodo y que ha ido siendo mejorado hasta convertirse en un sistema de uso operacional ampliamente difundido y asumido en todo el ámbito europeo y que empieza a extenderse también a otras zonas del mundo. En España, ha sido implementado y adaptado a las características nacionales en el contexto del Proyecto ISIDRO, patrocinado por el CSN, con la participación del CIEMAT y la UPM. El objetivo de este trabajo es dar a conocer la última versión de este sistema, denominado JRODOS, centrándose en su adaptación al entorno nacional y su aplicación como herramienta operacional en la gestión y preparación de las emergencias y la rehabilitación de zonas contaminadas.

Mejoras en el sistema MOIRA para su aplicación a los emplazamientos nucleares fluviales españoles

Entre las posibles secuelas de un accidente nuclear hay que contar con la contaminación radiactiva a medio y largo plazo de los sistemas acuáticos de agua dulce. Frente a ese problema, es fundamental disponer de una evaluación realista del impacto radiológico, ecológico, social y económico de las posibles estrategias de gestión, para poder adoptar las decisiones más convenientes de forma racional. MOIRA es un sistema de ayuda a la decisión desarrollado en el curso de los Programas Marco Europeos con participación de la UPM, que ha sido mejorado y adaptado a los emplazamientos nucleares españoles en los últimos años en el contexto del Proyecto ISIDRO, patrocinado por el Consejo de Seguridad Nuclear, con la participación del CIEMAT y la UPM. El trabajo se centra en esos avances, principalmente relacionados con los sistemas hidráulicos complejos como los de los ríos Tajo, Ebro y Júcar, en los que se ubican varias centrales nucleares españolas.

The seminar of nuclear safety in advanced reactors and the seminar of nuclear fusion: two formative initiatives from Universidad Politécnica de Madrid and spanish young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares)

panish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares) is a commission of the Spanish Nuclear Society (SNE), whose main goals are to spread knowledge about nuclear energy among the society. Following this motivation, two Seminars have been carried out with the collaboration of the Technical University of Madrid: The Seminar of Nuclear Safety in Advanced Reactors (SRA) and the Seminar of Nuclear Fusion (SFN). The first one, which has been celebrated every year since 2010, aims to show clearly the advances that have been obtained in the section of safety with the new reactors, from a technical but simple point of view and without needing great previous nuclear engineering knowledge. The second one, which first edition was held in 2011, aims to give a general overview of the past, present and future situation of nuclear fusion technology, and was born as a result of the increasing interest of our Spanish Young Generation members in this technology.

Estudio del módulo icrp del sistema jrodos de ayuda a la toma de decisiones en emergencias nucleares y radiológicas

Este proyecto se basa en el sistema JRodos de ayuda a la toma de decisiones en tiempo real en caso de emergencias nucleares y radiológicas. Tras una breve descripción del mismo, se presentan los modelos de cálculo que utiliza el sistema y la organización modular en la que se estructura el programa. Concretamente este documento se centra en un módulo desarrollado recientemente denominado ICRP y caracterizado por tener en cuenta todas las vías de exposición a la contaminación radiológica, incluida la vía de la ingestión que no se había tenido en cuenta en los módulos previos. Este modelo nuevo utiliza resultados obtenidos a partir de la cadena de escala local LSMC como datos de entrada, por lo que se lleva a cabo una descripción detalla del funcionamiento y de la ejecución tanto del módulo ICRP como de la cadena previa LSMC. Finalmente, se ejecuta un ejercicio ICRP usando los datos meteorológicos y de término fuentes reales que se utilizaron en el simulacro CURIEX 2013 realizado en el mes de noviembre de 2013 en la Central Nuclear de Almaraz. Se presenta paso a paso la ejecución de este ejercicio y posteriormente se analizan y explican los resultados obtenidos acompañados de elementos visuales proporcionados por el programa. This project is based on the real time online decision support system for nuclear emergency management called JRodos. After a brief description of it, the calculation models used by the system and its modular organization are presented. In particular, this paper focuses on a newly developed module named ICRP. This module is characterized by the consideration of the fact that all terrestrial exposure pathways, including ingestion, which has not been considered in previous modules. This new model uses the results obtained in a previous local scale model chain called LSMC as input. In this document a detailed description of the operation and implementation of both the ICRP module and its previous LSMC chain is presented. To conclude, an ICRP exercise is performed with real meteorological and source term data used in the simulation exercise CURIEX 2013 carried out in the Almaraz Nuclear Power Plant in November 2013. A stepwise realization of this exercise is presented and subsequently the results are deeply explained and analyzed supplemented with illustrations provided by the program.

Metodología de simulación numérica de la transferencia de calor por ebullición en película en torno a superficies esféricas refrigeradas por líquido saturado en convección libre: aplicación a reactores nucleares de lecho de bolas (PBR)

En la presente Tesis se realizó un análisis numérico, usando el código comercial Ansys-Fluent, de la refrigeración de una bola de combustible de un reactor de lecho de bolas (PBR, por sus siglas en inglés), ante un escenario de emergencia en el cual el núcleo sea desensamblado y las bolas se dejen caer en una piscina de agua, donde el mecanismo de transferencia de calor inicialmente sería la ebullición en película, implicando la convección y la radiación al fluido. Previamente se realizaron pruebas de validación, comparando los resultados numéricos con datos experimentales disponibles en la literatura para tres geometrías diferentes, lo cual permitió seleccionar los esquemas y modelos numéricos con mejor precisión y menor costo computacional. Una vez identificada la metodología numérica, todas las pruebas de validación fueron ampliamente satisfactorias, encontrándose muy buena concordancia en el flujo de calor promedio con los datos experimentales. Durante estas pruebas de validación se lograron caracterizar numéricamente algunos parámetros importantes en la ebullición en película con los cuales existen ciertos niveles de incertidumbre, como son el factor de acoplamiento entre convección y radiación, y el factor de corrección del calor latente de vaporización. El análisis térmico de la refrigeración de la bola del reactor por ebullición en película mostró que la misma se enfría, a pesar del calor de decaimiento, con una temperatura superficial de la bola que desciende de forma oscilatoria, debido al comportamiento inestable de la película de vapor. Sin embargo, la temperatura de esta superficie tiene una buena uniformidad, notándose que las áreas mejor y peor refrigeradas están localizadas en la parte superior de la bola. Se observó la formación de múltiples domos de vapor en diferentes posiciones circunferenciales, lo cual causa que el área más caliente de la superficie se localice donde se forman los domos más grandes. La separación entre los domos de vapor fue consistente con la teoría hidrodinámica, con la adición de que la separación entre domos se reduce a medida que evolucionan y crecen, debido a la curvatura de la superficie. ABSTRACT A numerical cooling analysis of a PBR fuel pebble, after an emergency scenario in which the nucleus disassembly is made and the pebbles are dropped into a water pool, transmitting heat by film boiling, involving convection and radiation to the fluid, is carried out in this Thesis. First, were performed validation tests comparing the numerical results with experimental works available for three different geometries, which allowed the selection of numerical models and schemes with better precision and lower computational cost. Once identified the numerical methodology, all validation tests were widely satisfactory, finding very good agreement with experimental works in average heat flux. During these validation tests were achieved numerically characterize some important parameters in film boiling with which there are certain levels of uncertainty, such as the coupling factor between convection and radiation, and the correction factor of the latent heat of vaporization. The thermal analysis of pebble cooling by film boiling shows that despite its decay heat, cooling occurs, with pebble surface temperature descending from an oscillatory manner, due to the instability of the vapor film. However, the temperature of this surface has a good uniformity, noting that the best and worst refrigerated area is located at the top of the pebble. The formation of multiple vapor domes at different circumferential positions is observed, which cause that the hottest area of the surface was located where biggest vapor domes were formed. The separation between vapor domes was consistent with the hydrodynamic theory, with the addition that the separation is reduced as the vapor dome evolves and grows, due to the surface curvature.

Diseño sísmico de instalaciones nucleares y obras públicas

Aquí se comentarán algunos criterios que se deben tener en cuenta en el diseño de obras singulares. En particular, se pondrá un especial enfásis en la elaboración de los datos precisos para un análisis sísmico, aspecto de excepcional importancia y que contiene numerosas cuestiones abiertas, en espera de acuerdo entre los expertos. Se finalizará esta exposición con un breve resumen de los métodos y modelos de cálculo más utilizados en el análisis y su rango de aplicación

Contribución al estudio de las metodologías de cálculo realista con incertidumbre (BEPU), dentro del análisis determinista de seguridad de plantas nucleares

El análisis determinista de seguridad (DSA) es el procedimiento que sirve para diseñar sistemas, estructuras y componentes relacionados con la seguridad en las plantas nucleares. El DSA se basa en simulaciones computacionales de una serie de hipotéticos accidentes representativos de la instalación, llamados escenarios base de diseño (DBS). Los organismos reguladores señalan una serie de magnitudes de seguridad que deben calcularse en las simulaciones, y establecen unos criterios reguladores de aceptación (CRA), que son restricciones que deben cumplir los valores de esas magnitudes. Las metodologías para realizar los DSA pueden ser de 2 tipos: conservadoras o realistas. Las metodologías conservadoras utilizan modelos predictivos e hipótesis marcadamente pesimistas, y, por ello, relativamente simples. No necesitan incluir un análisis de incertidumbre de sus resultados. Las metodologías realistas se basan en hipótesis y modelos predictivos realistas, generalmente mecanicistas, y se suplementan con un análisis de incertidumbre de sus principales resultados. Se les denomina también metodologías BEPU (“Best Estimate Plus Uncertainty”). En ellas, la incertidumbre se representa, básicamente, de manera probabilista. Para metodologías conservadores, los CRA son, simplemente, restricciones sobre valores calculados de las magnitudes de seguridad, que deben quedar confinados en una “región de aceptación” de su recorrido. Para metodologías BEPU, el CRA no puede ser tan sencillo, porque las magnitudes de seguridad son ahora variables inciertas. En la tesis se desarrolla la manera de introducción de la incertidumbre en los CRA. Básicamente, se mantiene el confinamiento a la misma región de aceptación, establecida por el regulador. Pero no se exige el cumplimiento estricto sino un alto nivel de certidumbre. En el formalismo adoptado, se entiende por ello un “alto nivel de probabilidad”, y ésta corresponde a la incertidumbre de cálculo de las magnitudes de seguridad. Tal incertidumbre puede considerarse como originada en los inputs al modelo de cálculo, y propagada a través de dicho modelo. Los inputs inciertos incluyen las condiciones iniciales y de frontera al cálculo, y los parámetros empíricos de modelo, que se utilizan para incorporar la incertidumbre debida a la imperfección del modelo. Se exige, por tanto, el cumplimiento del CRA con una probabilidad no menor a un valor P0 cercano a 1 y definido por el regulador (nivel de probabilidad o cobertura). Sin embargo, la de cálculo de la magnitud no es la única incertidumbre existente. Aunque un modelo (sus ecuaciones básicas) se conozca a la perfección, la aplicación input-output que produce se conoce de manera imperfecta (salvo que el modelo sea muy simple). La incertidumbre debida la ignorancia sobre la acción del modelo se denomina epistémica; también se puede decir que es incertidumbre respecto a la propagación. La consecuencia es que la probabilidad de cumplimiento del CRA no se puede conocer a la perfección; es una magnitud incierta. Y así se justifica otro término usado aquí para esta incertidumbre epistémica: metaincertidumbre. Los CRA deben incorporar los dos tipos de incertidumbre: la de cálculo de la magnitud de seguridad (aquí llamada aleatoria) y la de cálculo de la probabilidad (llamada epistémica o metaincertidumbre). Ambas incertidumbres pueden introducirse de dos maneras: separadas o combinadas. En ambos casos, el CRA se convierte en un criterio probabilista. Si se separan incertidumbres, se utiliza una probabilidad de segundo orden; si se combinan, se utiliza una probabilidad única. Si se emplea la probabilidad de segundo orden, es necesario que el regulador imponga un segundo nivel de cumplimiento, referido a la incertidumbre epistémica. Se denomina nivel regulador de confianza, y debe ser un número cercano a 1. Al par formado por los dos niveles reguladores (de probabilidad y de confianza) se le llama nivel regulador de tolerancia. En la Tesis se razona que la mejor manera de construir el CRA BEPU es separando las incertidumbres, por dos motivos. Primero, los expertos defienden el tratamiento por separado de incertidumbre aleatoria y epistémica. Segundo, el CRA separado es (salvo en casos excepcionales) más conservador que el CRA combinado. El CRA BEPU no es otra cosa que una hipótesis sobre una distribución de probabilidad, y su comprobación se realiza de forma estadística. En la tesis, los métodos estadísticos para comprobar el CRA BEPU en 3 categorías, según estén basados en construcción de regiones de tolerancia, en estimaciones de cuantiles o en estimaciones de probabilidades (ya sea de cumplimiento, ya sea de excedencia de límites reguladores). Según denominación propuesta recientemente, las dos primeras categorías corresponden a los métodos Q, y la tercera, a los métodos P. El propósito de la clasificación no es hacer un inventario de los distintos métodos en cada categoría, que son muy numerosos y variados, sino de relacionar las distintas categorías y citar los métodos más utilizados y los mejor considerados desde el punto de vista regulador. Se hace mención especial del método más utilizado hasta el momento: el método no paramétrico de Wilks, junto con su extensión, hecha por Wald, al caso multidimensional. Se decribe su método P homólogo, el intervalo de Clopper-Pearson, típicamente ignorado en el ámbito BEPU. En este contexto, se menciona el problema del coste computacional del análisis de incertidumbre. Los métodos de Wilks, Wald y Clopper-Pearson requieren que la muestra aleatortia utilizada tenga un tamaño mínimo, tanto mayor cuanto mayor el nivel de tolerancia exigido. El tamaño de muestra es un indicador del coste computacional, porque cada elemento muestral es un valor de la magnitud de seguridad, que requiere un cálculo con modelos predictivos. Se hace especial énfasis en el coste computacional cuando la magnitud de seguridad es multidimensional; es decir, cuando el CRA es un criterio múltiple. Se demuestra que, cuando las distintas componentes de la magnitud se obtienen de un mismo cálculo, el carácter multidimensional no introduce ningún coste computacional adicional. Se prueba así la falsedad de una creencia habitual en el ámbito BEPU: que el problema multidimensional sólo es atacable desde la extensión de Wald, que tiene un coste de computación creciente con la dimensión del problema. En el caso (que se da a veces) en que cada componente de la magnitud se calcula independientemente de los demás, la influencia de la dimensión en el coste no se puede evitar. Las primeras metodologías BEPU hacían la propagación de incertidumbres a través de un modelo sustitutivo (metamodelo o emulador) del modelo predictivo o código. El objetivo del metamodelo no es su capacidad predictiva, muy inferior a la del modelo original, sino reemplazar a éste exclusivamente en la propagación de incertidumbres. Para ello, el metamodelo se debe construir con los parámetros de input que más contribuyan a la incertidumbre del resultado, y eso requiere un análisis de importancia o de sensibilidad previo. Por su simplicidad, el modelo sustitutivo apenas supone coste computacional, y puede estudiarse exhaustivamente, por ejemplo mediante muestras aleatorias. En consecuencia, la incertidumbre epistémica o metaincertidumbre desaparece, y el criterio BEPU para metamodelos se convierte en una probabilidad simple. En un resumen rápido, el regulador aceptará con más facilidad los métodos estadísticos que menos hipótesis necesiten; los exactos más que los aproximados; los no paramétricos más que los paramétricos, y los frecuentistas más que los bayesianos. El criterio BEPU se basa en una probabilidad de segundo orden. La probabilidad de que las magnitudes de seguridad estén en la región de aceptación no sólo puede asimilarse a una probabilidad de éxito o un grado de cumplimiento del CRA. También tiene una interpretación métrica: representa una distancia (dentro del recorrido de las magnitudes) desde la magnitud calculada hasta los límites reguladores de aceptación. Esta interpretación da pie a una definición que propone esta tesis: la de margen de seguridad probabilista. Dada una magnitud de seguridad escalar con un límite superior de aceptación, se define el margen de seguridad (MS) entre dos valores A y B de la misma como la probabilidad de que A sea menor que B, obtenida a partir de las incertidumbres de A y B. La definición probabilista de MS tiene varias ventajas: es adimensional, puede combinarse de acuerdo con las leyes de la probabilidad y es fácilmente generalizable a varias dimensiones. Además, no cumple la propiedad simétrica. El término margen de seguridad puede aplicarse a distintas situaciones: distancia de una magnitud calculada a un límite regulador (margen de licencia); distancia del valor real de la magnitud a su valor calculado (margen analítico); distancia desde un límite regulador hasta el valor umbral de daño a una barrera (margen de barrera). Esta idea de representar distancias (en el recorrido de magnitudes de seguridad) mediante probabilidades puede aplicarse al estudio del conservadurismo. El margen analítico puede interpretarse como el grado de conservadurismo (GC) de la metodología de cálculo. Utilizando la probabilidad, se puede cuantificar el conservadurismo de límites de tolerancia de una magnitud, y se pueden establecer indicadores de conservadurismo que sirvan para comparar diferentes métodos de construcción de límites y regiones de tolerancia. Un tópico que nunca se abordado de manera rigurosa es el de la validación de metodologías BEPU. Como cualquier otro instrumento de cálculo, una metodología, antes de poder aplicarse a análisis de licencia, tiene que validarse, mediante la comparación entre sus predicciones y valores reales de las magnitudes de seguridad. Tal comparación sólo puede hacerse en escenarios de accidente para los que existan valores medidos de las magnitudes de seguridad, y eso ocurre, básicamente en instalaciones experimentales. El objetivo último del establecimiento de los CRA consiste en verificar que se cumplen para los valores reales de las magnitudes de seguridad, y no sólo para sus valores calculados. En la tesis se demuestra que una condición suficiente para este objetivo último es la conjunción del cumplimiento de 2 criterios: el CRA BEPU de licencia y un criterio análogo, pero aplicado a validación. Y el criterio de validación debe demostrarse en escenarios experimentales y extrapolarse a plantas nucleares. El criterio de licencia exige un valor mínimo (P0) del margen probabilista de licencia; el criterio de validación exige un valor mínimo del margen analítico (el GC). Esos niveles mínimos son básicamente complementarios; cuanto mayor uno, menor el otro. La práctica reguladora actual impone un valor alto al margen de licencia, y eso supone que el GC exigido es pequeño. Adoptar valores menores para P0 supone menor exigencia sobre el cumplimiento del CRA, y, en cambio, más exigencia sobre el GC de la metodología. Y es importante destacar que cuanto mayor sea el valor mínimo del margen (de licencia o analítico) mayor es el coste computacional para demostrarlo. Así que los esfuerzos computacionales también son complementarios: si uno de los niveles es alto (lo que aumenta la exigencia en el cumplimiento del criterio) aumenta el coste computacional. Si se adopta un valor medio de P0, el GC exigido también es medio, con lo que la metodología no tiene que ser muy conservadora, y el coste computacional total (licencia más validación) puede optimizarse. ABSTRACT Deterministic Safety Analysis (DSA) is the procedure used in the design of safety-related systems, structures and components of nuclear power plants (NPPs). DSA is based on computational simulations of a set of hypothetical accidents of the plant, named Design Basis Scenarios (DBS). Nuclear regulatory authorities require the calculation of a set of safety magnitudes, and define the regulatory acceptance criteria (RAC) that must be fulfilled by them. Methodologies for performing DSA van be categorized as conservative or realistic. Conservative methodologies make use of pessimistic model and assumptions, and are relatively simple. They do not need an uncertainty analysis of their results. Realistic methodologies are based on realistic (usually mechanistic) predictive models and assumptions, and need to be supplemented with uncertainty analyses of their results. They are also termed BEPU (“Best Estimate Plus Uncertainty”) methodologies, and are typically based on a probabilistic representation of the uncertainty. For conservative methodologies, the RAC are simply the restriction of calculated values of safety magnitudes to “acceptance regions” defined on their range. For BEPU methodologies, the RAC cannot be so simple, because the safety magnitudes are now uncertain. In the present Thesis, the inclusion of uncertainty in RAC is studied. Basically, the restriction to the acceptance region must be fulfilled “with a high certainty level”. Specifically, a high probability of fulfillment is required. The calculation uncertainty of the magnitudes is considered as propagated from inputs through the predictive model. Uncertain inputs include model empirical parameters, which store the uncertainty due to the model imperfection. The fulfillment of the RAC is required with a probability not less than a value P0 close to 1 and defined by the regulator (probability or coverage level). Calculation uncertainty is not the only one involved. Even if a model (i.e. the basic equations) is perfectly known, the input-output mapping produced by the model is imperfectly known (unless the model is very simple). This ignorance is called epistemic uncertainty, and it is associated to the process of propagation). In fact, it is propagated to the probability of fulfilling the RAC. Another term used on the Thesis for this epistemic uncertainty is metauncertainty. The RAC must include the two types of uncertainty: one for the calculation of the magnitude (aleatory uncertainty); the other one, for the calculation of the probability (epistemic uncertainty). The two uncertainties can be taken into account in a separate fashion, or can be combined. In any case the RAC becomes a probabilistic criterion. If uncertainties are separated, a second-order probability is used; of both are combined, a single probability is used. On the first case, the regulator must define a level of fulfillment for the epistemic uncertainty, termed regulatory confidence level, as a value close to 1. The pair of regulatory levels (probability and confidence) is termed the regulatory tolerance level. The Thesis concludes that the adequate way of setting the BEPU RAC is by separating the uncertainties. There are two reasons to do so: experts recommend the separation of aleatory and epistemic uncertainty; and the separated RAC is in general more conservative than the joint RAC. The BEPU RAC is a hypothesis on a probability distribution, and must be statistically tested. The Thesis classifies the statistical methods to verify the RAC fulfillment in 3 categories: methods based on tolerance regions, in quantile estimators and on probability (of success or failure) estimators. The former two have been termed Q-methods, whereas those in the third category are termed P-methods. The purpose of our categorization is not to make an exhaustive survey of the very numerous existing methods. Rather, the goal is to relate the three categories and examine the most used methods from a regulatory standpoint. Special mention deserves the most used method, due to Wilks, and its extension to multidimensional variables (due to Wald). The counterpart P-method of Wilks’ is Clopper-Pearson interval, typically ignored in the BEPU realm. The problem of the computational cost of an uncertainty analysis is tackled. Wilks’, Wald’s and Clopper-Pearson methods require a minimum sample size, which is a growing function of the tolerance level. The sample size is an indicator of the computational cost, because each element of the sample must be calculated with the predictive models (codes). When the RAC is a multiple criteria, the safety magnitude becomes multidimensional. When all its components are output of the same calculation, the multidimensional character does not introduce additional computational cost. In this way, an extended idea in the BEPU realm, stating that the multi-D problem can only be tackled with the Wald extension, is proven to be false. When the components of the magnitude are independently calculated, the influence of the problem dimension on the cost cannot be avoided. The former BEPU methodologies performed the uncertainty propagation through a surrogate model of the code, also termed emulator or metamodel. The goal of a metamodel is not the predictive capability, clearly worse to the original code, but the capacity to propagate uncertainties with a lower computational cost. The emulator must contain the input parameters contributing the most to the output uncertainty, and this requires a previous importance analysis. The surrogate model is practically inexpensive to run, so that it can be exhaustively analyzed through Monte Carlo. Therefore, the epistemic uncertainty due to sampling will be reduced to almost zero, and the BEPU RAC for metamodels includes a simple probability. The regulatory authority will tend to accept the use of statistical methods which need a minimum of assumptions: exact, nonparametric and frequentist methods rather than approximate, parametric and bayesian methods, respectively. The BEPU RAC is based on a second-order probability. The probability of the safety magnitudes being inside the acceptance region is a success probability and can be interpreted as a fulfillment degree if the RAC. Furthermore, it has a metric interpretation, as a distance (in the range of magnitudes) from calculated values of the magnitudes to acceptance regulatory limits. A probabilistic definition of safety margin (SM) is proposed in the thesis. The same from a value A to other value B of a safety magnitude is defined as the probability that A is less severe than B, obtained from the uncertainties if A and B. The probabilistic definition of SM has several advantages: it is nondimensional, ranges in the interval (0,1) and can be easily generalized to multiple dimensions. Furthermore, probabilistic SM are combined according to the probability laws. And a basic property: probabilistic SM are not symmetric. There are several types of SM: distance from a calculated value to a regulatory limit (licensing margin); or from the real value to the calculated value of a magnitude (analytical margin); or from the regulatory limit to the damage threshold (barrier margin). These representations of distances (in the magnitudes’ range) as probabilities can be applied to the quantification of conservativeness. Analytical margins can be interpreted as the degree of conservativeness (DG) of the computational methodology. Conservativeness indicators are established in the Thesis, useful in the comparison of different methods of constructing tolerance limits and regions. There is a topic which has not been rigorously tackled to the date: the validation of BEPU methodologies. Before being applied in licensing, methodologies must be validated, on the basis of comparisons of their predictions ad real values of the safety magnitudes. Real data are obtained, basically, in experimental facilities. The ultimate goal of establishing RAC is to verify that real values (aside from calculated values) fulfill them. In the Thesis it is proved that a sufficient condition for this goal is the conjunction of 2 criteria: the BEPU RAC and an analogous criterion for validation. And this las criterion must be proved in experimental scenarios and extrapolated to NPPs. The licensing RAC requires a minimum value (P0) of the probabilistic licensing margin; the validation criterion requires a minimum value of the analytical margin (i.e., of the DG). These minimum values are basically complementary; the higher one of them, the lower the other one. The regulatory practice sets a high value on the licensing margin, so that the required DG is low. The possible adoption of lower values for P0 would imply weaker exigence on the RCA fulfillment and, on the other hand, higher exigence on the conservativeness of the methodology. It is important to highlight that a higher minimum value of the licensing or analytical margin requires a higher computational cost. Therefore, the computational efforts are also complementary. If medium levels are adopted, the required DG is also medium, and the methodology does not need to be very conservative. The total computational effort (licensing plus validation) could be optimized.