Estudio de la reactividad álcali-sílice originada por componentes reactivos minoritarios

El objetivo de la presente tesis se enmarca dentro del estudio del estado de hormigones de presas, desarrollado en los últimos años en el Laboratorio Central del CEDEX, en el que se ratifica que una de las causas más importantes del deterioro de obras hidráulicas en España es la reacción álcali-sílice. La tesis que se presenta pretende contribuir al mejor conocimiento de la reacción álcali sílice con fines normativos preventivos, abordando los aspectos relativos a la identificación de áridos reactivos en el hormigón. El conocimiento de los áridos reactivos en España (origen de la reactividad, tipos de reacción y su comportamiento, así como las herramientas disponibles para su detección) es imprescindible para evitar la futura aparición de esta patología en nuevas estructuras, ya sea evitando el uso de áridos reactivos o tomando las medidas preventivas necesarias si su utilización es inevitable. A partir del Estudio Bibliográfico realizado se han detectado diversas lagunas en la identificación y caracterización de áridos de reacción rápida, cuya característica principal es que son reactivos con concentraciones muy bajas de diferentes componentes reactivos. Para resolver las lagunas identificadas se ha planeado un estudio experimental, consistente en el análisis de áridos cuya reactividad es conocida porque han sido empleados en obras afectadas por la reacción álcali sílice. Sobre el árido grueso extraído de estas estructuras se han realizado una serie de ensayos normalizados (estudio petrográfico, ensayo acelerado de probetas de mortero, ensayo Gel Pat y ensayos químicos). El análisis de los resultados experimentales ha permitido conocer las limitaciones reales en áridos reactivos españoles de las diferentes técnicas existentes, tratando de minimizarlas para áridos cuya reactividad es debida a componentes minoritarios (áridos de reacción rápida). Además, se ha evaluado la utilización de la difracción de rayos X (no normalizada) y la creación de un nuevo ensayo (Gel Pat Modificado). Finalmente, el estudio experimental ha permitido fijar una metodología de ensayo para el estudio de áridos reactivos por su contenido en componentes minoritarios (áridos de reacción rápida). The objective of this Thesis fits into the research program developed in CEDEX the last years and focused on the durability of concrete in Dams. This research work confirms that one of the main problems related to the deterioration of hydraulic structures is the alkali silica reaction. This Thesis aims to contribute to a better understanding of alkali-silica reaction, for preventive regulation purposes, considering the aspects related to the identification of reactive aggregates. The knowledge of Spanish reactive aggregates (origin of the reactivity, types of reaction and their behavior, and the tools available to detect and describe them) is essential to avoid the appearance of this pathology in new structures, either not using the reactive aggregate or taking the necessary preventive measures available in bibliography if the use of the reactive aggregate is inevitable. From the State-of –the-Art developed, several gaps have been detected in the detection and description of rapid reactive aggregates, which main characteristic if that they are reactive with low content of some reactive components. An experimental programme has been designed to solve these gaps, consisting on studying the reactivity of aggregates used in Spanish structures affected by the alkali silica reaction. Several Standard Tests have been carried out on coarse aggregates removed from the affected structures (Petrographic description, Accelerated Mortar Bar Test, Gel Pat Test and Chemical Tests). The analysis of the results obtained in Spanish reactive aggregates allows to know the advantages and limitations of each test, trying to minimize the disadvantages to detect Spanish reactive aggregates because of the minority content of rapid reactive components (rapid reactive aggregates). Moreover, X ray diffraction (not standardized) has been tested to detect rapid reactive aggregates and also a new test has been developed for the same purpose (Optimized Gel Pat Test). Finally, the experimental programme has made possible to define a methodology for detection of Spanish rapid reactive aggregates.

Estudio de un escenario de parque nuclear compuesto únicamente por reactores de Generación IV

Las principales ventajas de los reactores de espectro neutrónico rápido refrigerados por metales líquidos (por ejemplo sodio) no sólo consisten en un eficiente uso del combustible por medio de la reproducción de material físil y de la utilización de uranio natural o empobrecido, sino que además logran reducir la cantidad de actínidos como el Americio o Neptunio, presentes en el combustible irradiado. El primer aspecto se traduce en una garantía de suministro de combustible prácticamente ilimitada, mientras que el segundo es importante porque estos elementos son los responsables de una gran parte de la actividad del combustible irradiado. La posibilidad de contar con un parque de reactores rápidos posibilitaría que la estrategia de ciclo de combustible no tuviese que ser necesariamente de tipo abierto, como en la mayoría de los países que cuentan con energía nuclear, sino una variación del ciclo cerrado avanzado donde el plutonio y los actínidos minoritarios separados del combustible irradiado forman parte del nuevo combustible que generará energía eléctrica. En este trabajo se analiza un hipotético escenario de generación en España, comprobando si un parque de dichos reactores resolvería algunos de los retos con los que la energía nuclear de fisión actual se enfrenta, ya que, como se ha dicho anteriormente, este tipo de reactores mejoran la seguridad, garantizan el suministro y gestionan más eficientemente tanto su propio combustible como el combustible irradiado en los reactores LWR actuales. A continuación se presentan las características y objetivos de los sistemas innovadores de Gen‐IV, entre los que se encuentran los reactores rápidos más avanzados, que dan un salto en concepto y en tecnología respecto a los reactores de Generación III+. Posteriormente se presenta una descripción del caso nuclear español y finalmente se detallan los resultados del estudio mostrando qué efectos tendría este escenario sobre el aprovechamiento y necesidades del combustible, así como sobre la reducción del inventario radioisotópico del combustible gastado ya existente y producido por la propia generación de reactores rápidos.

Core physics and safety analysis of Generation-IV Sodium Fast Reactors using existing and newly developed computational tools

El futuro de la energía nuclear de fisión dependerá, entre otros factores, de la capacidad que las nuevas tecnologías demuestren para solventar los principales retos a largo plazo que se plantean. Los principales retos se pueden resumir en los siguientes aspectos: la capacidad de proporcionar una solución final, segura y fiable a los residuos radiactivos; así como dar solución a la limitación de recursos naturales necesarios para alimentar los reactores nucleares; y por último, una mejora robusta en la seguridad de las centrales que en definitiva evite cualquier daño potencial tanto en la población como en el medio ambiente como consecuencia de cualquier escenario imaginable o más allá de lo imaginable. Siguiendo estas motivaciones, la Generación IV de reactores nucleares surge con el compromiso de proporcionar electricidad de forma sostenible, segura, económica y evitando la proliferación de material fisible. Entre los sistemas conceptuales que se consideran para la Gen IV, los reactores rápidos destacan por su capacidad potencial de transmutar actínidos a la vez que permiten una utilización óptima de los recursos naturales. Entre los refrigerantes que se plantean, el sodio parece una de las soluciones más prometedoras. Como consecuencia, esta tesis surgió dentro del marco del proyecto europeo CP-ESFR con el principal objetivo de evaluar la física de núcleo y seguridad de los reactores rápidos refrigerados por sodio, al tiempo que se desarrollaron herramientas apropiadas para dichos análisis. Efectivamente, en una primera parte de la tesis, se abarca el estudio de la física del núcleo de un reactor rápido representativo, incluyendo el análisis detallado de la capacidad de transmutar actínidos minoritarios. Como resultado de dichos análisis, se publicó un artículo en la revista Annals of Nuclear Energy [96]. Por otra parte, a través de un análisis de un hipotético escenario nuclear español, se evalúo la disponibilidad de recursos naturales necesarios en el caso particular de España para alimentar una flota específica de reactores rápidos, siguiendo varios escenarios de demanda, y teniendo en cuenta la capacidad de reproducción de plutonio que tienen estos sistemas. Como resultado de este trabajo también surgió una publicación en otra revista científica de prestigio internacional como es Energy Conversion and Management [97]. Con objeto de realizar esos y otros análisis, se desarrollaron diversos modelos del núcleo del ESFR siguiendo varias configuraciones, y para diferentes códigos. Por otro lado, con objeto de poder realizar análisis de seguridad de reactores rápidos, son necesarias herramientas multidimensionales de alta fidelidad específicas para reactores rápidos. Dichas herramientas deben integrar fenómenos relacionados con la neutrónica y con la termo-hidráulica, entre otros, mediante una aproximación multi-física. Siguiendo este objetivo, se evalúo el código de difusión neutrónica ANDES para su aplicación a reactores rápidos. ANDES es un código de resolución nodal que se encuentra implementado dentro del sistema COBAYA3 y está basado en el método ACMFD. Por lo tanto, el método ACMFD fue sometido a una revisión en profundidad para evaluar su aptitud para la aplicación a reactores rápidos. Durante ese proceso, se identificaron determinadas limitaciones que se discutirán a lo largo de este trabajo, junto con los desarrollos que se han elaborado e implementado para la resolución de dichas dificultades. Por otra parte, se desarrolló satisfactoriamente el acomplamiento del código neutrónico ANDES con un código termo-hidráulico de subcanales llamado SUBCHANFLOW, desarrollado recientemente en el KIT. Como conclusión de esta parte, todos los desarrollos implementados son evaluados y verificados. En paralelo con esos desarrollos, se calcularon para el núcleo del ESFR las secciones eficaces en multigrupos homogeneizadas a nivel nodal, así como otros parámetros neutrónicos, mediante los códigos ERANOS, primero, y SERPENT, después. Dichos parámetros se utilizaron más adelante para realizar cálculos estacionarios con ANDES. Además, como consecuencia de la contribución de la UPM al paquete de seguridad del proyecto CP-ESFR, se calcularon mediante el código SERPENT los parámetros de cinética puntual que se necesitan introducir en los típicos códigos termo-hidráulicos de planta, para estudios de seguridad. En concreto, dichos parámetros sirvieron para el análisis del impacto que tienen los actínidos minoritarios en el comportamiento de transitorios. Concluyendo, la tesis presenta una aproximación sistemática y multidisciplinar aplicada al análisis de seguridad y comportamiento neutrónico de los reactores rápidos de sodio de la Gen-IV, usando herramientas de cálculo existentes y recién desarrolladas ad' hoc para tal aplicación. Se ha empleado una cantidad importante de tiempo en identificar limitaciones de los métodos nodales analíticos en su aplicación en multigrupos a reactores rápidos, y se proponen interesantes soluciones para abordarlas. ABSTRACT The future of nuclear reactors will depend, among other aspects, on the capability to solve the long-term challenges linked to this technology. These are the capability to provide a definite, safe and reliable solution to the nuclear wastes; the limitation of natural resources, needed to fuel the reactors; and last but not least, the improved safety, which would avoid any potential damage on the public and or environment as a consequence of any imaginable and beyond imaginable circumstance. Following these motivations, the IV Generation of nuclear reactors arises, with the aim to provide sustainable, safe, economic and proliferationresistant electricity. Among the systems considered for the Gen IV, fast reactors have a representative role thanks to their potential capacity to transmute actinides together with the optimal usage of natural resources, being the sodium fast reactors the most promising concept. As a consequence, this thesis was born in the framework of the CP-ESFR project with the generic aim of evaluating the core physics and safety of sodium fast reactors, as well as the development of the approppriated tools to perform such analyses. Indeed, in a first part of this thesis work, the main core physics of the representative sodium fast reactor are assessed, including a detailed analysis of the capability to transmute minor actinides. A part of the results obtained have been published in Annals of Nuclear Energy [96]. Moreover, by means of the analysis of a hypothetical Spanish nuclear scenario, the availability of natural resources required to deploy an specific fleet of fast reactor is assessed, taking into account the breeding properties of such systems. This work also led to a publication in Energy Conversion and Management [97]. In order to perform those and other analyses, several models of the ESFR core were created for different codes. On the other hand, in order to perform safety studies of sodium fast reactors, high fidelity multidimensional analysis tools for sodium fast reactors are required. Such tools should integrate neutronic and thermal-hydraulic phenomena in a multi-physics approach. Following this motivation, the neutron diffusion code ANDES is assessed for sodium fast reactor applications. ANDES is the nodal solver implemented inside the multigroup pin-by-pin diffusion COBAYA3 code, and is based on the analytical method ACMFD. Thus, the ACMFD was verified for SFR applications and while doing so, some limitations were encountered, which are discussed through this work. In order to solve those, some new developments are proposed and implemented in ANDES. Moreover, the code was satisfactorily coupled with the thermal-hydraulic code SUBCHANFLOW, recently developed at KIT. Finally, the different implementations are verified. In addition to those developments, the node homogenized multigroup cross sections and other neutron parameters were obtained for the ESFR core using ERANOS and SERPENT codes, and employed afterwards by ANDES to perform steady state calculations. Moreover, as a result of the UPM contribution to the safety package of the CP-ESFR project, the point kinetic parameters required by the typical plant thermal-hydraulic codes were computed for the ESFR core using SERPENT, which final aim was the assessment of the impact of minor actinides in transient behaviour. All in all, the thesis provides a systematic and multi-purpose approach applied to the assessment of safety and performance parameters of Generation-IV SFR, using existing and newly developed analytical tools. An important amount of time was employed in identifying the limitations that the analytical nodal diffusion methods present when applied to fast reactors following a multigroup approach, and interesting solutions are proposed in order to overcome them.

Estudio de la utilización de las cenizas de cenicero de centrales termoeléctricas de carbón como adición del cemento portland : análisis comparativo con las cenizas volantes

El empleo de nuevas adiciones en el cemento se plantea como una vía para que éste sea un material más sostenible. En este contexto, las cenizas de fondo o cenicero de las centrales termoeléctricas de carbón actualmente se están llevando a vertederos creando un problema medioambiental o se están empleando con usos minoritarios. Sin embargo, la presente Tesis doctoral demuestra cómo este material puede ser empleado como un componente principal de los cementos portland mezclado en una proporción optimizada con las cenizas volantes o solo. Por tanto, este estudio se puede considerar como un trabajo prenormativo que cubre las demandas de la sociedad tanto económicas como ambientales. Se han estudiado las propiedades químicas, físicas y mecánicas de las cenizas de fondo o cenicero de las centrales termoeléctricas de carbón como una adición potencial de los cementos portland (con adiciones) en comparación con los cementos portland con cenizas volantes. En consecuencia, el objeto de la presente Tesis Doctoral es el análisis de las prestaciones de morteros elaborados con clínkeres de cemento portland y cenizas de fondo o cenicero con cenizas volantes de las centrales termoeléctricas de carbón en unos porcentajes similares a los correspondientes a los CEM II/A-V, CEM II/B-V y CEM IV/A (V) de la UNE-EN 197-1:2011. La caracterización de las cenizas de fondo o cenicero y de las cenizas volantes de las centrales termoeléctricas de carbón se ha realizado mediante las técnicas analíticas de FRX, ICP, análisis químicos, DRX, densidad, granulometría láser, superficie específica Blaine, ATD, TG, puzolanicidad, MEB y EDX; mientras que la caracterización de las mezclas se ha realizado mediante análisis químico (análisis químico, FRX e ICP y), DRX, MIP, granulometría láser, puzolanicidad, MEB y EDX, agua de consistencia normal, inicio y final de fraguado, estabilidad de volumen, colorimetría, calor de hidratación, DTA y TG, asícomo ensayos de resistencia; resistencia a flexión y compresión y ensayos de durabilidad (carbonatación natural, resistencia al hielo-deshielo, resistencia a la acción de los sulfatos y resistencia a la reacción árido-álcali). Finalmente, se han comprobado las propiedades de las cenizas de cenicero y cenizas volantes en hormigones, realizando ensayos de resistencia a compresión y resistividad. Los resultados obtenidos indican que la sustitución parcial o completa de las cenizas volantes por las de cenicero no tiene un efecto tecnológicamente importante en las propiedades ni mecánicas ni durables, incluso los mejora en determinados aspectos. Por tanto, se recomienda la normalización de las cenizas de fondo o cenicero de las centrales termoeléctricas de carbón como componente principal de los cementos portland comunes de la UNE-EN 197-1:2011. Actualmente, la mayoría de las cenizas de fondo se consideran como un residuo que no tiene un posible uso. Sólo se han encontrado algunos datos relativos a la aplicación de este material combinado con cenizas volantes como un componente principal de los cementos portland. Por tanto, la realización de un estudio integrado considerando aspectos que van desde la caracterización de las cenizas hasta las mezclas de conglomerante y la hidratación de éstas, desarrollo de resistencias y demás prestaciones y durabilidad (carbonatación natural, resistencia al hielo-deshielo, resistencia a la acción de los sulfatos y resistencia a la reacción árido-álcali), así como los ensayos de resistencia en hormigón es totalmente novedoso. Como resultado final se propone incorporar estas nuevas adiciones en aplicaciones particulares y en la norma más apropiada para ello. Los resultados han demostrado que la sustitución completa o parcial de las cenizas volantes por cenizas de fondo o cenicero de las centrales termoeléctricas de carbón en cementos de los tipos CEM II/A-V, CEM II/B-V y CEM IV/A no afecta de forma significativa en la resistencia a compresión a 1, 3 ,7, 28 ni 90 días ni a la durabilidad. En parte esto se debe a que la composición química de ambas cenizas es muy similar en la mayoría de los elementos tales como Fe2O3, TiO2, P2O5, SrO2, aunque en algún caso, como en el ZnO, se encuentra alguna ligera diferencia. Por tanto, se pueden esperar unas ligeras diferencias en el mecanismo de hidratación de las diferentes mezclas estudiadas. La presencia de los óxidos mencionados afectará a la composición de la fase acuosa y, en consecuencia, podrían ser elementos lixiviables. Asimismo, influyen de distinta manera en propiedades tales como los tiempos de fraguado y en la durabilidad. New additions to the cement are needed to achieve a more sustainable construction material. Within this context, bottom ashes produced in coal-fired power stations are currently wastes which are dumped provoking an environmental problem. Only in few cases are being used in minor applications. However, the present PhD Thesis shows how this material can be used as a main constituent of Portland cement when it is mixed in an optimised proportion with fly ashes or added to the Portland clinker alone. Therefore, this study may also be considered as a pre-standardization work which covers both the environmental and economic demands of society. Chemical, physical and mechanical characteristics of pulverized coal combustion bottom ash used as a potential constituent of Portland cements (with additions) are studied in comparison to Portland cements with fly ashes. Therefore, the aim of this experimental PhD Thesis is the analysis of the performance of mortars made of clinker of Portland cement and bottom and/or fly ashes in similar proportions to those of CEM II/A-V, CEM II/B-V and CEM IV/A (V) according to EN 197-1:2011. Characterisation of bottom and fly ashes has been done by XRF, ICP, chemical analyses, XRD, density, laser granulometry, Blaine, ATD, TG, pozzolanity, SEM and EDS. Characterisation of bottom and fly ashes mixes has been perform by chemical analyses, XRF, ICP, XRD, MIP, laser granulometry, pozzolanity, SEM, EDS, setting time, soundness, colorimetric test, heat of hydration, ATD, TG, compressive strength, and durability tests (natural carbonation, frost-thaw resistance, sulphate resistance and silica-alkali resistance). In conclusion, it can be established that partial or complete replacement of fly ash by bottom ash has neither significant effect on mechanical nor durability properties. Even, they are improved in several aspects. Therefore, it is recommended to standardise the bottom ash as a main cement constituent of the European standard EN 197-1:2011. Nowadays, most bottom ashes are considered as waste without any potential re-use. Only a few papers deal with the study of this material and its use mixed with fly ashes to be employed as a main constituent of Portland cement. Therefore, the execution of an integrated study considering together aspects from the initial characterization of the ashes and blinder mixes to the hydration steps, strength achievement, leading behaviour and durability (natural carbonation, sulphate attack, aggregate-alcali reaction and freeze-thaw resistance) is totally new. As result, it is proposed to include this new addition for particular applications in the appropriate cement standard. The results have shown that with regard to the compressive strength at 1, 3, 7, 28 and 90 days, partial or complete replacement of fly ash by bottom ash in CEM II/A-V, CEM II/B-V and CEM IV/A has no more significant effects. Partially, this can be explained because the bottom ash contains a similar amount of most of the elements, Fe2O3, TiO2, P2O5, SrO2, and so on, instead of ZnO. Therefore, slight hydration differences are expected. The presence of such oxides might have a significant effect on pore solution concentration and so will be leachable constituents. They will also play an important role in the cement properties such as setting times and durability.

Monte Carlo Neutronics and Thermal-hydraulics coupling applied to Fast Reactors

Un escenario habitualmente considerado para el uso sostenible y prolongado de la energía nuclear contempla un parque de reactores rápidos refrigerados por metales líquidos (LMFR) dedicados al reciclado de Pu y la transmutación de actínidos minoritarios (MA). Otra opción es combinar dichos reactores con algunos sistemas subcríticos asistidos por acelerador (ADS), exclusivamente destinados a la eliminación de MA. El diseño y licenciamiento de estos reactores innovadores requiere herramientas computacionales prácticas y precisas, que incorporen el conocimiento obtenido en la investigación experimental de nuevas configuraciones de reactores, materiales y sistemas. A pesar de que se han construido y operado un cierto número de reactores rápidos a nivel mundial, la experiencia operacional es todavía reducida y no todos los transitorios se han podido entender completamente. Por tanto, los análisis de seguridad de nuevos LMFR están basados fundamentalmente en métodos deterministas, al contrario que las aproximaciones modernas para reactores de agua ligera (LWR), que se benefician también de los métodos probabilistas. La aproximación más usada en los estudios de seguridad de LMFR es utilizar una variedad de códigos, desarrollados a base de distintas teorías, en busca de soluciones integrales para los transitorios e incluyendo incertidumbres. En este marco, los nuevos códigos para cálculos de mejor estimación ("best estimate") que no incluyen aproximaciones conservadoras, son de una importancia primordial para analizar estacionarios y transitorios en reactores rápidos. Esta tesis se centra en el desarrollo de un código acoplado para realizar análisis realistas en reactores rápidos críticos aplicando el método de Monte Carlo. Hoy en día, dado el mayor potencial de recursos computacionales, los códigos de transporte neutrónico por Monte Carlo se pueden usar de manera práctica para realizar cálculos detallados de núcleos completos, incluso de elevada heterogeneidad material. Además, los códigos de Monte Carlo se toman normalmente como referencia para los códigos deterministas de difusión en multigrupos en aplicaciones con reactores rápidos, porque usan secciones eficaces punto a punto, un modelo geométrico exacto y tienen en cuenta intrínsecamente la dependencia angular de flujo. En esta tesis se presenta una metodología de acoplamiento entre el conocido código MCNP, que calcula la generación de potencia en el reactor, y el código de termohidráulica de subcanal COBRA-IV, que obtiene las distribuciones de temperatura y densidad en el sistema. COBRA-IV es un código apropiado para aplicaciones en reactores rápidos ya que ha sido validado con resultados experimentales en haces de barras con sodio, incluyendo las correlaciones más apropiadas para metales líquidos. En una primera fase de la tesis, ambos códigos se han acoplado en estado estacionario utilizando un método iterativo con intercambio de archivos externos. El principal problema en el acoplamiento neutrónico y termohidráulico en estacionario con códigos de Monte Carlo es la manipulación de las secciones eficaces para tener en cuenta el ensanchamiento Doppler cuando la temperatura del combustible aumenta. Entre todas las opciones disponibles, en esta tesis se ha escogido la aproximación de pseudo materiales, y se ha comprobado que proporciona resultados aceptables en su aplicación con reactores rápidos. Por otro lado, los cambios geométricos originados por grandes gradientes de temperatura en el núcleo de reactores rápidos resultan importantes para la neutrónica como consecuencia del elevado recorrido libre medio del neutrón en estos sistemas. Por tanto, se ha desarrollado un módulo adicional que simula la geometría del reactor en caliente y permite estimar la reactividad debido a la expansión del núcleo en un transitorio. éste módulo calcula automáticamente la longitud del combustible, el radio de la vaina, la separación de los elementos de combustible y el radio de la placa soporte en función de la temperatura. éste efecto es muy relevante en transitorios sin inserción de bancos de parada. También relacionado con los cambios geométricos, se ha implementado una herramienta que, automatiza el movimiento de las barras de control en busca d la criticidad del reactor, o bien calcula el valor de inserción axial las barras de control. Una segunda fase en la plataforma de cálculo que se ha desarrollado es la simulació dinámica. Puesto que MCNP sólo realiza cálculos estacionarios para sistemas críticos o supercríticos, la solución más directa que se propone sin modificar el código fuente de MCNP es usar la aproximación de factorización de flujo, que resuelve por separado la forma del flujo y la amplitud. En este caso se han estudiado en profundidad dos aproximaciones: adiabática y quasiestática. El método adiabático usa un esquema de acoplamiento que alterna en el tiempo los cálculos neutrónicos y termohidráulicos. MCNP calcula el modo fundamental de la distribución de neutrones y la reactividad al final de cada paso de tiempo, y COBRA-IV calcula las propiedades térmicas en el punto intermedio de los pasos de tiempo. La evolución de la amplitud de flujo se calcula resolviendo las ecuaciones de cinética puntual. Este método calcula la reactividad estática en cada paso de tiempo que, en general, difiere de la reactividad dinámica que se obtendría con la distribución de flujo exacta y dependiente de tiempo. No obstante, para entornos no excesivamente alejados de la criticidad ambas reactividades son similares y el método conduce a resultados prácticos aceptables. Siguiendo esta línea, se ha desarrollado después un método mejorado para intentar tener en cuenta el efecto de la fuente de neutrones retardados en la evolución de la forma del flujo durante el transitorio. El esquema consiste en realizar un cálculo cuasiestacionario por cada paso de tiempo con MCNP. La simulación cuasiestacionaria se basa EN la aproximación de fuente constante de neutrones retardados, y consiste en dar un determinado peso o importancia a cada ciclo computacial del cálculo de criticidad con MCNP para la estimación del flujo final. Ambos métodos se han verificado tomando como referencia los resultados del código de difusión COBAYA3 frente a un ejercicio común y suficientemente significativo. Finalmente, con objeto de demostrar la posibilidad de uso práctico del código, se ha simulado un transitorio en el concepto de reactor crítico en fase de diseño MYRRHA/FASTEF, de 100 MW de potencia térmica y refrigerado por plomo-bismuto. ABSTRACT Long term sustainable nuclear energy scenarios envisage a fleet of Liquid Metal Fast Reactors (LMFR) for the Pu recycling and minor actinides (MAs) transmutation or combined with some accelerator driven systems (ADS) just for MAs elimination. Design and licensing of these innovative reactor concepts require accurate computational tools, implementing the knowledge obtained in experimental research for new reactor configurations, materials and associated systems. Although a number of fast reactor systems have already been built, the operational experience is still reduced, especially for lead reactors, and not all the transients are fully understood. The safety analysis approach for LMFR is therefore based only on deterministic methods, different from modern approach for Light Water Reactors (LWR) which also benefit from probabilistic methods. Usually, the approach adopted in LMFR safety assessments is to employ a variety of codes, somewhat different for the each other, to analyze transients looking for a comprehensive solution and including uncertainties. In this frame, new best estimate simulation codes are of prime importance in order to analyze fast reactors steady state and transients. This thesis is focused on the development of a coupled code system for best estimate analysis in fast critical reactor. Currently due to the increase in the computational resources, Monte Carlo methods for neutrons transport can be used for detailed full core calculations. Furthermore, Monte Carlo codes are usually taken as reference for deterministic diffusion multigroups codes in fast reactors applications because they employ point-wise cross sections in an exact geometry model and intrinsically account for directional dependence of the ux. The coupling methodology presented here uses MCNP to calculate the power deposition within the reactor. The subchannel code COBRA-IV calculates the temperature and density distribution within the reactor. COBRA-IV is suitable for fast reactors applications because it has been validated against experimental results in sodium rod bundles. The proper correlations for liquid metal applications have been added to the thermal-hydraulics program. Both codes are coupled at steady state using an iterative method and external files exchange. The main issue in the Monte Carlo/thermal-hydraulics steady state coupling is the cross section handling to take into account Doppler broadening when temperature rises. Among every available options, the pseudo materials approach has been chosen in this thesis. This approach obtains reasonable results in fast reactor applications. Furthermore, geometrical changes caused by large temperature gradients in the core, are of major importance in fast reactor due to the large neutron mean free path. An additional module has therefore been included in order to simulate the reactor geometry in hot state or to estimate the reactivity due to core expansion in a transient. The module automatically calculates the fuel length, cladding radius, fuel assembly pitch and diagrid radius with the temperature. This effect will be crucial in some unprotected transients. Also related to geometrical changes, an automatic control rod movement feature has been implemented in order to achieve a just critical reactor or to calculate control rod worth. A step forward in the coupling platform is the dynamic simulation. Since MCNP performs only steady state calculations for critical systems, the more straight forward option without modifying MCNP source code, is to use the flux factorization approach solving separately the flux shape and amplitude. In this thesis two options have been studied to tackle time dependent neutronic simulations using a Monte Carlo code: adiabatic and quasistatic methods. The adiabatic methods uses a staggered time coupling scheme for the time advance of neutronics and the thermal-hydraulics calculations. MCNP computes the fundamental mode of the neutron flux distribution and the reactivity at the end of each time step and COBRA-IV the thermal properties at half of the the time steps. To calculate the flux amplitude evolution a solver of the point kinetics equations is used. This method calculates the static reactivity in each time step that in general is different from the dynamic reactivity calculated with the exact flux distribution. Nevertheless, for close to critical situations, both reactivities are similar and the method leads to acceptable practical results. In this line, an improved method as an attempt to take into account the effect of delayed neutron source in the transient flux shape evolutions is developed. The scheme performs a quasistationary calculation per time step with MCNP. This quasistationary simulations is based con the constant delayed source approach, taking into account the importance of each criticality cycle in the final flux estimation. Both adiabatic and quasistatic methods have been verified against the diffusion code COBAYA3, using a theoretical kinetic exercise. Finally, a transient in a critical 100 MWth lead-bismuth-eutectic reactor concept is analyzed using the adiabatic method as an application example in a real system.

Sistema de simulación de escenarios de ciclos avanzados de combustible nuclear en transición = Simulation system for advanced fuel cycle transition scenarios

El estudio de los ciclos del combustible nuclear requieren de herramientas computacionales o "códigos" versátiles para dar respuestas al problema multicriterio de evaluar los actuales ciclos o las capacidades de las diferentes estrategias y escenarios con potencial de desarrollo en a nivel nacional, regional o mundial. Por otra parte, la introducción de nuevas tecnologías para reactores y procesos industriales hace que los códigos existentes requieran nuevas capacidades para evaluar la transición del estado actual del ciclo del combustible hacia otros más avanzados y sostenibles. Brevemente, esta tesis se centra en dar respuesta a las principales preguntas, en términos económicos y de recursos, al análisis de escenarios de ciclos de combustible, en particular, para el análisis de los diferentes escenarios del ciclo del combustible de relativa importancia para España y Europa. Para alcanzar este objetivo ha sido necesaria la actualización y el desarrollo de nuevas capacidades del código TR_EVOL (Transition Evolution code). Este trabajo ha sido desarrollado en el Programa de Innovación Nuclear del CIEMAT desde el año 2010. Esta tesis se divide en 6 capítulos. El primer capítulo ofrece una visión general del ciclo de combustible nuclear, sus principales etapas y los diferentes tipos utilizados en la actualidad o en desarrollo para el futuro. Además, se describen las fuentes de material nuclear que podrían ser utilizadas como combustible (uranio y otros). También se puntualizan brevemente una serie de herramientas desarrolladas para el estudio de estos ciclos de combustible nuclear. El capítulo 2 está dirigido a dar una idea básica acerca de los costes involucrados en la generación de electricidad mediante energía nuclear. Aquí se presentan una clasificación de estos costos y sus estimaciones, obtenidas en la bibliografía, y que han sido evaluadas y utilizadas en esta tesis. Se ha incluido también una breve descripción del principal indicador económico utilizado en esta tesis, el “coste nivelado de la electricidad”. El capítulo 3 se centra en la descripción del código de simulación desarrollado para el estudio del ciclo del combustible nuclear, TR_EVOL, que ha sido diseñado para evaluar diferentes opciones de ciclos de combustibles. En particular, pueden ser evaluados las diversos reactores con, posiblemente, diferentes tipos de combustibles y sus instalaciones del ciclo asociadas. El módulo de evaluaciones económica de TR_EVOL ofrece el coste nivelado de la electricidad haciendo uso de las cuatro fuentes principales de información económica y de la salida del balance de masas obtenido de la simulación del ciclo en TR_EVOL. Por otra parte, la estimación de las incertidumbres en los costes también puede ser efectuada por el código. Se ha efectuado un proceso de comprobación cruzada de las funcionalidades del código y se descrine en el Capítulo 4. El proceso se ha aplicado en cuatro etapas de acuerdo con las características más importantes de TR_EVOL, balance de masas, composición isotópica y análisis económico. Así, la primera etapa ha consistido en el balance masas del ciclo de combustible nuclear actual de España. La segunda etapa se ha centrado en la comprobación de la composición isotópica del flujo de masas mediante el la simulación del ciclo del combustible definido en el proyecto CP-ESFR UE. Las dos últimas etapas han tenido como objetivo validar el módulo económico. De este modo, en la tercera etapa han sido evaluados los tres principales costes (financieros, operación y mantenimiento y de combustible) y comparados con los obtenidos por el proyecto ARCAS, omitiendo los costes del fin del ciclo o Back-end, los que han sido evaluado solo en la cuarta etapa, haciendo uso de costes unitarios y parámetros obtenidos a partir de la bibliografía. En el capítulo 5 se analizan dos grupos de opciones del ciclo del combustible nuclear de relevante importancia, en términos económicos y de recursos, para España y Europa. Para el caso español, se han simulado dos grupos de escenarios del ciclo del combustible, incluyendo estrategias de reproceso y extensión de vida de los reactores. Este análisis se ha centrado en explorar las ventajas y desventajas de reprocesado de combustible irradiado en un país con una “relativa” pequeña cantidad de reactores nucleares. Para el grupo de Europa se han tratado cuatro escenarios, incluyendo opciones de transmutación. Los escenarios incluyen los reactores actuales utilizando la tecnología reactor de agua ligera y ciclo abierto, un reemplazo total de los reactores actuales con reactores rápidos que queman combustible U-Pu MOX y dos escenarios del ciclo del combustible con transmutación de actínidos minoritarios en una parte de los reactores rápidos o en sistemas impulsados por aceleradores dedicados a transmutación. Finalmente, el capítulo 6 da las principales conclusiones obtenidas de esta tesis y los trabajos futuros previstos en el campo del análisis de ciclos de combustible nuclear. ABSTRACT The study of the nuclear fuel cycle requires versatile computational tools or “codes” to provide answers to the multicriteria problem of assessing current nuclear fuel cycles or the capabilities of different strategies and scenarios with potential development in a country, region or at world level. Moreover, the introduction of new technologies for reactors and industrial processes makes the existing codes to require new capabilities to assess the transition from current status of the fuel cycle to the more advanced and sustainable ones. Briefly, this thesis is focused in providing answers to the main questions about resources and economics in fuel cycle scenario analyses, in particular for the analysis of different fuel cycle scenarios with relative importance for Spain and Europe. The upgrade and development of new capabilities of the TR_EVOL code (Transition Evolution code) has been necessary to achieve this goal. This work has been developed in the Nuclear Innovation Program at CIEMAT since year 2010. This thesis is divided in 6 chapters. The first one gives an overview of the nuclear fuel cycle, its main stages and types currently used or in development for the future. Besides the sources of nuclear material that could be used as fuel (uranium and others) are also viewed here. A number of tools developed for the study of these nuclear fuel cycles are also briefly described in this chapter. Chapter 2 is aimed to give a basic idea about the cost involved in the electricity generation by means of the nuclear energy. The main classification of these costs and their estimations given by bibliography, which have been evaluated in this thesis, are presented. A brief description of the Levelized Cost of Electricity, the principal economic indicator used in this thesis, has been also included. Chapter 3 is focused on the description of the simulation tool TR_EVOL developed for the study of the nuclear fuel cycle. TR_EVOL has been designed to evaluate different options for the fuel cycle scenario. In particular, diverse nuclear power plants, having possibly different types of fuels and the associated fuel cycle facilities can be assessed. The TR_EVOL module for economic assessments provides the Levelized Cost of Electricity making use of the TR_EVOL mass balance output and four main sources of economic information. Furthermore, uncertainties assessment can be also carried out by the code. A cross checking process of the performance of the code has been accomplished and it is shown in Chapter 4. The process has been applied in four stages according to the most important features of TR_EVOL. Thus, the first stage has involved the mass balance of the current Spanish nuclear fuel cycle. The second stage has been focused in the isotopic composition of the mass flow using the fuel cycle defined in the EU project CP-ESFR. The last two stages have been aimed to validate the economic module. In the third stage, the main three generation costs (financial cost, O&M and fuel cost) have been assessed and compared to those obtained by ARCAS project, omitting the back-end costs. This last cost has been evaluated alone in the fourth stage, making use of some unit cost and parameters obtained from the bibliography. In Chapter 5 two groups of nuclear fuel cycle options with relevant importance for Spain and Europe are analyzed in economic and resources terms. For the Spanish case, two groups of fuel cycle scenarios have been simulated including reprocessing strategies and life extension of the current reactor fleet. This analysis has been focused on exploring the advantages and disadvantages of spent fuel reprocessing in a country with relatively small amount of nuclear power plants. For the European group, four fuel cycle scenarios involving transmutation options have been addressed. Scenarios include the current fleet using Light Water Reactor technology and open fuel cycle, a full replacement of the initial fleet with Fast Reactors burning U-Pu MOX fuel and two fuel cycle scenarios with Minor Actinide transmutation in a fraction of the FR fleet or in dedicated Accelerator Driven Systems. Finally, Chapter 6 gives the main conclusions obtained from this thesis and the future work foreseen in the field of nuclear fuel cycle analysis.

Evaluation of reactivity monitoring techniques at the Yalina – Booster subcritical facility

La gestión de los residuos radiactivos de vida larga producidos en los reactores nucleares constituye uno de los principales desafíos de la tecnología nuclear en la actualidad. Una posible opción para su gestión es la transmutación de los nucleidos de vida larga en otros de vida más corta. Los sistemas subcríticos guiados por acelerador (ADS por sus siglas en inglés) son una de las tecnologías en desarrollo para logar este objetivo. Un ADS consiste en un reactor nuclear subcrítico mantenido en un estado estacionario mediante una fuente externa de neutrones guiada por un acelerador de partículas. El interés de estos sistemas radica en su capacidad para ser cargados con combustibles que tengan contenidos de actínidos minoritarios mayores que los reactores críticos convencionales, y de esta manera, incrementar las tasas de trasmutación de estos elementos, que son los principales responsables de la radiotoxicidad a largo plazo de los residuos nucleares. Uno de los puntos clave que han sido identificados para la operación de un ADS a escala industrial es la necesidad de monitorizar continuamente la reactividad del sistema subcrítico durante la operación. Por esta razón, desde los años 1990 se han realizado varios experimentos en conjuntos subcríticos de potencia cero (MUSE, RACE, KUCA, Yalina, GUINEVERE/FREYA) con el fin de validar experimentalmente estas técnicas. En este contexto, la presente tesis se ocupa de la validación de técnicas de monitorización de la reactividad en el conjunto subcrítico Yalina-Booster. Este conjunto pertenece al Joint Institute for Power and Nuclear Research (JIPNR-Sosny) de la Academia Nacional de Ciencias de Bielorrusia. Dentro del proyecto EUROTRANS del 6º Programa Marco de la UE, en el año 2008 se ha realizado una serie de experimentos en esta instalación concernientes a la monitorización de la reactividad bajo la dirección del CIEMAT. Se han realizado dos tipos de experimentos: experimentos con una fuente de neutrones pulsada (PNS) y experimentos con una fuente continua con interrupciones cortas (beam trips). En el caso de los primeros, experimentos con fuente pulsada, existen dos técnicas fundamentales para medir la reactividad, conocidas como la técnica del ratio bajo las áreas de los neutrones inmediatos y retardados (o técnica de Sjöstrand) y la técnica de la constante de decaimiento de los neutrones inmediatos. Sin embargo, varios experimentos han mostrado la necesidad de aplicar técnicas de corrección para tener en cuenta los efectos espaciales y energéticos presentes en un sistema real y obtener valores precisos de la reactividad. En esta tesis, se han investigado estas correcciones mediante simulaciones del sistema con el código de Montecarlo MCNPX. Esta investigación ha servido también para proponer una versión generalizada de estas técnicas donde se buscan relaciones entre la reactividad el sistema y las cantidades medidas a través de simulaciones de Monte Carlo. El segundo tipo de experimentos, experimentos con una fuente continua e interrupciones del haz, es más probable que sea empleado en un ADS industrial. La versión generalizada de las técnicas desarrolladas para los experimentos con fuente pulsada también ha sido aplicada a los resultados de estos experimentos. Además, el trabajo presentado en esta tesis es la primera vez, en mi conocimiento, en que la reactividad de un sistema subcrítico se monitoriza durante la operación con tres técnicas simultáneas: la técnica de la relación entre la corriente y el flujo (current-to-flux), la técnica de desconexión rápida de la fuente (source-jerk) y la técnica del decaimiento de los neutrones inmediatos. Los casos analizados incluyen la variación rápida de la reactividad del sistema (inserción y extracción de las barras de control) y la variación rápida de la fuente de neutrones (interrupción larga del haz y posterior recuperación). ABSTRACT The management of long-lived radioactive wastes produced by nuclear reactors constitutes one of the main challenges of nuclear technology nowadays. A possible option for its management consists in the transmutation of long lived nuclides into shorter lived ones. Accelerator Driven Subcritical Systems (ADS) are one of the technologies in development to achieve this goal. An ADS consists in a subcritical nuclear reactor maintained in a steady state by an external neutron source driven by a particle accelerator. The interest of these systems lays on its capacity to be loaded with fuels having larger contents of minor actinides than conventional critical reactors, and in this way, increasing the transmutation rates of these elements, that are the main responsible of the long-term radiotoxicity of nuclear waste. One of the key points that have been identified for the operation of an industrial-scale ADS is the need of continuously monitoring the reactivity of the subcritical system during operation. For this reason, since the 1990s a number of experiments have been conducted in zero-power subcritical assemblies (MUSE, RACE, KUCA, Yalina, GUINEVERE/FREYA) in order to experimentally validate these techniques. In this context, the present thesis is concerned with the validation of reactivity monitoring techniques at the Yalina-Booster subcritical assembly. This assembly belongs to the Joint Institute for Power and Nuclear Research (JIPNR-Sosny) of the National Academy of Sciences of Belarus. Experiments concerning reactivity monitoring have been performed in this facility under the EUROTRANS project of the 6th EU Framework Program in year 2008 under the direction of CIEMAT. Two types of experiments have been carried out: experiments with a pulsed neutron source (PNS) and experiments with a continuous source with short interruptions (beam trips). For the case of the first ones, PNS experiments, two fundamental techniques exist to measure the reactivity, known as the prompt-to-delayed neutron area-ratio technique (or Sjöstrand technique) and the prompt neutron decay constant technique. However, previous experiments have shown the need to apply correction techniques to take into account the spatial and energy effects present in a real system and thus obtain accurate values for the reactivity. In this thesis, these corrections have been investigated through simulations of the system with the Monte Carlo code MCNPX. This research has also served to propose a generalized version of these techniques where relationships between the reactivity of the system and the measured quantities are obtained through Monte Carlo simulations. The second type of experiments, with a continuous source with beam trips, is more likely to be employed in an industrial ADS. The generalized version of the techniques developed for the PNS experiments has also been applied to the result of these experiments. Furthermore, the work presented in this thesis is the first time, to my knowledge, that the reactivity of a subcritical system has been monitored during operation simultaneously with three different techniques: the current-to-flux, the source-jerk and the prompt neutron decay techniques. The cases analyzed include the fast variation of the system reactivity (insertion and extraction of a control rod) and the fast variation of the neutron source (long beam interruption and subsequent recovery).

MOVPE growth of III-V semiconductors on silicon for third generation solar cells

Esta Tesis trata sobre el desarrollo y crecimiento -mediante tecnología MOVPE (del inglés: MetalOrganic Vapor Phase Epitaxy)- de células solares híbridas de semiconductores III-V sobre substratos de silicio. Esta integración pretende ofrecer una alternativa a las células actuales de III-V, que, si bien ostentan el récord de eficiencia en dispositivos fotovoltaicos, su coste es, a día de hoy, demasiado elevado para ser económicamente competitivo frente a las células convencionales de silicio. De este modo, este proyecto trata de conjugar el potencial de alta eficiencia ya demostrado por los semiconductores III-V en arquitecturas de células fotovoltaicas multiunión con el bajo coste, la disponibilidad y la abundancia del silicio. La integración de semiconductores III-V sobre substratos de silicio puede afrontarse a través de diferentes aproximaciones. En esta Tesis se ha optado por el desarrollo de células solares metamórficas de doble unión de GaAsP/Si. Mediante esta técnica, la transición entre los parámetros de red de ambos materiales se consigue por medio de la formación de defectos cristalográficos (mayoritariamente dislocaciones). La idea es confinar estos defectos durante el crecimiento de sucesivas capas graduales en composición para que la superficie final tenga, por un lado, una buena calidad estructural, y por otro, un parámetro de red adecuado. Numerosos grupos de investigación han dirigido sus esfuerzos en los últimos años en desarrollar una estructura similar a la que aquí proponemos. La mayoría de éstos se han centrado en entender los retos asociados al crecimiento de materiales III-V, con el fin de conseguir un material de alta calidad cristalográfica. Sin embargo, prácticamente ninguno de estos grupos ha prestado especial atención al desarrollo y optimización de la célula inferior de silicio, cuyo papel va a ser de gran relevancia en el funcionamiento de la célula completa. De esta forma, y con el fin de completar el trabajo hecho hasta el momento en el desarrollo de células de III-V sobre silicio, la presente Tesis se centra, fundamentalmente, en el diseño y optimización de la célula inferior de silicio, para extraer su máximo potencial. Este trabajo se ha estructurado en seis capítulos, ordenados de acuerdo al desarrollo natural de la célula inferior. Tras un capítulo de introducción al crecimiento de semiconductores III-V sobre Si, en el que se describen las diferentes alternativas para su integración; nos ocupamos de la parte experimental, comenzando con una extensa descripción y caracterización de los substratos de silicio. De este modo, en el Capítulo 2 se analizan con exhaustividad los diferentes tratamientos (tanto químicos como térmicos) que deben seguir éstos para garantizar una superficie óptima sobre la que crecer epitaxialmente el resto de la estructura. Ya centrados en el diseño de la célula inferior, el Capítulo 3 aborda la formación de la unión p-n. En primer lugar se analiza qué configuración de emisor (en términos de dopaje y espesor) es la más adecuada para sacar el máximo rendimiento de la célula inferior. En este primer estudio se compara entre las diferentes alternativas existentes para la creación del emisor, evaluando las ventajas e inconvenientes que cada aproximación ofrece frente al resto. Tras ello, se presenta un modelo teórico capaz de simular el proceso de difusión de fosforo en silicio en un entorno MOVPE por medio del software Silvaco. Mediante este modelo teórico podemos determinar qué condiciones experimentales son necesarias para conseguir un emisor con el diseño seleccionado. Finalmente, estos modelos serán validados y constatados experimentalmente mediante la caracterización por técnicas analíticas (i.e. ECV o SIMS) de uniones p-n con emisores difundidos. Uno de los principales problemas asociados a la formación del emisor por difusión de fósforo, es la degradación superficial del substrato como consecuencia de su exposición a grandes concentraciones de fosfina (fuente de fósforo). En efecto, la rugosidad del silicio debe ser minuciosamente controlada, puesto que éste servirá de base para el posterior crecimiento epitaxial y por tanto debe presentar una superficie prístina para evitar una degradación morfológica y cristalográfica de las capas superiores. En este sentido, el Capítulo 4 incluye un análisis exhaustivo sobre la degradación morfológica de los substratos de silicio durante la formación del emisor. Además, se proponen diferentes alternativas para la recuperación de la superficie con el fin de conseguir rugosidades sub-nanométricas, que no comprometan la calidad del crecimiento epitaxial. Finalmente, a través de desarrollos teóricos, se establecerá una correlación entre la degradación morfológica (observada experimentalmente) con el perfil de difusión del fósforo en el silicio y por tanto, con las características del emisor. Una vez concluida la formación de la unión p-n propiamente dicha, se abordan los problemas relacionados con el crecimiento de la capa de nucleación de GaP. Por un lado, esta capa será la encargada de pasivar la subcélula de silicio, por lo que su crecimiento debe ser regular y homogéneo para que la superficie de silicio quede totalmente pasivada, de tal forma que la velocidad de recombinación superficial en la interfaz GaP/Si sea mínima. Por otro lado, su crecimiento debe ser tal que minimice la aparición de los defectos típicos de una heteroepitaxia de una capa polar sobre un substrato no polar -denominados dominios de antifase-. En el Capítulo 5 se exploran diferentes rutinas de nucleación, dentro del gran abanico de posibilidades existentes, para conseguir una capa de GaP con una buena calidad morfológica y estructural, que será analizada mediante diversas técnicas de caracterización microscópicas. La última parte de esta Tesis está dedicada al estudio de las propiedades fotovoltaicas de la célula inferior. En ella se analiza la evolución de los tiempos de vida de portadores minoritarios de la base durante dos etapas claves en el desarrollo de la estructura Ill-V/Si: la formación de la célula inferior y el crecimiento de las capas III-V. Este estudio se ha llevado a cabo en colaboración con la Universidad de Ohio, que cuentan con una gran experiencia en el crecimiento de materiales III-V sobre silicio. Esta tesis concluye destacando las conclusiones globales del trabajo realizado y proponiendo diversas líneas de trabajo a emprender en el futuro. ABSTRACT This thesis pursues the development and growth of hybrid solar cells -through Metal Organic Vapor Phase Epitaxy (MOVPE)- formed by III-V semiconductors on silicon substrates. This integration aims to provide an alternative to current III-V cells, which, despite hold the efficiency record for photovoltaic devices, their cost is, today, too high to be economically competitive to conventional silicon cells. Accordingly, the target of this project is to link the already demonstrated efficiency potential of III-V semiconductor multijunction solar cell architectures with the low cost and unconstrained availability of silicon substrates. Within the existing alternatives for the integration of III-V semiconductors on silicon substrates, this thesis is based on the metamorphic approach for the development of GaAsP/Si dual-junction solar cells. In this approach, the accommodation of the lattice mismatch is handle through the appearance of crystallographic defects (namely dislocations), which will be confined through the incorporation of a graded buffer layer. The resulting surface will have, on the one hand a good structural quality; and on the other hand the desired lattice parameter. Different research groups have been working in the last years in a structure similar to the one here described, being most of their efforts directed towards the optimization of the heteroepitaxial growth of III-V compounds on Si, with the primary goal of minimizing the appearance of crystal defects. However, none of these groups has paid much attention to the development and optimization of the bottom silicon cell, which, indeed, will play an important role on the overall solar cell performance. In this respect, the idea of this thesis is to complete the work done so far in this field by focusing on the design and optimization of the bottom silicon cell, to harness its efficiency. This work is divided into six chapters, organized according to the natural progress of the bottom cell development. After a brief introduction to the growth of III-V semiconductors on Si substrates, pointing out the different alternatives for their integration; we move to the experimental part, which is initiated by an extensive description and characterization of silicon substrates -the base of the III-V structure-. In this chapter, a comprehensive analysis of the different treatments (chemical and thermal) required for preparing silicon surfaces for subsequent epitaxial growth is presented. Next step on the development of the bottom cell is the formation of the p-n junction itself, which is faced in Chapter 3. Firstly, the optimization of the emitter configuration (in terms of doping and thickness) is handling by analytic models. This study includes a comparison between the different alternatives for the emitter formation, evaluating the advantages and disadvantages of each approach. After the theoretical design of the emitter, it is defined (through the modeling of the P-in-Si diffusion process) a practical parameter space for the experimental implementation of this emitter configuration. The characterization of these emitters through different analytical tools (i.e. ECV or SIMS) will validate and provide experimental support for the theoretical models. A side effect of the formation of the emitter by P diffusion is the roughening of the Si surface. Accordingly, once the p-n junction is formed, it is necessary to ensure that the Si surface is smooth enough and clean for subsequent phases. Indeed, the roughness of the Si must be carefully controlled since it will be the basis for the epitaxial growth. Accordingly, after quantifying (experimentally and by theoretical models) the impact of the phosphorus on the silicon surface morphology, different alternatives for the recovery of the surface are proposed in order to achieve a sub-nanometer roughness which does not endanger the quality of the incoming III-V layers. Moving a step further in the development of the Ill-V/Si structure implies to address the challenges associated to the GaP on Si nucleation. On the one hand, this layer will provide surface passivation to the emitter. In this sense, the growth of the III-V layer must be homogeneous and continuous so the Si emitter gets fully passivated, providing a minimal surface recombination velocity at the interface. On the other hand, the growth should be such that the appearance of typical defects related to the growth of a polar layer on a non-polar substrate is minimized. Chapter 5 includes an exhaustive study of the GaP on Si nucleation process, exploring different nucleation routines for achieving a high morphological and structural quality, which will be characterized by means of different microscopy techniques. Finally, an extensive study of the photovoltaic properties of the bottom cell and its evolution during key phases in the fabrication of a MOCVD-grown III-V-on-Si epitaxial structure (i.e. the formation of the bottom cell; and the growth of III-V layers) will be presented in the last part of this thesis. This study was conducted in collaboration with The Ohio State University, who has extensive experience in the growth of III-V materials on silicon. This thesis concludes by highlighting the overall conclusions of the presented work and proposing different lines of work to be undertaken in the future.