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.

A contribution to appendage drag extrapolation using computational tools

In this paper, the foundations of the beta method, widely used in todays ship appendage extrapolations, are explored. The present work pretends to validate the Beta Method using experimental and computational tools. The ship used is a rounded bow tugboat with two significant appendages, namely, a midship protective structure for the propulsion system and a stern keel. The experimental and computational data was obtained through Towing Tank trials and a RANSE CFD code, respectively.

Computational methods to create and analyze a digital gene expression atlas of embryo development from microscopy images

Abstract The creation of atlases, or digital models where information from different subjects can be combined, is a field of increasing interest in biomedical imaging. When a single image does not contain enough information to appropriately describe the organism under study, it is then necessary to acquire images of several individuals, each of them containing complementary data with respect to the rest of the components in the cohort. This approach allows creating digital prototypes, ranging from anatomical atlases of human patients and organs, obtained for instance from Magnetic Resonance Imaging, to gene expression cartographies of embryo development, typically achieved from Light Microscopy. Within such context, in this PhD Thesis we propose, develop and validate new dedicated image processing methodologies that, based on image registration techniques, bring information from multiple individuals into alignment within a single digital atlas model. We also elaborate a dedicated software visualization platform to explore the resulting wealth of multi-dimensional data and novel analysis algo-rithms to automatically mine the generated resource in search of bio¬logical insights. In particular, this work focuses on gene expression data from developing zebrafish embryos imaged at the cellular resolution level with Two-Photon Laser Scanning Microscopy. Disposing of quantitative measurements relating multiple gene expressions to cell position and their evolution in time is a fundamental prerequisite to understand embryogenesis multi-scale processes. However, the number of gene expressions that can be simultaneously stained in one acquisition is limited due to optical and labeling constraints. These limitations motivate the implementation of atlasing strategies that can recreate a virtual gene expression multiplex. The developed computational tools have been tested in two different scenarios. The first one is the early zebrafish embryogenesis where the resulting atlas constitutes a link between the phenotype and the genotype at the cellular level. The second one is the late zebrafish brain where the resulting atlas allows studies relating gene expression to brain regionalization and neurogenesis. The proposed computational frameworks have been adapted to the requirements of both scenarios, such as the integration of partial views of the embryo into a whole embryo model with cellular resolution or the registration of anatom¬ical traits with deformable transformation models non-dependent on any specific labeling. The software implementation of the atlas generation tool (Match-IT) and the visualization platform (Atlas-IT) together with the gene expression atlas resources developed in this Thesis are to be made freely available to the scientific community. Lastly, a novel proof-of-concept experiment integrates for the first time 3D gene expression atlas resources with cell lineages extracted from live embryos, opening up the door to correlate genetic and cellular spatio-temporal dynamics. La creación de atlas, o modelos digitales, donde la información de distintos sujetos puede ser combinada, es un campo de creciente interés en imagen biomédica. Cuando una sola imagen no contiene suficientes datos como para describir apropiadamente el organismo objeto de estudio, se hace necesario adquirir imágenes de varios individuos, cada una de las cuales contiene información complementaria respecto al resto de componentes del grupo. De este modo, es posible crear prototipos digitales, que pueden ir desde atlas anatómicos de órganos y pacientes humanos, adquiridos por ejemplo mediante Resonancia Magnética, hasta cartografías de la expresión genética del desarrollo de embrionario, típicamente adquiridas mediante Microscopía Optica. Dentro de este contexto, en esta Tesis Doctoral se introducen, desarrollan y validan nuevos métodos de procesado de imagen que, basándose en técnicas de registro de imagen, son capaces de alinear imágenes y datos provenientes de múltiples individuos en un solo atlas digital. Además, se ha elaborado una plataforma de visualization específicamente diseñada para explorar la gran cantidad de datos, caracterizados por su multi-dimensionalidad, que resulta de estos métodos. Asimismo, se han propuesto novedosos algoritmos de análisis y minería de datos que permiten inspeccionar automáticamente los atlas generados en busca de conclusiones biológicas significativas. En particular, este trabajo se centra en datos de expresión genética del desarrollo embrionario del pez cebra, adquiridos mediante Microscopía dos fotones con resolución celular. Disponer de medidas cuantitativas que relacionen estas expresiones genéticas con las posiciones celulares y su evolución en el tiempo es un prerrequisito fundamental para comprender los procesos multi-escala característicos de la morfogénesis. Sin embargo, el número de expresiones genéticos que pueden ser simultáneamente etiquetados en una sola adquisición es reducido debido a limitaciones tanto ópticas como del etiquetado. Estas limitaciones requieren la implementación de estrategias de creación de atlas que puedan recrear un multiplexado virtual de expresiones genéticas. Las herramientas computacionales desarrolladas han sido validadas en dos escenarios distintos. El primer escenario es el desarrollo embrionario temprano del pez cebra, donde el atlas resultante permite constituir un vínculo, a nivel celular, entre el fenotipo y el genotipo de este organismo modelo. El segundo escenario corresponde a estadios tardíos del desarrollo del cerebro del pez cebra, donde el atlas resultante permite relacionar expresiones genéticas con la regionalización del cerebro y la formación de neuronas. La plataforma computacional desarrollada ha sido adaptada a los requisitos y retos planteados en ambos escenarios, como la integración, a resolución celular, de vistas parciales dentro de un modelo consistente en un embrión completo, o el alineamiento entre estructuras de referencia anatómica equivalentes, logrado mediante el uso de modelos de transformación deformables que no requieren ningún marcador específico. Está previsto poner a disposición de la comunidad científica tanto la herramienta de generación de atlas (Match-IT), como su plataforma de visualización (Atlas-IT), así como las bases de datos de expresión genética creadas a partir de estas herramientas. Por último, dentro de la presente Tesis Doctoral, se ha incluido una prueba conceptual innovadora que permite integrar los mencionados atlas de expresión genética tridimensionales dentro del linaje celular extraído de una adquisición in vivo de un embrión. Esta prueba conceptual abre la puerta a la posibilidad de correlar, por primera vez, las dinámicas espacio-temporales de genes y células.

Accessing advanced computational resources in Africa through Cloud Computing

Low resources in many African locations do not allow many African scientists and physicians to access the latest advances in technology. This deficiency hinders the daily life of African professionals that often cannot afford, for instance, the cost of internet fees or software licenses. The AFRICA BUILD project, funded by the European Commission and formed by four European and four African institutions, intends to provide advanced computational tools to African institutions in order to solve current technological limitations. In the context of AFRICA BUILD we have carried out, a series of experiments to test the feasibility of using Cloud Computing technologies in two different locations in Africa: Egypt and Burundi. The project aims to create a virtual platform to provide access to a wide range of biomedical informatics and learning resources to professionals and researchers in Africa.

Experimental and numerical analysis of reinforced concrete elements subjected to blast loading

El hormigón es uno de los materiales de construcción más empleados en la actualidad debido a sus buenas prestaciones mecánicas, moldeabilidad y economía de obtención, entre otras ventajas. Es bien sabido que tiene una buena resistencia a compresión y una baja resistencia a tracción, por lo que se arma con barras de acero para formar el hormigón armado, material que se ha convertido por méritos propios en la solución constructiva más importante de nuestra época. A pesar de ser un material profusamente utilizado, hay aspectos del comportamiento del hormigón que todavía no son completamente conocidos, como es el caso de su respuesta ante los efectos de una explosión. Este es un campo de especial relevancia, debido a que los eventos, tanto intencionados como accidentales, en los que una estructura se ve sometida a una explosión son, por desgracia, relativamente frecuentes. La solicitación de una estructura ante una explosión se produce por el impacto sobre la misma de la onda de presión generada en la detonación. La aplicación de esta carga sobre la estructura es muy rápida y de muy corta duración. Este tipo de acciones se denominan cargas impulsivas, y pueden ser hasta cuatro órdenes de magnitud más rápidas que las cargas dinámicas impuestas por un terremoto. En consecuencia, no es de extrañar que sus efectos sobre las estructuras y sus materiales sean muy distintos que las que producen las cargas habitualmente consideradas en ingeniería. En la presente tesis doctoral se profundiza en el conocimiento del comportamiento material del hormigón sometido a explosiones. Para ello, es crucial contar con resultados experimentales de estructuras de hormigón sometidas a explosiones. Este tipo de resultados es difícil de encontrar en la literatura científica, ya que estos ensayos han sido tradicionalmente llevados a cabo en el ámbito militar y los resultados obtenidos no son de dominio público. Por otra parte, en las campañas experimentales con explosiones llevadas a cabo por instituciones civiles el elevado coste de acceso a explosivos y a campos de prueba adecuados no permite la realización de ensayos con un elevado número de muestras. Por este motivo, la dispersión experimental no es habitualmente controlada. Sin embargo, en elementos de hormigón armado sometidos a explosiones, la dispersión experimental es muy acusada, en primer lugar, por la propia heterogeneidad del hormigón, y en segundo, por la dificultad inherente a la realización de ensayos con explosiones, por motivos tales como dificultades en las condiciones de contorno, variabilidad del explosivo, o incluso cambios en las condiciones atmosféricas. Para paliar estos inconvenientes, en esta tesis doctoral se ha diseñado un novedoso dispositivo que permite ensayar hasta cuatro losas de hormigón bajo la misma detonación, lo que además de proporcionar un número de muestras estadísticamente representativo, supone un importante ahorro de costes. Con este dispositivo se han ensayado 28 losas de hormigón, tanto armadas como en masa, de dos dosificaciones distintas. Pero además de contar con datos experimentales, también es importante disponer de herramientas de cálculo para el análisis y diseño de estructuras sometidas a explosiones. Aunque existen diversos métodos analíticos, hoy por hoy las técnicas de simulación numérica suponen la alternativa más avanzada y versátil para el cálculo de elementos estructurales sometidos a cargas impulsivas. Sin embargo, para obtener resultados fiables es crucial contar con modelos constitutivos de material que tengan en cuenta los parámetros que gobiernan el comportamiento para el caso de carga en estudio. En este sentido, cabe destacar que la mayoría de los modelos constitutivos desarrollados para el hormigón a altas velocidades de deformación proceden del ámbito balístico, donde dominan las grandes tensiones de compresión en el entorno local de la zona afectada por el impacto. En el caso de los elementos de hormigón sometidos a explosiones, las tensiones de compresión son mucho más moderadas, siendo las tensiones de tracción generalmente las causantes de la rotura del material. En esta tesis doctoral se analiza la validez de algunos de los modelos disponibles, confirmando que los parámetros que gobiernan el fallo de las losas de hormigón armado ante explosiones son la resistencia a tracción y su ablandamiento tras rotura. En base a los resultados anteriores se ha desarrollado un modelo constitutivo para el hormigón ante altas velocidades de deformación, que sólo tiene en cuenta la rotura por tracción. Este modelo parte del de fisura cohesiva embebida con discontinuidad fuerte, desarrollado por Planas y Sancho, que ha demostrado su capacidad en la predicción de la rotura a tracción de elementos de hormigón en masa. El modelo ha sido modificado para su implementación en el programa comercial de integración explícita LS-DYNA, utilizando elementos finitos hexaédricos e incorporando la dependencia de la velocidad de deformación para permitir su utilización en el ámbito dinámico. El modelo es estrictamente local y no requiere de remallado ni conocer previamente la trayectoria de la fisura. Este modelo constitutivo ha sido utilizado para simular dos campañas experimentales, probando la hipótesis de que el fallo de elementos de hormigón ante explosiones está gobernado por el comportamiento a tracción, siendo de especial relevancia el ablandamiento del hormigón. Concrete is nowadays one of the most widely used building materials because of its good mechanical properties, moldability and production economy, among other advantages. As it is known, it has high compressive and low tensile strengths and for this reason it is reinforced with steel bars to form reinforced concrete, a material that has become the most important constructive solution of our time. Despite being such a widely used material, there are some aspects of concrete performance that are not yet fully understood, as it is the case of its response to the effects of an explosion. This is a topic of particular relevance because the events, both intentional and accidental, in which a structure is subjected to an explosion are, unfortunately, relatively common. The loading of a structure due to an explosive event occurs due to the impact of the pressure shock wave generated in the detonation. The application of this load on the structure is very fast and of very short duration. Such actions are called impulsive loads, and can be up to four orders of magnitude faster than the dynamic loads imposed by an earthquake. Consequently, it is not surprising that their effects on structures and materials are very different than those that cause the loads usually considered in engineering. This thesis broadens the knowledge about the material behavior of concrete subjected to explosions. To that end, it is crucial to have experimental results of concrete structures subjected to explosions. These types of results are difficult to find in the scientific literature, as these tests have traditionally been carried out by armies of different countries and the results obtained are classified. Moreover, in experimental campaigns with explosives conducted by civil institutions the high cost of accessing explosives and the lack of proper test fields does not allow for the testing of a large number of samples. For this reason, the experimental scatter is usually not controlled. However, in reinforced concrete elements subjected to explosions the experimental dispersion is very pronounced. First, due to the heterogeneity of concrete, and secondly, because of the difficulty inherent to testing with explosions, for reasons such as difficulties in the boundary conditions, variability of the explosive, or even atmospheric changes. To overcome these drawbacks, in this thesis we have designed a novel device that allows for testing up to four concrete slabs under the same detonation, which apart from providing a statistically representative number of samples, represents a significant saving in costs. A number of 28 slabs were tested using this device. The slabs were both reinforced and plain concrete, and two different concrete mixes were used. Besides having experimental data, it is also important to have computational tools for the analysis and design of structures subjected to explosions. Despite the existence of several analytical methods, numerical simulation techniques nowadays represent the most advanced and versatile alternative for the assessment of structural elements subjected to impulsive loading. However, to obtain reliable results it is crucial to have material constitutive models that take into account the parameters that govern the behavior for the load case under study. In this regard it is noteworthy that most of the developed constitutive models for concrete at high strain rates arise from the ballistic field, dominated by large compressive stresses in the local environment of the area affected by the impact. In the case of concrete elements subjected to an explosion, the compressive stresses are much more moderate, while tensile stresses usually cause material failure. This thesis discusses the validity of some of the available models, confirming that the parameters governing the failure of reinforced concrete slabs subjected to blast are the tensile strength and softening behaviour after failure. Based on these results we have developed a constitutive model for concrete at high strain rates, which only takes into account the ultimate tensile strength. This model is based on the embedded Cohesive Crack Model with Strong Discontinuity Approach developed by Planas and Sancho, which has proved its ability in predicting the tensile fracture of plain concrete elements. The model has been modified for its implementation in the commercial explicit integration program LS-DYNA, using hexahedral finite elements and incorporating the dependence of the strain rate, to allow for its use in dynamic domain. The model is strictly local and does not require remeshing nor prior knowledge of the crack path. This constitutive model has been used to simulate two experimental campaigns, confirming the hypothesis that the failure of concrete elements subjected to explosions is governed by their tensile response, being of particular relevance the softening behavior of concrete.

Optoelectronic Properties of InAlN/GaN Distributed Bragg Reflector Heterostructure Examined by Valence

High-resolution monochromated electron energy loss spectroscopy (EELS) at subnanometric spatial resolution and <200 meV energy resolution has been used to assess the valence band properties of a distributed Bragg reflector multilayer heterostructure composed of InAlN lattice matched to GaN. This work thoroughly presents the collection of methods and computational tools put together for this task. Among these are zero-loss-peak subtraction and nonlinear fitting tools, and theoretical modeling of the electron scattering distribution. EELS analysis allows retrieval of a great amount of information: indium concentration in the InAlN layers is monitored through the local plasmon energy position and calculated using a bowing parameter version of Vegard Law. Also a dielectric characterization of the InAlN and GaN layers has been performed through Kramers-Kronig analysis of the Valence-EELS data, allowing band gap energy to be measured and an insight on the polytypism of the GaN layers.

A comparative study of Monte Carlo-coupled depletion codes applied to a Sodium Fast Reactor design loaded with minor actinides

inor actinides (MAs) transmutation is a main design objective of advanced nuclear systems such as generation IV Sodium Fast Reactors (SFRs). In advanced fuel cycles, MA contents in final high level waste packages are main contributors to short term heat production as well as to long-term radiotoxicity. Therefore, MA transmutation would have an impact on repository designs and would reduce the environment burden of nuclear energy. In order to predict such consequences Monte Carlo (MC) transport codes are used in reactor design tasks and they are important complements and references for routinely used deterministic computational tools. In this paper two promising Monte Carlo transport-coupled depletion codes, EVOLCODE and SERPENT, are used to examine the impact of MA burning strategies in a SFR core, 3600 MWth. The core concept proposal for MA loading in two configurations is the result of an optimization effort upon a preliminary reference design to reduce the reactivity insertion as a consequence of sodium voiding, one of the main concerns of this technology. The objective of this paper is double. Firstly, efficiencies of the two core configurations for MA transmutation are addressed and evaluated in terms of actinides mass changes and reactivity coefficients. Results are compared with those without MA loading. Secondly, a comparison of the two codes is provided. The discrepancies in the results are quantified and discussed.

Numerical methods for option pricing.

This thesis aims to introduce some fundamental concepts underlying option valuation theory including implementation of computational tools. In many cases analytical solution for option pricing does not exist, thus the following numerical methods are used: binomial trees, Monte Carlo simulations and finite difference methods. First, an algorithm based on Hull and Wilmott is written for every method. Then these algorithms are improved in different ways. For the binomial tree both speed and memory usage is significantly improved by using only one vector instead of a whole price storing matrix. Computational time in Monte Carlo simulations is reduced by implementing a parallel algorithm (in C) which is capable of improving speed by a factor which equals the number of processors used. Furthermore, MatLab code for Monte Carlo was made faster by vectorizing simulation process. Finally, obtained option values are compared to those obtained with popular finite difference methods, and it is discussed which of the algorithms is more appropriate for which purpose.

Methodologies for an improved prediction of the isotopic content in high burnup samples. Application to Vandellos-II reactor core

Fuel cycles are designed with the aim of obtaining the highest amount of energy possible. Since higher burnup values are reached, it is necessary to improve our disposal designs, traditionally based on the conservative assumption that they contain fresh fuel. The criticality calculations involved must consider burnup by making the most of the experimental and computational capabilities developed, respectively, to measure and predict the isotopic content of the spent nuclear fuel. These high burnup scenarios encourage a review of the computational tools to find out possible weaknesses in the nuclear data libraries, in the methodologies applied and their applicability range. Experimental measurements of the spent nuclear fuel provide the perfect framework to benchmark the most well-known and established codes, both in the industry and academic research activity. For the present paper, SCALE 6.0/TRITON and MONTEBURNS 2.0 have been chosen to follow the isotopic content of four samples irradiated in the Spanish Vandellós-II pressurized water reactor up to burnup values ranging from 40 GWd/MTU to 75 GWd/MTU. By comparison with the experimental data reported for these samples, we can probe the applicability of these codes to deal with high burnup problems. We have developed new computational tools within MONTENBURNS 2.0. They make possible to handle an irradiation history that includes geometrical and positional changes of the samples within the reactor core. This paper describes the irradiation scenario against which the mentioned codes and our capabilities are to be benchmarked.

Experimental investigation of dynamic pressure loads during dam break

The objectives of this work are to revisit the experimental measurements on dam break flow over a dry horizontal bed and to provide a detailed insight into the dynamics of the dam break wave impacting a vertical wall downstream the dam, with emphasis on the pressure loads. The measured data are statistically analyzed and critically discussed. As a result, an extensive set of data for validation of computational tools is provided.

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.

Code assessment and modelling for Design Basis Accident Analysis of the European sodium fast reactor design. Part I: System description, modelling and benchmarking

The new reactor concepts proposed in the Generation IV International Forum (GIF) are conceived to improve the use of natural resources, reduce the amount of high-level radioactive waste and excel in their reliability and safe operation. Among these novel designs sodium fast reactors (SFRs) stand out due to their technological feasibility as demonstrated in several countries during the last decades. As part of the contribution of EURATOM to GIF the CP-ESFR is a collaborative project with the objective, among others, to perform extensive analysis on safety issues involving renewed SFR demonstrator designs. The verification of computational tools able to simulate the plant behaviour under postulated accidental conditions by code-to-code comparison was identified as a key point to ensure reactor safety. In this line, several organizations employed coupled neutronic and thermal-hydraulic system codes able to simulate complex and specific phenomena involving multi-physics studies adapted to this particular fast reactor technology. In the “Introduction” of this paper the framework of this study is discussed, the second section describes the envisaged plant design and the commonly agreed upon modelling guidelines. The third section presents a comparative analysis of the calculations performed by each organisation applying their models and codes to a common agreed transient with the objective to harmonize the models as well as validating the implementation of all relevant physical phenomena in the different system codes.

Code assessment and modelling for Design Basis Accident analysis of the European Sodium Fast Reactor design. Part II: Optimised core and representative transients analysis

The new reactor concepts proposed in the Generation IV International Forum require the development and validation of computational tools able to assess their safety performance. In the first part of this paper the models of the ESFR design developed by several organisations in the framework of the CP-ESFR project were presented and their reliability validated via a benchmarking exercise. This second part of the paper includes the application of those tools for the analysis of design basis accident (DBC) scenarios of the reference design. Further, this paper also introduces the main features of the core optimisation process carried out within the project with the objective to enhance the core safety performance through the reduction of the positive coolant density reactivity effect. The influence of this optimised core design on the reactor safety performance during the previously analysed transients is also discussed. The conclusion provides an overview of the work performed by the partners involved in the project towards the development and enhancement of computational tools specifically tailored to the evaluation of the safety performance of the Generation IV innovative nuclear reactor designs.

A linearization-based system reliability method with application to geotechnical analysis

Los análisis de fiabilidad representan una herramienta adecuada para contemplar las incertidumbres inherentes que existen en los parámetros geotécnicos. En esta Tesis Doctoral se desarrolla una metodología basada en una linealización sencilla, que emplea aproximaciones de primer o segundo orden, para evaluar eficientemente la fiabilidad del sistema en los problemas geotécnicos. En primer lugar, se emplean diferentes métodos para analizar la fiabilidad de dos aspectos propios del diseño de los túneles: la estabilidad del frente y el comportamiento del sostenimiento. Se aplican varias metodologías de fiabilidad — el Método de Fiabilidad de Primer Orden (FORM), el Método de Fiabilidad de Segundo Orden (SORM) y el Muestreo por Importancia (IS). Los resultados muestran que los tipos de distribución y las estructuras de correlación consideradas para todas las variables aleatorias tienen una influencia significativa en los resultados de fiabilidad, lo cual remarca la importancia de una adecuada caracterización de las incertidumbres geotécnicas en las aplicaciones prácticas. Los resultados también muestran que tanto el FORM como el SORM pueden emplearse para estimar la fiabilidad del sostenimiento de un túnel y que el SORM puede mejorar el FORM con un esfuerzo computacional adicional aceptable. Posteriormente, se desarrolla una metodología de linealización para evaluar la fiabilidad del sistema en los problemas geotécnicos. Esta metodología solamente necesita la información proporcionada por el FORM: el vector de índices de fiabilidad de las funciones de estado límite (LSFs) que componen el sistema y su matriz de correlación. Se analizan dos problemas geotécnicos comunes —la estabilidad de un talud en un suelo estratificado y un túnel circular excavado en roca— para demostrar la sencillez, precisión y eficiencia del procedimiento propuesto. Asimismo, se reflejan las ventajas de la metodología de linealización con respecto a las herramientas computacionales alternativas. Igualmente se muestra que, en el caso de que resulte necesario, se puede emplear el SORM —que aproxima la verdadera LSF mejor que el FORM— para calcular estimaciones más precisas de la fiabilidad del sistema. Finalmente, se presenta una nueva metodología que emplea Algoritmos Genéticos para identificar, de manera precisa, las superficies de deslizamiento representativas (RSSs) de taludes en suelos estratificados, las cuales se emplean posteriormente para estimar la fiabilidad del sistema, empleando la metodología de linealización propuesta. Se adoptan tres taludes en suelos estratificados característicos para demostrar la eficiencia, precisión y robustez del procedimiento propuesto y se discuten las ventajas del mismo con respecto a otros métodos alternativos. Los resultados muestran que la metodología propuesta da estimaciones de fiabilidad que mejoran los resultados previamente publicados, enfatizando la importancia de hallar buenas RSSs —y, especialmente, adecuadas (desde un punto de vista probabilístico) superficies de deslizamiento críticas que podrían ser no-circulares— para obtener estimaciones acertadas de la fiabilidad de taludes en suelos. Reliability analyses provide an adequate tool to consider the inherent uncertainties that exist in geotechnical parameters. This dissertation develops a simple linearization-based approach, that uses first or second order approximations, to efficiently evaluate the system reliability of geotechnical problems. First, reliability methods are employed to analyze the reliability of two tunnel design aspects: face stability and performance of support systems. Several reliability approaches —the first order reliability method (FORM), the second order reliability method (SORM), the response surface method (RSM) and importance sampling (IS)— are employed, with results showing that the assumed distribution types and correlation structures for all random variables have a significant effect on the reliability results. This emphasizes the importance of an adequate characterization of geotechnical uncertainties for practical applications. Results also show that both FORM and SORM can be used to estimate the reliability of tunnel-support systems; and that SORM can outperform FORM with an acceptable additional computational effort. A linearization approach is then developed to evaluate the system reliability of series geotechnical problems. The approach only needs information provided by FORM: the vector of reliability indices of the limit state functions (LSFs) composing the system, and their correlation matrix. Two common geotechnical problems —the stability of a slope in layered soil and a circular tunnel in rock— are employed to demonstrate the simplicity, accuracy and efficiency of the suggested procedure. Advantages of the linearization approach with respect to alternative computational tools are discussed. It is also found that, if necessary, SORM —that approximates the true LSF better than FORM— can be employed to compute better estimations of the system’s reliability. Finally, a new approach using Genetic Algorithms (GAs) is presented to identify the fully specified representative slip surfaces (RSSs) of layered soil slopes, and such RSSs are then employed to estimate the system reliability of slopes, using our proposed linearization approach. Three typical benchmark-slopes with layered soils are adopted to demonstrate the efficiency, accuracy and robustness of the suggested procedure, and advantages of the proposed method with respect to alternative methods are discussed. Results show that the proposed approach provides reliability estimates that improve previously published results, emphasizing the importance of finding good RSSs —and, especially, good (probabilistic) critical slip surfaces that might be non-circular— to obtain good estimations of the reliability of soil slope systems.