Field analysis of solar PV-based collective systems for rural electrification.

This article analyses the long-term performance of collective off-grid photovoltaic (PV) systems in rural areas. The use of collective PV systems for the electrification of small medium-size villages in developing countries has increased in the recent years. They are basically set up as stand-alone installations (diesel hybrid or pure PV) with no connection with other electrical grids. Their particular conditions (isolated) and usual installation places (far from commercial/industrial centers) require an autonomous and reliable technology. Different but related factors affect their performance and the energy supply; some of them are strictly technical but others depend on external issues like the solar energy resource and users’ energy and power consumption. The work presented is based on field operation of twelve collective PV installations supplying the electricity to off-grid villages located in the province of Jujuy, Argentina. Five of them have PV generators as unique power source while other seven include the support of diesel groups. Load demand evolution, energy productivity and fuel consumption are analyzed. Besides, energy generation strategies (PV/diesel) are also discussed.

Perspectives on the design and use of direct alcohol fuel cells fed by alcohol blends

The fast-growing power demand by portable electronic devices has promoted the increase of global production of portable PEM fuel cell, a quarter of them consist of direct methanol fuel cell (DMFC) units. These present the advantage of being fuelled directly with a liquid fuel, as well as direct ethanol fuel cells (DEFC) do.

Energy Storage Systems for Electric Vehicles: Performance Comparison based on a Simple Equivalent Circuit and Experimental Tests

The decision to select the most suitable type of energy storage system for an electric vehicle is always difficult, since many conditionings must be taken into account. Sometimes, this study can be made by means of complex mathematical models which represent the behavior of a battery, ultracapacitor or some other devices. However, these models are usually too dependent on parameters that are not easily available, which usually results in nonrealistic results. Besides, the more accurate the model, the more specific it needs to be, which becomes an issue when comparing systems of different nature. This paper proposes a practical methodology to compare different energy storage technologies. This is done by means of a linear approach of an equivalent circuit based on laboratory tests. Via these tests, the internal resistance and the self-discharge rate are evaluated, making it possible to compare different energy storage systems regardless their technology. Rather simple testing equipment is sufficient to give a comparative idea of the differences between each system, concerning issues such as efficiency, heating and self-discharge, when operating under a certain scenario. The proposed methodology is applied to four energy storage systems of different nature for the sake of illustration.

Development of a methodology for nuclear data uncertainty propagation on isotopic evolution calculations for advanced nuclear systems

Una apropiada evaluación de los márgenes de seguridad de una instalación nuclear, por ejemplo, una central nuclear, tiene en cuenta todas las incertidumbres que afectan a los cálculos de diseño, funcionanmiento y respuesta ante accidentes de dicha instalación. Una fuente de incertidumbre son los datos nucleares, que afectan a los cálculos neutrónicos, de quemado de combustible o activación de materiales. Estos cálculos permiten la evaluación de las funciones respuesta esenciales para el funcionamiento correcto durante operación, y también durante accidente. Ejemplos de esas respuestas son el factor de multiplicación neutrónica o el calor residual después del disparo del reactor. Por tanto, es necesario evaluar el impacto de dichas incertidumbres en estos cálculos. Para poder realizar los cálculos de propagación de incertidumbres, es necesario implementar metodologías que sean capaces de evaluar el impacto de las incertidumbres de estos datos nucleares. Pero también es necesario conocer los datos de incertidumbres disponibles para ser capaces de manejarlos. Actualmente, se están invirtiendo grandes esfuerzos en mejorar la capacidad de analizar, manejar y producir datos de incertidumbres, en especial para isótopos importantes en reactores avanzados. A su vez, nuevos programas/códigos están siendo desarrollados e implementados para poder usar dichos datos y analizar su impacto. Todos estos puntos son parte de los objetivos del proyecto europeo ANDES, el cual ha dado el marco de trabajo para el desarrollo de esta tesis doctoral. Por tanto, primero se ha llevado a cabo una revisión del estado del arte de los datos nucleares y sus incertidumbres, centrándose en los tres tipos de datos: de decaimiento, de rendimientos de fisión y de secciones eficaces. A su vez, se ha realizado una revisión del estado del arte de las metodologías para la propagación de incertidumbre de estos datos nucleares. Dentro del Departamento de Ingeniería Nuclear (DIN) se propuso una metodología para la propagación de incertidumbres en cálculos de evolución isotópica, el Método Híbrido. Esta metodología se ha tomado como punto de partida para esta tesis, implementando y desarrollando dicha metodología, así como extendiendo sus capacidades. Se han analizado sus ventajas, inconvenientes y limitaciones. El Método Híbrido se utiliza en conjunto con el código de evolución isotópica ACAB, y se basa en el muestreo por Monte Carlo de los datos nucleares con incertidumbre. En esta metodología, se presentan diferentes aproximaciones según la estructura de grupos de energía de las secciones eficaces: en un grupo, en un grupo con muestreo correlacionado y en multigrupos. Se han desarrollado diferentes secuencias para usar distintas librerías de datos nucleares almacenadas en diferentes formatos: ENDF-6 (para las librerías evaluadas), COVERX (para las librerías en multigrupos de SCALE) y EAF (para las librerías de activación). Gracias a la revisión del estado del arte de los datos nucleares de los rendimientos de fisión se ha identificado la falta de una información sobre sus incertidumbres, en concreto, de matrices de covarianza completas. Además, visto el renovado interés por parte de la comunidad internacional, a través del grupo de trabajo internacional de cooperación para evaluación de datos nucleares (WPEC) dedicado a la evaluación de las necesidades de mejora de datos nucleares mediante el subgrupo 37 (SG37), se ha llevado a cabo una revisión de las metodologías para generar datos de covarianza. Se ha seleccionando la actualización Bayesiana/GLS para su implementación, y de esta forma, dar una respuesta a dicha falta de matrices completas para rendimientos de fisión. Una vez que el Método Híbrido ha sido implementado, desarrollado y extendido, junto con la capacidad de generar matrices de covarianza completas para los rendimientos de fisión, se han estudiado diferentes aplicaciones nucleares. Primero, se estudia el calor residual tras un pulso de fisión, debido a su importancia para cualquier evento después de la parada/disparo del reactor. Además, se trata de un ejercicio claro para ver la importancia de las incertidumbres de datos de decaimiento y de rendimientos de fisión junto con las nuevas matrices completas de covarianza. Se han estudiado dos ciclos de combustible de reactores avanzados: el de la instalación europea para transmutación industrial (EFIT) y el del reactor rápido de sodio europeo (ESFR), en los cuales se han analizado el impacto de las incertidumbres de los datos nucleares en la composición isotópica, calor residual y radiotoxicidad. Se han utilizado diferentes librerías de datos nucleares en los estudios antreriores, comparando de esta forma el impacto de sus incertidumbres. A su vez, mediante dichos estudios, se han comparando las distintas aproximaciones del Método Híbrido y otras metodologías para la porpagación de incertidumbres de datos nucleares: Total Monte Carlo (TMC), desarrollada en NRG por A.J. Koning y D. Rochman, y NUDUNA, desarrollada en AREVA GmbH por O. Buss y A. Hoefer. Estas comparaciones demostrarán las ventajas del Método Híbrido, además de revelar sus limitaciones y su rango de aplicación. ABSTRACT For an adequate assessment of safety margins of nuclear facilities, e.g. nuclear power plants, it is necessary to consider all possible uncertainties that affect their design, performance and possible accidents. Nuclear data are a source of uncertainty that are involved in neutronics, fuel depletion and activation calculations. These calculations can predict critical response functions during operation and in the event of accident, such as decay heat and neutron multiplication factor. Thus, the impact of nuclear data uncertainties on these response functions needs to be addressed for a proper evaluation of the safety margins. Methodologies for performing uncertainty propagation calculations need to be implemented in order to analyse the impact of nuclear data uncertainties. Nevertheless, it is necessary to understand the current status of nuclear data and their uncertainties, in order to be able to handle this type of data. Great eórts are underway to enhance the European capability to analyse/process/produce covariance data, especially for isotopes which are of importance for advanced reactors. At the same time, new methodologies/codes are being developed and implemented for using and evaluating the impact of uncertainty data. These were the objectives of the European ANDES (Accurate Nuclear Data for nuclear Energy Sustainability) project, which provided a framework for the development of this PhD Thesis. Accordingly, first a review of the state-of-the-art of nuclear data and their uncertainties is conducted, focusing on the three kinds of data: decay, fission yields and cross sections. A review of the current methodologies for propagating nuclear data uncertainties is also performed. The Nuclear Engineering Department of UPM has proposed a methodology for propagating uncertainties in depletion calculations, the Hybrid Method, which has been taken as the starting point of this thesis. This methodology has been implemented, developed and extended, and its advantages, drawbacks and limitations have been analysed. It is used in conjunction with the ACAB depletion code, and is based on Monte Carlo sampling of variables with uncertainties. Different approaches are presented depending on cross section energy-structure: one-group, one-group with correlated sampling and multi-group. Differences and applicability criteria are presented. Sequences have been developed for using different nuclear data libraries in different storing-formats: ENDF-6 (for evaluated libraries) and COVERX (for multi-group libraries of SCALE), as well as EAF format (for activation libraries). A revision of the state-of-the-art of fission yield data shows inconsistencies in uncertainty data, specifically with regard to complete covariance matrices. Furthermore, the international community has expressed a renewed interest in the issue through the Working Party on International Nuclear Data Evaluation Co-operation (WPEC) with the Subgroup (SG37), which is dedicated to assessing the need to have complete nuclear data. This gives rise to this review of the state-of-the-art of methodologies for generating covariance data for fission yields. Bayesian/generalised least square (GLS) updating sequence has been selected and implemented to answer to this need. Once the Hybrid Method has been implemented, developed and extended, along with fission yield covariance generation capability, different applications are studied. The Fission Pulse Decay Heat problem is tackled first because of its importance during events after shutdown and because it is a clean exercise for showing the impact and importance of decay and fission yield data uncertainties in conjunction with the new covariance data. Two fuel cycles of advanced reactors are studied: the European Facility for Industrial Transmutation (EFIT) and the European Sodium Fast Reactor (ESFR), and response function uncertainties such as isotopic composition, decay heat and radiotoxicity are addressed. Different nuclear data libraries are used and compared. These applications serve as frameworks for comparing the different approaches of the Hybrid Method, and also for comparing with other methodologies: Total Monte Carlo (TMC), developed at NRG by A.J. Koning and D. Rochman, and NUDUNA, developed at AREVA GmbH by O. Buss and A. Hoefer. These comparisons reveal the advantages, limitations and the range of application of the Hybrid Method.

Fuel Cells: A Real Option for Unmanned Aerial Vehicles Propulsion

The possibility of implementing fuel cell technology in Unmanned Aerial Vehicle (UAV) propulsion systems is considered. Potential advantages of the Proton Exchange Membrane or Polymer Electrolyte Membrane (PEMFC) and Direct Methanol Fuel Cells (DMFC), their fuels (hydrogen and methanol), and their storage systems are revised from technical and environmental standpoints. Some operating commercial applications are described. Main constraints for these kinds of fuel cells are analyzed in order to elucidate the viability of future developments. Since the low power density is the main problem of fuel cells, hybridization with electric batteries, necessary in most cases, is also explored.

Marine Practice Guidelines for Fuel Cell Applications

This paper focuses on the implementation of fuel cells in marine systems as a propulsion system and energy source. The objective is to provide an overview of the pertinent legislation for marine applications of fuel cells. This work includes a characterization of some guidelines for the safe application of fuel cell systems on ships. It also describes two ships that have implemented fuel cells to obtain energy, the Viking Lady, the first marine ship to include this technology, and Greentug, a reference for new tugs

Analysis of advanced European nuclear fuel cycle scenarios including transmutation and economic estimates

Four European fuel cycle scenarios involving transmutation options (in coherence with PATEROS and CPESFR EU projects) have been addressed from a point of view of resources utilization and economic estimates. Scenarios include: (i) the current fleet using Light Water Reactor (LWR) technology and open fuel cycle, (ii) full replacement of the initial fleet with Fast Reactors (FR) burning U?Pu MOX fuel, (iii) closed fuel cycle with Minor Actinide (MA) transmutation in a fraction of the FR fleet, and (iv) closed fuel cycle with MA transmutation in dedicated Accelerator Driven Systems (ADS). All scenarios consider an intermediate period of GEN-III+ LWR deployment and they extend for 200 years, looking for long term equilibrium mass flow achievement. The simulations were made using the TR_EVOL code, capable to assess the management of the nuclear mass streams in the scenario as well as economics for the estimation of the levelized cost of electricity (LCOE) and other costs. Results reveal that all scenarios are feasible according to nuclear resources demand (natural and depleted U, and Pu). Additionally, we have found as expected that the FR scenario reduces considerably the Pu inventory in repositories compared to the reference scenario. The elimination of the LWR MA legacy requires a maximum of 55% fraction (i.e., a peak value of 44 FR units) of the FR fleet dedicated to transmutation (MA in MOX fuel, homogeneous transmutation) or an average of 28 units of ADS plants (i.e., a peak value of 51 ADS units). Regarding the economic analysis, the main usefulness of the provided economic results is for relative comparison of scenarios and breakdown of LCOE contributors rather than provision of absolute values, as technological readiness levels are low for most of the advanced fuel cycle stages. The obtained estimations show an increase of LCOE ? averaged over the whole period ? with respect to the reference open cycle scenario of 20% for Pu management scenario and around 35% for both transmutation scenarios. The main contribution to LCOE is the capital costs of new facilities, quantified between 60% and 69% depending on the scenario. An uncertainty analysis is provided around assumed low and high values of processes and technologies.

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.

State of the Art and Future Trends in Grid Codes Applicable to Isolated Electrical Systems

Isolated electrical systems lack electrical interconnection to other networks and are usually placed in geographically isolated areas—mainly islands or locations in developing countries. Until recently, only diesel generators were able to assure a safe and reliable supply in exchange for very high costs for fuel transportation and system operation. Transmission system operators (TSOs) are increasingly seeking to replace traditional energy models based on large groups of conventional generation units with mixed solutions where diesel groups are held as backup generation and important advantages are provided by renewable energy sources. The grid codes determine the technical requirements to be fulfilled by the generators connected in any electrical network, but regulations applied to isolated grids are more demanding. In technical literature it is rather easy to find and compare grid codes for interconnected electrical systems. However, the existing literature is incomplete and sparse regarding isolated grids. This paper aims to review the current state of isolated systems and grid codes applicable to them, specifying points of comparison and defining the guidelines to be followed by the upcoming regulations.

Hydrodynamic forces on heave plates for offshore systems oscillating close to the seabed or the free surface

La energía eólica marina es uno de los recursos energéticos con mayor proyección pudiendo contribuir a reducir el consumo de combustibles fósiles y a cubrir la demanda de energía en todo el mundo. El concepto de aerogenerador marino está basado en estructuras fijas como jackets o en plataformas flotantes, ya sea una semisumergible o una TLP. Se espera que la energía eólica offshore juegue un papel importante en el perfil de producción energética de los próximos años; por tanto, las turbinas eólicas deben hacerse más fables y rentables para ser competitivas frente a otras fuentes de energía. Las estructuras flotantes pueden experimentar movimientos resonantes en estados de la mar con largos períodos de oleaje. Estos movimientos disminuyen su operatividad y pueden causar daños en los componentes eléctricos de las turbinas y en las palas, también en los risers y moorings. La respuesta de la componente vertical del movimiento puede reducirse mediante diferentes actuaciones: (1) aumentando la amortiguación del sistema, (2) manteniendo el período del movimiento vertical fuera del rango de la energía de la ola, y (3) reduciendo las fuerzas de excitación verticales. Un ejemplo típico para llevar a cabo esta reducción son las "Heave Plates". Las heave plates son placas que se utilizan en la industria offshore debido a sus características hidrodinámicas, ya que aumentan la masa añadida y la amortiguación del sistema. En un análisis hidrodinámico convencional, se considera una estructura sometida a un oleaje con determinadas características y se evalúan las cargas lineales usando la teoría potencial. El amortiguamiento viscoso, que juega un papel crucial en la respuesta en resonancia del sistema, es un dato de entrada para el análisis. La tesis se centra principalmente en la predicción del amortiguamiento viscoso y de la masa añadida de las heave plates usadas en las turbinas eólicas flotantes. En los cálculos, las fuerzas hidrodinámicas se han obtenido con el f n de estudiar cómo los coeficientes hidrodinámicos de masa añadida5 y amortiguamiento varían con el número de KC, que caracteriza la amplitud del movimiento respecto al diámetro del disco. Por otra parte, se ha investigado la influencia de la distancia media de la ‘heave plate’ a la superficie libre o al fondo del mar, sobre los coeficientes hidrodinámicos. En este proceso, un nuevo modelo que describe el trabajo realizado por la amortiguación en función de la enstrofía, es descrito en el presente documento. Este nuevo enfoque es capaz de proporcionar una correlación directa entre el desprendimiento local de vorticidad y la fuerza de amortiguación global. El análisis también incluye el estudio de los efectos de la geometría de la heave plate, y examina la sensibilidad de los coeficientes hidrodinámicos al incluir porosidad en ésta. Un diseño novedoso de una heave plate, basado en la teoría fractal, también fue analizado experimentalmente y comparado con datos experimentales obtenidos por otros autores. Para la resolución de las ecuaciones de Navier Stokes se ha usado un solver basado en el método de volúmenes finitos. El solver usa las librerías de OpenFOAM (Open source Field Operation And Manipulation), para resolver un problema multifásico e incompresible, usando la técnica VOF (volume of fluid) que permite capturar el movimiento de la superficie libre. Los resultados numéricos han sido comparados con resultados experimentales llevados a cabo en el Canal del Ensayos Hidrodinámicos (CEHINAV) de la Universidad Politécnica de Madrid y en el Canal de Experiencias Hidrodinámicas (CEHIPAR) en Madrid, al igual que con otros experimentos realizados en la Escuela de Ingeniería Mecánica de la Universidad de Western Australia. Los principales resultados se presentan a continuación: 1. Para pequeños valores de KC, los coeficientes hidrodinámicos de masa añadida y amortiguamiento incrementan su valor a medida que el disco se aproxima al fondo marino. Para los casos cuando el disco oscila cerca de la superficie libre, la dependencia de los coeficientes hidrodinámicos es más fuerte por la influencia del movimiento de la superficie libre. 2. Los casos analizados muestran la existencia de un valor crítico de KC, donde la tendencia de los coeficientes hidrodinámicos se ve alterada. Dicho valor crítico depende de la distancia al fondo marino o a la superficie libre. 3. El comportamiento físico del flujo, para valores de KC cercanos a su valor crítico ha sido estudiado mediante el análisis del campo de vorticidad. 4. Introducir porosidad al disco, reduce la masa añadida para los valores de KC estudiados, pero se ha encontrado que la porosidad incrementa el valor del coeficiente de amortiguamiento cuando se incrementa la amplitud del movimiento, logrando un máximo de damping para un disco con 10% de porosidad. 5. Los resultados numéricos y experimentales para los discos con faldón, muestran que usar este tipo de geometrías incrementa la masa añadida cuando se compara con el disco sólido, pero reduce considerablemente el coeficiente de amortiguamiento. 6. Un diseño novedoso de heave plate basado en la teoría fractal ha sido experimentalmente estudiado a diferentes calados y comparado con datos experimentales obtenidos por otro autores. Los resultados muestran un comportamiento incierto de los coeficientes y por tanto este diseño debería ser estudiado más a fondo. ABSTRACT Offshore wind energy is one of the promising resources which can reduce the fossil fuel energy consumption and cover worldwide energy demands. Offshore wind turbine concepts are based on either a fixed structure as a jacket or a floating offshore platform like a semisubmersible, spar or tension leg platform. Floating offshore wind turbines have the potential to be an important part of the energy production profile in the coming years. In order to accomplish this wind integration, these wind turbines need to be made more reliable and cost efficient to be competitive with other sources of energy. Floating offshore artifacts, such oil rings and wind turbines, may experience resonant heave motions in sea states with long peak periods. These heave resonances may increase the system downtime and cause damage on the system components and as well as on risers and mooring systems. The heave resonant response may be reduced by different means: (1) increasing the damping of the system, (2) keeping the natural heave period outside the range of the wave energy, and (3) reducing the heave excitation forces. A typical example to accomplish this reduction are “Heave Plates”. Heave plates are used in the offshore industry due to their hydrodynamic characteristics, i.e., increased added mass and damping. Conventional offshore hydrodynamic analysis considers a structure in waves, and evaluates the linear and nonlinear loads using potential theory. Viscous damping, which is expected to play a crucial role in the resonant response, is an empirical input to the analysis, and is not explicitly calculated. The present research has been mainly focused on the prediction of viscous damping and added mass of floating offshore wind turbine heave plates. In the calculations, the hydrodynamic forces have been measured in order to compute how the hydrodynamic coefficients of added mass1 and damping vary with the KC number, which characterises the amplitude of heave motion relative to the diameter of the disc. In addition, the influence on the hydrodynamic coefficients when the heave plate is oscillating close to the free surface or the seabed has been investigated. In this process, a new model describing the work done by damping in terms of the flow enstrophy, is described herein. This new approach is able to provide a direct correlation between the local vortex shedding processes and the global damping force. The analysis also includes the study of different edges geometry, and examines the sensitivity of the damping and added mass coefficients to the porosity of the plate. A novel porous heave plate based on fractal theory has also been proposed, tested experimentally and compared with experimental data obtained by other authors for plates with similar porosity. A numerical solver of Navier Stokes equations, based on the finite volume technique has been applied. It uses the open-source libraries of OpenFOAM (Open source Field Operation And Manipulation), to solve 2 incompressible, isothermal immiscible fluids using a VOF (volume of fluid) phase-fraction based interface capturing approach, with optional mesh motion and mesh topology changes including adaptive re-meshing. Numerical results have been compared with experiments conducted at Technical University of Madrid (CEHINAV) and CEHIPAR model basins in Madrid and with others performed at School of Mechanical Engineering in The University of Western Australia. A brief summary of main results are presented below: 1. At low KC numbers, a systematic increase in added mass and damping, corresponding to an increase in the seabed proximity, is observed. Specifically, for the cases when the heave plate is oscillating closer to the free surface, the dependence of the hydrodynamic coefficients is strongly influenced by the free surface. 2. As seen in experiments, a critical KC, where the linear trend of the hydrodynamic coefficients with KC is disrupted and that depends on the seabed or free surface distance, has been found. 3. The physical behavior of the flow around the critical KC has been explained through an analysis of the flow vorticity field. 4. The porosity of the heave plates reduces the added mass for the studied porosity at all KC numbers, but the porous heave plates are found to increase the damping coefficient with increasing amplitude of oscillation, achieving a maximum damping coefficient for the heave plate with 10% porosity in the entire KC range. 5. Another concept taken into account in this work has been the heave plates with flaps. Numerical and experimental results show that using discs with flaps will increase added mass when compared to the plain plate but may also significantly reduce damping. 6. A novel heave plate design based on fractal theory has tested experimentally for different submergences and compared with experimental data obtained by other authors for porous plates. Results show an unclear behavior in the coefficients and should be studied further. Future work is necessary in order to address a series of open questions focusing on 3D effects, optimization of the heave plates shapes, etc.