Análisis Integrado de Seguridad de un accidente de SGTR en un reactor nuclear tipo PWR

El accidente de rotura de tubos de un generador de vapor (Steam Generator Tube Rupture, SGTR) en los reactores de agua a presión es uno de los transitorios más exigentes desde el punto de vista de operación. Los transitorios de SGTR son especiales, ya que podría dar lugar a emisiones radiológicas al exterior sin necesidad de daño en el núcleo previo o sin que falle la contención, ya que los SG pueden constituir una vía directa desde el reactor al medio ambiente en este transitorio. En los análisis de seguridad, el SGTR se analiza desde un punto determinista y probabilista, con distintos enfoques con respecto a las acciones del operador y las consecuencias analizadas. Cuando comenzaron los Análisis Deterministas de Seguridad (DSA), la forma de analizar el SGTR fue sin dar crédito a la acción del operador durante los primeros 30 min del transitorio, lo que suponía que el grupo de operación era capaz de detener la fuga por el tubo roto dentro de ese tiempo. Sin embargo, los diferentes casos reales de accidentes de SGTR sucedidos en los EE.UU. y alrededor del mundo demostraron que los operadores pueden emplear más de 30 minutos para detener la fuga en la vida real. Algunas metodologías fueron desarrolladas en los EEUU y en Europa para abordar esa cuestión. En el Análisis Probabilista de Seguridad (PSA), las acciones del operador se tienen en cuenta para diseñar los cabeceros en el árbol de sucesos. Los tiempos disponibles se utilizan para establecer los criterios de éxito para dichos cabeceros. Sin embargo, en una secuencia dinámica como el SGTR, las acciones de un operador son muy dependientes del tiempo disponible por las acciones humanas anteriores. Además, algunas de las secuencias de SGTR puede conducir a la liberación de actividad radiológica al exterior sin daño previo en el núcleo y que no se tienen en cuenta en el APS, ya que desde el punto de vista de la integridad de núcleo son de éxito. Para ello, para analizar todos estos factores, la forma adecuada de analizar este tipo de secuencias pueden ser a través de una metodología que contemple Árboles de Sucesos Dinámicos (Dynamic Event Trees, DET). En esta Tesis Doctoral se compara el impacto en la evolución temporal y la dosis al exterior de la hipótesis más relevantes encontradas en los Análisis Deterministas a nivel mundial. La comparación se realiza con un modelo PWR Westinghouse de tres lazos (CN Almaraz) con el código termohidráulico TRACE, con hipótesis de estimación óptima, pero con hipótesis deterministas como criterio de fallo único o pérdida de energía eléctrica exterior. Las dosis al exterior se calculan con RADTRAD, ya que es uno de los códigos utilizados normalmente para los cálculos de dosis del SGTR. El comportamiento del reactor y las dosis al exterior son muy diversas, según las diferentes hipótesis en cada metodología. Por otra parte, los resultados están bastante lejos de los límites de regulación, pese a los conservadurismos introducidos. En el siguiente paso de la Tesis Doctoral, se ha realizado un análisis de seguridad integrado del SGTR según la metodología ISA, desarrollada por el Consejo de Seguridad Nuclear español (CSN). Para ello, se ha realizado un análisis termo-hidráulico con un modelo de PWR Westinghouse de 3 lazos con el código MAAP. La metodología ISA permite la obtención del árbol de eventos dinámico del SGTR, teniendo en cuenta las incertidumbres en los tiempos de actuación del operador. Las simulaciones se realizaron con SCAIS (sistema de simulación de códigos para la evaluación de la seguridad integrada), que incluye un acoplamiento dinámico con MAAP. Las dosis al exterior se calcularon también con RADTRAD. En los resultados, se han tenido en cuenta, por primera vez en la literatura, las consecuencias de las secuencias en términos no sólo de daños en el núcleo sino de dosis al exterior. Esta tesis doctoral demuestra la necesidad de analizar todas las consecuencias que contribuyen al riesgo en un accidente como el SGTR. Para ello se ha hecho uso de una metodología integrada como ISA-CSN. Con este enfoque, la visión del DSA del SGTR (consecuencias radiológicas) se une con la visión del PSA del SGTR (consecuencias de daño al núcleo) para evaluar el riesgo total del accidente. Abstract Steam Generator Tube Rupture accidents in Pressurized Water Reactors are known to be one of the most demanding transients for the operating crew. SGTR are special transient as they could lead to radiological releases without core damage or containment failure, as they can constitute a direct path to the environment. The SGTR is analyzed from a Deterministic and Probabilistic point of view in the Safety Analysis, although the assumptions of the different approaches regarding the operator actions are quite different. In the beginning of Deterministic Safety Analysis, the way of analyzing the SGTR was not crediting the operator action for the first 30 min of the transient, assuming that the operating crew was able to stop the primary to secondary leakage within that time. However, the different real SGTR accident cases happened in the USA and over the world demonstrated that operators can took more than 30 min to stop the leakage in actual sequences. Some methodologies were raised in the USA and in Europe to cover that issue. In the Probabilistic Safety Analysis, the operator actions are taken into account to set the headers in the event tree. The available times are used to establish the success criteria for the headers. However, in such a dynamic sequence as SGTR, the operator actions are very dependent on the time available left by the other human actions. Moreover, some of the SGTR sequences can lead to offsite doses without previous core damage and they are not taken into account in PSA as from the point of view of core integrity are successful. Therefore, to analyze all this factors, the appropriate way of analyzing that kind of sequences could be through a Dynamic Event Tree methodology. This Thesis compares the impact on transient evolution and the offsite dose of the most relevant hypothesis of the different SGTR analysis included in the Deterministic Safety Analysis. The comparison is done with a PWR Westinghouse three loop model in TRACE code (Almaraz NPP), with best estimate assumptions but including deterministic hypothesis such as single failure criteria or loss of offsite power. The offsite doses are calculated with RADTRAD code, as it is one of the codes normally used for SGTR offsite dose calculations. The behaviour of the reactor and the offsite doses are quite diverse depending on the different assumptions made in each methodology. On the other hand, although the high conservatism, such as the single failure criteria, the results are quite far from the regulatory limits. In the next stage of the Thesis, the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Safety Council (CSN), has been applied to a thermohydraulical analysis of a Westinghouse 3-loop PWR plant with the MAAP code. The ISA methodology allows obtaining the SGTR Dynamic Event Tree taking into account the uncertainties on the operator actuation times. Simulations are performed with SCAIS (Simulation Code system for Integrated Safety Assessment), which includes a dynamic coupling with MAAP thermal hydraulic code. The offsite doses are calculated also with RADTRAD. The results shows the consequences of the sequences in terms not only of core damage but of offsite doses. This Thesis shows the need of analyzing all the consequences in an accident such as SGTR. For that, an it has been used an integral methodology like ISA-CSN. With this approach, the DSA vision of the SGTR (radiological consequences) is joined with the PSA vision of the SGTR (core damage consequences) to measure the total risk of the accident.

Transient acoustic response in car cabins with localization of reflections

Due to its small size and the restrictions on source and listener positions, the design of sound reproduction systems for car cabins is particularly cumbersome. In the present project the measurement of the impulse response between a single loudspeaker and a listener position, with special emphasis on the directional characteristics, will be examined. The propagation paths inside a car are very short, meaning that it is very difficult for the existing commercial measurement systems to resolve the different reflections arriving to the listener. This paper propose a first approach of an algorithm based on time difference of arrival along a measurement technique aiming at finding the reflections and their direction of arrival to the listener. To this end a circular microphone array at a known position is employed, along with Maximum-Length Sequences (MLS) measurement technique. The results are processed so as to extract the directional properties, demonstrate the physical limitations that can influence or prevent this detection in practice. Measurements were carried out in a free-field environment (anechoic chamber) making use of different panels closer around the microphone array. RESUMEN. El diseño de sistemas de reproducción de audio para cabinas de coche es especialmente complicado debido al reducido tamaño del espacio y las restricciones de los altavoces y posiciones de escucha de los ocupantes. En el presente proyecto, se examinan mediciones de la respuesta al impulso entre un altavoz y una posición de escucha con especial énfasis en las características direccionales. Los caminos de propagación de las ondas sonoras dentro de un coche son muy cortos, lo que hace difícil para los instrumentos de medida existentes en el mercado determinar las direcciones de llegada de las diferentes reflexiones que llegan a una posición de escucha. Este trabajo propone una primera aproximación de un algoritmo, basado en las diferencias temporales de llegada de una onda a diferentes puntos de medida, y una particular técnica de medida de la respuesta al impulso para obtener las direcciones de llegada de reflexiones a una posición de escucha. Para ello, se emplea una matriz circular de micrófonos en una posición conocida junto con la técnica de medida MLS (Maximum Length Sequence). Los resultados obtenidos son procesados para extraer la dirección de llegada de las reflexiones acústicas y encontrar las limitaciones que influyan en la detección de dichas reflexiones. Las mediciones se llevan a cabo en un entorno de campo libre y utilizando diferentes superficies reflectantes alrededor de la matriz de micrófonos.

Analysis of the operator action and the single failure criteria in a SGTR sequence using best estimate assumptions with TRACE 5.0

Steam Generator Tube Rupture (SGTR) sequences in Pressurized Water Reactors are known to be one of the most demanding transients for the operating crew. SGTR are a special kind of transient as they could lead to radiological releases without core damage or containment failure, as they can constitute a direct path from the reactor coolant system to the environment. The first methodology used to perform the Deterministic Safety Analysis (DSA) of a SGTR did not credit the operator action for the first 30 min of the transient, assuming that the operating crew was able to stop the primary to secondary leakage within that period of time. However, the different real SGTR accident cases happened in the USA and over the world demonstrated that the operators usually take more than 30 min to stop the leakage in actual sequences. Some methodologies were raised to overcome that fact, considering operator actions from the beginning of the transient, as it is done in Probabilistic Safety Analysis. This paper presents the results of comparing different assumptions regarding the single failure criteria and the operator action taken from the most common methodologies included in the different Deterministic Safety Analysis. One single failure criteria that has not been analysed previously in the literature is proposed and analysed in this paper too. The comparison is done with a PWR Westinghouse three loop model in TRACE code (Almaraz NPP) with best estimate assumptions but including deterministic hypothesis such as single failure criteria or loss of offsite power. The behaviour of the reactor is quite diverse depending on the different assumptions made regarding the operator actions. On the other hand, although there are high conservatisms included in the hypothesis, as the single failure criteria, all the results are quite far from the regulatory limits. In addition, some improvements to the Emergency Operating Procedures to minimize the offsite release from the damaged SG in case of a SGTR are outlined taking into account the offsite dose sensitivity results.

Structure Variation And Dynamics of the Nuclear Ribosomal Intergenic Spacer Region in Key Gibberella Fujikuroi Complex Species

The intergenic spacer (IGS) region of the ribosomal DNA was cloned and sequenced in eight species within the Gibberella fujikuroi species complex with anamorphs in the genus Fusarium , a group that includes the most relevant toxigenic species. DNA sequence analyses revealed two categories of repeated elements: long repeats and short repeats of 125 and 8 bp, respectively. Long repeats were present in two copies and were conserved in all the species analyzed, whereas different numbers of short repeat elements were observed, leading to species-specific IGS sequences with different length. In Fusarium subglutinans and Fusarium nygamai , these differences seemed to be the result of duplication and deletion events. Here, we propose a model based on unequal crossing over that can explain these processes. The partial IGS sequence of 22 Fusarium proliferatum isolates was also obtained to study variation at the intraspecific level. The results revealed no differences in terms of number or pattern of repeated elements and detected frequent gene conversion events. These results suggest that the homogenization observed at the intraspecific level might not be achieved primarily by unequal crossing-over events but rather by processes associated with recombination such as gene conversion events.

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.

Cycling Dof Factors: Molecular and functional characterization of Arabidopsis thaliana AtCDF3 and tomato (Solanum lycopersicum L.) SlCDF3 in response to abiotic stress

El tomate (Solanum lycopersicum L.) es considerado uno de los cultivos hortícolas de mayor importancia económica en el territorio Español. Sin embargo, su producción está seriamente afectada por condiciones ambientales adversas como, salinidad, sequía y temperaturas extremas. Para resolver los problemas que se presentan en condiciones de estrés, se han empleado una serie de técnicas culturales que disminuyen sus efectos negativos, siendo de gran interés el desarrollo de variedades tolerantes. En este sentido la obtención y análisis de plantas transgénicas, ha supuesto un avance tecnológico, que ha facilitado el estudio y la evaluación de genes seleccionados en relación con la tolerancia al estrés. Estudios recientes han mostrado que el uso de genes reguladores como factores de transcripción (FTs) es una gran herramienta para obtener nuevas variedades de tomate con mayor tolerancia a estreses abióticos. Las proteínas DOF (DNA binding with One Finger) son una familia de FTs específica de plantas (Yangisawa, 2002), que están involucrados en procesos fisiológicos exclusivos de plantas como: asimilación del nitrógeno y fijación del carbono fotosintético, germinación de semilla, metabolismo secundario y respuesta al fotoperiodo pero su preciso rol en la tolerancia a estrés abiótico se desconoce en gran parte. El trabajo descrito en esta tesis tiene como objetivo estudiar genes reguladores tipo DOF para incrementar la tolerancia a estrés abiotico tanto en especies modelo como en tomate. En el primer capítulo de esta tesis se muestra la caracterización funcional del gen CDF3 de Arabidopsis, así como su papel en la respuesta a estrés abiótico y otros procesos del desarrollo. La expresión del gen AtCDF3 es altamente inducido por sequía, temperaturas extremas, salinidad y tratamientos con ácido abscísico (ABA). La línea de inserción T-DNA cdf3-1 es más sensible al estrés por sequía y bajas temperaturas, mientras que líneas transgénicas de Arabidopsis 35S::AtCDF3 aumentan la tolerancia al estrés por sequía, osmótico y bajas temperaturas en comparación con plantas wild-type (WT). Además, estas plantas presentan un incremento en la tasa fotosintética y apertura estomática. El gen AtCDF3 se localiza en el núcleo y que muestran una unión específica al ADN con diferente afinidad a secuencias diana y presentan diversas capacidades de activación transcripcional en ensayos de protoplastos de Arabidopsis. El dominio C-terminal de AtCDF3 es esencial para esta localización y su capacidad activación, la delección de este dominio reduce la tolerancia a sequía en plantas transgénicas 35S::AtCDF3. Análisis por microarray revelan que el AtCDF3 regula un set de genes involucrados en el metabolismo del carbono y nitrógeno. Nuestros resultados demuestran que el gen AtCDF3 juega un doble papel en la regulación de la respuesta a estrés por sequía y bajas temperaturas y en el control del tiempo de floración. En el segundo capítulo de este trabajo se lleva a cabo la identificación de 34 genes Dof en tomate que se pueden clasificar en base a homología de secuencia en cuatro grupos A-D, similares a los descritos en Arabidopsis. Dentro del grupo D se han identificado cinco genes DOF que presentan características similares a los Cycling Dof Factors (CDFs) de Arabidopsis. Estos genes son considerados ortólogos de Arabidopsis CDF1-5, y han sido nombrados como Solanum lycopersicum CDFs o SlCDFs. Los SlCDF1-5 son proteínas nucleares que muestran una unión específica al ADN con diferente afinidad a secuencias diana y presentan diversas capacidades de activación transcripcional in vivo. Análisis de expresión de los genes SlCDF1-5 muestran diferentes patrones de expresión durante el día y son inducidos de forma diferente en respuesta a estrés osmótico, salino, y de altas y bajas temperaturas. Plantas de Arabidopsis que sobre-expresan SlCDF1 y SlCDF3 muestran un incremento de la tolerancia a la sequía y salinidad. Además, de la expresión de varios genes de respuesta estrés como AtCOR15, AtRD29A y AtERD10, son expresados de forma diferente en estas líneas. La sobre-expresión de SlCDF3 en Arabidopsis promueve un retardo en el tiempo de floración a través de la modulación de la expresión de genes que controlan la floración como CONSTANS (CO) y FLOWERING LOCUS T (FT). En general, nuestros datos demuestran que los SlCDFs están asociados a funciones aun no descritas, relacionadas con la tolerancia a estrés abiótico y el control del tiempo de floración a través de la regulación de genes específicos y a un aumento de metabolitos particulares. ABSTRACT Tomato (Solanum lycopersicum L.) is one of the horticultural crops of major economic importance in the Spanish territory. However, its production is being affected by adverse environmental conditions such as salinity, drought and extreme temperatures. To resolve the problems triggered by stress conditions, a number of agricultural techniques that reduce the negative effects of stress are being frequently applied. However, the development of stress tolerant varieties is of a great interest. In this direction, the technological progress in obtaining and analysis of transgenic plants facilitated the study and evaluation of selected genes in relation to stress tolerance. Recent studies have shown that a use of regulatory genes such as transcription factors (TFs) is a great tool to obtain new tomato varieties with greater tolerance to abiotic stresses. The DOF (DNA binding with One Finger) proteins form a family of plant-specific TFs (Yangisawa, 2002) that are involved in the regulation of particular plant processes such as nitrogen assimilation, photosynthetic carbon fixation, seed germination, secondary metabolism and flowering time bur their precise roles in abiotic stress tolerance are largely unknown. The work described in this thesis aims at the study of the DOF type regulatory genes to increase tolerance to abiotic stress in both model species and the tomato. In the first chapter of this thesis, we present molecular characterization of the Arabidopsis CDF3 gene as well as its role in the response to abiotic stress and in other developmental processes. AtCDF3 is highly induced by drought, extreme temperatures, salt and abscisic acid (ABA) treatments. The cdf3-1 T-DNA insertion mutant was more sensitive to drought and low temperature stresses, whereas the AtCDF3 overexpression enhanced the tolerance of transgenic plants to drought, cold and osmotic stress comparing to the wild-type (WT) plants. In addition, these plants exhibit increased photosynthesis rates and stomatal aperture. AtCDF3 is localized in the nuclear region, displays specific binding to the canonical DNA target sequences and has a transcriptional activation activity in Arabidopsis protoplast assays. In addition, the C-terminal domain of AtCDF3 is essential for its localization and activation capabilities and the deletion of this domain significantly reduces the tolerance to drought in transgenic 35S::AtCDF3 overexpressing plants. Microarray analysis revealed that AtCDF3 regulated a set of genes involved in nitrogen and carbon metabolism. Our results demonstrate that AtCDF3 plays dual roles in regulating plant responses to drought and low temperature stress and in control of flowering time in vegetative tissues. In the second chapter this work, we carried out to identification of 34 tomato DOF genes that were classified by sequence similarity into four groups A-D, similar to the situation in Arabidopsis. In the D group we have identified five DOF genes that show similar characteristics to the Cycling Dof Factors (CDFs) of Arabidopsis. These genes were considered orthologous to the Arabidopsis CDF1 - 5 and were named Solanum lycopersicum CDFs or SlCDFs. SlCDF1-5 are nuclear proteins that display specific binding to canonical DNA target sequences and have transcriptional activation capacities in vivo. Expression analysis of SlCDF1-5 genes showed distinct diurnal expression patterns and were differentially induced in response to osmotic, salt and low and high temperature stresses. Arabidopsis plants overexpressing SlCDF1 and SlCDF3 showed increased drought and salt tolerance. In addition, various stress-responsive genes, such as AtCOR15, AtRD29A and AtERD10, were expressed differently in these lines. The overexpression of SlCDF3 in Arabidopsis also results in the late flowering phenotype through the modulation of the expression of flowering control genes such CONSTANS (CO) and FLOWERING LOCUS T (FT). Overall, our data connet SlCDFs to undescribed functions related to abiotic stress tolerance and flowering time through the regulation of specific target genes and an increase in particular metabolites.