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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Caracterización y modelado de grandes centrales fotovoltaicas

La presente tesis doctoral propone un conjunto de ensayos de corta duración destinados a cubrir la ausencia de estándares internacionales específicamente adaptados a la tecnología y al panorama fotovoltaico actual que indiquen como realizar los procedimientos de control de calidad para comprobar que las grandes centrales fotovoltaicas ejecutadas responden a las expectativas establecidas durante la fase de proyecto. Dichos ensayos buscan, desde el punto de vista estrictamente técnico, obtener en un corto periodo de tiempo (típicamente una semana) resultados altamente repetitivos y representativos del comportamiento de la instalación bajo análisis, a la vez que minimizar al máximo la incertidumbre global, aspectos fundamentales para los procedimientos de control general de la calidad de una central. Los ensayos propuestos comprueban tanto el comportamiento general de la central, en términos de su capacidad de producción energética, como el de sus principales componentes, generadores fotovoltaicos e inversores, en términos de potencia máxima y eficiencia, respectivamente. También se aconseja una revisión de la calidad y seguridad de la instalación y de los materiales empleados en la ejecución de la central para evitar un envejecimiento prematuro de los mismos. Todos los ensayos recogidos en el texto se apoyan en la experiencia recopilada por el “Grupo de Sistemas Fotovoltaicos del Instituto de Energía Solar de la Universidad Politécnica de Madrid”, que ha estado involucrado en procedimientos de control de calidad de unas 50 centrales fotovoltaicas, con una potencia acumulada cercana a 250 MW, la mayoría de ellas instaladas en España. ABSTRACT This PhD thesis proposes a set of short-duration tests to establish quality control procedures to ensure that large photovoltaic plants fulfil the initial expectations. The motivation for this work is the lack of international standards specifically adapted to the present photovoltaic technology and its state of the art. From a strict technical point of view, these tests seek to obtain highly repetitive and representative results about the behaviour of the installation under study in a short period of time (typically one single week); and to minimize the global uncertainty. These are the two keys aspects required in quality control procedures. The proposed tests evaluate the general behaviour of the photovoltaic plants, in terms of energy production, as well as the particular behaviour of their main devices, photovoltaic arrays and inverters, in terms of maximum power and efficiency, respectively. A review of the installation quality and safety, and the employed materials in its execution to avoid premature aging is also recommended. The tests here presented are based on the experience accumulated by the “Grupo de Sistemas Fotovoltaicos del Instituto de Energia Solar de la Universidad Politecnica de Madrid”. This group has been involved in quality control procedures of about 50 photovoltaic plants, with an accumulated power close to 250 MW, most of them installed in Spain.

Modelo multifactorial para optimización de la productividad en el proceso de generación de energía eléctrica : aplicación al caso de las centrales hidroeléctricas venezolanas

Las organizaciones son sistemas o unidades sociales, compuestas por personas que interactúan entre sí, para lograr objetivos comunes. Uno de sus objetivos es la productividad. La productividad es un constructo multidimensional en la que influyen aspectos tecnológicos, económicos, organizacionales y humanos. Diversos estudios apoyan la influencia de la motivación de las personas, de las habilidades y destrezas de los individuos, de su talento para desempeñar el trabajo, así como también del ambiente de trabajo presente en la organización, en la productividad. Por esta razón, el objetivo general de la investigación, es analizar la influencia entre los factores humanos y la productividad. Se hará énfasis en la persona como factor productivo clave, para responder a las interrogantes de la investigación, referidas a cuáles son las variables humanas que inciden en la productividad, a la posibilidad de plantear un modelo de productividad que considere el impacto del factor humano y la posibilidad de encontrar un método para la medición de la productividad que contemple la percepción del factor humano. Para resolver estas interrogantes, en esta investigación se busca establecer las relaciones entre las variables humanas y la productividad, vistas desde la perspectiva de tres unidades de análisis diferentes: individuo, grupo y organización, para la formulación de un modelo de productividad humana y el diseño de un instrumento para su medida. Una de las principales fuente de investigación para la elección de las variables humanas, la formulación del modelo, y el método de medición de la productividad, fue la revisión de la literatura disponible sobre la productividad y el factor humano en las organizaciones, lo que facilitó el trazado del marco teórico y conceptual. Otra de las fuentes para la selección fue la opinión de expertos y de especialistas directamente involucrados en el sector eléctrico venezolano, lo cual facilitó la obtención de un modelo, cuyas variables reflejasen la realidad del ámbito en estudio. Para aportar una interpretación explicativa del fenómeno, se planteó el modelo de los Factores Humanos vs Productividad (MFHP), el cual se analizó desde la perspectiva del análisis causal y fue conformado por tres variables latentes exógenas denominadas: factores individuales, factores grupales y factores organizacionales, que estaban relacionadas con una variable latente endógena denominada productividad. El MFHP se formuló mediante la metodología de los modelos de ecuaciones estructurales (SEM). Las relaciones inicialmente propuestas entre las variables latentes fueron corroboradas por los ajustes globales del modelo, se constataron las relaciones entre las variables latentes planteadas y sus indicadores asociados, lo que facilitó el enunciado de 26 hipótesis, de las cuales se comprobaron 24. El modelo fue validado mediante la estrategia de modelos rivales, utilizada para comparar varios modelos SEM, y seleccionar el de mejor ajuste, con sustento teórico. La aceptación del modelo se realizó mediante la evaluación conjunta de los índices de bondad de ajuste globales. Asimismo, para la elaboración del instrumento de medida de la productividad (IMPH), se realizó un análisis factorial exploratorio previo a la aplicación del análisis factorial confirmatorio, aplicando SEM. La revisión de los conceptos de productividad, la incidencia del factor humano, y sus métodos de medición, condujeron al planteamiento de métodos subjetivos que incorporaron la percepción de los principales actores del proceso productivo, tanto para la selección de las variables, como para la formulación de un modelo de productividad y el diseño de un instrumento de medición de la productividad. La contribución metodológica de este trabajo de investigación, ha sido el empleo de los SEM para relacionar variables que tienen que ver con el comportamiento humano en la organización y la productividad, lo cual abre nuevas posibilidades a la investigación en este ámbito. Organizations are social systems or units composed of people who interact with each other to achieve common goals. One objective is productivity, which is a multidimensional construct influenced by technological, economic, organizational and human aspects. Several studies support the influence on productivity of personal motivation, of the skills and abilities of individuals, of their talent for the job, as well as of the work environment present in the organization. Therefore, the overall objective of this research is to analyze the influence between human factors and productivity. The emphasis is on the individual as a productive factor which is key in order to answer the research questions concerning the human variables that affect productivity and to address the ability to propose a productivity model that considers the impact of the human factor and the possibility of finding a method for the measurement of productivity that includes the perception of the human factor. To consider these questions, this research seeks to establish the relationships between human and productivity variables, as seen from the perspective of three different units of analysis: the individual, the group and the organization, in order to formulate a model of human productivity and to design an instrument for its measurement. A major source of research for choosing the human variables, model formulation, and method of measuring productivity, was the review of the available literature on productivity and the human factor in organizations which facilitated the design of the theoretical and conceptual framework. Another source for the selection was the opinion of experts and specialists directly involved in the Venezuelan electricity sector which facilitated obtaining a model whose variables reflect the reality of the area under study. To provide an interpretation explaining the phenomenon, the model of the Human Factors vs. Productivity Model (HFPM) was proposed. This model has been analyzed from the perspective of causal analysis and was composed of three latent exogenous variables denominated: individual, group and organizational factors which are related to a latent variable denominated endogenous productivity. The HFPM was formulated using the methodology of Structural Equation Modeling (SEM). The initially proposed relationships between latent variables were confirmed by the global fits of the model, the relationships between the latent variables and their associated indicators enable the statement of 26 hypotheses, of which 24 were confirmed. The model was validated using the strategy of rival models, used for comparing various SEM models and to select the one that provides the best fit, with theoretical support. The acceptance of the model was performed through the joint evaluation of the adequacy of global fit indices. Additionally, for the development of an instrument to measure productivity, an exploratory factor analysis was performed prior to the application of a confirmatory factor analysis, using SEM. The review of the concepts of productivity, the impact of the human factor, and the measurement methods led to a subjective methods approach that incorporated the perception of the main actors of the production process, both for the selection of variables and for the formulation of a productivity model and the design of an instrument to measure productivity. The methodological contribution of this research has been the use of SEM to relate variables that have to do with human behavior in the organization and with productivity, opening new possibilities for research in this area.

Control de calidad en centrales frutícolas

La fruta y hortaliza fresca son productos sumamente perecederos. El que conserven su calidad y su aspecto saludable durante el mayor tiempo posible es de importancia central para que conserven su valor. Un cuidadoso control de su estado durante la manipulación es ineludible

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

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

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

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

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.

Recomendaciones en la rehabilitación en la arquitectura popular de los valles centrales de León

Recomendación dedicadas al fomento de la arquitectura popular, en concreto de la comarca montañesa de los valles centrales de León

Proceso y centro de control en centrales hortofrutícolas.

Mejorar la calidad de los productos en centrales hortofrutícolas a través de la instalación de un proceso y centro de control que actúe sobre todos los puntos críticos del sistema productivo.