SolarPaces 2013: Innovations on direct steam generation in linear fresnel collectors

Direct Steam Generation (DSG) in Linear Fresnel (LF) solar collectors is being consolidated as a feasible technology for Concentrating Solar Power (CSP) plants. The competitiveness of this technology relies on the following main features: water as heat transfer fluid (HTF) in Solar Field (SF), obtaining high superheated steam temperatures and pressures at turbine inlet (500ºC and 90 bar), no heat tracing required to avoid HTF freezing, no HTF degradation, no environmental impacts, any heat exchanger between SF and Balance Of Plant (BOP), and low cost installation and maintenance. Regarding to LF solar collectors, were recently developed as an alternative to Parabolic Trough Collector (PTC) technology. The main advantages of LF are: the reduced collector manufacturing cost and maintenance, linear mirrors shapes versus parabolic mirror, fixed receiver pipes (no ball joints reducing leaking for high pressures), lower susceptibility to wind damages, and light supporting structures allowing reduced driving devices. Companies as Novatec, Areva, Solar Euromed, etc., are investing in LF DSG technology and constructing different pilot plants to demonstrate the benefits and feasibility of this solution for defined locations and conditions (Puerto Errado 1 and 2 in Murcia Spain, Lidellin Newcastle Australia, Kogran Creek in South West Queensland Australia, Kimberlina in Bakersfield California USA, Llo Solar in Pyrénées France,Dhursar in India,etc). There are several critical decisions that must be taken in order to obtain a compromise and optimization between plant performance, cost, and durability. Some of these decisions go through the SF design: proper thermodynamic operational parameters, receiver material selection for high pressures, phase separators and recirculation pumps number and location, pipes distribution to reduce the amount of tubes (reducing possible leaks points and transient time, etc.), etc. Attending to these aspects, the correct design parameters selection and its correct assessment are the main target for designing DSG LF power plants. For this purpose in the recent few years some commercial software tools were developed to simulatesolar thermal power plants, the most focused on LF DSG design are Thermoflex and System Advisor Model (SAM). Once the simulation tool is selected,it is made the study of the proposed SFconfiguration that constitutes the main innovation of this work, and also a comparison with one of the most typical state-of-the-art configuration. The transient analysis must be simulated with high detail level, mainly in the BOP during start up, shut down, stand by, and partial loads are crucial, to obtain the annual plant performance. An innovative SF configurationwas proposed and analyzed to improve plant performance. Finally it was demonstrated thermal inertia and BOP regulation mode are critical points in low sun irradiation day plant behavior, impacting in annual performance depending on power plant location.

Simulation, Design and Analysis of Air-Breathing Combined-Cycle Engines for High Speed Propulsion

Desde la aparición del turborreactor, el motor aeróbico con turbomaquinaria ha demostrado unas prestaciones excepcionales en los regímenes subsónico y supersónico bajo. No obstante, la operación a velocidades superiores requiere sistemas más complejos y pesados, lo cual ha imposibilitado la ejecución de estos conceptos. Los recientes avances tecnológicos, especialmente en materiales ligeros, han restablecido el interés por los motores de ciclo combinado. La simulación numérica de estos nuevos conceptos es esencial para estimar las prestaciones de la planta propulsiva, así como para abordar las dificultades de integración entre célula y motor durante las primeras etapas de diseño. Al mismo tiempo, la evaluación de estos extraordinarios motores requiere una metodología de análisis distinta. La tesis doctoral versa sobre el diseño y el análisis de los mencionados conceptos propulsivos mediante el modelado numérico y la simulación dinámica con herramientas de vanguardia. Las distintas arquitecturas presentadas por los ciclos combinados basados en sendos turborreactor y motor cohete, así como los diversos sistemas comprendidos en cada uno de ellos, hacen necesario establecer una referencia común para su evaluación. Es más, la tendencia actual hacia aeronaves "más eléctricas" requiere una nueva métrica para juzgar la aptitud de un proceso de generación de empuje en el que coexisten diversas formas de energía. A este respecto, la combinación del Primer y Segundo Principios define, en un marco de referencia absoluto, la calidad de la trasferencia de energía entre los diferentes sistemas. Esta idea, que se ha estado empleando desde hace mucho tiempo en el análisis de plantas de potencia terrestres, ha sido extendida para relacionar la misión de la aeronave con la ineficiencia de cada proceso involucrado en la generación de empuje. La metodología se ilustra mediante el estudio del motor de ciclo combinado variable de una aeronave para el crucero a Mach 5. El diseño de un acelerador de ciclo combinado basado en el turborreactor sirve para subrayar la importancia de la integración del motor y la célula. El diseño está limitado por la trayectoria ascensional y el espacio disponible en la aeronave de crucero supersónico. Posteriormente se calculan las prestaciones instaladas de la planta propulsiva en función de la velocidad y la altitud de vuelo y los parámetros de control del motor: relación de compresión, relación aire/combustible y área de garganta. ABSTRACT Since the advent of the turbojet, the air-breathing engine with rotating machinery has demonstrated exceptional performance in the subsonic and low supersonic regimes. However, the operation at higher speeds requires further system complexity and weight, which so far has impeded the realization of these concepts. Recent technology developments, especially in lightweight materials, have restored the interest towards combined-cycle engines. The numerical simulation of these new concepts is essential at the early design stages to compute a first estimate of the engine performance in addition to addressing airframe-engine integration issues. In parallel, a different analysis methodology is required to evaluate these unconventional engines. The doctoral thesis concerns the design and analysis of the aforementioned engine concepts by means of numerical modeling and dynamic simulation with state-of-the-art tools. A common reference is needed to evaluate the different architectures of the turbine and the rocket-based combined-cycle engines as well as the various systems within each one of them. Furthermore, the actual trend towards more electric aircraft necessitates a common metric to judge the suitability of a thrust generation process where different forms of energy coexist. In line with this, the combination of the First and the Second Laws yields the quality of the energy being transferred between the systems on an absolute reference frame. This idea, which has been since long applied to the analysis of on-ground power plants, was extended here to relate the aircraft mission with the inefficiency of every process related to the thrust generation. The methodology is illustrated with the study of a variable- combined-cycle engine for a Mach 5 cruise aircraft. The design of a turbine-based combined-cycle booster serves to highlight the importance of the engine-airframe integration. The design is constrained by the ascent trajectory and the allocated space in the supersonic cruise aircraft. The installed performance of the propulsive plant is then computed as a function of the flight speed and altitude and the engine control parameters: pressure ratio, air-to-fuel ratio and throat area.

D-depth profiling in as-implanted and annealed Li-based breeder blanket ceramics

In future power plants (i.e. DEMO), the nuclear fusion of hydrogen isotopes will be used for energy production. The behaviour of hydrogen isotopes in lithium-enriched ceramics for breeder blankets (BBs) is one of the most important items to be understood. In this paper we present the chemical, microstructural and morphological features of Li4SiO4, Li2TiO3 and a third ceramic candidate with a higher Li:Si proportion (3:1), implanted with D at an energy of 100 keV and at room temperature at a fluence of 1 × 1017 cm−2. The D depth-profile in as-implanted and annealed ceramics (at T ⩽ 200 °C) was characterised by Resonance Nuclear Reaction Analysis (RNRA). The RNRA data indicate that the total amount of D is retained at room temperature, while annealing at 100 °C promotes D release and annealing at T ⩾ 150 °C drives D to completely desorb from all the studied ceramics. D release will be discussed as a function of the microstructurural and morphological features of each material.

Overview of the Spanish Fuel Cycle: Technical Tours Organized by Spanish young Generation in Nuclear.

Spanish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares, JJNN) is a non-profrt organization that depends on the Spanish Nuclear Society (Sociedad Nuclear Española, SNE).Since one of rts main goals is to spread the knowledge about nuclear power,severa! technical tours to facilities wrth an importan!role in the nuclear fuel cycle have been organized for the purpose ofleaming about the different stages of the Spanish tuel cycle. Spanish Young Generation in Nuclear had the opportunity to visit ENUSA Fuel Assembly Factory in Juzbado (Salamanca, Spain), Where it could be understood the front-end cycle which involves the uranium supply and storage, design and manufacturing of fuel bundles for European nuclear power plants. Alterwards, due to the tour of Almaraz NPP (PWR) and Santa María de Garoña NPP (BWR), rt could be comprehended how to obtain energy from this fuel in two different types of reactors.Furthermore,in these two plants, the facilities related to the back-end cycle could be toured. lt was possible to watch the Spent FuelPools, where the fuel bundles are stored under water until their activity is reduced enough to transport them to an Individual Temporary Storage Facility orto the Centralized Temporary Storage. Finally, a technical tour to ENSA Heavy Components Factory (ENSA) was accomplished, Where it could be experienced at first hand how different Nuclear Steam Supply System (NSSS) components and other nuclear elements, such as racks or shipping and storage casks for spent nuclear fuel, are manulactured. All these perlonned technical tours were a complete success thanks to a generous care and know-how of the wor1

El papel de la hidroelectricidad en el contexto de las energías renovables en España

En el artículo se discute el papel de la energía hidroeléctrica en el marco del sistema eléctrico español, donde existe una elevada penetración de energías no gestionables con una tendencia clara a aumentar en los próximos años. El desarrollo de nuevas centrales hidroeléctricas se basará probablemente en centrales reversibles. La energía hidroeléctrica es una tecnología madura y eficiente para el almacenamiento de energía a gran escala y contribuye por tanto de manera decisiva a la integración de fuentes renovables no gestionables. Los beneficios obtenidos con la operación punta-valle pueden ser insuficientes para compensar el coste de una nueva central. Sin embargo, los ingresos obtenidos pueden incrementarse sustancialmente mediante su participación en los servicios de ajuste del sistema. Ello requeriría un diseño apropiado del mercado eléctrico. La contribución de las centrales hidráulicas reversibles al balance producción-consumo puede extenderse a las horas valle utilizando, bien bombeo en velocidad variable o bien una configuración de cortocircuito hidráulico. La necesidad de mitigar los efectos hidrológicos aguas abajo de las centrales hidroeléctricas puede introducir algunas restricciones en la operación que limitaría de algún modo los servicios descritos más arriba. Sin embargo, cabe esperar que los efectos ambientales provocados por las centrales hidráulicas reversibles sean significativamente menores. In this paper the role of hydropower in electric power systems is discussed, in the framework of the Spanish system, where a high penetration of intermittent power sources exists, showing a clear trend to increase in next years. The development of new hydro power facilities will be likely based on pumped storage hydro power plants. Hydropower is a mature and efficient technology for large-scale energy storage and therefore represents a key contribution for the integration of intermittent power sources, such as wind or photovoltaic. The benefits obtained from load shifting may be insufficient to compensate the costs of a new plant. However, the obtained revenues can significantly increase through its contribution to providing ancillary services. This would require an appropriate design of the electricity market. The contribution of pumped storage hydro power plants to balancing services can be extended to off-peak hours, using either variable speed pumping or the hydraulic shortcircuit configuration. The need to mitigate hydrological effects downstream of hydro plants may introduce some operational constraints which could limit to some extent the services described above. However environmental effects caused by pumped storage hydro power plants are expected to be significantly smaller.

AVR adjustment of Synchronous Generators in Weak Grids under Faulty Conditions.

In weak grids, an important problem with voltage stability and protections coordination of power plants exists. This problem appears because all the generation groups are connected to the same bus bar. As a result, if a fault occurs in any of the generation groups, or in the bus bar that connect them, the system voltage will have large oscillations. Hence, in weak grids the correct adjustment of AVR (Automatic Voltage Regulator) is critical. In this work an experimental study of differents AVR adjustments against fault in weak grids is described.

Fabrication and properties of the SITE-SiCf/SiC composite

Continuous SiC-fiber-reinforced SiC composite (SiCf/SiC) is an attractive candidate structural material for advanced concepts of future fusion power plants, mainly due to the favourable intrinsic properties of the SiC ceramics, i.e. high temperature- and chemical stability, low neutron activation and afterheat levels as well as due to the fact that it is the only nonmagnetic material proposed. Fabrication of such composites is a very challenging task due to limitations and requirements set for fusion-relevant structural materials.

Modelización de una central térmica supercrítica de 700 MW con captura de CO₂

El objetivo de este proyecto es realizar la simulación de una central térmica supercrítica de 700 MW con captura de CO₂ para producir electricidad y verterla a la red. El proyecto describe los equipos e instalaciones de la central y define los balances técnicos de la misma, probando que es viable técnicamente la incorporación de una planta de captura de CO₂ a una central térmica, a pesar del bajo rendimiento de la central. Además incluye el estudio económico que indica la viabilidad económica del proyecto, aunque con una rentabilidad baja. Este proyecto mira hacia el futuro debido a la necesidad de reducir las emisiones contaminantes, ya de casi la misma importancia que generar electricidad, y demuestra que es posible generar una energía limpia en centrales de carbón. ABSTRACT The purpose of this project is to carry out the simulation of a 700 MW supercritical coal thermal power plant with CO₂ capture to produce electricity and send it to the grid. The project describes the equipment, the installations and defines technical balances of the power plant. It shows that a CO₂ capture plant in a coal power plant is technically possible, in spite of the low power plant efficiency. In addition, it includes the economic analysis that shows the economic viability of the project, with a low profitability. This project looks into the future due to the need of reducing the pollutant emissions, which are almost as important as the generation of electricity, and demonstrates that a green energy in coal power plants is possible.

Despacho económico ambiental de unidades térmicas de carbón

El objetivo del presente proyecto es el despacho económico-ambiental de unidades térmicas de carbón con respecto a la minimización de sus costes horarios o de sus emisiones de óxidos de nitrógeno (NOX), según convenga. Se han estudiado tanto las curvas de costes de generación como las de emisión de óxidos de nitrógeno para cinco unidades tipo de carbón para poder llevar a cabo el proyecto. Se modelizaron las curvas de emisión de óxidos de nitrógeno para las cinco unidades estudiadas mediante la simulación de la combustión del carbón en caldera con el software ASPEN PLUS®, y las curvas de costes con datos proporcionados en la publicación “Las centrales termoeléctricas: Consumos marginales, Consumos medios y costes de arranque de grupos de carbón” y otra bibliografía, para su posterior aplicación en el despacho, desarrollado en Excel y con el uso de su lenguaje de programación, VBA, para escribir un código que automatice la elección a tomar entre todas las posibilidades. Analizando tres posibles casos de generación térmica con carbón, se ha llevado a cabo el despacho económico-ambiental de las cinco unidades implicadas, con todas sus posibles combinaciones (apagado-encendido), obteniendo en cada caso lo que parece ser la manera más económica o ambiental, según convenga, de generar la potencia demandada en cada momento. ABSTRACT The aim of this project is the economic-environmental dispatch of thermal coal power plants to minimize the hourly costs of generation or the nitrogen oxides (NOX) emissions as appropriate. It have been studied both generation cost curves as nitrogen oxides emissions curves for five examples of coal power plants to carry out the project. Nitrogen oxides emissions curves were modeled for the five coal power plants simulating the coal combustion in the boiler with ASPEN PLUS® software, and generation cost curves with data provided in the publication “Las centrales termoeléctricas: Consumos marginales, Consumos medios y costes de arranque de grupos de carbón” and other publications, to be used later in the dispatch, developed in Excel, using the VBA code, to write a code that automatize the correct election between all the generation possibilities. Analizing three possible cases of thermal generation with coal, economic-environmental dispatch for the five implied power plants has been done, with all the possible combinations (generating or no generating), obtaining, in each case, the most economically or environmentally way, as appropriate, to generate the demanded power in each moment.

Energía solar de concentración: estudio y análisis económico, comparativa con la energía solar fotovoltaica y mejoras tecnológicas

Este trabajo de fin de grado trata sobre el estudio de la energía solar de concentración en todos sus aspectos. Se han analizado sus tecnologías, así como posibles innovaciones que se puedan producir en los próximos años. También se va ha llevado a cabo un estudio de los costes actuales que conlleva el uso de este tipo de generación de energía, así como un análisis de las reducciones que pueden experimentar estos costes. Para poder realizar una comparación posterior con la energía solar fotovoltaica se ha escrito un capítulo dedicado exclusivamente a esta tecnología para conocer cuál es el estado actual. Además se ha realizado un análisis DAFO de los mercados que a priori puedan parecer más beneficiosos y que cuenten con un mayor potencial para el desarrollo de esta tecnología. A modo de conclusión para exponer la comparativa entre esta tecnología y la energía solar fotovoltaica se ha desarrollado un análisis de la viabilidad económica de dos plantas de estas tecnologías para comprobar en qué escenarios resulta más provechosa cada una de ellas. Al final se incluyen unas conclusiones extraídas del desarrollo del trabajo. Abstract This project concerns a study about every aspect about the concentrated solar power. Each type of technology has been analyzed as well as the possible innovations that may occur in the future. Also, the theme regarding the costs of this kind of power generation and an analysis dealing with the potential cost reduction that it may experience has been carried out. Then, in anticipation to do a comparative with the photovoltaic solar power, a whole chapter has been dedicated to this technology, to know what its actual state is. In addition, a SWOT analysis has also been carried out about the countries that at first sight might be a good option to develop the CSP. To conclude and to expose the comparative between these two technologies, a study about the economic viability of two power plants to know under what circumstances are each of them more profitable has been made. At the end some conclusions extracted from the development of this work have been included.

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.

Diseño de receptor de torre central para generación directa de vapor con perfil de potencia variable longitudinal y transversalmente

En este estudio se ha realizado el diseño de un receptor de una central de Torre Central de energía solar para generación directa de vapor, mediante el uso de métodos numéricos, con un perfil de potencia incidente variable longitudinal y transversalmente. Para ello se ha dividido la geometría del receptor según el método de diferencias finitas, y se ha procedido a resolver las ecuaciones del balance de energía. Una vez resuelto el sistema de ecuaciones se dispone de la distribución de temperaturas en el receptor y se puede proceder a analizar los resultados así como a calcular otros datos de interés. ABSTRACT In this study it has been made a Central Receiver Solar Thermal Power Plant’s Receiver design for direct steam production, by using numerical methods, with a variable longitudinally and transversely income solar power profile. With this propose, the receiver’s geometry has been divided using the finite difference method, and the energy balance equations have been solved. Once the equations system has been solved, the receiver´s temperature distribution is known, and you can analyze the results as well as calculate other interesting data.

Cooperative Multi-robot Patrolling: A study of distributed approaches based on mathematical models of game theory to protect infrastructures

El principio de Teoría de Juegos permite desarrollar modelos estocásticos de patrullaje multi-robot para proteger infraestructuras criticas. La protección de infraestructuras criticas representa un gran reto para los países al rededor del mundo, principalmente después de los ataques terroristas llevados a cabo la década pasada. En este documento el termino infraestructura hace referencia a aeropuertos, plantas nucleares u otros instalaciones. El problema de patrullaje se define como la actividad de patrullar un entorno determinado para monitorear cualquier actividad o sensar algunas variables ambientales. En esta actividad, un grupo de robots debe visitar un conjunto de puntos de interés definidos en un entorno en intervalos de tiempo irregulares con propósitos de seguridad. Los modelos de partullaje multi-robot son utilizados para resolver este problema. Hasta el momento existen trabajos que resuelven este problema utilizando diversos principios matemáticos. Los modelos de patrullaje multi-robot desarrollados en esos trabajos representan un gran avance en este campo de investigación. Sin embargo, los modelos con los mejores resultados no son viables para aplicaciones de seguridad debido a su naturaleza centralizada y determinista. Esta tesis presenta cinco modelos de patrullaje multi-robot distribuidos e impredecibles basados en modelos matemáticos de aprendizaje de Teoría de Juegos. El objetivo del desarrollo de estos modelos está en resolver los inconvenientes presentes en trabajos preliminares. Con esta finalidad, el problema de patrullaje multi-robot se formuló utilizando conceptos de Teoría de Grafos, en la cual se definieron varios juegos en cada vértice de un grafo. Los modelos de patrullaje multi-robot desarrollados en este trabajo de investigación se han validado y comparado con los mejores modelos disponibles en la literatura. Para llevar a cabo tanto la validación como la comparación se ha utilizado un simulador de patrullaje y un grupo de robots reales. Los resultados experimentales muestran que los modelos de patrullaje desarrollados en este trabajo de investigación trabajan mejor que modelos de trabajos previos en el 80% de 150 casos de estudio. Además de esto, estos modelos cuentan con varias características importantes tales como distribución, robustez, escalabilidad y dinamismo. Los avances logrados con este trabajo de investigación dan evidencia del potencial de Teoría de Juegos para desarrollar modelos de patrullaje útiles para proteger infraestructuras. ABSTRACT Game theory principle allows to developing stochastic multi-robot patrolling models to protect critical infrastructures. Critical infrastructures protection is a great concern for countries around the world, mainly due to terrorist attacks in the last decade. In this document, the term infrastructures includes airports, nuclear power plants, and many other facilities. The patrolling problem is defined as the activity of traversing a given environment to monitoring any activity or sensing some environmental variables If this activity were performed by a fleet of robots, they would have to visit some places of interest of an environment at irregular intervals of time for security purposes. This problem is solved using multi-robot patrolling models. To date, literature works have been solved this problem applying various mathematical principles.The multi-robot patrolling models developed in those works represent great advances in this field. However, the models that obtain the best results are unfeasible for security applications due to their centralized and predictable nature. This thesis presents five distributed and unpredictable multi-robot patrolling models based on mathematical learning models derived from Game Theory. These multi-robot patrolling models aim at overcoming the disadvantages of previous work. To this end, the multi-robot patrolling problem was formulated using concepts of Graph Theory to represent the environment. Several normal-form games were defined at each vertex of a graph in this formulation. The multi-robot patrolling models developed in this research work have been validated and compared with best ranked multi-robot patrolling models in the literature. Both validation and comparison were preformed by using both a patrolling simulator and real robots. Experimental results show that the multirobot patrolling models developed in this research work improve previous ones in as many as 80% of 150 cases of study. Moreover, these multi-robot patrolling models rely on several features to highlight in security applications such as distribution, robustness, scalability, and dynamism. The achievements obtained in this research work validate the potential of Game Theory to develop patrolling models to protect infrastructures.

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.

Revising the Emergency Management Requirements for new generation reactors

The paper presents the application of a new risk-informed methodology for the identification of the Emergency Management Requirements (EMR) to a Generation II, Large size Reactor and a Generation III+ Small Modular Reactor. The results obtained in this test case demonstrate that the actual EMR is conservative, as expected, for the GenII reactor, while the new methodology could be applied for the definition of EMRs for the new generation Nuclear Power Plants, with a possible reduction of the emergency area without loss of safety level. By adopting both probabilistic and deterministic approaches, the study addresses possible accidents and corresponding release scenarios for the two types of reactor, calculates the areas where the accidents have an impact on the population and defines the new EMR considering the health effects on the population.