Desarrollo de códigos neutrónicos propios para la simulación del núcleo de reactores PWR

La simulación de la física del núcleo de los reactores nucleares por su complejidad requiere del uso de computadores y del software adecuado, y su evolución es ir hacía métodos y modelos de los llamados best-estimate, con el objeto de aumentar la disponibilidad de la central manteniendo los márgenes de seguridad. Para ello el Departamento de Ingeniería Nuclear (UPM), ha desarrollado el Sistema SEANAP en uso en varias centrales nucleares españolas, que realiza la simulación en 3D y con detalle de barrita combustible del quemado nominal y real del núcleo del reactor, hace el seguimiento en línea de la operación, y ayuda a la planificación óptima de las maniobras operacionales

Estudio de caso "incidencias radiológicas y de impacto, ante un posible siniestro en el transporte por carretera en España de residuos radiactivos de alta actividad"

Los aspectos relacionados con el transporte de residuos radiactivos de alta actividad (RAA) hacia el futuro almacén temporal centralizado (ATC) están de actualidad, por el propio trasiego que se espera en un futuro próximo, el compromiso adquirido de estas actividades con el medio ambiente, la seguridad de las personas [1], así como su normativa reguladora. En España se prevé una larga “ruta radiactiva” de más de 2.000 kilómetros, por la que el combustible nuclear gastado se transportará presumiblemente por carretera desde las centrales nucleares hasta el ATC, así como los residuos vitrificados procedentes del reprocesado del combustible de la central nuclear Vandellos I, que en la actualidad están en Francia. Proponemos como hipótesis el siniestro de uno de estos transportes con combustible nuclear gastado en una ruta definida y nos preguntamos: ¿Qué impacto radiológico se podría generar en el medio ambiente o en individuos tipo cercanos al siniestro, el público en general…?

From Secondary School To University: Attracting Young Students Towards A Career In Nuclear

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 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. To try to have success in that goal, some high school lectures were taught and it has been organized regularly a Basic Course on Nuclear Science and Technology

Evaluación de la peligrosidad sísmica en España para aplicaciones relacionadas con la seguridad nuclear. Resultados preliminares.

En este trabajo se presentan los avances realizados en el marco del proyecto “Evaluación de la Peligrosidad Sísmica en España para aplicaciones relacionadas con la seguridad nuclear” financiado por el Consejo de Seguridad Nuclear. La finalidad última del proyecto es ahondar en el conocimiento de la peligrosidad sísmica y de su incertidumbre en los emplazamientos de instalaciones críticas como instalaciones nucleares y almacenamientos de residuos radiactivos en nuestro país. Con ese propósito, una primera fase del proyecto está destinada a recopilar y estructurar toda la información generada en proyectos previos financiados por el CSN (DAÑOS, SIGMA, PRIOR, EXPEL y DATACIÓN) concerniente a estudio de fallas activas, análisis de paleosismicidad, catálogos sísmicos y de movimiento fuerte del suelo, etc.. Esta información está siendo integrada y unificada en una Base de Datos y en un Sistema de Información Geográfica. Paralelamente, el código informático desarrollado en el proyecto EXPEL está siendo actualizado para desarrollar cálculos de peligrosidad sísmica siguiendo la metodología PSHA de una forma eficiente, incluyendo formulación de un árbol lógico, cuantificación de incertidumbres epistémicas y aleatorias, análisis de sensibilidad de diferentes opciones en los resultados y desagregación. Los resultados preliminares del proyecto son presentados en esta comunicación, dando una orientación hacia futuros desarrollos y toma de decisiones relacionados con la seguridad nuclear.

Impacto radiológico asociado al transporte de material radiactivo por carretera en España.

Las cuestiones relacionadas con el transporte de materiales radiactivos constituyen un objeto de renovada actualidad, por el continuo incremento en la movilidad de materiales relacionados con el ciclo del combustible nuclear u otros (e.g. el propio combustible, equipos de inspección, fuentes radiactivas, residuos, etc.), el compromiso creciente de estas actividades con el medio ambiente, la seguridad y protección de las personas [1], así como el actual marco legal. Cabe preguntarse: ¿Cuáles son las rutas más activas? ¿Qué impacto radiológico se genera en el medio o en individuos tipo, como el trabajador de suministro de combustible, los ocupantes de un vehículo particular, en situaciones de retención del tráfico, el público en general ? ? En España hay una ?larga ruta radiactiva? de más de 10.000 kilómetros. El combustible nuclear se transporta por carretera desde Juzbado (Salamanca) hasta las centrales nucleares, y desde estas los residuos generados son transportados también por carretera a las instalaciones de El Cabril, en Córdoba. Además, también hay que tener en cuenta los transportes que generan los equipos y materiales, con origen o destino en las plantas nucleares, necesarios para la buena operación de las mismas.

Impacto radiológico asociado al transporte por carretera de residuos radiactivos de alta actividad en España.

Las cuestiones relacionadas con el transporte de residuos radiactivos de alta actividad, en adelante (RAA), al previsto almacén centralizado (ATC) constituyen un objeto de renovada actualidad, por la movilidad que se espera de estos materiales en un futuro próximo, por el compromiso creciente de estas actividades con el medio ambiente, por la seguridad y protección de las personas, así como por el actual marco legal [1]. Cabe preguntarse: ¿Cuáles serán las rutas más activas? ¿Qué impacto radiológico se generará en el medio ambiente o en individuos tipo, como los ocupantes de un vehículo particular o industrial que puedan coincidir con el transporte, en las poblaciones y el público en general … ? En España se prevé una larga “ruta radiactiva” de más de 2.000 kilómetros, por la que el combustible nuclear gastado se transportará presumiblemente por carretera desde las centrales nucleares hasta el ATC, así como los residuos vitrificados procedentes del reprocesado del combustible de la central nuclear Vandellos I, que en la actualidad están en Francia

Herramienta web para calcular el impacto radiologico asociado al transporte de residuos radiactivos al ATC

Técnicos de TECNATOM, S.A. e Investigadores de la (UPM), han desarrollado un programa para analizar la logística y los impactos potenciales del transporte por carretera de materiales radiactivos en España. El transporte de materiales radiactivos es un tema de renovado interés en nuestro país debido a la creciente movilidad que cabe esperar, sobre todo tras la entrada en operación del almacén temporal centralizado (ATC) previsto para los próximos años. Este almacén está destinado a residuos de alta actividad, principalmente combustibles gastados de las plantas nucleares españolas, que hasta ahora se han venido depositando en las propias instalaciones generadoras o se enviaban a Francia. Pero ninguna de ambas opciones resulta sostenible técnica o económicamente en el futuro, y de ahí la necesidad del nuevo (ATC)

Problemática del ruido neutrónico

El objetivo del presente proyecto es identificar y definir la problemática del ruido neutrónico en el tratamiento y procesamiento de los canales de medida y tratamiento del flujo neutrónico interno y externo en los sistemas de control y protección de los reactores nucleares tipo PWR (que trabajan con agua a presión) que dan lugar a actuaciones indeseadas de los sistemas de vigilancia y control no relacionadas con situaciones reales del proceso como cambios significativos en los parámetros de temperatura y por lo tanto de potencia del reactor que reducen la disponibilidad de operación de la central y provocan transitorios no justificados por dichas actuaciones. Finalmente, se proponen algunas soluciones. Abstract The aim of this project is to identify and define the problem of neutron noise in PWR nuclear power plants, its influence on the treatment and processing of the measurement channels and external neutron flux treatment, its contributions to the control and protection systems that result in undesired actions of monitoring and control systems that are not related to the actual process conditions. These actions reduce the availability of plant operation and unjustified transient causes. Finally, some possible solutions are proposed

Neutronics design and radiological aspects of HiPER facilities

En este trabajo se han cubierto diferentes asuntos del diseño neutrónico de los aspectos radiológicos de las dos instalaciones del proyecto HiPER. El proyecto HiPER es un proyecto europeo concebido en el marco del programa ESFRI (European Scientific Facilities Research Infrastructure). Está destinado al desarrollo de la energía de fusión nuclear inercial mediante el uso de láseres y el esquema iluminación directa. Consecuentemente, se trata de una instalación con fines exclusivamente civiles. Se divide en dos fases, correspondientes con dos instalaciones: HiPER Engineering y HiPER Reactor. La instalación HiPER Engineering desarrollará las tecnologías implicadas en la ignición de alta repetición de cápsulas de DT por iluminación directa. El HiPER Reactor será una planta demostradora que produzca electricidad haciendo uso de las tecnologías desarrolladas durante la fase HiPER Engineering. El HiPER Engineering se centrará en las tecnologías relevantes para las igniciones a alta repetición de cápsulas de DT usando la iluminación directa. El principal esfuerzo de desarrollo tecnológico se hará en todos los asuntos directamente relacionados con la ignición: láseres, óptica, inyector, y fabricación masiva de cápsulas entre otros. Se espera una producción de entre 5200 MJ/año y 120000 MJ/año dependiendo del éxito de la instalación. Comparado con la energía esperada en NIF, 1200 MJ/año, se trata de un reto y un paso más allá en la protección radiológica. En este trabajo se ha concebido una instalación preliminar. Se ha evaluado desde el punto de vista de la protección radiológica, siendo las personas y la óptica el objeto de protección de este estudio. Se ha establecido una zonificación durante la operación y durante el mantenimiento de la instalación. Además, se ha llevado a cabo una evaluación de la selección de materiales para la cámara de reacción desde el punto de vista de gestión de residuos radiactivos. El acero T91 se ha seleccionado por, siendo un acero comercial, presentar el mismo comportamiento que el acero de baja activación EUROFER97 al evaluarse como residuo con el nivel de irradiación de HiPER Engineering. Teniendo en cuenta los resultados obtenidos para la instalación preliminar y las modificaciones de la instalación motivadas en otros campos, se ha propuesto una instalación avanzada también en este trabajo. Un análisis más profundo de los aspectos radiológicos, así como una evaluación completa de la gestión de todos los residuos radiactivos generados en la instalación se ha llevado a cabo. La protección radiológica se ha incrementado respecto de la instalación preliminar, y todos los residuos pueden gestionarse en un plazo de 30 sin recurrir al enterramiento de residuos. El HiPER Reactor sera una planta demostradora que produzca electricidad basada en las tecnologías de ignición desarrolladas durante la fase HiPER Engineering. El esfuerzo de desarrollo tecnológico se llevará a cabo en los sistemas relacionados con la generación de electricidad en condiciones económicas: manto reproductor de tritio, ciclos de potencia, vida y mantenimiento de componentes, o sistemas de recuperación de tritio entre otros. En este trabajo la principal contribución a HiPER Reactor está relacionada con el diseño de la cámara de reacción y sus extensiones en la planta. La cámara de reacción es la isla nuclear más importante de la planta, donde la mayoría de las reacciones nucleares tienen lugar. Alberga la primera pared, el manto reproductor de tritio y la vasija de vacío. Todo el trabajo realizado aquí ha pivotado en torno al manto reproductor de tritio y sus interacciones con el resto de componentes de la planta. Tras una revisión profunda de la bibliografía de los diseños recientes de cámaras de reacción con características similares a HiPER Reactor, se ha propuesto y justificado un esquema tecnológico innovador para el manto reproductor de tritio. El material fértil selecconado es el eutéctico 15.7 at.% Litio – 84.3 at.% Plomo, LiPb, evitando el uso de berilio como multiplicador neutrónico mientras se garantiza el ajuste online de la tasa de reproducción de tritio mediante el ajuste en el enriquecimiento en 6Li. Aunque se podría haber elegido Litio purom el LiPb evita problemas relacionados con la reactividad química. El precio a pagar es un reto materializado como inventario radiactivo de Z alto en el lazo de LiPb que debe controlarse. El material estructural seleccionado es el acero de baja activación EUROFER97, que estará en contacto directo con le LiPb fluyendo a alta velocidad. En este esquema tecnológico, el LiPb asegurará la autosuficiente de tritio de la planta mientras el propio LiPb extrae del manto el calor sobre él depositado por los neutrones. Este esquema recibe el nombre de manto de Litio-Plomo auto-refrigerado (SCLL por sus siglas en inglés). Respecto de los conceptos SCLL previos, es destacable que nos e requieren componentes del SiC, puesto que no hay campos magnéticos en la cámara de reacción. Consecuentemente, el manto SCLL propuesto para HiPER presenta riesgo tecnológicos moderados, similares a otros dispositivos de fusión magnética, como el HCLL, e incluso inferiores a los del DCLL, puesto que no se require SiC. Los retos que se deben afrontar son el control del inventario de Z alto así como las tasas de corrosión derivadas de la interacción del LiPb con el EUROFE97. En este trabajo se abordan ambos aspectos, y se presentan los respectivos análisis, junto con otros aspectos neutrónicos y de activación, tales como la protección de la vasija de vacío por parte del material fértil para garantizar la resoldabilidad de por vida en la cara externa de la vasija. También se propone y se estudio un ciclo de potencia de Brayton de Helio para dos configuraciones diferentes de refrigeración del sistema primera pared-manto reproductor. Las principales conclusiones de estos estudios son: i) el inventario de Z alto puede controlarse y es comparable al que se encuentra en dispositivos de fusión similares, ii)la vasija de vacío requiere una mayor protección frente a la radiación neutrónica y iii) las tasas de corrosión son demasiado altas y la temperatura media de salida del LiPb es demasiado baja. Tiendo en cuenta estos resultados juntos con otras consideraciones relacionadas con el mantenimiento de componentes y la viabilidad constructiva, se ha propuesto una evolución de la cámara de reacción. Las evoluciones más destacables son la introducción de un reflector neutrónico de grafito, la modificación de la configuración de la óptica final, la forma y el tamaño de la cámara de vacío y una nueva subdivisión modular del manto. Se ha evaluado desde el punto de vista neutrónico, y su análisis y posterior evolución queda fuera del objeto de este trabajo. Los códigos utilizados en este trabajo son: CATIA para la generación de geometrías 3D complejas MCAM para la traducción de archivos de CATIA a formato de input de MCNP MCNP para el transporte de la radiación (neutrones y gammas) y sus respuestas asociadas ACAB para la evolución del inventario isotópico y sus respuestas asociadas MC2ACAB para acoplar MCNP y ACAB para el cómputo de dosis en parada usando la metodología R2S basada en celda. Moritz para visualizar los reultados de MCNP FLUENT para llevar a cabo cálculos de fluido-dinámica Para llevar a cabo este trabajo, han sido necesarias unas destrezas computacionales. Las más relevantes utilizadas son: generación de geometrás 3D complejas y transmisión a MCNP, diferentes tñecnica de reducción de varianza como importancia por celdas y weight windows basado en malla, metodología Rigorous-two-Steps basada en celdas para el cálculo de dosis en parada y la modificación del código ACAB para el cálculos con múltiples espectros en la misma simulación. Como resumen, la contribución de este trabajo al proyecto HiPER son dos diseños conceptuales de instalación: una para HiPER Engineering y otra para HiPER Reactor. La primera se ha estudio en profundidad desde el punto de vista de protección radiológica y gestión de residuos, mientras que la segunda se ha estudiado desde el punto de vista de operación: seguridad, comportamiento, vida y mantenimiento de componentes y eficiencia del ciclo de potencia.

Parque eólico offshore en San Pedro de Alcántara

El principal motivo de implantar un parque eólico de estas características es responder a una necesidad palpable en el ámbito mundial como es el crecimiento en la demanda energética unido a un agotamiento de los recursos petrolíferos. Si a esto le sumamos la tendencia actual que han adquirido muchos países de oponerse al desarrollo de nuevas centrales nucleares tras el desastre ocurrido en Fukushima (Japón), y el aumento de los niveles de contaminación en las principales ciudades europeas, así como la sobreexplotación de los parques eólicos onshore en la Península Ibérica, configuran un marco perfecto para el despegue definitivo de la energía eólica offshore como alternativa perfecta al resto de fuentes de energía. Desde el punto de vista particular a nuestra localización, existe una demanda energética considerable, dado el carácter turístico de nuestro emplazamiento, que queda de manifiesto en el Plan General de Ordenación Urbana de Marbella, por lo que el objetivo de este proyecto será abastecer energía a San Pedro Alcántara y las poblaciones vecinas, a fin de que no se produzca ninguna carencia energética a lo largo de los periodos estivales, que serán los momentos de mayor demanda solicitada.

Impacto y protección radiológica asociados al transporte de residuos de alta actividad (RAA) al almacén temporal centralizado (ATC) en España

Las cuestiones relacionadas con el transporte de residuos radiactivos de alta actividad (RAA) al previsto almacén temporal centralizado (ATC) en Villar de Cañas (Cuenca) están de actualidad, debido a la movilidad que se espera en un futuro próximo, el compromiso con el medio ambiente, la protección de las personas, así, como la normativa legal reguladora. En esta tesis se ha evaluado el impacto radiológico asociado a este tipo de transportes mediante una nueva herramienta de procesamiento de datos, que puede ser de utilidad y servir como documentación complementaria a la recogida en el marco legal del transporte. Además puede facilitar el análisis desde una perspectiva más científica, para investigadores, responsables públicos y técnicos en general, que pueden utilizar dicha herramienta para simular distintos escenarios de transportes radiactivos basados únicamente en datos de los materiales de entrada y las rutas elegidas. Así, conociendo el nivel de radiación a un metro del transporte y eligiendo una ruta, obtendremos los impactos asociados, tales como las poblaciones afectadas, la dosis recibida por la persona más expuesta, el impacto radiológico global, las dosis a la población en el trayecto y el posible detrimento de su salud. En España se prevé una larga “ruta radiactiva” de más de 2.000 kilómetros, por la que el combustible nuclear gastado se transportará presumiblemente por carretera desde las centrales nucleares hasta el ATC, así como los residuos vitrificados procedentes del reprocesado del combustible de la central nuclear Vandellos I, que en la actualidad están en Francia. Como conclusión más importante, se observa que la emisión de radiaciones ionizantes procedentes del transporte de residuos radiactivos de alta actividad en España, en operación normal, no es significativa a la hora de generar efectos adversos en la salud humana y su impacto radiológico puede considerarse despreciable. En caso de accidente, aunque la posibilidad del suceso es remota, las emisiones, no serán determinantes a la hora de generar efectos adversos en la salud humana. Issues related to the transport of high level radioactive wastes (HLW) to the new centralised temporary storage facility to be built in Villar de Cañas (Cuenca) are attracting renewed attention due to the mobility expected in the near future for these materials, the commitment to the environment, the protection of persons and the legal regulatory standards. This study assesses the radiological impacts associated with this type of transport by means of a new dataprocessing tool, which may be of use and serve as documentation complementary to that included in the legal framework covering transport. Furthermore, it may facilitate analysis from a more scientific perspective for researchers, public servants and technicians in general, who may use the tool to simulate different radioactive transport scenarios based only on input materials data and the routes selected. Thus, by knowing the radiation level at a distance of one metre from the transport and selecting a route, it is possible to obtain the associated impacts, such as the affected populations, the dose received by the most exposed individual, the overall radiological impact and the doses to the public en route and the possible detriment to their health. In Spain a long “radioactive route” of more than 2,000 kilometres is expected, along which spent nuclear fuels will be transported – foreseeably by road – from the nuclear power plants to the CTS facility. The route will also be used for the vitrified wastes from fuel reprocessing of the fuel from Vandellós I nuclear power plant, which are currently in France. In conclusion, it may be observed that the emission of ionising radiations from transport of high level radioactive wastes in Spain is insignificant, in normal operations, as regards the generation of adverse effects for human health, and that the radiological impact may be considered negligible. In the event of an accident, the possibility of which is remote, the emissions will not be also a very determining factor as regards adverse effects for human health.

Análisis dinámico in situ de transmisores de presión capacitivos

Los sensores de presión capacitivos tipo Rosemount son ampliamente utilizados en las centrales nucleares para la medida de la presión, el caudal y el nivel. Están unidos a las líneas de proceso de la central mediante líneas sensoras siendo el mantenimiento del sistema sensor-línea fundamental para mantener la seguridad en la planta. La vigilancia in situ del sistema en su conjunto, sensor-línea, se suele realizar mediante la medida del tiempo de respuesta del transmisor de presión con las técnicas de análisis de ruido. Sin embargo, determinadas averías como la pérdida de aceite de su cámara interna no son detectables por medio de la medida del tiempo de respuesta, ya que éste apenas varía su valor en una fase incipiente del síndrome. No obstante, la mejora de la descripción dinámica del sensor podría servir para detectar dichas averías. En laboratorio se ha demostrado que la función de transferencia del sistema sensor-línea puede tener más de un polo real, y en consecuencia, el modelo de tres polos (dos polos complejos conjugados y uno real) utilizado hasta ahora en otros trabajos podría sustituirse por uno de cuatro o incluso cinco. En este trabajo se propone utilizar técnicas de vigilancia in situ basadas en el análisis de ruido y en el Dynamic Data System para ampliar la descripción dinámica del sensor y con ello mejorar las posibilidades de diagnóstico de averías como el síndrome de la pérdida de aceite del sensor en fases incipientes. Se han analizado varias medidas de planta con la metodología propuesta y se muestran los resultados obtenidos.

Diagnóstico de las vibraciones del barrilete y de los elementos combustibles en los PWRs de Ringhals, Suecia

El diagnóstico de las estructuras internas de los PWR, en particular del barrilete del núcleo y su soporte se pueden realizar por medio del análisis de las señales de los detectores de neutrones extra-nucleares. Se han elaborado varios procedimientos que se han usado en diversas plantas en todo el mundo [1], [2]. El objetivo es la vigilancia de la integridad de la estructura del núcleo y la detección temprana y la cuantificación de signos de fatiga, desgaste, etc en las diferentes estructuras tales como el muelle, la placa de sujeción del barrilete del núcleo, etc. Esta vigilancia se ha venido realizando en las tres unidades PWR 2, 3 y 4 de la central sueca de Ringhals desde 1970. Durante las últimas dos décadas el trabajo se ha llevado a cabo en el contexto de un contrato de colaboración entre la Universidad de Chalmers y Ringhals. Esta actividad de colaboración ha consistido tanto en el desarrollo de nuevos métodos, la mejora de éstos así como su aplicación continuada para diagnóstico, vigilancia, incluyendo un análisis de tendencia a lo largo del tiempo. Este trabajo describe el desarrollo realizado en los últimos años con un énfasis especial en los tres últimos.

Vigilancia por análisis de ruido de los sensores de temperatura

En este proyecto se van a aplicar las técnicas de análisis de ruido para caracterizar la respuesta dinámica de varios sensores de temperatura, tanto termorresistencias de platino como de termopares. Estos sensores son imprescindibles para él correcto funcionamiento de las centrales nucleares y requieren vigilancia para garantizar la exactitud de las medidas. Las técnicas de análisis de ruido son técnicas pasivas, es decir, no afectan a la operación de la planta y permiten realizar una vigilancia in situ de los sensores. Para el caso de los sensores de temperatura, dado que se pueden asimilar a sistemas de primer orden, el parámetro fundamental a vigilar es el tiempo de respuesta. Éste puede obtenerse para cada una de las sondas por medio de técnicas en el dominio de la frecuencia (análisis espectral) o por medio de técnicas en el dominio del tiempo (modelos autorregresivos). Además de la estimación del tiempo de respuesta, se realizará una caracterización estadística de las sondas. El objetivo es conocer el comportamiento de los sensores y vigilarlos de manera que se puedan diagnosticar las averías aunque éstas estén en una etapa incipiente. ABSTRACT In this project we use noise analysis technique to study the dynamic response of RTDs (Resistant temperature detectors) and thermocouples. These sensors are essential for the proper functioning of nuclear power plants and therefore need to be monitored to guarantee accurate measurements. The noise analysis techniques do not affect plant operation and allow in situ monitoring of the sensors. Temperature sensors are equivalent to first order systems. In these systems the main parameter to monitor is the response time which can be obtained by means of techniques in the frequency domain (spectral analysis) as well as time domain (autoregressive models). Besides response time estimation the project will also include a statistical study of the probes. The goal is to understand the behavior of the sensors and monitor them in order to detect any anomalies or malfunctions even if they occur in an early stage.

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.