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.

Estudio y modelado del comportamiento de una plataforma para ensayos dinámicos de estructuras

Las masas vibrantes, o plataformas dinámicas, han sido empleadas con intensidad creciente durante los últimos años en la ingeniería sísmica y la dinámica de estructuras, en general, para estudiar experimentalmente los efectos en las estructuras cuando son excitadas en su base; especialmente en la calificación de equipos para plantas nucleares. Este tipo de mesas son accionadas por actuadores hidráulicos dotados de servoválvulas y cuyo desplazamiento es controlado en bucle cerrado. Sin embargo, las curvas de respuesta esperables para este tipo de sistema son frecuentemente alteradas por la presencia de la estructura a ensayar o la cimentación suspendida de la plataforma. En esta comunicación se exponen los modelos teóricos utilizados con éxito para reproducir el comportamiento de una mesa vibrante de 1700 kg., haciendo una comparación entre curvas de respusta teóricas y experimentales.

Aplicación del M.E.C. al estudio de sistemas elásticos con simetría axial

En este artículo se presenta la aplicación del Método de los Elementos de Contorno a la determinación del campo de desplazamientos y tensiones de sistemas axisimétricos en régimen elástico. Desarrollando asimismo, un procedimiento para la determinación de los coeficientes de las matrices de influencia que aparecen en el tratamiento numérico del problema. El estudio del estado tensional del sistema axisimétrico es de obvio interés en Ingeniería, pudiendo citarse entre otras las siguientes aplicaciones: estudio de vasijas de todo tipo, y cobrando plena actualidad las vasijas de los reactores nucleares; efecto de grietas y entallas; efecto de la colocación de zunchos de pretensado en depósitos de hormigon armado, etc. El tratamiento numérico de este tipo de problemas se produce como consecuencia de la dificultad de encontrar soluciones cerradas para las ecuaciones de campo que definen el problema, ecuaciones que aunque establecidas hace tiempo, sólo han sido resueltas en casos particulares. La ventaja de la utilización del M.E.C.,frente a los métodos de dominio, se pone de manifiesto en el estudio de este tipo de sistemas ya que la consideración de una malla monodimensional es suficiente para representar la discretización del contorno, produciendose una considerable reducción del tiempo de cómputo.

Simulación de registros sísmicos a partir de espectros de diseño

La simulación de registros sísmicos, compatibles con espectros medios de diseño, se ha convertido en una necesidad en los últimos años, debido principalmente a su exigencia en la norma de regulación del cálculo de centrales nucleares. En este trabajo se presentan distintas posibilidades de realización de esta simulación, así como una comparación entre ellas, apareciendo como una alternativa efectiva a los métodos clásicos la utilización del contenido de fase de los seismos reales. Mediante ello se establece un procedimiento que elimina la arbitrariedad que supone el uso de una función envolvente para definir la característica no estacionaria del registro. Los distintos métodos son descritos detalladamente, así como la influencia de los diferentes parámetros que intervienen en cada uno de ellos. Por último se presentan algunos ejemplos numéricos = The simulation of spectrum-compatible earthquake time histories, has been a need since the beginning of the development of earthquake engineering for complicated structures. More than the safety of the main structure, the analysis of the equipment (piping, rackes, etc.) can be assesed only on the basis of time-histories of the floor in which they are contained. This paper presents several alternatives to the generation of sinthetic time histories and the use of the distribution of the differences among the phase-angles is demonstrated to be a useful tool to simulate the nonstationarity of the process. Thorugh the paper an extensive use is made of the F.F.T. algorithm.

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

Motivating young students to be part of the global research in nuclear through the Seminar of Nuclear Fusion

Jóvenes Nucleares (Spanish Young Generation in Nuclear, JJNN) is a non-profit organization that depends on the Spanish Nuclear Society (SNE). The Universidad Politécnica de Madrid (Technical University of Madrid, UPM) was chosen to host the Seminar as it is one of the most prestigious technical universities of Spain, and has a very strong curriculum in nuclear engineering training and research. Both, the UPM and the SNE, supported strongly the seminar: the opening session was conducted by the member of to board of directors of the Spanish Nuclear Society and Nuclear Engineering professor of the UPM, Emilio Mínguez and the closing session was conducted by the director of the Nuclear Fusion Institute (UPM).

Problemas de interacción terreno-estructura II

En este capítulo se pretende estudiar el efecto combinado de las características elásticas y de inercia del terreno y la estructura sobre él construida. Desde el punto de vista de esta última, los efectos más llamativos son la alteración de los valores de las frecuencias aparentes, debido justamente a la participación del suelo en el fenómeno vibratorio, y del amortiguamiento general pues la radiación de energía y el amortiguamiento propio del suelo tienen unos valores importantes cuando se comparan con los propios de la estructura. Ambos fenómenos tienen lógicamente su reflejo en el valor de las amplitudes del movimiento, que serán distintas de las que se producirían en el caso de base rígida. El fenómeno era conocido desde antiguo por los constructores de cimientos de máquinas y su consideración en otras construcciones se ha producido cuando se ha ido a estructuras singulares como rascacielos, centrales nucleares, etc. En este sentido los primeros resultados llamativos fueron los presentados por AKINO,OTA y YAMAHARA (1969) donde se comunicaban los resultados obtenidos de la instrumentación de pequeños modelos muy rígidos de edificios de contención de reactores. Los registros obtenidos en ensayos forzados con vibradores, así como los resultados de pequeños terremotos reales indicaban diferencias apreciables del movimiento del suelo según la cota de observación, con lo que se planteó el problema de elegir cuál debería escogerse para analizar el modelo matemático de la realidad. Desde entonces han sido numerosísimos los trabajos de investigación del tema; trabajos que, al coincidir con el desarrollo de los nuevos métodos de cálculo, los han usado e impulsado a perfeccionarse. Paradójicamente el resultado final es la existencia de varias escuelas de pensamiento que, impulsadas por razones extracientíficas, han radicalizado sus diferencias. Con ello el establecimiento objetivo de un estado del arte actual es realmente dificil como lo prueba la tendencia fluctuante de la normativa yankee, al respecto.

Respuesta sísmica de suelos estratificados en régimen no lineal

La importancia que presenta la respuesta del suelo sobre el que se ubica una estructura ante un posible movimiento sísmico, así como la interacción suelo-estructura en terrenos blandos, son cuestiones que adquieren especial relevancia en el diseño de obras especiales como son las centrales nucleares. Ello exige un conocimiento previo de las características de amplificación del suelo, al cual se dedica este artículo.

Estudio de la refrigeración de una piscina de combustible gastado con un código CFD

Tras el accidente nuclear de Fukushima se demostró que las piscinas de combustible gastado en las centrales nucleares ven comprometida su refrigeración a largo plazo en caso de una pérdida total de energía eléctrica (SBO), ya que si experimentan un SBO de larga duración no existen a priori sistemas para mantener la refrigeración de los elementos combustibles que no dependan de los diésel de emergencia o de la red externa. En este trabajo se ha estudiado la refrigeración de una piscina de combustible gastado con el programa CFD STAR-CCM+, tanto en condiciones normales como en caso de pérdida del sistema de refrigeración. Posteriormente se ha evaluado la misma mediante el empleo de sistemas pasivos que permiten refrigerar los elementos combustibles durante cierto tiempo tras la pérdida del sistema de refrigeración y de una manera pasiva. De esta manera se consigue cierto margen antes de la entrada en ebullición del agua de la piscina, mejorándose por tanto la refrigeración de la misma. ABSTRACT. After the Fukushima nuclear accident, it was proved that the cooling of the current spent fuel pools are not sure for long term in case of a Station Blackout (SBO) Accident. If a long lasting blackout SBO occurs there are no systems available to keep cooling the spent fuel assemblies that do not rely on diesel generators or the external grid. During this thesis, the author has studied the spent fuel pool cooling, in ordinary conditions and if the spent fuel pool loses its cooling system, using the CFD program STAR-CCM+. Afterwards, the spent fuel pool cooling has been studied through the use of passive systems. Those two systems are able to cool the spent fuel assemblies in a passive way during a certain period of time after losing the cooling system. As a consequence, the pool´s water would boil later and the spent fuel pools safety would be enhanced.

Caracterización de capas de óxidos en aceros inoxidables austeníticos. Impacto sobre la industria nuclear

Este trabajo tiene como objeto caracterizar las capas de óxido formadas en el acero AISI 316L en función de la deformación del material y de su contenido en Cr a distintas temperaturas. Este acero se utiliza en los internos de las vasijas de los reactores nucleares de agua ligera, y un mejor conocimiento de su proceso de oxidación puede suponer un avance en el desarrollo de los reactores de cuarta generación. Para ello se realizaron ensayos termogravimétricos y se analizaron los resultados con técnicas de microscopía óptica y electrónica, espectrometría y difracción de rayos X. Los resultados obtenidos muestran la similitud en morfología y composición elemental de los óxidos formados en muestras de este acero con distintos grados de deformación y contenido en Cr y las diferencias resultantes en cuanto a la ganancia de masa. Abstract The object of this work is to characterize the oxide layers formed in AISI 316L steel based on the material deformation and its Cr content at various temperatures. This kind of steel is used in the inside elements of the light water nuclear reactor vessels and further knowledge in the oxidation process could mean a greater development in fourth generation reactors. Thermogravimetric tests were undertaken for this purpose, leading to the results analysis with the use of optical and electronic microscopic techniques as well as spectrometry and X–ray diffraction. The obtained results show the resemblance in the morphology and elemental composition of the oxides formed in samples of this steel with different deformation and Cr content degrees. The results also showed differences in the mass gain.