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.

Aplicación de método de los elementos finitos a los problemas de amplificación dinámica de suelos

En el análisis de estructuras situadas en un emplazamiento de riesgo sísmico, es necesario conocer las característiias de un posible movimiento sísmico actuante, en la cota de cimentación de la estructura. La importancia del papel que juega el suelo circundante a la estructura en la modificación de las características del movimientos sísmico (principalmente en cuanto a amplitudes y contenido frecuencial), es bien conocida, denominándose amplificación sísmica a este fenómeno. En el caso de estructuras importantes, como Centrales Nucleares, presas, etc., o terrenos muy blandos, la presencia de la propia estructura también afecta de forma significativa al movimiento, dando lu gar al fenómeno de la interacción suelo-estructura. En esta comunicación se tratará únicamente del problema de la amplificación de las ondas sísmicas causantes del movimiento del suelo, y del análisis de la respuesta del mismo en ausencia de la estructura. Este movimiento del suelo denominado "movimiento del campo libre"(free field motion) puede, bien ser utilizado directamente en el análisis de la estructura, despreciando los efectos de la interacción, o emplearse como "input" en ciertas técnicas de análisis de interacción suelo-estructura.

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.

Verificación experimental de las correlaciones de transferencia de calor por ebullición en película, en piscina, en torno a esferas

La ebullición en película es el mecanismo de transferencia de calor básico que acopla térmicamente un líquido y una superficie caliente cuando existe una gran diferencia de temperatura entre ambos. El conocimiento preciso del comportamiento de este mecanismo térmico en torno a esferas es necesario para el análisis de seguridad de escenarios industriales en los que exista contacto entre un líquido y un material fundido fragmentado, generalmente en piezas esferoidales, y resulta esencial para garantizar la seguridad de los reactores nucleares ante escenarios accidentales de muy baja probabilidad, pero de gran severidad, en los que se postule la rotura en guillotina del circuito de refrigeración del reactor simultánea al fallo total activo del sistema de refrigeración de emergencia del núcleo. En tal hipotético escenario, se produciría la fusión del combustible en el plazo de algunas horas, con dispersión y relocalización de fragmentos sólidos esferoidales a muy alta temperatura. Para hacer frente a este escenario se precisa desarrollar procedimientos automáticos y manuales de operación de emergencia, resultando imprescindible disponer de modelos térmicos confiables, con un calificado soporte experimental, que permitan analizar de forma realista la refrigeración por ebullición en película, en modo ebullición en piscina, de las geometrías esferoidales sólidas resultantes. En el presente trabajo UNET-UPM abordan la verificación de las correlaciones más conocidas para ebullición en película en piscina en torno a esferas, mediante la comparación de las mismas con los resultados experimentales obtenidos por Liu-Theofanous. Algunos de los aspectos resaltantes son la limitada aplicabilidad de la correlación empírica de Frederking-Clark, el buen ajuste que muestran las correlaciones de Tou- Tso y de Grigoriew frente a los datos experimentales usados, y las deficiencias que muestran las correlaciones que toman en cuenta el subenfriamiento del líquido, sobre todo a altos niveles de subenfriamiento. En una futura segunda fase de esta investigación, de tipo analítica-numérica-experimental, se abordará en el desarrollo de nuevas correlaciones semi-empíricas, de mejor ajuste, que permitan una mejor capacidad predictiva en los modelos.

Revisión general de la transferencia de calor por ebullición en película en piscina

La ebullición en película es el mecanismo de transferencia de calor básico que acopla térmicamente un líquido, saturado o subenfriado, y una superficie caliente cuando existe una gran diferencia de temperatura entre ambos. Dicho mecanismo presenta la complejidad física asociada a la existencia de una capa límite convectiva de vapor en torno a la superficie caliente, así como al acoplamiento térmico radiante entre la superficie y los dos medios participativos que la rodean (vapor y líquido). Este mecanismo tiene aplicaciones tecnológicas de interés en propulsión aeroespacial, en sistemas criogénicos, en procesos industriales metalúrgicos, y en otras áreas de la Ingeniería en donde existe la necesidad de enfriar mediante ebullición superficies a alta temperatura. Por otra parte, la refrigeración por ebullición en película es un mecanismo que resulta de importancia esencial en el análisis de la seguridad de procesos industriales en los que sea previsible la interacción de agua y materiales fundidos, entre los que cabe destacar el caso de los reactores nucleares ante escenarios de riesgo en los que el acoplamiento térmico convectivo-radiante entre el combustible nuclear y el refrigerante, e incluso entre la superficie exterior de la vasija y el refrigerante, garantiza el cumplimiento de los criterios de aceptación en caso de fallo mecánico importante del sistema de refrigeración del reactor. En el presente trabajo, y para identificar el marco en que UNET-UPM desarrollará sus investigaciones sobre ebullición en película en piscina en torno a esferas, se realiza una revisión de los estudios más relevantes desarrollados en esta temática, en la que las primeras investigaciones teóricas y experimentales, de tipo fundamental, se remontan al periodo 1950-65 en que se desarrollaron los primeros proyectos de navegación espacial, y se diseñaron y construyeron los primeros reactores nucleares de aplicación comercial, promoviéndose posteriormente numerosas investigaciones que aportaron correlaciones "ad-hoc" de aplicación restringida a ciertas tecnologías, así como otras de propósito general, de menor precisión pero con mayor soporte teórico.

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.

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

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

Evaluation of reactivity monitoring techniques at the Yalina – Booster subcritical facility

La gestión de los residuos radiactivos de vida larga producidos en los reactores nucleares constituye uno de los principales desafíos de la tecnología nuclear en la actualidad. Una posible opción para su gestión es la transmutación de los nucleidos de vida larga en otros de vida más corta. Los sistemas subcríticos guiados por acelerador (ADS por sus siglas en inglés) son una de las tecnologías en desarrollo para logar este objetivo. Un ADS consiste en un reactor nuclear subcrítico mantenido en un estado estacionario mediante una fuente externa de neutrones guiada por un acelerador de partículas. El interés de estos sistemas radica en su capacidad para ser cargados con combustibles que tengan contenidos de actínidos minoritarios mayores que los reactores críticos convencionales, y de esta manera, incrementar las tasas de trasmutación de estos elementos, que son los principales responsables de la radiotoxicidad a largo plazo de los residuos nucleares. Uno de los puntos clave que han sido identificados para la operación de un ADS a escala industrial es la necesidad de monitorizar continuamente la reactividad del sistema subcrítico durante la operación. Por esta razón, desde los años 1990 se han realizado varios experimentos en conjuntos subcríticos de potencia cero (MUSE, RACE, KUCA, Yalina, GUINEVERE/FREYA) con el fin de validar experimentalmente estas técnicas. En este contexto, la presente tesis se ocupa de la validación de técnicas de monitorización de la reactividad en el conjunto subcrítico Yalina-Booster. Este conjunto pertenece al Joint Institute for Power and Nuclear Research (JIPNR-Sosny) de la Academia Nacional de Ciencias de Bielorrusia. Dentro del proyecto EUROTRANS del 6º Programa Marco de la UE, en el año 2008 se ha realizado una serie de experimentos en esta instalación concernientes a la monitorización de la reactividad bajo la dirección del CIEMAT. Se han realizado dos tipos de experimentos: experimentos con una fuente de neutrones pulsada (PNS) y experimentos con una fuente continua con interrupciones cortas (beam trips). En el caso de los primeros, experimentos con fuente pulsada, existen dos técnicas fundamentales para medir la reactividad, conocidas como la técnica del ratio bajo las áreas de los neutrones inmediatos y retardados (o técnica de Sjöstrand) y la técnica de la constante de decaimiento de los neutrones inmediatos. Sin embargo, varios experimentos han mostrado la necesidad de aplicar técnicas de corrección para tener en cuenta los efectos espaciales y energéticos presentes en un sistema real y obtener valores precisos de la reactividad. En esta tesis, se han investigado estas correcciones mediante simulaciones del sistema con el código de Montecarlo MCNPX. Esta investigación ha servido también para proponer una versión generalizada de estas técnicas donde se buscan relaciones entre la reactividad el sistema y las cantidades medidas a través de simulaciones de Monte Carlo. El segundo tipo de experimentos, experimentos con una fuente continua e interrupciones del haz, es más probable que sea empleado en un ADS industrial. La versión generalizada de las técnicas desarrolladas para los experimentos con fuente pulsada también ha sido aplicada a los resultados de estos experimentos. Además, el trabajo presentado en esta tesis es la primera vez, en mi conocimiento, en que la reactividad de un sistema subcrítico se monitoriza durante la operación con tres técnicas simultáneas: la técnica de la relación entre la corriente y el flujo (current-to-flux), la técnica de desconexión rápida de la fuente (source-jerk) y la técnica del decaimiento de los neutrones inmediatos. Los casos analizados incluyen la variación rápida de la reactividad del sistema (inserción y extracción de las barras de control) y la variación rápida de la fuente de neutrones (interrupción larga del haz y posterior recuperación). ABSTRACT The management of long-lived radioactive wastes produced by nuclear reactors constitutes one of the main challenges of nuclear technology nowadays. A possible option for its management consists in the transmutation of long lived nuclides into shorter lived ones. Accelerator Driven Subcritical Systems (ADS) are one of the technologies in development to achieve this goal. An ADS consists in a subcritical nuclear reactor maintained in a steady state by an external neutron source driven by a particle accelerator. The interest of these systems lays on its capacity to be loaded with fuels having larger contents of minor actinides than conventional critical reactors, and in this way, increasing the transmutation rates of these elements, that are the main responsible of the long-term radiotoxicity of nuclear waste. One of the key points that have been identified for the operation of an industrial-scale ADS is the need of continuously monitoring the reactivity of the subcritical system during operation. For this reason, since the 1990s a number of experiments have been conducted in zero-power subcritical assemblies (MUSE, RACE, KUCA, Yalina, GUINEVERE/FREYA) in order to experimentally validate these techniques. In this context, the present thesis is concerned with the validation of reactivity monitoring techniques at the Yalina-Booster subcritical assembly. This assembly belongs to the Joint Institute for Power and Nuclear Research (JIPNR-Sosny) of the National Academy of Sciences of Belarus. Experiments concerning reactivity monitoring have been performed in this facility under the EUROTRANS project of the 6th EU Framework Program in year 2008 under the direction of CIEMAT. Two types of experiments have been carried out: experiments with a pulsed neutron source (PNS) and experiments with a continuous source with short interruptions (beam trips). For the case of the first ones, PNS experiments, two fundamental techniques exist to measure the reactivity, known as the prompt-to-delayed neutron area-ratio technique (or Sjöstrand technique) and the prompt neutron decay constant technique. However, previous experiments have shown the need to apply correction techniques to take into account the spatial and energy effects present in a real system and thus obtain accurate values for the reactivity. In this thesis, these corrections have been investigated through simulations of the system with the Monte Carlo code MCNPX. This research has also served to propose a generalized version of these techniques where relationships between the reactivity of the system and the measured quantities are obtained through Monte Carlo simulations. The second type of experiments, with a continuous source with beam trips, is more likely to be employed in an industrial ADS. The generalized version of the techniques developed for the PNS experiments has also been applied to the result of these experiments. Furthermore, the work presented in this thesis is the first time, to my knowledge, that the reactivity of a subcritical system has been monitored during operation simultaneously with three different techniques: the current-to-flux, the source-jerk and the prompt neutron decay techniques. The cases analyzed include the fast variation of the system reactivity (insertion and extraction of a control rod) and the fast variation of the neutron source (long beam interruption and subsequent recovery).

Agujerear el mundo. Un gran tour dibujado por cabañas, cámaras y trincheras

Se presenta una serie de dibujos que vienen a traducir un encuentro experiencial y existencial con tres arquitecturas-paisaje apenas estudiadas. Son lecturas gráficas de tres figuras espaciales y ontológicas. Casos concretos de cabañas, cámaras y trincheras, que analizados desde una perspectiva histórica aportan claves a cuestiones nucleares en nuestro tiempo -como son la autoconstrucción, la auto-organización y la emancipación. Nociones que están siendo claves en el seno de los actuales movimientos sociales y que, sin embargo, no están encontrando una posición en el debate de la sostenibilidad. Se trata de abrir la vía a la reapropiación por parte de los no-expertos y recuperar una dimensión medial para la arquitectura, la posibilidad de funcionar como un medio, como un transmisor capaz de inducir lecturas del mundo

Efectos de generación y optimización de librerías de secciones eficaces en el análisis de transitorios en reactores PWR

Los análisis de los transitorios y situaciones accidentales de los reactores de agua ligera requieren el uso de simuladores y códigos a nivel de núcleo completo con modelos de cinética 3D. Normalmente estos códigos utilizan como datos de entrada librerías de secciones eficaces compiladas en tablas multidimensionales. En este caso, los errores de interpolación, originados a la hora de computar los valores de las secciones eficaces a partir de los puntos de la tabla, son una fuente de incertidumbre en el cálculo del parámetro k-efectiva y deben de tenerse en cuenta. Estos errores dependen de la estructura de la malla de puntos que cubre el dominio de variación de cada una de las variables termo-hidráulicas en las que se tabula la librería de secciones eficaces, y pueden ser minimizados con la elección de una malla adecuada, a diferencia de los errores debidos a los datos nucleares. En esta ponencia se evalúa el impacto que tiene una determinada malla sobre un transitorio en un reactor PWR consistente en la expulsión de una barra de control. Para ello se han usado los códigos neutrónico y termo-hidráulico acoplados COBAYA3/COBRA-TF. Con este objetivo se ha escogido el OECD/NEA PWR MOX/UO2 rod ejection transient benchmark ya que proporciona unas composiciones isotópicas y unas configuraciones geométricas definidas que permiten el empleo de códigos lattice para generar librerías propias. El código de transporte utilizado para ello ha sido el código APOLLO2.8. Así mismo, ya que se proporcionaba también una librería como parte de las especificaciones, los efectos debidos a la generación de éstas sobre la respuesta del transitorio son analizados. Los resultados muestran grandes discrepancias al emplear la librería del benchmark o las librerías propias comparándolas con las soluciones de otros participantes. El origen de estas discrepancias se halla en las secciones eficaces nodales proporcionadas en el benchmark.

Diseño del curso para operador "Coeficientes inherentes de reactividad" a plataforma e-Learning

Las centrales nucleares necesitan de personal altamente especializado y formado. Es por ello por lo que el sector de la formación especializada en centrales nucleares necesita incorporar los últimos avances en métodos formativos. Existe una gran cantidad de cursos de formación presenciales y es necesario transformar dichos cursos para utilizarlos con las nuevas tecnologías de la información. Para ello se necesitan equipos multidisciplinares, en los que se incluyen ingenieros, que deben identificar los objetivos formativos, competencias, contenidos y el control de calidad del propio curso. En este proyecto se utilizan técnicas de ingeniería del conocimiento como eje metodológico para transformar un curso de formación presencial en formación on-line a través de tecnologías de la información. En la actualidad, las nuevas tecnologías de la información y comunicación están en constante evolución. De esta forma se han sumergido en el mundo transformando la visión que teníamos de éste para dar lugar a nuevas oportunidades. Es por ello que este proyecto busca la unión entre el e-learning y el mundo empresarial. El objetivo es el diseño, en plataforma e-learning, de un curso técnico que instruya a operadores de sala de control de una central nuclear. El trabajo realizado en este proyecto ha sido, además de transformar un curso presencial en on-line, en obtener una metodología para que otros cursos se puedan transformar. Para conseguir este cometido, debemos preocuparnos tanto por el contenido de los cursos como por su gestión. Por este motivo, el proyecto comienza con definiciones básicas de terminología propia de e-learning. Continúa con la generación de una metodología que aplique la gestión de conocimiento para transformar cualquier curso presencial a esta plataforma. Definida la metodología, se aplicará para el diseño del curso específico de Coeficientes Inherentes de Reactividad. Finaliza con un estudio económico que dé viabilidad al proyecto y con la creación de un modelo económico que estime el precio para cualquier curso futuro. Abstract Nuclear power plants need highly specialized and trained personnel. Thus, nuclear power plant Specialized Training Sector requires the incorporation of the latest advances in training methods. A large array of face-to-face training courses exist and it has become necessary to transform said courses in order to apply them with the new information systems available. For this, multidisciplinary equipment is needed where the engineering workforce must identify educational objectives, competences and abilities, contents and quality control of the different courses. In this project, knowledge engineering techniques are employed as the methodological axis in order to transform a face-to-face training course into on-line training through the use of new information technologies. Nowadays, new information and communication technologies are in constant evolution. They have introduced themselves into our world, transforming our previous vision of them, leading to new opportunities. For this reason, the present Project seeks to unite the use of e-learning and the Business and Corporate world. The main objective is the design, in an e-learning platform, of a technical course that will train nuclear power plant control-room operators. The work carried out in this Project has been, in addition to the transformation of a face-to-face course into an online one, the obtainment of a methodology to employ in the future transformation of other courses. In order to achieve this mission, our interest must focus on the content as well as on the management of the various courses. Hence, the Project starts with basic definitions of e-learning terminology. Next, a methodology that applies knowledge management for the transformation of any face-to-face course into e-learning has been generated. Once this methodology is defined, it has been applied for the design process of the Inherent Coefficients of Reactivity course. Finally, an economic study has been developed in order to determine the viability of the Project and an economic model has been created to estimate the price of any given course

Sistemas de salvaguardia en reactores EPR

En este documento se describe brevemente el funcionamiento de los diversos sistemas de una planta nuclear operada con un reactor de tipo PWR. Más concretamente, el proyecto se centra en una descripción exhaustiva de los sistemas de salvaguardia y seguridad que regulan el funcionamiento de un reactor de tipo EPR, así como la central nuclear que contiene a dicho reactor. El proceso ha consistido en clasificar y resumir los distintos sistemas que operan en dicha planta, estudiando sus características y parámetros de funcionamiento. También se han estudiado los accidentes más comunes que pueden tener lugar en este tipo de centrales nucleares. Tras el análisis y estudio realizado acerca del reactor EPR, se puede concluir que las centrales nucleares que operan con este tipo de reactor experimentan una serie de mejoras en cuanto a la prevención de accidentes, así como una serie de mejoras de diseño en una gran variedad de sistemas y elementos del reactor, como pueden ser la vasija, los SG, etc. ABSTRACT This document gives a brief description of the operation of several systems of a nuclear power plant operating with a PWR reactor. More specifically, the project focuses on a thorough description of the safety and security systems that govern the operation of an EPR reactor and its plant. The process consisted on classify and summarize the different operating systems of this nuclear plant, studying its characteristics and operating parameters. We have also studied the most common accidents that can occur in this type of nuclear power plants. After the analysis and study on the EPR reactor, it can be concluded that nuclear power plants operating with this type of reactor undergo a series of improvements in the prevention of accidents, as well as a number of design improvements in several reactor systems and components, such as the vessel, the SG, etc.

A model for turbulent combustion simulation of large scale hydrogen explosions

El agotamiento, la ausencia o, simplemente, la incertidumbre sobre la cantidad de las reservas de combustibles fósiles se añaden a la variabilidad de los precios y a la creciente inestabilidad en la cadena de aprovisionamiento para crear fuertes incentivos para el desarrollo de fuentes y vectores energéticos alternativos. El atractivo de hidrógeno como vector energético es muy alto en un contexto que abarca, además, fuertes inquietudes por parte de la población sobre la contaminación y las emisiones de gases de efecto invernadero. Debido a su excelente impacto ambiental, la aceptación pública del nuevo vector energético dependería, a priori, del control de los riesgos asociados su manipulación y almacenamiento. Entre estos, la existencia de un innegable riesgo de explosión aparece como el principal inconveniente de este combustible alternativo. Esta tesis investiga la modelización numérica de explosiones en grandes volúmenes, centrándose en la simulación de la combustión turbulenta en grandes dominios de cálculo en los que la resolución que es alcanzable está fuertemente limitada. En la introducción, se aborda una descripción general de los procesos de explosión. Se concluye que las restricciones en la resolución de los cálculos hacen necesario el modelado de los procesos de turbulencia y de combustión. Posteriormente, se realiza una revisión crítica de las metodologías disponibles tanto para turbulencia como para combustión, que se lleva a cabo señalando las fortalezas, deficiencias e idoneidad de cada una de las metodologías. Como conclusión de esta investigación, se obtiene que la única estrategia viable para el modelado de la combustión, teniendo en cuenta las limitaciones existentes, es la utilización de una expresión que describa la velocidad de combustión turbulenta en función de distintos parámetros. Este tipo de modelos se denominan Modelos de velocidad de llama turbulenta y permiten cerrar una ecuación de balance para la variable de progreso de combustión. Como conclusión también se ha obtenido, que la solución más adecuada para la simulación de la turbulencia es la utilización de diferentes metodologías para la simulación de la turbulencia, LES o RANS, en función de la geometría y de las restricciones en la resolución de cada problema particular. Sobre la base de estos hallazgos, el crea de un modelo de combustión en el marco de los modelos de velocidad de la llama turbulenta. La metodología propuesta es capaz de superar las deficiencias existentes en los modelos disponibles para aquellos problemas en los que se precisa realizar cálculos con una resolución moderada o baja. Particularmente, el modelo utiliza un algoritmo heurístico para impedir el crecimiento del espesor de la llama, una deficiencia que lastraba el célebre modelo de Zimont. Bajo este enfoque, el énfasis del análisis se centra en la determinación de la velocidad de combustión, tanto laminar como turbulenta. La velocidad de combustión laminar se determina a través de una nueva formulación capaz de tener en cuenta la influencia simultánea en la velocidad de combustión laminar de la relación de equivalencia, la temperatura, la presión y la dilución con vapor de agua. La formulación obtenida es válida para un dominio de temperaturas, presiones y dilución con vapor de agua más extenso de cualquiera de las formulaciones previamente disponibles. Por otra parte, el cálculo de la velocidad de combustión turbulenta puede ser abordado mediante el uso de correlaciones que permiten el la determinación de esta magnitud en función de distintos parámetros. Con el objetivo de seleccionar la formulación más adecuada, se ha realizado una comparación entre los resultados obtenidos con diversas expresiones y los resultados obtenidos en los experimentos. Se concluye que la ecuación debida a Schmidt es la más adecuada teniendo en cuenta las condiciones del estudio. A continuación, se analiza la importancia de las inestabilidades de la llama en la propagación de los frentes de combustión. Su relevancia resulta significativa para mezclas pobres en combustible en las que la intensidad de la turbulencia permanece moderada. Estas condiciones son importantes dado que son habituales en los accidentes que ocurren en las centrales nucleares. Por ello, se lleva a cabo la creación de un modelo que permita estimar el efecto de las inestabilidades, y en concreto de la inestabilidad acústica-paramétrica, en la velocidad de propagación de llama. El modelado incluye la derivación matemática de la formulación heurística de Bauwebs et al. para el cálculo de la incremento de la velocidad de combustión debido a las inestabilidades de la llama, así como el análisis de la estabilidad de las llamas con respecto a una perturbación cíclica. Por último, los resultados se combinan para concluir el modelado de la inestabilidad acústica-paramétrica. Tras finalizar esta fase, la investigación se centro en la aplicación del modelo desarrollado en varios problemas de importancia para la seguridad industrial y el posterior análisis de los resultados y la comparación de los mismos con los datos experimentales correspondientes. Concretamente, se abordo la simulación de explosiones en túneles y en contenedores, con y sin gradiente de concentración y ventilación. Como resultados generales, se logra validar el modelo confirmando su idoneidad para estos problemas. Como última tarea, se ha realizado un analisis en profundidad de la catástrofe de Fukushima-Daiichi. El objetivo del análisis es determinar la cantidad de hidrógeno que explotó en el reactor número uno, en contraste con los otros estudios sobre el tema que se han centrado en la determinación de la cantidad de hidrógeno generado durante el accidente. Como resultado de la investigación, se determinó que la cantidad más probable de hidrogeno que fue consumida durante la explosión fue de 130 kg. Es un hecho notable el que la combustión de una relativamente pequeña cantidad de hidrogeno pueda causar un daño tan significativo. Esta es una muestra de la importancia de este tipo de investigaciones. Las ramas de la industria para las que el modelo desarrollado será de interés abarca la totalidad de la futura economía de hidrógeno (pilas de combustible, vehículos, almacenamiento energético, etc) con un impacto especial en los sectores del transporte y la energía nuclear, tanto para las tecnologías de fisión y fusión. ABSTRACT The exhaustion, absolute absence or simply the uncertainty on the amount of the reserves of fossil fuels sources added to the variability of their prices and the increasing instability and difficulties on the supply chain are strong incentives for the development of alternative energy sources and carriers. The attractiveness of hydrogen in a context that additionally comprehends concerns on pollution and emissions is very high. Due to its excellent environmental impact, the public acceptance of the new energetic vector will depend on the risk associated to its handling and storage. Fromthese, the danger of a severe explosion appears as the major drawback of this alternative fuel. This thesis investigates the numerical modeling of large scale explosions, focusing on the simulation of turbulent combustion in large domains where the resolution achievable is forcefully limited. In the introduction, a general description of explosion process is undertaken. It is concluded that the restrictions of resolution makes necessary the modeling of the turbulence and combustion processes. Subsequently, a critical review of the available methodologies for both turbulence and combustion is carried out pointing out their strengths and deficiencies. As a conclusion of this investigation, it appears clear that the only viable methodology for combustion modeling is the utilization of an expression for the turbulent burning velocity to close a balance equation for the combustion progress variable, a model of the Turbulent flame velocity kind. Also, that depending on the particular resolution restriction of each problem and on its geometry the utilization of different simulation methodologies, LES or RANS, is the most adequate solution for modeling the turbulence. Based on these findings, the candidate undertakes the creation of a combustion model in the framework of turbulent flame speed methodology which is able to overcome the deficiencies of the available ones for low resolution problems. Particularly, the model utilizes a heuristic algorithm to maintain the thickness of the flame brush under control, a serious deficiency of the Zimont model. Under the approach utilized by the candidate, the emphasis of the analysis lays on the accurate determination of the burning velocity, both laminar and turbulent. On one side, the laminar burning velocity is determined through a newly developed correlation which is able to describe the simultaneous influence of the equivalence ratio, temperature, steam dilution and pressure on the laminar burning velocity. The formulation obtained is valid for a larger domain of temperature, steam dilution and pressure than any of the previously available formulations. On the other side, a certain number of turbulent burning velocity correlations are available in the literature. For the selection of the most suitable, they have been compared with experiments and ranked, with the outcome that the formulation due to Schmidt was the most adequate for the conditions studied. Subsequently, the role of the flame instabilities on the development of explosions is assessed. Their significance appears to be of importance for lean mixtures in which the turbulence intensity remains moderate. These are important conditions which are typical for accidents on Nuclear Power Plants. Therefore, the creation of a model to account for the instabilities, and concretely, the acoustic parametric instability is undertaken. This encloses the mathematical derivation of the heuristic formulation of Bauwebs et al. for the calculation of the burning velocity enhancement due to flame instabilities as well as the analysis of the stability of flames with respect to a cyclic velocity perturbation. The results are combined to build a model of the acoustic-parametric instability. The following task in this research has been to apply the model developed to several problems significant for the industrial safety and the subsequent analysis of the results and comparison with the corresponding experimental data was performed. As a part of such task simulations of explosions in a tunnel and explosions in large containers, with and without gradient of concentration and venting have been carried out. As a general outcome, the validation of the model is achieved, confirming its suitability for the problems addressed. As a last and final undertaking, a thorough study of the Fukushima-Daiichi catastrophe has been carried out. The analysis performed aims at the determination of the amount of hydrogen participating on the explosion that happened in the reactor one, in contrast with other analysis centered on the amount of hydrogen generated during the accident. As an outcome of the research, it was determined that the most probable amount of hydrogen exploding during the catastrophe was 130 kg. It is remarkable that the combustion of such a small quantity of material can cause tremendous damage. This is an indication of the importance of these types of investigations. The industrial branches that can benefit from the applications of the model developed in this thesis include the whole future hydrogen economy, as well as nuclear safety both in fusion and fission technology.

Revisión de la norma sismorresistente PDS-1. Sugerencias de algunas posibles modificaciones

Las mayores dificultades que aparecen en una futura reedición de la Norma Sismorresistente son probablemente las derivadas de una carencia casi absoluta de datos básicos recogidos en el territorio nacional, y en particular los referentes a registros de acelerogramas acaecidos en los últimos años. Por otra parte, si bien la información histórica de los seísmos descritos en términos cualitativos - intensidades- es suficientemente extensa, no existe hasta la fecha un mapa adecuado de riesgo sísmico que comprenda todo el país. La incertidumbre representada por las anteriores limitaciones debe de ser subsanada en la redacción de una nueva norma, mediante un enérgico programa de trabajo, que incluya como objetivo prioritario, la aportación de los anteriores datos básicos referidos a España. Esta nota hace referencia, de un modo específico, a los criterios que deberían ser considerados en la modificación del espectro básico de respuesta al tener en cuenta la influencia del terreno bajo la cimentación (amplificación del suelo). Aquí no se incluyen los efectos del tipo de cimentación, que deberían ser considerados de un modo separado así como la interacción dinámica suelo-estructura, que constituye una situación más compleja y cuyo estudio exige al menos el conocimiento de la amplificación del suelo y que se suele llevar a cabo en el caso de estructuras importantes (centrales nucleares, presas de tierra, etc.) que no deben ser objetivo prioritario de una norma sismorresistente de aplicación más general a edificación normal

Consideraciones sísmicas en el proyecto de puentes

Dada la gran amplitud temática, que puede incluirse dentro del epígrafe "Consideraciones sísmicas en el proyecto de puentes" ha parecido conveniente reducirlo aquí a los tipos más frecuentes, de hormigón armado y pretensado, que aparecen en las modernas autopistas. No se comentan, por lo tanto, otros grupos estructurales de puentes, como colgantes, atirantados, arcos etc., ni metálicos, que si bien de gran interés, implicarían una excesiva extensión a esta exposición.