Analysis of service-oriented computing systems

La computación basada en servicios (Service-Oriented Computing, SOC) se estableció como un paradigma ampliamente aceptado para el desarollo de sistemas de software flexibles, distribuidos y adaptables, donde las composiciones de los servicios realizan las tareas más complejas o de nivel más alto, frecuentemente tareas inter-organizativas usando los servicios atómicos u otras composiciones de servicios. En tales sistemas, las propriedades de la calidad de servicio (Quality of Service, QoS), como la rapídez de procesamiento, coste, disponibilidad o seguridad, son críticas para la usabilidad de los servicios o sus composiciones en cualquier aplicación concreta. El análisis de estas propriedades se puede realizarse de una forma más precisa y rica en información si se utilizan las técnicas de análisis de programas, como el análisis de complejidad o de compartición de datos, que son capables de analizar simultáneamente tanto las estructuras de control como las de datos, dependencias y operaciones en una composición. El análisis de coste computacional para la composicion de servicios puede ayudar a una monitorización predictiva así como a una adaptación proactiva a través de una inferencia automática de coste computacional, usando los limites altos y bajos como funciones del valor o del tamaño de los mensajes de entrada. Tales funciones de coste se pueden usar para adaptación en la forma de selección de los candidatos entre los servicios que minimizan el coste total de la composición, basado en los datos reales que se pasan al servicio. Las funciones de coste también pueden ser combinadas con los parámetros extraídos empíricamente desde la infraestructura, para producir las funciones de los límites de QoS sobre los datos de entrada, cuales se pueden usar para previsar, en el momento de invocación, las violaciones de los compromisos al nivel de servicios (Service Level Agreements, SLA) potenciales or inminentes. En las composiciones críticas, una previsión continua de QoS bastante eficaz y precisa se puede basar en el modelado con restricciones de QoS desde la estructura de la composition, datos empiricos en tiempo de ejecución y (cuando estén disponibles) los resultados del análisis de complejidad. Este enfoque se puede aplicar a las orquestaciones de servicios con un control centralizado del flujo, así como a las coreografías con participantes multiples, siguiendo unas interacciones complejas que modifican su estado. El análisis del compartición de datos puede servir de apoyo para acciones de adaptación, como la paralelización, fragmentación y selección de los componentes, las cuales son basadas en dependencias funcionales y en el contenido de información en los mensajes, datos internos y las actividades de la composición, cuando se usan construcciones de control complejas, como bucles, bifurcaciones y flujos anidados. Tanto las dependencias funcionales como el contenido de información (descrito a través de algunos atributos definidos por el usuario) se pueden expresar usando una representación basada en la lógica de primer orden (claúsulas de Horn), y los resultados del análisis se pueden interpretar como modelos conceptuales basados en retículos. ABSTRACT Service-Oriented Computing (SOC) is a widely accepted paradigm for development of flexible, distributed and adaptable software systems, in which service compositions perform more complex, higher-level, often cross-organizational tasks using atomic services or other service compositions. In such systems, Quality of Service (QoS) properties, such as the performance, cost, availability or security, are critical for the usability of services and their compositions in concrete applications. Analysis of these properties can become more precise and richer in information, if it employs program analysis techniques, such as the complexity and sharing analyses, which are able to simultaneously take into account both the control and the data structures, dependencies, and operations in a composition. Computation cost analysis for service composition can support predictive monitoring and proactive adaptation by automatically inferring computation cost using the upper and lower bound functions of value or size of input messages. These cost functions can be used for adaptation by selecting service candidates that minimize total cost of the composition, based on the actual data that is passed to them. The cost functions can also be combined with the empirically collected infrastructural parameters to produce QoS bounds functions of input data that can be used to predict potential or imminent Service Level Agreement (SLA) violations at the moment of invocation. In mission-critical applications, an effective and accurate continuous QoS prediction, based on continuations, can be achieved by constraint modeling of composition QoS based on its structure, known data at runtime, and (when available) the results of complexity analysis. This approach can be applied to service orchestrations with centralized flow control, and choreographies with multiple participants with complex stateful interactions. Sharing analysis can support adaptation actions, such as parallelization, fragmentation, and component selection, which are based on functional dependencies and information content of the composition messages, internal data, and activities, in presence of complex control constructs, such as loops, branches, and sub-workflows. Both the functional dependencies and the information content (described using user-defined attributes) can be expressed using a first-order logic (Horn clause) representation, and the analysis results can be interpreted as a lattice-based conceptual models.

Model-based Self-awareness Patterns for Autonomy

Los sistemas técnicos son cada vez más complejos, incorporan funciones más avanzadas, están más integrados con otros sistemas y trabajan en entornos menos controlados. Todo esto supone unas condiciones más exigentes y con mayor incertidumbre para los sistemas de control, a los que además se demanda un comportamiento más autónomo y fiable. La adaptabilidad de manera autónoma es un reto para tecnologías de control actualmente. El proyecto de investigación ASys propone abordarlo trasladando la responsabilidad de la capacidad de adaptación del sistema de los ingenieros en tiempo de diseño al propio sistema en operación. Esta tesis pretende avanzar en la formulación y materialización técnica de los principios de ASys de cognición y auto-consciencia basadas en modelos y autogestión de los sistemas en tiempo de operación para una autonomía robusta. Para ello el trabajo se ha centrado en la capacidad de auto-conciencia, inspirada en los sistemas biológicos, y se ha explorado la posibilidad de integrarla en la arquitectura de los sistemas de control. Además de la auto-consciencia, se han explorado otros temas relevantes: modelado funcional, modelado de software, tecnología de los patrones, tecnología de componentes, tolerancia a fallos. Se ha analizado el estado de la técnica en los ámbitos pertinentes para las cuestiones de la auto-consciencia y la adaptabilidad en sistemas técnicos: arquitecturas cognitivas, control tolerante a fallos, y arquitecturas software dinámicas y computación autonómica. El marco teórico de ASys existente de sistemas autónomos cognitivos ha sido adaptado para servir de base para este análisis de autoconsciencia y adaptación y para dar sustento conceptual al posterior desarrollo de la solución. La tesis propone una solución general de diseño para la construcción de sistemas autónomos auto-conscientes. La idea central es la integración de un meta-controlador en la arquitectura de control del sistema autónomo, capaz de percibir la estado funcional del sistema de control y, si es necesario, reconfigurarlo en tiempo de operación. Esta solución de metacontrol se ha formalizado en cuatro patrones de diseño: i) el Patrón Metacontrol, que define la integración de un subsistema de metacontrol, responsable de controlar al propio sistema de control a través de la interfaz proporcionada por su plataforma de componentes, ii) el patrón Bucle de Control Epistémico, que define un bucle de control cognitivo basado en el modelos y que se puede aplicar al diseño del metacontrol, iii) el patrón de Reflexión basada en Modelo Profundo propone una solución para construir el modelo ejecutable utilizado por el meta-controlador mediante una transformación de modelo a modelo a partir del modelo de ingeniería del sistema, y, finalmente, iv) el Patrón Metacontrol Funcional, que estructura el meta-controlador en dos bucles, uno para el control de la configuración de los componentes del sistema de control, y otro sobre éste, controlando las funciones que realiza dicha configuración de componentes; de esta manera las consideraciones funcionales y estructurales se desacoplan. La Arquitectura OM y el metamodelo TOMASys son las piezas centrales del marco arquitectónico desarrollado para materializar la solución compuesta de los patrones anteriores. El metamodelo TOMASys ha sido desarrollado para la representación de la estructura y su relación con los requisitos funcionales de cualquier sistema autónomo. La Arquitectura OM es un patrón de referencia para la construcción de una metacontrolador integrando los patrones de diseño propuestos. Este meta-controlador se puede integrar en la arquitectura de cualquier sistema control basado en componentes. El elemento clave de su funcionamiento es un modelo TOMASys del sistema decontrol, que el meta-controlador usa para monitorizarlo y calcular las acciones de reconfiguración necesarias para adaptarlo a las circunstancias en cada momento. Un proceso de ingeniería, complementado con otros recursos, ha sido elaborado para guiar la aplicación del marco arquitectónico OM. Dicho Proceso de Ingeniería OM define la metodología a seguir para construir el subsistema de metacontrol para un sistema autónomo a partir del modelo funcional del mismo. La librería OMJava proporciona una implementación del meta-controlador OM que se puede integrar en el control de cualquier sistema autónomo, independientemente del dominio de la aplicación o de su tecnología de implementación. Para concluir, la solución completa ha sido validada con el desarrollo de un robot móvil autónomo que incorpora un meta-controlador con la Arquitectura OM. Las propiedades de auto-consciencia y adaptación proporcionadas por el meta-controlador han sido validadas en diferentes escenarios de operación del robot, en los que el sistema era capaz de sobreponerse a fallos en el sistema de control mediante reconfiguraciones orquestadas por el metacontrolador. ABSTRACT Technical systems are becoming more complex, they incorporate more advanced functionalities, they are more integrated with other systems and they are deployed in less controlled environments. All this supposes a more demanding and uncertain scenario for control systems, which are also required to be more autonomous and dependable. Autonomous adaptivity is a current challenge for extant control technologies. The ASys research project proposes to address it by moving the responsibility for adaptivity from the engineers at design time to the system at run-time. This thesis has intended to advance in the formulation and technical reification of ASys principles of model-based self-cognition and having systems self-handle at runtime for robust autonomy. For that it has focused on the biologically inspired capability of self-awareness, and explored the possibilities to embed it into the very architecture of control systems. Besides self-awareness, other themes related to the envisioned solution have been explored: functional modeling, software modeling, patterns technology, components technology, fault tolerance. The state of the art in fields relevant for the issues of self-awareness and adaptivity has been analysed: cognitive architectures, fault-tolerant control, and software architectural reflection and autonomic computing. The extant and evolving ASys Theoretical Framework for cognitive autonomous systems has been adapted to provide a basement for this selfhood-centred analysis and to conceptually support the subsequent development of our solution. The thesis proposes a general design solution for building self-aware autonomous systems. Its central idea is the integration of a metacontroller in the control architecture of the autonomous system, capable of perceiving the functional state of the control system and reconfiguring it if necessary at run-time. This metacontrol solution has been formalised into four design patterns: i) the Metacontrol Pattern, which defines the integration of a metacontrol subsystem, controlling the domain control system through an interface provided by its implementation component platform, ii) the Epistemic Control Loop pattern, which defines a modelbased cognitive control loop that can be applied to the design of such a metacontroller, iii) the Deep Model Reflection pattern proposes a solution to produce the online executable model used by the metacontroller by model-to-model transformation from the engineering model, and, finally, iv) the Functional Metacontrol pattern, which proposes to structure the metacontroller in two loops, one for controlling the configuration of components of the controller, and another one on top of the former, controlling the functions being realised by that configuration; this way the functional and structural concerns become decoupled. The OM Architecture and the TOMASys metamodel are the core pieces of the architectural framework developed to reify this patterned solution. The TOMASys metamodel has been developed for representing the structure and its relation to the functional requirements of any autonomous system. The OM architecture is a blueprint for building a metacontroller according to the patterns. This metacontroller can be integrated on top of any component-based control architecture. At the core of its operation lies a TOMASys model of the control system. An engineering process and accompanying assets have been constructed to complete and exploit the architectural framework. The OM Engineering Process defines the process to follow to develop the metacontrol subsystem from the functional model of the controller of the autonomous system. The OMJava library provides a domain and application-independent implementation of an OM Metacontroller than can be used in the implementation phase of OMEP. Finally, the complete solution has been validated in the development of an autonomous mobile robot that incorporates an OM metacontroller. The functional selfawareness and adaptivity properties achieved thanks to the metacontrol system have been validated in different scenarios. In these scenarios the robot was able to overcome failures in the control system thanks to reconfigurations performed by the metacontroller.

Conceptual design of the beryllium rotating target for the ESS-Bilbao facility

The ESS-Bilbao facility, hosted by the University of the Basque Country (UPV/EHU), envisages the operation of a high-current proton accelerator delivering beams with energies up to 50 MeV. The time-averaged proton current will be 2.25 mA, delivered by 1.5 ms proton pulses with a repetition rate of 20 Hz. This beam will feed a neutron source based upon the Be (p,n) reaction, which will enable the provision of relevant neutron experimentation capabilities. The neutron source baseline concept consists in a rotating beryllium target cooled by water. The target structure will comprise a rotatable disk made of 6061-T6 aluminium alloy holding 20 beryllium plates. Heat dissipation from the target relies upon a distribution of coolant-flow channels. The practical implementation of such a concept is here described with emphasis put on the beryllium plates thermo-mechanical optimization, the chosen coolant distribution system as well as the mechanical behavior of the assembly.

Analysis of the operator action and the single failure criteria in a SGTR sequence using best estimate assumptions with TRACE 5.0

Steam Generator Tube Rupture (SGTR) sequences in Pressurized Water Reactors are known to be one of the most demanding transients for the operating crew. SGTR are a special kind of transient as they could lead to radiological releases without core damage or containment failure, as they can constitute a direct path from the reactor coolant system to the environment. The first methodology used to perform the Deterministic Safety Analysis (DSA) of a SGTR did not credit the operator action for the first 30 min of the transient, assuming that the operating crew was able to stop the primary to secondary leakage within that period of time. However, the different real SGTR accident cases happened in the USA and over the world demonstrated that the operators usually take more than 30 min to stop the leakage in actual sequences. Some methodologies were raised to overcome that fact, considering operator actions from the beginning of the transient, as it is done in Probabilistic Safety Analysis. This paper presents the results of comparing different assumptions regarding the single failure criteria and the operator action taken from the most common methodologies included in the different Deterministic Safety Analysis. One single failure criteria that has not been analysed previously in the literature is proposed and analysed in this paper too. The comparison is done with a PWR Westinghouse three loop model in TRACE code (Almaraz NPP) with best estimate assumptions but including deterministic hypothesis such as single failure criteria or loss of offsite power. The behaviour of the reactor is quite diverse depending on the different assumptions made regarding the operator actions. On the other hand, although there are high conservatisms included in the hypothesis, as the single failure criteria, all the results are quite far from the regulatory limits. In addition, some improvements to the Emergency Operating Procedures to minimize the offsite release from the damaged SG in case of a SGTR are outlined taking into account the offsite dose sensitivity results.

Assessment of CTF boiling transition and critical heat flux modeling capabilities using the OECD/NRC BFBT and PSBT benchmark databases

Over the last few years, the Pennsylvania State University (PSU) under the sponsorship of the US Nuclear Regulatory Commission (NRC) has prepared, organized, conducted, and summarized two international benchmarks based on the NUPEC data—the OECD/NRC Full-Size Fine-Mesh Bundle Test (BFBT) Benchmark and the OECD/NRC PWR Sub-Channel and Bundle Test (PSBT) Benchmark. The benchmarks’ activities have been conducted in cooperation with the Nuclear Energy Agency/Organization for Economic Co-operation and Development (NEA/OECD) and the Japan Nuclear Energy Safety (JNES) Organization. This paper presents an application of the joint Penn State University/Technical University of Madrid (UPM) version of the well-known sub-channel code COBRA-TF (Coolant Boiling in Rod Array-Two Fluid), namely, CTF, to the steady state critical power and departure from nucleate boiling (DNB) exercises of the OECD/NRC BFBT and PSBT benchmarks. The goal is two-fold: firstly, to assess these models and to examine their strengths and weaknesses; and secondly, to identify the areas for improvement.

Nonparametric generalized belief propagation based on pseudo-junction tree for cooperative localization in wireless networks

Non-parametric belief propagation (NBP) is a well-known message passing method for cooperative localization in wireless networks. However, due to the over-counting problem in the networks with loops, NBP’s convergence is not guaranteed, and its estimates are typically less accurate. One solution for this problem is non-parametric generalized belief propagation based on junction tree. However, this method is intractable in large-scale networks due to the high-complexity of the junction tree formation, and the high-dimensionality of the particles. Therefore, in this article, we propose the non-parametric generalized belief propagation based on pseudo-junction tree (NGBP-PJT). The main difference comparing with the standard method is the formation of pseudo-junction tree, which represents the approximated junction tree based on thin graph. In addition, in order to decrease the number of high-dimensional particles, we use more informative importance density function, and reduce the dimensionality of the messages. As by-product, we also propose NBP based on thin graph (NBP-TG), a cheaper variant of NBP, which runs on the same graph as NGBP-PJT. According to our simulation and experimental results, NGBP-PJT method outperforms NBP and NBP-TG in terms of accuracy, computational, and communication cost in reasonably sized networks.

Supporting pruning in tabled LP

This paper analyzes issues which appear when supporting pruning operators in tabled LP. A version of the once/1 control predicate tailored for tabled predicates is presented, and an implementation analyzed and evaluated. Using once/1 with answer-on-demand strategies makes it possible to avoid computing unneeded solutions for problems which can benefit from tabled LP but in which only a single solution is needed, such as model checking and planning. The proposed version of once/1 is also directly applicable to the efficient implementation of other optimizations, such as early completion, cut-fail loops (to, e.g., prune at the top level), if-then-else, and constraint-based branch-and-bound optimization. Although once/1 still presents open issues such as dependencies of tabled solutions on program history, our experimental evaluation confirms that it provides an arbitrarily large efficiency improvement in several application areas.

Diseño acústico y electroacústico de Waipahu Transit Center en Honolulú, Hawái

El objetivo de este Proyecto Fin de Grado es el diseño de megafonía y PAGA (Public Address /General Alarm) de la estación de tren Waipahu Transit Center en la ciudad de Honolulú, Hawái. Esta estación forma parte de una nueva línea de tren que está en proceso de construcción actualmente llamada Honolulu Rail Transit. Inicialmente la línea de tren constará de 21 estaciones, en las que prácticamente todas están diseñadas como pasos elevados usando como referencia las autopistas que cruzan la isla. Se tiene prevista su fecha de finalización en el año 2019, aunque las primeras estaciones se inaugurarán en 2017. Se trata en primer lugar un estudio acústico del recinto a sonorizar, eligiendo los equipos necesarios: conmutadores, altavoces, amplificadores, procesador, equipo de control y micrófonos. Este primer estudio sirve para obtener una aproximación de equipos necesarios, así como la posible situación de estos dentro de la estación. Tras esto, se procede a la simulación de la estación mediante el programa de simulación acústica y electroacústica EASE 4.4. Para ello, se diseña la estación en un modelo 3D, en el que cada superficie se asocia a su material correspondiente. Para facilitar el diseño y el cómputo de las simulaciones se divide la estación en 3 partes por separado. Cada una corresponde a un nivel de la estación: Ground level, el nivel inferior que contiene la entrada; Concourse Level, pasillo que comunica los dos andenes; y Platform Level, en el que realizarán las paradas los trenes. Una vez realizado el diseño se procede al posicionamiento de altavoces en los diferentes niveles de la estación. Debido al clima existente en la isla, el cual ronda los 20°C a lo largo de todo el año, no es necesaria la instalación de sistemas de aire acondicionado o calefacción, por lo que la estación no está totalmente cerrada. Esto supone un problema al realizar las simulaciones en EASE, ya que al tratarse de un recinto abierto se deberán hallar parámetros como el tiempo de reverberación o el volumen equivalente por otros medios. Para ello, se utilizará el método Ray Tracing, mediante el cual se halla el tiempo de reverberación por la respuesta al impulso de la sala; y a continuación se calcula un volumen equivalente del recinto mediante la fórmula de Eyring. Con estos datos, se puede proceder a calcular los parámetros necesarios: nivel de presión sonora directo, nivel de presión sonora total y STI (Speech Transmission Index). Para obtener este último será necesario ecualizar antes en cada uno de los niveles de la estación. Una vez hechas las simulaciones, se comprueba que el nivel de presión sonora y los valores de inteligibilidad son acordes con los requisitos dados por el cliente. Tras esto, se procede a realizar los bucles de altavoces y el cálculo de amplificadores necesarios. Se estudia la situación de los micrófonos, que servirán para poder variar la potencia emitida por los altavoces dependiendo del nivel de ruido en la estación. Una vez obtenidos todos los equipos necesarios en la estación, se hace el conexionado entre éstos, tanto de una forma simplificada en la que se pueden ver los bucles de altavoces en cada nivel de la estación, como de una forma más detallada en la que se muestran las conexiones entre cada equipo del rack. Finalmente, se realiza el etiquetado de los equipos y un presupuesto estimado con los costes del diseño del sistema PAGA. ABSTRACT. The aim of this Final Degree Project is the design of the PAGA (Public Address / General Alarm) system in the train station Waipahu Transit Center in the city of Honolulu, Hawaii. This station is part of a new rail line that is currently under construction, called Honolulu Rail Transit. Initially, the rail line will have 21 stations, in which almost all are designed elevated using the highways that cross the island as reference. At first, it is treated an acoustic study in the areas to cover, choosing the equipment needed: switches, loudspeakers, amplifiers, DPS, control station and microphones. This first study helps to obtain an approximation of the equipments needed, as well as their placement inside the station. Thereafter, it is proceeded to do the simulation of the station through the acoustics and electroacoustics simulation software EASE 4.4. In order to do that, it is made the 3D design of the station, in which each surface is associated with its material. In order to ease the design and calculation of the simulations, the station has been divided in 3 zones. Each one corresponds with one level of the station: Ground Level, the lower level that has the entrance; Concourse Level, a corridor that links the two platforms; and Platform Level, where the trains will stop. Once the design is made, it is proceeded to place the speakers in the different levels of the station. Due to the weather in the island, which is about 20°C throughout the year, it is not necessary the installation of air conditioning or heating systems, so the station is not totally closed. This cause a problem when making the simulations in EASE, as the project is open, and it will be necessary to calculate parameters like the reverberation time or the equivalent volume by other methods. In order to do that, it will be used the Ray Tracing method, by which the reverberation time is calculated by the impulse response; and then it is calculated the equivalent volume of the area with the Eyring equation. With this information, it can be proceeded to calculate the parameters needed: direct sound pressure level, total sound pressure level and STI (Speech Transmission Index). In order to obtain the STI, it will be needed to equalize before in each of the station’s levels. Once the simulations are done, it is checked that the sound pressure level and the intelligibility values agree with the requirements given by the client. After that, it is proceeded to perform the speaker’s loops and the calculation of the amplifiers needed. It is studied the placement of the microphones, which will help to vary the power emitted by the speakers depending on the background noise level in the station. Once obtained all the necessary equipment in the station, it is done the connection diagram, both a simplified diagram in which there can be seen the speaker’s loops in each level of the station, or a more detailed diagram in which it is shown the wiring between each equipment of the rack. At last, it is done the labeling of the equipments and an estimated budget with the expenses for the PAGA design.

A sharing-based approach to supporting adaptation in service compositions

Data-related properties of the activities involved in a service composition can be used to facilitate several design-time and run-time adaptation tasks, such as service evolution, distributed enactment, and instance-level adaptation. A number of these properties can be expressed using a notion of sharing. We present an approach for automated inference of data properties based on sharing analysis, which is able to handle service compositions with complex control structures, involving loops and sub-workflows. The properties inferred can include data dependencies, information content, domain-defined attributes, privacy or confidentiality levels, among others. The analysis produces characterizations of the data and the activities in the composition in terms of minimal and maximal sharing, which can then be used to verify compliance of potential adaptation actions, or as supporting information in their generation. This sharing analysis approach can be used both at design time and at run time. In the latter case, the results of analysis can be refined using the composition traces (execution logs) at the point of execution, in order to support run-time adaptation.

Instalación de un sistema funcional sobre un computador convencional

En esta tesis se tratan dos aspectos fundamentales de los sistemas funcionales, de cuyo tratamiento depende, en gran medida, la eficiencia de tales sistemas. En primer lugar, se presentan y evalúan una serie de soluciones al problema de representación interna en los sistemas funcionales, soluciones basadas en la utilización de estructuras lineales para obtener una mejora en el tiempo de ejecución y en la ocupación de la memoria del sistema. En segundo lugar, se presenta un sistema de evaluación multitarea para reducir programas funcionales, basado en la especificación de varios ficheros de salida. En él, las tareas del sistema evalúan, de forma concurrente, las diversas partes del resultado de un programa y se .comunican entre sí en base a mensajes que permiten detectar y resolver, sin necesidad de abortar la ejecución, bucles de dependencias entre tareas. El sistema reacciona ante estas situaciones de error de forma comedida, de modo que este error no afecta al resto de las tareas del sistema. Se plantea también un mecanismo de gestión de memoria, mecanismo que introduce una tarea especial en el sistema, encargada de la gestión de una memoria común a todo él, y satisface las necesidades de memoria de las tareas de forma, transparente al mecanismo de evaluación.---ABSTRACT---Two fundamental aspects of functional systems, of which their efficiency to a large extent depends, are dealt with in this thesis. Firstly, several solutions to the internal representation problem of functional systems are proposed and evaluated. These solutions are based on the use of linear data structures in order to achieve a shorter execution time and smaller memory requirement. Secondly, a new multitask evaluation system for the reduction of functional programs is described; it is based on the specifücation of several output files. In this evaluation system, the task evaluates in the different parts of the program result concurrently. Tasks communicate one another through messages, which make it possible to detect and solve the dependency loops within tasks. The program does not need to be aborted, the sistem reacts to such error situations in a smooth way, no other tasks are affected. A memory management system is also introduced. This management system inserts a special task, that carries-out the management of a common memory and serves all tasks memory requirements in a transparent mode to the evaluation mechanism.

Code assessment and modelling for Design Basis Accident analysis of the European Sodium Fast Reactor design. Part II: Optimised core and representative transients analysis

The new reactor concepts proposed in the Generation IV International Forum require the development and validation of computational tools able to assess their safety performance. In the first part of this paper the models of the ESFR design developed by several organisations in the framework of the CP-ESFR project were presented and their reliability validated via a benchmarking exercise. This second part of the paper includes the application of those tools for the analysis of design basis accident (DBC) scenarios of the reference design. Further, this paper also introduces the main features of the core optimisation process carried out within the project with the objective to enhance the core safety performance through the reduction of the positive coolant density reactivity effect. The influence of this optimised core design on the reactor safety performance during the previously analysed transients is also discussed. The conclusion provides an overview of the work performed by the partners involved in the project towards the development and enhancement of computational tools specifically tailored to the evaluation of the safety performance of the Generation IV innovative nuclear reactor designs.

Diseño de un módulo de IFMIF para irradiación de envolturas regeneradoras basadas en metales líquidos para reactores de fusión

La fusión nuclear es, hoy en día, una alternativa energética a la que la comunidad internacional dedica mucho esfuerzo. El objetivo es el de generar entre diez y cincuenta veces más energía que la que consume mediante reacciones de fusión que se producirán en una mezcla de deuterio (D) y tritio (T) en forma de plasma a doscientos millones de grados centígrados. En los futuros reactores nucleares de fusión será necesario producir el tritio utilizado como combustible en el propio reactor termonuclear. Este hecho supone dar un paso más que las actuales máquinas experimentales dedicadas fundamentalmente al estudio de la física del plasma. Así pues, el tritio, en un reactor de fusión, se produce en sus envolturas regeneradoras cuya misión fundamental es la de blindaje neutrónico, producir y recuperar tritio (fuel para la reacción DT del plasma) y por último convertir la energía de los neutrones en calor. Existen diferentes conceptos de envolturas que pueden ser sólidas o líquidas. Las primeras se basan en cerámicas de litio (Li2O, Li4SiO4, Li2TiO3, Li2ZrO3) y multiplicadores neutrónicos de Be, necesarios para conseguir la cantidad adecuada de tritio. Los segundos se basan en el uso de metales líquidos o sales fundidas (Li, LiPb, FLIBE, FLINABE) con multiplicadores neutrónicos de Be o el propio Pb en el caso de LiPb. Los materiales estructurales pasan por aceros ferrítico-martensíticos de baja activación, aleaciones de vanadio o incluso SiCf/SiC. Cada uno de los diferentes conceptos de envoltura tendrá una problemática asociada que se estudiará en el reactor experimental ITER (del inglés, “International Thermonuclear Experimental Reactor”). Sin embargo, ITER no puede responder las cuestiones asociadas al daño de materiales y el efecto de la radiación neutrónica en las diferentes funciones de las envolturas regeneradoras. Como referencia, la primera pared de un reactor de fusión de 4000MW recibiría 30 dpa/año (valores para Fe-56) mientras que en ITER se conseguirían <10 dpa en toda su vida útil. Esta tesis se encuadra en el acuerdo bilateral entre Europa y Japón denominado “Broader Approach Agreement “(BA) (2007-2017) en el cual España juega un papel destacable. Estos proyectos, complementarios con ITER, son el acelerador para pruebas de materiales IFMIF (del inglés, “International Fusion Materials Irradiation Facility”) y el dispositivo de fusión JT-60SA. Así, los efectos de la irradiación de materiales en materiales candidatos para reactores de fusión se estudiarán en IFMIF. El objetivo de esta tesis es el diseño de un módulo de IFMIF para irradiación de envolturas regeneradoras basadas en metales líquidos para reactores de fusión. El módulo se llamará LBVM (del inglés, “Liquid Breeder Validation Module”). La propuesta surge de la necesidad de irradiar materiales funcionales para envolturas regeneradoras líquidas para reactores de fusión debido a que el diseño conceptual de IFMIF no contaba con esta utilidad. Con objeto de analizar la viabilidad de la presente propuesta, se han realizado cálculos neutrónicos para evaluar la idoneidad de llevar a cabo experimentos relacionados con envolturas líquidas en IFMIF. Así, se han considerado diferentes candidatos a materiales funcionales de envolturas regeneradoras: Fe (base de los materiales estructurales), SiC (material candidato para los FCI´s (del inglés, “Flow Channel Inserts”) en una envoltura regeneradora líquida, SiO2 (candidato para recubrimientos antipermeación), CaO (candidato para recubrimientos aislantes), Al2O3 (candidato para recubrimientos antipermeación y aislantes) y AlN (material candidato para recubrimientos aislantes). En cada uno de estos materiales se han calculado los parámetros de irradiación más significativos (dpa, H/dpa y He/dpa) en diferentes posiciones de IFMIF. Estos valores se han comparado con los esperados en la primera pared y en la zona regeneradora de tritio de un reactor de fusión. Para ello se ha elegido un reactor tipo HCLL (del inglés, “Helium Cooled Lithium Lead”) por tratarse de uno de los más prometedores. Además, los valores también se han comparado con los que se obtendrían en un reactor rápido de fisión puesto que la mayoría de las irradiaciones actuales se hacen en reactores de este tipo. Como conclusión al análisis de viabilidad, se puede decir que los materiales funcionales para mantos regeneradores líquidos podrían probarse en la zona de medio flujo de IFMIF donde se obtendrían ratios de H/dpa y He/dpa muy parecidos a los esperados en las zonas más irradiadas de un reactor de fusión. Además, con el objetivo de ajustar todavía más los valores, se propone el uso de un moderador de W (a considerar en algunas campañas de irradiación solamente debido a que su uso hace que los valores de dpa totales disminuyan). Los valores obtenidos para un reactor de fisión refuerzan la idea de la necesidad del LBVM, ya que los valores obtenidos de H/dpa y He/dpa son muy inferiores a los esperados en fusión y, por lo tanto, no representativos. Una vez demostrada la idoneidad de IFMIF para irradiar envolturas regeneradoras líquidas, y del estudio de la problemática asociada a las envolturas líquidas, también incluida en esta tesis, se proponen tres tipos de experimentos diferentes como base de diseño del LBVM. Éstos se orientan en las necesidades de un reactor tipo HCLL aunque a lo largo de la tesis se discute la aplicabilidad para otros reactores e incluso se proponen experimentos adicionales. Así, la capacidad experimental del módulo estaría centrada en el estudio del comportamiento de litio plomo, permeación de tritio, corrosión y compatibilidad de materiales. Para cada uno de los experimentos se propone un esquema experimental, se definen las condiciones necesarias en el módulo y la instrumentación requerida para controlar y diagnosticar las cápsulas experimentales. Para llevar a cabo los experimentos propuestos se propone el LBVM, ubicado en la zona de medio flujo de IFMIF, en su celda caliente, y con capacidad para 16 cápsulas experimentales. Cada cápsula (24-22 mm de diámetro y 80 mm de altura) contendrá la aleación eutéctica LiPb (hasta 50 mm de la altura de la cápsula) en contacto con diferentes muestras de materiales. Ésta irá soportada en el interior de tubos de acero por los que circulará un gas de purga (He), necesario para arrastrar el tritio generado en el eutéctico y permeado a través de las paredes de las cápsulas (continuamente, durante irradiación). Estos tubos, a su vez, se instalarán en una carcasa también de acero que proporcionará soporte y refrigeración tanto a los tubos como a sus cápsulas experimentales interiores. El módulo, en su conjunto, permitirá la extracción de las señales experimentales y el gas de purga. Así, a través de la estación de medida de tritio y el sistema de control, se obtendrán los datos experimentales para su análisis y extracción de conclusiones experimentales. Además del análisis de datos experimentales, algunas de estas señales tendrán una función de seguridad y por tanto jugarán un papel primordial en la operación del módulo. Para el correcto funcionamiento de las cápsulas y poder controlar su temperatura, cada cápsula se equipará con un calentador eléctrico y por tanto el módulo requerirá también ser conectado a la alimentación eléctrica. El diseño del módulo y su lógica de operación se describe en detalle en esta tesis. La justificación técnica de cada una de las partes que componen el módulo se ha realizado con soporte de cálculos de transporte de tritio, termohidráulicos y mecánicos. Una de las principales conclusiones de los cálculos de transporte de tritio es que es perfectamente viable medir el tritio permeado en las cápsulas mediante cámaras de ionización y contadores proporcionales comerciales, con sensibilidades en el orden de 10-9 Bq/m3. Los resultados son aplicables a todos los experimentos, incluso si son cápsulas a bajas temperaturas o si llevan recubrimientos antipermeación. Desde un punto de vista de seguridad, el conocimiento de la cantidad de tritio que está siendo transportada con el gas de purga puede ser usado para detectar de ciertos problemas que puedan estar sucediendo en el módulo como por ejemplo, la rotura de una cápsula. Además, es necesario conocer el balance de tritio de la instalación. Las pérdidas esperadas el refrigerante y la celda caliente de IFMIF se pueden considerar despreciables para condiciones normales de funcionamiento. Los cálculos termohidráulicos se han realizado con el objetivo de optimizar el diseño de las cápsulas experimentales y el LBVM de manera que se pueda cumplir el principal requisito del módulo que es llevar a cabo los experimentos a temperaturas comprendidas entre 300-550ºC. Para ello, se ha dimensionado la refrigeración necesaria del módulo y evaluado la geometría de las cápsulas, tubos experimentales y la zona experimental del contenedor. Como consecuencia de los análisis realizados, se han elegido cápsulas y tubos cilíndricos instalados en compartimentos cilíndricos debido a su buen comportamiento mecánico (las tensiones debidas a la presión de los fluidos se ven reducidas significativamente con una geometría cilíndrica en lugar de prismática) y térmico (uniformidad de temperatura en las paredes de los tubos y cápsulas). Se han obtenido campos de presión, temperatura y velocidad en diferentes zonas críticas del módulo concluyendo que la presente propuesta es factible. Cabe destacar que el uso de códigos fluidodinámicos (e.g. ANSYS-CFX, utilizado en esta tesis) para el diseño de cápsulas experimentales de IFMIF no es directo. La razón de ello es que los modelos de turbulencia tienden a subestimar la temperatura de pared en mini canales de helio sometidos a altos flujos de calor debido al cambio de las propiedades del fluido cerca de la pared. Los diferentes modelos de turbulencia presentes en dicho código han tenido que ser estudiados con detalle y validados con resultados experimentales. El modelo SST (del inglés, “Shear Stress Transport Model”) para turbulencia en transición ha sido identificado como adecuado para simular el comportamiento del helio de refrigeración y la temperatura en las paredes de las cápsulas experimentales. Con la geometría propuesta y los valores principales de refrigeración y purga definidos, se ha analizado el comportamiento mecánico de cada uno de los tubos experimentales que contendrá el módulo. Los resultados de tensiones obtenidos, han sido comparados con los valores máximos recomendados en códigos de diseño estructural como el SDC-IC (del inglés, “Structural Design Criteria for ITER Components”) para así evaluar el grado de protección contra el colapso plástico. La conclusión del estudio muestra que la propuesta es mecánicamente robusta. El LBVM implica el uso de metales líquidos y la generación de tritio además del riesgo asociado a la activación neutrónica. Por ello, se han estudiado los riesgos asociados al uso de metales líquidos y el tritio. Además, se ha incluido una evaluación preliminar de los riesgos radiológicos asociados a la activación de materiales y el calor residual en el módulo después de la irradiación así como un escenario de pérdida de refrigerante. Los riesgos asociados al módulo de naturaleza convencional están asociados al manejo de metales líquidos cuyas reacciones con aire o agua se asocian con emisión de aerosoles y probabilidad de fuego. De entre los riesgos nucleares destacan la generación de gases radiactivos como el tritio u otros radioisótopos volátiles como el Po-210. No se espera que el módulo suponga un impacto medioambiental asociado a posibles escapes. Sin embargo, es necesario un manejo adecuado tanto de las cápsulas experimentales como del módulo contenedor así como de las líneas de purga durante operación. Después de un día de después de la parada, tras un año de irradiación, tendremos una dosis de contacto de 7000 Sv/h en la zona experimental del contenedor, 2300 Sv/h en la cápsula y 25 Sv/h en el LiPb. El uso por lo tanto de manipulación remota está previsto para el manejo del módulo irradiado. Por último, en esta tesis se ha estudiado también las posibilidades existentes para la fabricación del módulo. De entre las técnicas propuestas, destacan la electroerosión, soldaduras por haz de electrones o por soldadura láser. Las bases para el diseño final del LBVM han sido pues establecidas en el marco de este trabajo y han sido incluidas en el diseño intermedio de IFMIF, que será desarrollado en el futuro, como parte del diseño final de la instalación IFMIF. ABSTRACT Nuclear fusion is, today, an alternative energy source to which the international community devotes a great effort. The goal is to generate 10 to 50 times more energy than the input power by means of fusion reactions that occur in deuterium (D) and tritium (T) plasma at two hundred million degrees Celsius. In the future commercial reactors it will be necessary to breed the tritium used as fuel in situ, by the reactor itself. This constitutes a step further from current experimental machines dedicated mainly to the study of the plasma physics. Therefore, tritium, in fusion reactors, will be produced in the so-called breeder blankets whose primary mission is to provide neutron shielding, produce and recover tritium and convert the neutron energy into heat. There are different concepts of breeding blankets that can be separated into two main categories: solids or liquids. The former are based on ceramics containing lithium as Li2O , Li4SiO4 , Li2TiO3 , Li2ZrO3 and Be, used as a neutron multiplier, required to achieve the required amount of tritium. The liquid concepts are based on molten salts or liquid metals as pure Li, LiPb, FLIBE or FLINABE. These blankets use, as neutron multipliers, Be or Pb (in the case of the concepts based on LiPb). Proposed structural materials comprise various options, always with low activation characteristics, as low activation ferritic-martensitic steels, vanadium alloys or even SiCf/SiC. Each concept of breeding blanket has specific challenges that will be studied in the experimental reactor ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor). However, ITER cannot answer questions associated to material damage and the effect of neutron radiation in the different breeding blankets functions and performance. As a reference, the first wall of a fusion reactor of 4000 MW will receive about 30 dpa / year (values for Fe-56) , while values expected in ITER would be <10 dpa in its entire lifetime. Consequently, the irradiation effects on candidate materials for fusion reactors will be studied in IFMIF (International Fusion Material Irradiation Facility). This thesis fits in the framework of the bilateral agreement among Europe and Japan which is called “Broader Approach Agreement “(BA) (2007-2017) where Spain plays a key role. These projects, complementary to ITER, are mainly IFMIF and the fusion facility JT-60SA. The purpose of this thesis is the design of an irradiation module to test candidate materials for breeding blankets in IFMIF, the so-called Liquid Breeder Validation Module (LBVM). This proposal is born from the fact that this option was not considered in the conceptual design of the facility. As a first step, in order to study the feasibility of this proposal, neutronic calculations have been performed to estimate irradiation parameters in different materials foreseen for liquid breeding blankets. Various functional materials were considered: Fe (base of structural materials), SiC (candidate material for flow channel inserts, SiO2 (candidate for antipermeation coatings), CaO (candidate for insulating coatings), Al2O3 (candidate for antipermeation and insulating coatings) and AlN (candidate for insulation coating material). For each material, the most significant irradiation parameters have been calculated (dpa, H/dpa and He/dpa) in different positions of IFMIF. These values were compared to those expected in the first wall and breeding zone of a fusion reactor. For this exercise, a HCLL (Helium Cooled Lithium Lead) type was selected as it is one of the most promising options. In addition, estimated values were also compared with those obtained in a fast fission reactor since most of existing irradiations have been made in these installations. The main conclusion of this study is that the medium flux area of IFMIF offers a good irradiation environment to irradiate functional materials for liquid breeding blankets. The obtained ratios of H/dpa and He/dpa are very similar to those expected in the most irradiated areas of a fusion reactor. Moreover, with the aim of bringing the values further close, the use of a W moderator is proposed to be used only in some experimental campaigns (as obviously, the total amount of dpa decreases). The values of ratios obtained for a fission reactor, much lower than in a fusion reactor, reinforce the need of LBVM for IFMIF. Having demonstrated the suitability of IFMIF to irradiate functional materials for liquid breeding blankets, and an analysis of the main problems associated to each type of liquid breeding blanket, also presented in this thesis, three different experiments are proposed as basis for the design of the LBVM. These experiments are dedicated to the needs of a blanket HCLL type although the applicability of the module for other blankets is also discussed. Therefore, the experimental capability of the module is focused on the study of the behavior of the eutectic alloy LiPb, tritium permeation, corrosion and material compatibility. For each of the experiments proposed an experimental scheme is given explaining the different module conditions and defining the required instrumentation to control and monitor the experimental capsules. In order to carry out the proposed experiments, the LBVM is proposed, located in the medium flux area of the IFMIF hot cell, with capability of up to 16 experimental capsules. Each capsule (24-22 mm of diameter, 80 mm high) will contain the eutectic allow LiPb (up to 50 mm of capsule high) in contact with different material specimens. They will be supported inside rigs or steel pipes. Helium will be used as purge gas, to sweep the tritium generated in the eutectic and permeated through the capsule walls (continuously, during irradiation). These tubes, will be installed in a steel container providing support and cooling for the tubes and hence the inner experimental capsules. The experimental data will consist of on line monitoring signals and the analysis of purge gas by the tritium measurement station. In addition to the experimental signals, the module will produce signals having a safety function and therefore playing a major role in the operation of the module. For an adequate operation of the capsules and to control its temperature, each capsule will be equipped with an electrical heater so the module will to be connected to an electrical power supply. The technical justification behind the dimensioning of each of these parts forming the module is presented supported by tritium transport calculations, thermalhydraulic and structural analysis. One of the main conclusions of the tritium transport calculations is that the measure of the permeated tritium is perfectly achievable by commercial ionization chambers and proportional counters with sensitivity of 10-9 Bq/m3. The results are applicable to all experiments, even to low temperature capsules or to the ones using antipermeation coatings. From a safety point of view, the knowledge of the amount of tritium being swept by the purge gas is a clear indicator of certain problems that may be occurring in the module such a capsule rupture. In addition, the tritium balance in the installation should be known. Losses of purge gas permeated into the refrigerant and the hot cell itself through the container have been assessed concluding that they are negligible for normal operation. Thermal hydraulic calculations were performed in order to optimize the design of experimental capsules and LBVM to fulfill one of the main requirements of the module: to perform experiments at uniform temperatures between 300-550ºC. The necessary cooling of the module and the geometry of the capsules, rigs and testing area of the container were dimensioned. As a result of the analyses, cylindrical capsules and rigs in cylindrical compartments were selected because of their good mechanical behavior (stresses due to fluid pressure are reduced significantly with a cylindrical shape rather than prismatic) and thermal (temperature uniformity in the walls of the tubes and capsules). Fields of pressure, temperature and velocity in different critical areas of the module were obtained concluding that the proposal is feasible. It is important to mention that the use of fluid dynamic codes as ANSYS-CFX (used in this thesis) for designing experimental capsules for IFMIF is not direct. The reason for this is that, under strongly heated helium mini channels, turbulence models tend to underestimate the wall temperature because of the change of helium properties near the wall. Therefore, the different code turbulence models had to be studied in detail and validated against experimental results. ANSYS-CFX SST (Shear Stress Transport Model) for transitional turbulence model has been identified among many others as the suitable one for modeling the cooling helium and the temperature on the walls of experimental capsules. Once the geometry and the main purge and cooling parameters have been defined, the mechanical behavior of each experimental tube or rig including capsules is analyzed. Resulting stresses are compared with the maximum values recommended by applicable structural design codes such as the SDC- IC (Structural Design Criteria for ITER Components) in order to assess the degree of protection against plastic collapse. The conclusion shows that the proposal is mechanically robust. The LBVM involves the use of liquid metals, tritium and the risk associated with neutron activation. The risks related with the handling of liquid metals and tritium are studied in this thesis. In addition, the radiological risks associated with the activation of materials in the module and the residual heat after irradiation are evaluated, including a scenario of loss of coolant. Among the identified conventional risks associated with the module highlights the handling of liquid metals which reactions with water or air are accompanied by the emission of aerosols and fire probability. Regarding the nuclear risks, the generation of radioactive gases such as tritium or volatile radioisotopes such as Po-210 is the main hazard to be considered. An environmental impact associated to possible releases is not expected. Nevertheless, an appropriate handling of capsules, experimental tubes, and container including purge lines is required. After one day after shutdown and one year of irradiation, the experimental area of the module will present a contact dose rate of about 7000 Sv/h, 2300 Sv/h in the experimental capsules and 25 Sv/h in the LiPb. Therefore, the use of remote handling is envisaged for the irradiated module. Finally, the different possibilities for the module manufacturing have been studied. Among the proposed techniques highlights the electro discharge machining, brazing, electron beam welding or laser welding. The bases for the final design of the LBVM have been included in the framework of the this work and included in the intermediate design report of IFMIF which will be developed in future, as part of the IFMIF facility final design.

Aplicación de la metodología ISA al análisis de la secuencia de pérdida del sistema de agua de refrigeración de componentes en una central nuclear con reactor de agua a presión

La metodología Integrated Safety Analysis (ISA), desarrollada en el área de Modelación y Simulación (MOSI) del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), es un método de Análisis Integrado de Seguridad que está siendo evaluado y analizado mediante diversas aplicaciones impulsadas por el CSN; el análisis integrado de seguridad, combina las técnicas evolucionadas de los análisis de seguridad al uso: deterministas y probabilistas. Se considera adecuado para sustentar la Regulación Informada por el Riesgo (RIR), actual enfoque dado a la seguridad nuclear y que está siendo desarrollado y aplicado en todo el mundo. En este contexto se enmarcan, los proyectos Safety Margin Action Plan (SMAP) y Safety Margin Assessment Application (SM2A), impulsados por el Comité para la Seguridad de las Instalaciones Nucleares (CSNI) de la Agencia de la Energía Nuclear (NEA) de la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económicos (OCDE) en el desarrollo del enfoque adecuado para el uso de las metodologías integradas en la evaluación del cambio en los márgenes de seguridad debidos a cambios en las condiciones de las centrales nucleares. El comité constituye un foro para el intercambio de información técnica y de colaboración entre las organizaciones miembro, que aportan sus propias ideas en investigación, desarrollo e ingeniería. La propuesta del CSN es la aplicación de la metodología ISA, especialmente adecuada para el análisis según el enfoque desarrollado en el proyecto SMAP que pretende obtener los valores best-estimate con incertidumbre de las variables de seguridad que son comparadas con los límites de seguridad, para obtener la frecuencia con la que éstos límites son superados. La ventaja que ofrece la ISA es que permite el análisis selectivo y discreto de los rangos de los parámetros inciertos que tienen mayor influencia en la superación de los límites de seguridad, o frecuencia de excedencia del límite, permitiendo así evaluar los cambios producidos por variaciones en el diseño u operación de la central que serían imperceptibles o complicados de cuantificar con otro tipo de metodologías. La ISA se engloba dentro de las metodologías de APS dinámico discreto que utilizan la generación de árboles de sucesos dinámicos (DET) y se basa en la Theory of Stimulated Dynamics (TSD), teoría de fiabilidad dinámica simplificada que permite la cuantificación del riesgo de cada una de las secuencias. Con la ISA se modelan y simulan todas las interacciones relevantes en una central: diseño, condiciones de operación, mantenimiento, actuaciones de los operadores, eventos estocásticos, etc. Por ello requiere la integración de códigos de: simulación termohidráulica y procedimientos de operación; delineación de árboles de sucesos; cuantificación de árboles de fallos y sucesos; tratamiento de incertidumbres e integración del riesgo. La tesis contiene la aplicación de la metodología ISA al análisis integrado del suceso iniciador de la pérdida del sistema de refrigeración de componentes (CCWS) que genera secuencias de pérdida de refrigerante del reactor a través de los sellos de las bombas principales del circuito de refrigerante del reactor (SLOCA). Se utiliza para probar el cambio en los márgenes, con respecto al límite de la máxima temperatura de pico de vaina (1477 K), que sería posible en virtud de un potencial aumento de potencia del 10 % en el reactor de agua a presión de la C.N. Zion. El trabajo realizado para la consecución de la tesis, fruto de la colaboración de la Escuela Técnica Superior de Ingenieros de Minas y Energía y la empresa de soluciones tecnológicas Ekergy Software S.L. (NFQ Solutions) con el área MOSI del CSN, ha sido la base para la contribución del CSN en el ejercicio SM2A. Este ejercicio ha sido utilizado como evaluación del desarrollo de algunas de las ideas, sugerencias, y los algoritmos detrás de la metodología ISA. Como resultado se ha obtenido un ligero aumento de la frecuencia de excedencia del daño (DEF) provocado por el aumento de potencia. Este resultado demuestra la viabilidad de la metodología ISA para obtener medidas de las variaciones en los márgenes de seguridad que han sido provocadas por modificaciones en la planta. También se ha mostrado que es especialmente adecuada en escenarios donde los eventos estocásticos o las actuaciones de recuperación o mitigación de los operadores pueden tener un papel relevante en el riesgo. Los resultados obtenidos no tienen validez más allá de la de mostrar la viabilidad de la metodología ISA. La central nuclear en la que se aplica el estudio está clausurada y la información relativa a sus análisis de seguridad es deficiente, por lo que han sido necesarias asunciones sin comprobación o aproximaciones basadas en estudios genéricos o de otras plantas. Se han establecido tres fases en el proceso de análisis: primero, obtención del árbol de sucesos dinámico de referencia; segundo, análisis de incertidumbres y obtención de los dominios de daño; y tercero, cuantificación del riesgo. Se han mostrado diversas aplicaciones de la metodología y ventajas que presenta frente al APS clásico. También se ha contribuido al desarrollo del prototipo de herramienta para la aplicación de la metodología ISA (SCAIS). ABSTRACT The Integrated Safety Analysis methodology (ISA), developed by the Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), is being assessed in various applications encouraged by CSN. An Integrated Safety Analysis merges the evolved techniques of the usually applied safety analysis methodologies; deterministic and probabilistic. It is considered as a suitable tool for assessing risk in a Risk Informed Regulation framework, the approach under development that is being adopted on Nuclear Safety around the world. In this policy framework, the projects Safety Margin Action Plan (SMAP) and Safety Margin Assessment Application (SM2A), set up by the Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI) of the Nuclear Energy Agency within the Organization for Economic Co-operation and Development (OECD), were aimed to obtain a methodology and its application for the integration of risk and safety margins in the assessment of the changes to the overall safety as a result of changes in the nuclear plant condition. The committee provides a forum for the exchange of technical information and cooperation among member organizations which contribute their respective approaches in research, development and engineering. The ISA methodology, proposed by CSN, specially fits with the SMAP approach that aims at obtaining Best Estimate Plus Uncertainty values of the safety variables to be compared with the safety limits. This makes it possible to obtain the exceedance frequencies of the safety limit. The ISA has the advantage over other methods of allowing the specific and discrete evaluation of the most influential uncertain parameters in the limit exceedance frequency. In this way the changes due to design or operation variation, imperceptibles or complicated to by quantified by other methods, are correctly evaluated. The ISA methodology is one of the discrete methodologies of the Dynamic PSA framework that uses the generation of dynamic event trees (DET). It is based on the Theory of Stimulated Dynamics (TSD), a simplified version of the theory of Probabilistic Dynamics that allows the risk quantification. The ISA models and simulates all the important interactions in a Nuclear Power Plant; design, operating conditions, maintenance, human actuations, stochastic events, etc. In order to that, it requires the integration of codes to obtain: Thermohydraulic and human actuations; Even trees delineation; Fault Trees and Event Trees quantification; Uncertainty analysis and risk assessment. This written dissertation narrates the application of the ISA methodology to the initiating event of the Loss of the Component Cooling System (CCWS) generating sequences of loss of reactor coolant through the seals of the reactor coolant pump (SLOCA). It is used to test the change in margins with respect to the maximum clad temperature limit (1477 K) that would be possible under a potential 10 % power up-rate effected in the pressurized water reactor of Zion NPP. The work done to achieve the thesis, fruit of the collaborative agreement of the School of Mining and Energy Engineering and the company of technological solutions Ekergy Software S.L. (NFQ Solutions) with de specialized modeling and simulation branch of the CSN, has been the basis for the contribution of the CSN in the exercise SM2A. This exercise has been used as an assessment of the development of some of the ideas, suggestions, and algorithms behind the ISA methodology. It has been obtained a slight increase in the Damage Exceedance Frequency (DEF) caused by the power up-rate. This result shows that ISA methodology allows quantifying the safety margin change when design modifications are performed in a NPP and is specially suitable for scenarios where stochastic events or human responses have an important role to prevent or mitigate the accidental consequences and the total risk. The results do not have any validity out of showing the viability of the methodology ISA. Zion NPP was retired and information of its safety analysis is scarce, so assumptions without verification or approximations based on generic studies have been required. Three phases are established in the analysis process: first, obtaining the reference dynamic event tree; second, uncertainty analysis and obtaining the damage domains; third, risk quantification. There have been shown various applications of the methodology and advantages over the classical PSA. It has also contributed to the development of the prototype tool for the implementation of the ISA methodology (SCAIS).

Análisis de secuencias de accidente de pérdida de refrigerante en centrales nucleares de agua a presión mediante la metodología ISA

El accidente de pérdida de refrigerante (LOCA) en un reactor nuclear es uno de los accidentes Base de Diseño más preocupantes y estudiados desde el origen del uso de la tecnología de fisión en la industria productora de energía. El LOCA ocupa, desde el punto de vista de los análisis de seguridad, un lugar de vanguardia tanto en el análisis determinista (DSA) como probabilista (PSA), cuya diferenciada perspectiva ha ido evolucionando notablemente en lo que al crédito a la actuación de las salvaguardias y las acciones del operador se refiere. En la presente tesis se aborda el análisis sistemático de de las secuencias de LOCA por pequeña y mediana rotura en diferentes lugares de un reactor nuclear de agua a presión (PWR) con fallo total de Inyección de Seguridad de Alta Presión (HPSI). Tal análisis ha sido desarrollado en base a la metodología de Análisis Integrado de Seguridad (ISA), desarrollado por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) y consistente en la aplicación de métodos avanzados de simulación y PSA para la obtención de Dominios de Daño, que cuantifican topológicamente las probabilidades de éxito y daño en función de determinados parámetros inciertos. Para la elaboración de la presente tesis, se ha hecho uso del código termohidráulico TRACE v5.0 (patch 2), avalado por la NRC de los EEUU como código de planta para la simulación y análisis de secuencias en reactores de agua ligera (LWR). Los objetivos del trabajo son, principalmente: (1) el análisis exhaustivo de las secuencias de LOCA por pequeña-mediana rotura en diferentes lugares de un PWR de tres lazos de diseño Westinghouse (CN Almaraz), con fallo de HPSI, en función de parámetros de gran importancia para los transitorios, tales como el tamaño de rotura y el tiempo de retraso en la respuesta del operador; (2) la obtención y análisis de los Dominios de Daño para transitorios de LOCA en PWRs, de acuerdo con la metodología ISA; y (3) la revisión de algunos de los resultados genéricos de los análisis de seguridad para secuencias de LOCA en las mencionadas condiciones. Los resultados de la tesis abarcan tres áreas bien diferenciadas a lo largo del trabajo: (a) la fenomenología física de las secuencias objeto de estudio; (b) las conclusiones de los análisis de seguridad practicados a los transitorios de LOCA; y (c) la relevancia de las consecuencias de las acciones humanas por parte del grupo de operación. Estos resultados, a su vez, son de dos tipos fundamentales: (1) de respaldo del conocimiento previo sobre el tipo de secuencias analizado, incluido en la extensa bibliografía examinada; y (2) hallazgos en cada una de las tres áreas mencionadas, no referidos en la bibliografía. En resumidas cuentas, los resultados de la tesis avalan el uso de la metodología ISA como método de análisis alternativo y sistemático para secuencias accidentales en LWRs. ABSTRACT The loss of coolant accident (LOCA) in nuclear reactors is one of the most concerning and analized accidents from the beginning of the use of fission technology for electric power production. From the point of view of safety analyses, LOCA holds a forefront place in both Deterministic (DSA) and Probabilistic Safety Analysis (PSA), which have significantly evolved from their original state in both safeguard performance credibility and human actuation. This thesis addresses a systematic analysis of small and medium LOCA sequences, in different places of a nuclear Pressurized Water Reactor (PWR) and with total failure of High Pressure Safety Injection (HPSI). Such an analysis has been grounded on the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Regulatory Body (CSN). ISA involves the application of advanced methods of simulation and PSA for obtaining Damage Domains that topologically quantify the likelihood of success and damage regarding certain uncertain parameters.TRACE v5.0 (patch 2) code has been used as the thermalhydraulic simulation tool for the elaboration of this work. Nowadays, TRACE is supported by the US NRC as a plant code for the simulation and analysis of sequences in light water reactors (LWR). The main objectives of the work are the following ones: (1) the in-depth analysis of small and medium LOCA sequences in different places of a Westinghouse three-loop PWR (Almaraz NPP), with failed HPSI, regarding important parameters, such as break size or delay in operator response; (2) obtainment and analysis of Damage Domains related to LOCA transients in PWRs, according to ISA methodology; and (3) review some of the results of generic safety analyses for LOCA sequences in those conditions. The results of the thesis cover three separated areas: (a) the physical phenomenology of the sequences under study; (b) the conclusions of LOCA safety analyses; and (c) the importance of consequences of human actions by the operating crew. These results, in turn, are of two main types: (1) endorsement of previous knowledge about this kind of sequences, which is included in the literature; and (2) findings in each of the three aforementioned areas, not reported in the reviewed literature. In short, the results of this thesis support the use of ISA-like methodology as an alternative method for systematic analysis of LWR accidental sequences.

Manufacturing of self-passivating tungsten based alloys by different powder metallurgical routes

Self-passivating tungsten based alloys will provide a major safety advantage compared to pure tungsten when used as first wall armor of future fusion reactors, due to the formation of a protective oxide layer which prevents the formation of volatile and radioactive WO3 in case of a loss of coolant accident with simultaneous air ingress. Bulk WCr10Ti2 alloys were manufactured by two different powder metallurgical routes: (1) mechanical alloying (MA) followed by hot isostatic pressing (HIP) of metallic capsules, and (2) MA, compaction, pressureless sintering in H2 and subsequent HIPing without encapsulation. Both routes resulted in fully dense materials with homogeneous microstructure and grain sizes of 300 nm and 1 μm, respectively. The content of impurities remained unchanged after HIP, but it increased after sintering due to binder residue. It was not possible to produce large samples by route (2) due to difficulties in the uniaxial compaction stage. Flexural strength and fracture toughness measured on samples produced by route (1) revealed a ductile-to-brittle-transition temperature (DBTT) of about 950 °C. The strength increased from room temperature to 800 °C, decreasing significantly in the plastic region. An increase of fracture toughness is observed around the DBTT.