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RESUMEN: INCENFA-SCALE es un proyecto de cinco años financiado por el programa Horizonte 2020 de la Comisión Europea,sucesor del proyecto INCEFA-PLUS. El objetivo de este proyecto es mejorar la capacidad para pronosticar la vida útil de los componentes de centrales nucleares sometidos a fatiga asistida por el ambiente. EPRI está llevando a cabo una serie de ensayos de fatiga ambiental a escala de componente, que se espera que avancen significativamente en la disponibilidad de datos. Sin embargo, la capacidad de abordar la aplicabilidad de los datos de ensayos en laboratorio a componentes con geometría y cargas reales sigue estando restringida por el limitado número de datos. Este déficit de conocimiento es abordado por INCEFA-SCALE mediante: 1) la comprensión mecánica mediante un examen detallado de probetas ensayadas a fatiga y análisis de datos (INCEFA-PLUS, USNRC, EPRI, MHI y AdFaM); 2) ensayos centrados en aspectos particulares de las cargas cíclicas aplicadas a componentes. En paralelo, se llevará a cabo una campaña de ensayos para cubrir las necesidades detectadas. Finalmente, el proyecto proporcionará una guía para aplicar en componentes a escala real los datos obtenidos en laboratorio. Este artículo describe los antecedentes del proyecto y los avances realizados en el análisis de datos, comportamiento mecánico y necesidades de ensayo. ABSTRACT: INCENFA-SCALE is a five-year project funded by the EC Horizon2020 programme, successor of the INCEFA-PLUS project. INCEFA-SCALE started in October 2020. The objective of this project is to improve the ability of predicting the lifetime of NPPs components subjected to environmental assisted fatigue. EPRI is developing a series of component-scale environmental fatigue tests, which are expected to significantly advance data availability. However, the ability to address the applicability of laboratory test data to components with real geometry and loads remains restricted by the limited number of data. INCEFA-SCALE addressed this knowledge gap by: 1) developing a comprehensive mechanical understanding through detailed examination of fatigue-tested specimens and data analysis (INCEFA-PLUS, USNRC, EPRI, MHI and AdFaM); 2) conducting tests focused on particular aspects of cyclical loads applied to components. At the same time, a test campaign will be carried out to cover the detected needs. Finally, the project will provide a guidance for using the laboratory data in full-scale components. This article describes the background of the project and the advances made in data analysis, mechanical understanding and testing needs. Este proyecto ha recibido financiación del programa de investigación y formación de Euratom 2019-2020, bajo el acuerdo de subvención nº 945300. También se reconoce la significativa contribución de los miembros del proyecto INCEFA-SCALE.

[ES] En el grado de Ingenier´ıa de la Energ´ıa, los alumnos pueden cursar las asignaturas de Tecnolog´ıa Nuclear y Seguridad Nuclear. En ambas asignaturas se estudia el dise˜no de un reactor nuclear para que la central funcione en condiciones seguras. Para conseguir que los alumnos entiendan el funcionamiento de un reactor nuclear es interesante el uso de modelos matem´aticos que reproduzcan tanto la potencia generada como la evoluci´on de otras variables que afectan a la seguridad de la planta. En este trabajo, se presenta un modelo sencillo de reactor de agua a presi´on que permite observar la evoluci´on temporal de la potencia del reactor y las temperaturas de los componentes m´as importantes de la planta. Para obtener la potencia generada se hace uso del modelo de cin´etica puntual, mientras que para el c´alculo de las temperaturas del combustible y del refrigerante se utiliza un modelo sencillo de transmisi´on de calor. De este modo, el problema se formula mediante un sistema de ecuaciones diferenciales ordinarias que se resuelve utilizando m´etodos num´ericos. El desarrollo del modelo permite a los alumnos de Tecnolog´ıa Nuclear y Seguridad Nuclear comprender la evoluci´on temporal de alguna de las variables de un reactor y darse cuenta de los efectos estabilizantes que los par´ametros de la termohidr´aulica tienen sobre la potencia generada., [EN] In the Bachelor’s degree of Energy Engineering, students can attend to Nuclear Technology and Nuclear Safety courses. Both subjects are focused on the reactor design to assure the nuclear power plant operates in safe conditions. The use of mathematical models to reproduce the power generated and other plant safety variables helps the students to understand the nuclear power reactor operation. In this work, a simple model of a Pressurized Water Reactor that allows to represent the temporal evolution of the reactor power and the temperatures of the most important plant components is presented. The point kinetics model is used to obtain the power generated inside the core, while a simple heat transfer model is used to calculate the fuel and coolant temperatures. In this way, the problem is formulated as a system of ordinary differential equations that is solved using numerical methods. The development of the model allows the students of Nuclear Technology and Nuclear Safety to understand the temporal evolution of some of the reactor variables and to become aware of the stabilization effect of the thermohydraulic parameters over the generated power.