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The impact of plasma nitriding on the microstructure and the hardness of a recently developed 4 wt.-% medium manganese steel are presented. In contrast to standard quench and tempering steels, the investigated material achieves its martensitic microstructure by air-cooling from the forging heat, which enables the reduction of the carbon footprint of the forged components. The influence of nitriding on this grade of steel has not been investigated so far, but fundamental differences in comparison to standard nitriding steels are expected due to the increased manganese concentration. To address this issue, nitriding treatments with different temperatures (350 °C, 580 °C and 650 °C) have been performed, followed by examinations of the microstructure, the phase composition, the obtained hardness profiles and the tensile properties of the bulk material after nitriding, accompanied by thermodynamic equilibrium calculations. It is demonstrated that after nitriding at 580 °C similar hardness profiles like standard nitriding steels are achieved, with a shorter process as austenitization and hardening were omitted, reaching a hardness of approximately 950 HV0.1. Furthermore, it was demonstrated that austenite can be stabilized by manganese and nitrogen partitioning to room temperature during nitriding in the intercritical phase region. Es wird der Einfluss des Plasmanitrierens auf das Gefüge und die Härte eines kürzlich entwickelten 4-Gew.-%-Mittelmanganstahls vorgestellt. Im Gegensatz zu Standard-Vergütungsstählen erreicht der untersuchte Werkstoff sein martensitisches Gefüge durch Luftabkühlung aus der Schmiedewärme, was die Reduzierung des Kohlenstoff-Fußabdrucks der Schmiedeteile ermöglicht. Der Einfluss des Nitrierens auf diese Stahlsorte wurde bisher noch nicht untersucht, doch werden aufgrund der erhöhten Mangankonzentration grundlegende Unterschiede im Vergleich zu Standard-Nitrierstählen erwartet. Um diese Frage zu klären, wurden Nitrierbehandlungen bei verschiedenen Temperaturen (350 °C, 580 °C und 650 °C) durchgeführt und anschließend die Mikrostruktur, die Phasenanteile, die erreichten Härteprofile und die Zugeigenschaften der Matrix nach dem Nitrieren untersucht, begleitet von thermodynamischen Gleichgewichtsberechnungen. Es wird gezeigt, dass nach dem Nitrieren bei 580 °C vergleichbare Härteprofile wie bei Standard-Nitrierstählen erzielt werden, wobei der Prozess deutlich verkürzt ist, da Austenitisierung und Härtung entfallen und eine Härte von etwa 950 HV0,1 erreicht wird. Darüber hinaus wurde gezeigt, dass Austenit durch Mangan- und Stickstoffpartitionierung bei Raumtemperatur während des Nitrierens im interkritischen Phasenbereich stabilisiert werden kann.

The present study aims at characterizing the habitability conditions of exoplanets with an Earth-like magnetosphere inside the habitable zone of M and F stars, caused by the direct deposition of the stellar wind on the exoplanet surface. Also, the radio emission generated by exoplanets with a Earth-like magnetosphere is calculated for different space weather conditions. The study is based on a set of MHD simulations performed by the code PLUTO. Exoplanets hosted by M stars at 0.2 au are protected from the stellar wind during regular and coronal mass ejection (CME)-like space weather conditions if the star rotation period is slower than 3 days. Exoplanets hosted by a F stars at 2.5 au are protected during regular space weather conditions, but a stronger magnetic field compared to the Earth is mandatory if the exoplanet is close to the inner edge of the star habitable zone (2.5 au) during CMEs. The range of radio emission values calculated in the simulations are consistent with the scaling proposed by Zarka (2018, https://doi.org/10.1007/978-3-319-55333-7_22) during regular and common CME-like space weather conditions. If the radio telescopes measure a relative low radio emission signal with small variability from an exoplanet, that may indicate favorable exoplanet habitability conditions. The radio emission power calculated for exoplanets with an Earth-like magnetosphere is in the range of 3 × 107 to 2 × 1010 W for SW dynamic pressures between 1.5 and 100 nPa and interplanetary magnetic field intensities between 50 and 250 nT, and is below the sensitivity threshold of present radio telescopes at parsec distances. This work was supported by the project 2019-T1/AMB-13648 founded by the Comunidad de Madrid. The research leading to these results has received funding from the grants ERC WholeSun 810218, Exoplanets A and INSU/PNP. We extend our thanks to CNES for Solar Orbiter, PLATO and Space weather science support and to INSU/PNST for their financial support. This work has been supported by Comuni-dad de Madrid (Spain)-multiannual agreement with UC3M ("Excelencia para el Profesorado Universitario"-EPUC3M14)-Fifth regional research plan 2016-2020. P. Zarka acknowl-edges funding from the ERC No 101020459-Exoradio.

Los reactores nucleares son sistemas inherentemente estocásticos, donde los parámetros neutrónicos y termohidráulicos fluctúan en torno a sus valores medios incluso en régimen estacionario de operación. Además, los componentes estructurales y mecánicos como los elementos combustibles y la vasija del reactor vibran constantemente debido a las fuerzas hidráulicas producidas por el flujo del refrigerante. La aleatoriedad de estas excitaciones produce constantemente fluctuaciones en la población neutrónica que conocemos como ruido neutrónico. Aunque de carácter estocástico, estas señales poseen información valiosa sobre los fenómenos que tienen lugar en el reactor. La presente tesis pretende mejorar la comprensión del ruido neutrónico en reactores nucleares comerciales, principalmente en reactores de agua a presión. Para lo cual se estudian las características espectrales del ruido neutrónico y la identificación de los principales fenómenos detrás de cada una. Así también se persigue el desarrollo de técnicas innovadoras que permitan análisis más eficientes y una mejor caracterización del fenómeno. Para el desarrollo de la investigación se ha empleado datos de planta procedentes de diversos reactores nucleares de agua a presión y en ebullición, aunque principalmente de agua a presión. Así mismo en diversos estudios se emplean simulaciones avanzadas. La implementación de técnicas de análisis de ruido sobre estos datos ha permitido obtener una amplia experiencia en el desarrollo de metodologías de análisis, así como un entendimiento de las características del ruido neutrónico. Además, la experiencia adquirida permitió investigar la implementación innovadora de técnicas procedentes del Análisis Modal Operacional sobre señales de ruido neutrónico con resultados prometedores. ABSTRACT Nuclear reactors are inherently stochastic systems, where the neutron and thermohydraulic parameters fluctuate around their mean values even in a steady state of operation. In addition, structural and mechanical components such as fuel elements and the reactor vessel constantly vibrate due to the hydraulic forces produced by the flow of coolant. The randomness of these excitations constantly produces fluctuations in the neutron population that we know as neutron noise. Although of a stochastic nature, these signals have valuable information about the phenomena that take place in the reactor. This thesis aims to improve the understanding of neutron noise in commercial nuclear reactors, mainly pressurized water reactors. For which the spectral characteristics of neutron noise and the identification of the main phenomena behind each one are studied. Likewise, the development of innovative techniques that allow more efficient analysis and a better characterization of the phenomenon are also pursued. For the development of the research, real data from various pressurized and boiling water nuclear reactors have been used, although mainly pressurized water. Likewise, in various studies advanced simulations are used. The implementation of noise analysis techniques on these data has allowed us to obtain extensive experience in the development of analysis methodologies, as well as an understanding of the characteristics of neutron noise. In addition, the experience gained allowed investigating the innovative implementation of techniques from Operational Modal Analysis on neutron noise signals with promising results.

Los reactores de agua a presión (Pressurized Water Reactor, PWR) son reactores ampliamente utilizados en la industria para la producción de energía eléctrica. En la tecnología PWR es fundamental el diseño termohidráulico del núcleo. El estudio en este área tiene la finalidad de asegurar que se produce la potencia requerida en condiciones de operación normal a la vez que se mantiene la integridad del combustible tanto en las mencionadas condiciones normales como en los posibles transitorios que puedan ocurrir, incluyendo las situaciones más severas. Este trabajo se centra en el diseño termohidráulico del núcleo de un reactor PWR mediante el código bifásico COBRA-TF. El modelo se caracteriza por simular el núcleo del reactor con un mallado radial no uniforme, mediante una malla embebida, en la que la parte más caliente del núcleo se modela con mayor precisión, mientras que el resto del núcleo se modela con menor grado de detalle. Esto permite obtener resultados con un grado satisfactorio de precisión, al tiempo que se optimizan los esfuerzos computacionales. Con el modelo realizado, se comparan los resultados del mismo con un código de licencia. Para llevar a cabo esta comparación se consideran una serie de casos que cubren desde unas condiciones normales de operación a otras condiciones más extremas con las que ponen a prueba distintos aspectos del modelo. Finalmente, se realizan varios casos de aplicación adicionales al modelo original que se salen en cierta medida del diseño estándar, con la finalidad de ilustrar posibles alternativas de uso del modelo llevado a cabo. En definitiva, el trabajo pretende estudiar la viabilidad del modelo realizado para aplicaciones de análisis termohidráulico, un área de especial relevancia para la seguridad y el óptimo funcionamiento de los rectores PWR.

La protonterapia es una disciplina que se basa en la aceleración de protones a energías elevadas (rango energético desde 1 hasta 300 MeV) para la irradiación de tejidos tumorales. Es un tipo de terapia que se cimenta en las mismas bases que la tan conocida radioterapia, los efectos deterministas que provocan las radiaciones ionizantes en el cuerpo humano al depositar su energía se pueden utilizar para eliminar estos tumores malignos. Los inicios de la protonterapia se remontan a principios del siglo XX, aunque debido a diversos retos tecnológicos y económicos, no han conseguido desarrollarse fuera del ámbito de la investigación hasta finales del mismo siglo.La principal ventaja de la protonterapia frente a otro tipo de terapias es la menor irradiación al tejido sano circundante al tumor, lo que hace que esta técnica sea realmente atractiva para el tratamiento de cánceres especialmente en niños, debido a su mayor sensibilidad a la radiación. En la actualidad, más de 250.000 pacientes se han tratado en más de 70 centros de protonterapia alrededor del mundo, teniendo en España 2 de ellos (PTCOG Particle Therapy Co Operative Group 2022). La operación de un centro de protonterapia conlleva unos problemas radiológicos asociados al uso de protones de tan elevadas energías. Debido a las interacciones nucleares, se produce la generación de campos de radiaciones mixtos compuestos por neutrones y fotones que llevarán asociados una dosis. Al ser una disciplina tan novedosa, las herramientas disponibles para estudiar este tipo de problemas son escasas y de difícil acceso. El objetivo principal de este proyecto es la realización de un modelo de centro de protonterapia (Clínica Universitaria de Navarra en Madrid, España) para su utilización en el programa PHITS, basado en el transporte de radiación por métodos de montecarlo. Este documento puede tomarse como guía para la realización de otros modelos de distintas instalaciones, ya que se describen los resultados obtenidos desde los planos hasta la obtención de la geometría final en PHITS. Los programas utilizados en el presente trabajo son AutoCAD (modelación 3D del centro), SuperMC (traducción de geometría CAD a geometría montecarlo) y PHITS (modelizaci ́on de fuentes de radiación y cálculo de dosis). Como ejercicio de validación, se realizan cálculos de la dosis anual en la sala del acelerador con la corriente en modo on y se comparan con los resultados obtenidos en la literatura.

RESUMEN: En el presente Trabajo de Fin de Grado se desarrolla un estudio de comparación de dos modelos de transición energética para España, con el fin de aumentar la generación baja en emisiones y mejorar la seguridad energética. La comparación se realiza entre la propuesta de generación de electricidad del Plan Nacional Integrado de Energía y Clima y un modelo propuesto por el autor basado en la cooperación entre las energías renovables y la energía nuclear. Con el presente trabajo se pretende demostrar que, en la actualidad, no es suficiente un modelo basado en las energías renovables y el almacenamiento, sino que son necesarias unas centrales de base que otorguen seguridad energética al país. Dichas centrales pueden ser los ciclos combinados o las centrales nucleares, por lo que se comparan las dos combinaciones posibles, renovables+ciclo combinado y renovables+nuclear. Para este propósito, se analizan la potencia instalada de cada tecnología, la generación de energía eléctrica en la actualidad y su factor de capacidad, con el fin de obtener una estimación de generación para el año 2030. En el presente trabajo, se detallan las diversas opciones existentes en materia de energía nuclear, así como la capacidad actual del parque nuclear español. Además, se proponen emplazamientos concretos para ampliar dicha capacidad de generación nuclear y disminuir la dependencia de los combustibles fósiles. Todo ello para recoger unos datos que demuestren la mayor efectividad de la combinación de energías renovables y energía nuclear, tanto como mayor fuente de generación, como, más específicamente, de una mayor generación de bajas emisiones. ABSTRACT: This Final Degree Project develops a comparison study of two energy transition models for Spain, in order to increase low-emission electricity generation and improve energy security. The comparison is made between the electricity generation proposal by the National Integrated Energy and Climate Plan, and a model proposed by the author based on the cooperation between renewable and nuclear energies. The aim of this paper is to demonstrate that a model based on renewable energies and storage is not enough currently, but that base load power plants are needed to provide energy security to the country. These can be combined cycle or nuclear power plants. Therefore, the two possible combinations -renewable energies plus combined cycle and renewable and nuclear energies- are compared. For this purpose, the installed power of each technology, the current generation of electric energy and its capacity factor are analysed in order to obtain an electricity generation estimate for the year 2030. The various existing nuclear energy options are detailed, as well as the current capacity of the Spanish nuclear power plant fleet. In addition, specific sites are proposed to expand the nuclear generation capacity and reduce the dependence on fossil fuels. All these is conducted in order to collect data that may demonstrate the greater effectiveness of the combination of renewable and nuclear energies, both as a major source of generation and, specifically, as a major source of low-emission generation. Grado en Ingeniería de los Recursos Energéticos

In this work, we report on the results obtained by measuring several turbulent quantities well inside the plasma edge by means of a Langmuir probe during dynamical rotational transform scans in the TJ-II stellarator, while applying a radial electric field to the edge plasma using a biasing probe. By calculating the intermittence parameter from floating potential measurements, we are able to identify a major low order rational surface and hence relate the probe measurements to the local value of the rotational transform. Based on the former, we are able to show that the poloidal plasma velocity (and hence radial electric field) has a significant radial structure that is clearly related to the rotational transform profile and in particular the lowest order rational surfaces in the range studied. The poloidal velocity is also affected by the edge biasing. The particle flux Γ was also found to exhibit a radial pattern, as did the flow shear suppression term ω E × B , but the relation of the former to the low-order rational surfaces was less clear. We surmise that this lack of direct correspondence is due to an unknown term in the turbulence evolution equation: the instability growth rate, γ. We make use of a reduced Magnetohydrodynamic turbulence model to interpret the results. Overall, a picture is obtained in which the plasma self-organizes towards a state with a clear radial pattern of the radial electric field, in line with expectations from some numerical studies describing the spontaneous formation of an ‘E × B staircase’, consisting of alternating layers with fast and slow radial transport. In this state, the radial profiles of various quantities (density, temperature, pressure) will not be smooth.

El estudio integral de minería del uranio se lleva a cabo en forma ordenada comenzando con los tipos de depósitos y los aspectos operativos de una mina de uranio. Se detallan los impactos ambientales que genera esta actividad y las técnicas de remediación de sitios una vez finalizadas las operaciones. Posteriormente, se repasa la historia de la minería de uranio en la República Argentina y se detalla el escenario ambiental de las instalaciones mineras en el país. Se describen los proyectos de remediación realizados y se compara con la normativa internacional y con los casos seleccionados similares realizados en el mundo. Se analiza el rol de la energía nuclear en el siglo XXI (tanto internacionalmente como en la República Argentina), en el marco del calentamiento global y la creciente demanda de energía. Al respecto, la minería de uranio constituye una etapa fundamental dentro del ciclo del combustible nuclear, pero debe realizarse en un contexto dominado por el desarrollo sostenible y por las exigencias de las sociedades actuales. En particular, la República Argentina tiene el potencial para desarrollar la minería de uranio, impulsar la energía nuclear y diversificar su matriz energética. A su vez, un organismo regulador independiente y eficiente debe otorgar las garantías de que estas operaciones se realicen de manera segura. The comprehensive study of uranium mining is carried out in an orderly manner beginning with the types of deposits and the operational aspects of a uranium mine. The environmental impacts generated by this activity and the site remediation techniques at the end of mining production are detailed. Subsequently, the history of national uranium mining and also the environmental scenario of mining facilities is reviewed. The remediation projects carried out are described and compared with international regulations and with similar selected cases carried out in the world. The role of nuclear energy in the 21st century (both internationally and in the Argentine Republic) is analyzed in the context of global warming and the continuous growing demand for energy. In this regard, uranium mining constitutes a fundamental stage within the nuclear fuel cycle, but it must be carried out in a sustainable development context and concerning the demands of today's societies. In particular, the República Argentina has the potential to develop uranium mining, promote nuclear energy and diversify its energy mix. In turn, an independent and efficient regulatory body must provide guarantees that these operations are carried out safely manner. Fil: López Canton, Facundo. Universidad de Buenos Aires. Facultad de Ciencias Exactas y Naturales; Argentina.

RESUMEN El daño por irradiación en metales cúbicos centrados en las caras (fcc) y cúbicos centrados en el cuerpo (bcc) se está investigando de forma extensa en los últimos años tanto experimental como computacionalmente buscando la comprensión de los mecanismos básicos del daño. Sin embargo, los estudios microscópicos en materiales hexagonales compactos existentes hasta el momento son muy limitados. El objetivo principal de esta tesis es la creación de un modelo nuevo y original para la comprensión de la evolución microscópica (difusión de defectos) en metales hexagonales compactos, concretamente α-Zirconio, usando la técnica de simulación de Monte Carlo Cinético. Esta técnica permite comprender la evolución de la acumulación de daño, debida tanto a irradiación de neutrones como de electrones, para tiempos largos (horasmeses). También se ha desarrollado un método para el estudio de los efectos que tiene en cualquier tipo de material, la existencia de un campo de tensión o uno o varios centros de dislocación. Esta tesis consta fundamentalmente de tres partes: En la primera parte, que comprende los capítulos 1 y 2, se explica por qué se decidió abrir el campo del estudio de este tipo de materiales y concretamente el metal α-Zirconio, exponiendo su importancia en el campo de los reactores nucleares. Se define la estructura de un material hexagonal compacto y los problemas que surgen, tanto a nivel microscópico como macroscópico, cuando sufren una irradiación de neutrones típica de un reactor de fisión. Se define el concepto de simulación multiescala y su necesidad en el tipo de problema que se trata en esta tesis, y se han resumido los diferentes códigos necesarios para el estudio de los materiales de forma computacional desde tiempos cortos y estudios atomísticos a tiempos largos y efectos macroscópicos. En la segunda parte, capítulo 3, 4 y 5, se describen los fundamentos del método de simulación más utilizado en esta tesis doctoral, el método de Monte Carlo cinético. Este tipo de simulaciones requiere una gran cantidad de parámetros de entrada que describen los procesos que van a tener lugar durante la evolución del daño. Con el fin de identificar estos parámetros se ha realizado un profundo estudio bibliográfico sobre los datos existentes en la literatura que se resumen en esta tesis. Con respecto a la distribución inicial de defectos, se ha utilizado una base de datos de cascadas de desplazamiento de zirconio creadas por átomos de retroceso desde 10 keV hasta 25 keV a 600K obtenidas mediante el método de dinámica molecular dentro del apartado los diferentes tipos de defectos y aglomerados de defectos que aparecen en estas cascadas y se definen los diferentes mecanismos que se han introducido en el modelo para el estudio del daño por radiación en materiales hexagonales compactos. Se describe además en este capitulo las modificaciones realizadas para el estudio especifico de materiales hcp, así como las modificaciones para incluir diferentes campos de tensión sobre los defectos. La tercera parte de esta tesis, capítulos 6 al 10, describe los principales resultados obtenidos en esta tesis doctoral. Comienza con el cálculo de los espectros neutrónicos y de átomos primarios de retroceso típicos de un reactor de fisión actual y de nueva generación mediante el código de transporte neutrónico MCNP (Monte Carlo N-Particles) y SPECTER respectivamente; se ha obtenido también la producción de gases en las vainas de zirconio típicas de los reactores. A continuación se describen los resultados obtenidos con el modelo de Monte Carlo cinético sobre la evolución de defectos producidos bajo irradiación en diferentes condiciones. Con el objetivo de entender el comportamiento y la estabilidad de los distintos tipos de defectos y aglomerados de defectos creados en una cascada de colisión, se ha comenzado estudiando la evolución en el tiempo de los diferentes tipos de cascadas (envejecimiento de cascadas) obteniendo los defectos que escapan de la recombinación como una fracción de los que se producen en la cascada, y por lo tanto el número y tipo de defectos que interaccionarían con la microestructura. Con el fin de comprender el daño por irradiación de neutrones en el material, se ha estudiado la evolución de la microestructura bajo las condiciones de un reactor de fisión actual. En primer lugar se ha estudiado el efecto de la temperatura en la concentración y el tamaño de defectos producidos. Los resultados se han comparado con datos experimentales. Se ha analizado el efecto de diferentes parámetros: tasa de dosis, movilidad de los aglomerados de intersticiales, la introducción de un bias para intersticiales y el efecto de la anisotropía en el movimiento de intersticiales (movimiento de una a tres dimensiones para los intersticiales). Esta anisotropía en el movimiento de intersticiales es característica de los metales hcp. Siguiendo con el estudio de esta anisotropía se ha considerado la acumulación de daño y el crecimiento por irradiación (fenómeno típico en metales hexagonales compactos) para varias posibilidades de movimiento de los intersticiales. También se ha estudiado el daño por irradiación de electrones en zirconio para poder comparar con resultados experimentales y con resultados obtenidos usando otra técnica de simulación: técnica de campo medio o teoría de tasas. Finalmente se exponen los resultados de la modificación del código para la consideración de que el material sufra un campo de tensiones. En resumen, en esta tesis doctoral se ha estudiado por primera vez la evolución del daño producido por neutrones y electrones en un metal hcp utilizando un código de Monte Carlo cinético. Para realizar este trabajo ha sido necesario modificar el código de Monte Carlo existente, incluyendo la estructura hcp y la anisotropía en la difusión de defectos. Se han evaluado los distintos mecanismos y parámetros de difusión de defectos bajo distintas condiciones de irradiación, comparando con resultados experimentales existentes en la literatura. Los resultados de estos cálculos muestran la influencia de la anisotropía en el cristal en la concentración de defectos en la forma de recombinación entre vacantes e intersticiales muy pequeña, la desaparición de muchos intersticiales en bordes de grano y, debido a esto, la existencia de muchos aglomerados de vacantes en el cristal; todo esto conduce al fenómeno de crecimiento bajo irradiación típico en materiales hcp. En el estudio de la anisotropía en el movimiento de los intersticiales se puede concluir una recombinación mayor y crecimiento de aglomerados de intersticiales cuando la anisotropía en el movimiento disminuye (pasa de una dimensión en el plano basal y saltos entre planos basales en un orden de magnitud menor, a un movimiento en tres dimensiones). ABSTRACT The study of point defect clustering in hexagonal-close-packed (hcp) metals is dominated by a consideration of the geometry of the hcp lattice and lattice parameters ratio (c/a). Because of this crystallographic anisotropy, defect anisotropic diffusion is expected (jump distances and jump rates depend on jump directions). This study has focused on hcp α-Zirconium (c/a 1.594, lower than ideal 1.633). The aim of this thesis is the creation of a new and original model for the understanding of the microscopic evolution (defect diffusion) in hcp metals, mainly zirconium, using a kinetic Monte Carlo simulation technique. This technique allows us to understand the evolution of damage accumulation, due either neutron and electron irradiation, for long times (hours-months). A new method has also been developed to study the effects, in any kind of material, of the existence of a stress strain or one or several centres of dislocation. The first barrier of the radioactive material is proposed to be built of ZrNb alloys in an advanced light water reactor. The understanding of the effect of irradiation on zirconium mechanical properties is crucial for safe operation of the reactor. However, knowledge at fundamental level concerning processes that happen when a material is irradiated are very limited, both in basic microscopic and macroscopic experimental results. We have focused our work on the description of microscopic effects of irradiation using computer simulations in a multi-scale approach. Several multiscale modelling simulations steps have been used in order to understand the microscopical fission reactor cladding behaviour. We have focused on zirconium alloys claddings (Zircaloy-4 and Zr-2.5%Nb). The first step has been to simulate the neutron spectra. Spectra for current pressure water reactors (PWR) and high burn-up advanced reactors have been obtained. Neutron spectra in several burnt steps have also been obtained and the isotopic variation in the cladding (looking for Helium and Hydrogen apparition in the system) has been represented. Taking these results as input data the Primary Knock-on Atom (PKA) spectra have been reproduced. From those data a systematic analysis of primary damage has been obtained using a binary collisions code for high energy recoils, in order to get distribution of cascades and subcascades for these recoil energies. With these data the evolution of the microstructure during irradiation under different environment conditions (temperature and dose rate) have been studied. Molecular dynamics (MD) simulations cascades that fit best to PKA spectra have been selected and they have been used as input data on defect energetics and cascade damage. Neutron irradiation in Zirconium (the main cladding component in all the situations) has been studied with a new kinetic Monte Carlo model modified in this thesis to study irradiation (neutron and electron) in hcp metals. Diffusion in an hcp lattice of those defects produced in cascades has been studied in detail. Results have been compared with available experimental data. Results on electron irradiation of hcp α-Zirconium under different conditions with a kinetic Monte Carlo model have also been obtained in order to compare with experimental results. Finally results are exposed in order to consider stress strain in the material. In resume, in this thesis has been studied, for the first time, the damage evolution produced by neutron and electrons in hcp metals through a kinetic Monte Carlo code.

Existen multitud de estudios sobre la calidad microbiológica de aguas naturales pero no nos consta que se hayan efectuado en el interior de una central nuclear. La principal preocupación respecto a este tipo de instalaciones es el impacto radiológico ocasionado sobre el agua, el suelo y en especial sobre las consecuencias en la salud humana. En relación con los sistemas de refrigeración se ha estudiado más ampliamente su impacto térmico sobre las aguas receptoras y cómo afectan a las poblaciones de peces y crustáceos. En este trabajo se ha abordado el estudio de las comunidades microbianas presentes en el sistema de refrigeración de una central nuclear española, desde su origen, el agua del río, hasta su regreso al mismo, con el fin de analizar la influencia del sistema en la calidad microbiológica de las aguas naturales utilizadas para la refrigeración. Para ello se han empleado técnicas tradicionales de cultivo y técnicas de Microbiología Molecular como PCR, DGGE y secuenciación de ADN, además de microscopía óptica y de epifluorescencia. La cantidad de microorganismos encontrados está en concordancia con la referenciada por otros autores en aguas dulces, y no muestra diferencias importantes a lo largo del sistema. Sin embargo, se han observado cambios en la composición microbiana del agua de un punto a otro del sistema de refrigeración, así como variaciones en cada punto del sistema en función de la época del año en que se han efectuado los análisis. Entre los microorganismos identificados, ha habido miembros de los grupos filogenéticos de a- b- y g-Proteobacteria, Bacillus-Staphylococcus, Actinomycetales, Deinococcus-Thermus, Bacteroidetes y Clostridiales habiendo sido detectados muchos de los géneros aislados en otros ambientes acuáticos. Los resultados ponen de manifiesto la diversidad bacteriana en este tipo de sistemas de aguas industriales y la importancia de las técnicas moleculares en el estudio de las comunidades microbianas.

En la presente Tesis se realizó un análisis numérico, usando el código comercial Ansys-Fluent, de la refrigeración de una bola de combustible de un reactor de lecho de bolas (PBR, por sus siglas en inglés), ante un escenario de emergencia en el cual el núcleo sea desensamblado y las bolas se dejen caer en una piscina de agua, donde el mecanismo de transferencia de calor inicialmente sería la ebullición en película, implicando la convección y la radiación al fluido. Previamente se realizaron pruebas de validación, comparando los resultados numéricos con datos experimentales disponibles en la literatura para tres geometrías diferentes, lo cual permitió seleccionar los esquemas y modelos numéricos con mejor precisión y menor costo computacional. Una vez identificada la metodología numérica, todas las pruebas de validación fueron ampliamente satisfactorias, encontrándose muy buena concordancia en el flujo de calor promedio con los datos experimentales. Durante estas pruebas de validación se lograron caracterizar numéricamente algunos parámetros importantes en la ebullición en película con los cuales existen ciertos niveles de incertidumbre, como son el factor de acoplamiento entre convección y radiación, y el factor de corrección del calor latente de vaporización. El análisis térmico de la refrigeración de la bola del reactor por ebullición en película mostró que la misma se enfría, a pesar del calor de decaimiento, con una temperatura superficial de la bola que desciende de forma oscilatoria, debido al comportamiento inestable de la película de vapor. Sin embargo, la temperatura de esta superficie tiene una buena uniformidad, notándose que las áreas mejor y peor refrigeradas están localizadas en la parte superior de la bola. Se observó la formación de múltiples domos de vapor en diferentes posiciones circunferenciales, lo cual causa que el área más caliente de la superficie se localice donde se forman los domos más grandes. La separación entre los domos de vapor fue consistente con la teoría hidrodinámica, con la adición de que la separación entre domos se reduce a medida que evolucionan y crecen, debido a la curvatura de la superficie. ABSTRACT A numerical cooling analysis of a PBR fuel pebble, after an emergency scenario in which the nucleus disassembly is made and the pebbles are dropped into a water pool, transmitting heat by film boiling, involving convection and radiation to the fluid, is carried out in this Thesis. First, were performed validation tests comparing the numerical results with experimental works available for three different geometries, which allowed the selection of numerical models and schemes with better precision and lower computational cost. Once identified the numerical methodology, all validation tests were widely satisfactory, finding very good agreement with experimental works in average heat flux. During these validation tests were achieved numerically characterize some important parameters in film boiling with which there are certain levels of uncertainty, such as the coupling factor between convection and radiation, and the correction factor of the latent heat of vaporization. The thermal analysis of pebble cooling by film boiling shows that despite its decay heat, cooling occurs, with pebble surface temperature descending from an oscillatory manner, due to the instability of the vapor film. However, the temperature of this surface has a good uniformity, noting that the best and worst refrigerated area is located at the top of the pebble. The formation of multiple vapor domes at different circumferential positions is observed, which cause that the hottest area of the surface was located where biggest vapor domes were formed. The separation between vapor domes was consistent with the hydrodynamic theory, with the addition that the separation is reduced as the vapor dome evolves and grows, due to the surface curvature.

La seguridad en el ámbito nuclear juega un papel muy importante debido a las graves consecuencias que pueden tener los posibles accidentes, cuyos efectos se pueden extender por extensos espacios y prolongarse mucho en el tiempo. Es por eso que desde el inicio del desarrollo de la tecnología nuclear siempre se ha vigilado por mantener las instalaciones nucleares en un nivel de riesgo aceptable. En esta tesis se pretende poner de manifiesto algunas carencias del análisis de riesgo clásico que se resumen en una forma de distinguir y separar transitorios de daño y transitorios seguros pertenecientes a una misma secuencia, definiendo el llamado dominio de daño y evaluando la probabilidad de que algún transitorio perteneciente a la secuencia sea de daño, es decir, que esté contenido dentro de la región del dominio de daño, aportando la llamada probabilidad de superación para obtener la frecuencia de superación de estados finales no deseados. En la tesis se realiza en primer lugar un breve resumen de algunos reactores de alta temperatura refrigerados con gas, de los que se ha elegido al reactor de prueba de alta temperatura (HTTR) como ejemplo para mostrar la metodología. Aparte de ver el diseño de los diferentes reactores y su aportación a la investigación y desarrollo de nuevos modelos, se estudiaron algunos incidentes y se tomaron datos de algunos de ellos para ajustar las probabilidades de los sucesos a emplear en los árboles de fallos. Seguidamente se realiza un análisis simple de una secuencia, según la metodología clásica de análisis probabilista del riesgo, usando solo arboles de fallos y de sucesos, evaluando la frecuencia de daño de dicha secuencia. En el núcleo de la Tesis se describe la metodología y la aportación que se propone para obtener la cuantificación de tan solo los transitorios de daño y su aportación al estado final. Una aportación significativa es el modelado del HTTR, plasmado en el programa de simulación HTTR5+, necesario para poder aplicar la metodología, con el que se ha llevado a cabo la simulación de un transitorio de prueba, a fin de realizar la comparación con el obtenido por el fabricante (JAERI), buscando el dominio de daño y su cuantificación. Para este fin, se desarrolló un módulo que gestiona las diferentes simulaciones para delinear el dominio de daño, el cual se integró al simulador HTTR5+ para crear el programa DD-HTTR5+. Los resultados de la frecuencia de superación de la variable de daño se han comparado con los obtenidos por el método tradicional, para finalmente extraer las conclusiones de la Tesis. Uno de los resultados más significativos es que para la secuencia analizada un 40% de los transitorios que pertenecen a la secuencia son de daño y el otro 60% son transitorios seguros. Al emplear el método clásico se estaba realizando una sobreestimación de la probabilidad y frecuencia de daño. La Tesis también contiene en anexos una descripción muy detallada del HTTR, con respecto a su diseño, modos de operación, sistemas y componentes, etc. También se detallan las propiedades termofísicas del HTTR, así como las tasas de fallos y los árboles de fallos utilizados. Toda esta información fue de gran ayuda para realizar el modelo y programa de simulación HTTR5+.

Humanity will no longer be able to depend on oil, gas and coal for its energy needs as crises and the threat of climate change rise. This statement pushes countries to rely more heavily on clean energy. Nuclear power is a carbon-free energy, operated in 32 countries and providing 10% of the worldwide electricity. As it can be a response to providing green energy, some countries are investing massively in the development of nuclear power. However, nuclear power can also refer to disasters. The accidents of Chernobyl and Fukushima, and the threat of a nuclear war have made some countries reconsider the use of atomic power and, in some cases, completely phase out nuclear power. Costs and policies regarding nuclear and, more particularly, nuclear dismantling are not very well known by citizens. This increases the risk of misinformation to the public, leaving room for misinterpretation of the actual dangers and benefits of nuclear power. This paper will compare the estimated costs of a nuclear phase-out of France and Germany. It will also state the policies put in place for nuclear dismantling, the role of supranational organisations, and how do French and German national policies compare in this regard. A humanidade não poderá mais depender de petróleo, gás e carvão para as suas necessidades energéticas à medida que as crises e a ameaça das mudanças climáticas aumentam. Esta declaração leva os países a depender mais fortemente de energia limpa. A energia nuclear é uma energia livre de carbono, operada em 32 países e fornecendo 10% da electricidade mundial. Como pode ser uma resposta ao fornecimento de energia verde, alguns países estão investindo maciçamente no desenvolvimento da energia nuclear. No entanto, a energia nuclear também pode se referir a desastres. Os acidentes de Chernobil e Fukushima, e a ameaça de uma guerra nuclear fizeram alguns países reconsiderarem o uso da energia atómica e, em alguns casos, eliminarem completamente a energia nuclear. Os custos e as políticas em matéria nuclear e, mais particularmente, ao desmantelamento nuclear não são muito conhecidos pelos cidadãos. Isso aumenta o risco de desinformação para o público, deixando espaço para interpretações erróneas dos perigos e benefícios reais da energia nuclear. Este artigo irá comparar os custos estimados de uma eliminação nuclear da França e da Alemanha. Também indicará as políticas implementadas para o desmantelamento nuclear, o papel das organizações supranacionais e como as políticas nacionais francesas e alemãs se comparam a esse respeito.