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Significant efforts are being devoted in order to boost R&D on advanced nuclear reactors due to their sustainability and improved safety characteristics. Numerous benchmarks, whose aim is to assess and improve the methodologies and computer codes used to calculate neutronic parameters and reactivity coefficients in SFRs, have been set up. Amongst them, as a contribution to the ESNII+ Project, a benchmark exercise evaluating the safety coefficients of an ASTRID-like reactor was performed. The objective of this work is to assess the safety coefficients of an ASTRID-like reactor in order to identify the capabilities and possible limitations of the methodologies, codes and nuclear data employed in the calculations. Furthermore, these results will be compared and validated against the results of other partners. The ASTRID-like core was modelled at operating conditions with the SCALE system and MCNP code, using ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1.1 libraries respectively. Core multiplication factor, power peaking factors, kinetic parameters, reactivity feedback coefficients and control system worth were calculated. Nine voiding scenarios were studied, confirming the negative reactivity effect from the total voiding of the core. A comparison between the participants in the benchmark was carried out, providing an evaluation of the performance of the current state-of-the art neutronic codes for Gen-IV SFR reactor safety analyses.

Neutronic and isotopic evolution codes have been extending their capabilities to solve new problems (for instance, the coupling of an accelerator and a subcritical core) related to innovative nuclear systems. These codes are required to be versatile enough to simulate different reactors with very different characteristics. Due to the demand of simulation tools for the description of the real potential of transmutation systems, I have developed, validated and upgraded one tool with these characteristics, called EVOLCODE2, as part of the Nuclear Innovation Program at CIEMAT where I started this job in year 2002. In brief, EVOLCODE2 is a combined neutronics and burn-up evolution simulation tool. It links results obtained by standard codes (such as MCNPX for the neutron transport simulation and ORIGEN2 for depletion calculations), following a methodology based on the physics of the problem. The code is able to estimate a great variety of nuclear reactor parameters; among them, the isotopic composition evolution of the fuel in a nuclear reactor, or criticality constants as function of time. EVOLCODE2 is applicable to nuclear reactors with different neutron spectra, different fuels and mechanical structures, for both critical and subcritical systems. The two main objectives of this Ph. D. are, first, to present this tool, describing its functioning and implementation methodologies, and validating it, and second, analyzing the results it provides for different studies on possible improvements to nuclear energy sustainability using advanced fuel cycles and reactors. The thesis begins with a description of the current state of the global nuclear energy production, highlighting the problems related to the management of nuclear waste, especially the spent fuel. As a complementary possibility for the future, many institutions are nowadays focusing their research efforts in the Partitioning and Transmutation concepts included in advanced fuel cycles. This problematic is described The two main objectives of this Ph. D. are, first, to present this tool, describing its functioning and implementation methodologies, and validating it, and second, analyzing the results it provides for different studies on possible improvements to nuclear energy sustainability using advanced fuel cycles and reactors. The thesis begins with a description of the current state of the global nuclear energy production, highlighting the problems related to the management of nuclear waste, especially the spent fuel. As a complementary possibility for the future, many institutions are nowadays focusing their research efforts in the Partitioning and Transmutation concepts included in advanced fuel cycles. This problematic is described in Chapter 1, showing the global and local relevance of the research in this field and highlighting the necessity of a simulation tool able to deal with the complex studies associated to this research. The second chapter of this Ph. D. contains an analysis of the equations describing the transport and burn-up problems in a nuclear reactor. These equations are the Boltzmann equation for the neutron transport and the Bateman equation for the isotopic evolution. In this Chapter, we will briefly show the methodology to solve this non linear equation system, applying the rationales needed to make the unavoidable approximations. These approximations are geometrical, temporal and due to the limitations in the available computational power. Chapter 3 is devoted to the detailed description of the EVOLCODE2 characteristics, including the implementation of these approximations and an analysis of the achievable accuracy in the estimation of the final results. Once the mathematical and physical background of this code have been described, the programming characteristics of EVOLCODE2 are shown in Chapter 4. The programming style was selected to improve supportability and traceability, using a program structure resulting from the application of object-oriented advanced programming paradigms, such as extensive use of modularisation, abstraction and encapsulation. Code validation against real experiments is essential to trust a simulation tool. Unfortunately, experimental data for burn-up research is usually a restricted proprietary information and it is very difficult to get the rights to use and publish any validated result. However, we finally got access to the results of two different experiments that were used to validate EVOLCODE2. A description of these experiments as well as the results of the validation are discussed in the fifth chapter. The second part of this Ph. D. is the application of EVOLCODE2 to the study of present nuclear problems related to advanced fuel cycles, that demonstrate the real capabilities of the simulation code and provide important results for nuclear energy sustainability that are worth discussing by themselves. In Chapter 6, there is a description of the main international projects where EVOLCODE2 has been used, with special emphasis in the analysis of the capabilities and results provided by the simulation system. The Ph. D. is completed with Chapter 7 for the conclusions, Chapter 8 with prospects for future improvements of EVOLCODE2 and two annexes with details on the basic components of EVOLCODE2 and the physics and models of the neutron spallation process.

The knowledge of reactor parameters such as effective multiplication factor kef f , effective delayed neutron fraction βef f and their uncertainties is important for the study of nuclear reactor dynamics and for nuclear reactor safety analysis. In this work we will do a S/U analysis with the SUMMON code, based on first order per turbation theory, of several simulations performed with Monte Carlo code MCNP for 25 benchmark reactors, mainly from ICSBEP and IRPhE reactor databases. In the case of kef f , it has been found that the uncertainty due to nuclear data is much larger than the statistical uncertainties from the Monte Carlo method. On the other hand, the evaluation of βef f with the conventional method (Bretscher’s method) has non negligible statistical uncertainties. A perturbative method will be used (Chiba’s method) to improve statistical uncertainties. Three covariance matrices from three different nuclear data libraries will be used for the uncertainty analysis: JEFF-3.3, JENDL-4.0u and ENDF/B-VIII.0. For the kef f , we have observed a good statistical convergence and a wide range of reaction contributors in the uncertainty due to nuclear data, which is usually larger with JEFF-3.3 library. For βef f , Chiba’s method appears as the best method due to the improvement in statistical uncertainty and the removal of false contributors in the uncertainty due to nuclear data, being ν¯d the nuclear data with the most important contribution. In general, JENDL-4.0u has been found to be the best library for the uncertainty evaluation for βef f . El conocimiento de los parámetros de los reactores como el factor de multiplicación efectivo kef f , la fracción de neutrones retardados efectiva βef f y sus incertidumbres es importante para el estudio de la dinámica y el análisis de seguridad de los reactores nucleares. En este trabajo haremos un análisis S/U con el código SUMMON, basado en la teoría de perturbación de primer orden, de varias simulaciones realizadas con el código de Monte Carlo MCNP para 25 reactores de referencia, principalmente provenientes de las bases de datos de reactores ICS BEP y IRPhE. En el caso de kef f , se ha encontrado que las incertidumbres debidas a datos nucleares son mucho mayores que las incertidumbres estadísticas del método de Monte Carlo. Por otro lado, el cálculo de βef f con el método convencional (método de Bretscher) tiene unas incertidumbres estadísticas no despreciables. Usaremos un método perturbativo (método de Chiba) para mejorar las incertidumbres estadísticas. Tres matrices de covarianzas de tres librerías de datos nucleares distintas serán usadas para el análisis de la incertidumbre: JEFF- 3.3, JENDL-4.0u y ENDF/B-VIII.0. Para la kef f , hemos observado una buena convergencia estadística y un amplio rango de contribuyentes a la incertidumbre debida a datos nucleares, la cual es normalmente mayor con la librería JEFF-3.3. Para la βef f , el método de Chiba aparece como el mejor método debido a la mejora en la incertidumbre estadística y la eliminación de los falsos contribuyentes a la incertidumbre debida a datos nucleares, siendo ν¯d el dato nuclear con la contribución más importante. En general, JENDL-4.0u ha sido encontrada como la mejor librería para la evaluación de las incertidumbres para la βef f . Universidad de Sevilla. Máster Interuniversitario en Física Nuclear

La introducción de nuevas tecnologías y procesos industriales, y en particular de los reactores de Generación IV, supondrá lograr una energía nuclear más sostenible en términos de eficiencia, gestión de residuos, seguridad y competitividad económica gracias a la adopción de estrategias basadas en la Separación y la Transmutación. No obstante, debido a la gran cantidad de diseños existentes, así como a sus diferentes peculiaridades, esta introducción pasa necesariamente por la evaluación de su impacto en el ciclo de combustible nuclear. De esta forma, será posible determinar, según los objetivos que cada país o región se marque, cual es la mejor manera de pasar de los sistemas actuales a estas tecnologías más avanzadas, así como encontrar e identificar posibles limitaciones que puedan derivarse de su implementación y uso. Por otro lado, debido a la gran complejidad que entrañan estos análisis, el desarrollo de códigos y herramientas para la simulación de ciclos de combustible está estrechamente ligado a estos análisis. No es de extrañar, por tanto, que estas herramientas estén siendo actualmente utilizadas a lo largo de todo el mundo por expertos y legisladores para el estudio y comprensión de estos nuevos ciclos avanzados. Sin embargo, las conclusiones que se deriven de estos análisis serán tan buenas como la calidad de los resultados que puedan arrojar estas herramientas, lo cual cobra especial importancia en un mundo rodeado por incertidumbres. Bajo estas premisas, esta tesis se ha centrado en mejorar la confianza de los resultados proporcionados por los códigos simuladores de ciclos; a fecha de hoy, los estudios existentes en este campo son bastante escasos y están limitados por las fuertes hipótesis y suposiciones que emplean. Para ello, se han desarrollado e implementado diversas metodologías que permiten tener en cuenta el efecto de las distintas incertidumbres que aparecen en este tipo de estudios de forma genérica. Todo esto se ha llevado a cabo a través del estudio de diversos escenarios avanzados. De forma más precisa, estos escenarios se han basado en casos propuestos a nivel internacional por diferentes proyectos y colaboraciones debido a su interés desde el punto de vista de la transmutación y la gestión de residuos, entre otros. El primer paso para lograr alcanzar estos objetivos ha consistido en actualizar TR_EVOL (el código de simulación de ciclos desarrollado por el CIEMAT) con distintas metodologías tanto para propagar incertidumbres, como para optimizar escenarios nucleares. En paralelo, se ha hecho un gran esfuerzo para mejorar esta herramienta, de forma que sea mas versátil y rápida. Una vez se ha dispuesto de la herramienta necesaria, el trabajo de esta tesis se ha dividido en dos partes. La primera de ellas ha estado enfocada en la cuantificación de los efectos causados por distintas incertidumbres, mientras que la segunda parte se ha dedicado a analizar cómo las incertidumbres pueden afectar a la optimización de escenarios, y, por consiguiente, a la toma de decisiones. La cuantificación de las incertidumbres se ha realizado a través del estudio de tres escenarios diferentes, cubriendo en cada uno de ellos una familia distinta de fuentes de incertidumbres. En primer lugar, se han estudiado las incertidumbres en los parámetros del ciclo de combustible. Para ello, se ha utilizado una metodología híbrida que combina métodos locales y globales. De este modo, es posible seleccionar de forma rápida aquellas variables más relevantes en términos de propagación de incertidumbre, sobre las cuales se puede posteriormente estudiar de forma detallada su impacto, buscando tanto interacciones como efectos de orden superior. Esta forma de abordar el problema, en combinación con la construcción de un modelo subrogado través de la expansión en Polinomios del Caos, ha permitido reducir de forma muy notable la demanda computacional de las técnicas globales. En el segundo escenario se ha abordado el efecto de las incertidumbres provenientes de los datos nucleares. En este caso, se ha desarrollado una metodología basada en métodos Monte Carlo a través de la generación de varias librerías perturbadas la cual se ha verificado previamente con el experimento integral GODIVA. Tras ello, se ha aplicado a un ciclo abierto donde sus efectos se han comparado con los efectos debidos a los parámetros más relevantes del ciclo para poder determinar cómo de relevante es su impacto. En tercer lugar, se han analizado las diferencias debidas al uso de los propios simuladores. Para ello, a través de una colaboración con el SCK·CEN, se ha simulado el mismo escenario avanzado con dos códigos distintos. Las diferencias obtenidas, las cuales han mostrado ser insalvables y por tanto aparecerán en cualquier estudio independientemente de la calidad de los códigos que se utilicen, se han cuantificado comparando de nuevo con los efectos introducidos por las incertidumbes en los parámetros del ciclo de combustible. Estos análisis han mostrado que tanto las incertidumbres en datos nucleares como las distintas aproximaciones tomadas por los diferentes códigos producen un efecto en la simulación que es comparable al de las incertidumbres en los parámetros del ciclo. Además, este efecto cobra especial relevancia en escenarios avanzados con Separación y Transmutación, donde se persigue el multireciclado de los materiales para su óptimo uso. Por su parte, los efectos de las incertidumbres en parámetros del ciclo han resultado ser muy dependientes tanto del observable en particular, como del escenario en consideración. Finalmente, la tesis concluye mostrando la importancia que tienen las incertidumbres en los estudios de optimización. Para ello, se ha planteado un problema multiobjetivo el cual se ha resuelto dos veces: la primera de forma ordinaria sin tener en cuenta ninguna incertidumbre, y la segunda suponiendo que alguno de los parámetros de entrada es incierto. El problema escogido se ha basado en un escenario avanzado focalizado en reducir tanto la masa de transuránicos como los costes mediante el uso de tecnologías avanzadas. Para la optimización, se ha empleado un algoritmo evolutivo que alcanza la solución de forma iterativa sin requerir ninguna hipótesis de entrada. A pesar de que ambos resultados han producido aparentemente las mismas soluciones estando el caso con incertidumbres contenido dentro del caso sin incertidumbres, las configuraciones de parámetros de entrada que dan lugar a dichos resultados han sido diferentes. Además, el estudio detallado de las soluciones sin incertidumbres ha mostrado que, en su presencia, se vuelven inestables. De esta forma, las incertidumbres no solo pueden conducir a soluciones subóptimas, sino que además pueden comprometer la viabilidad del escenario en caso de no considerarse durante el proceso de optimización. ----------ABSTRACT---------- The introduction of new technologies and industrial processes, and of Generation IV reactors in particular, will translate into a more sustainable nuclear energy in terms of efficiency, nuclear waste management, safety and economic competitiveness due to the adoption of strategies based on Partitioning and Transmutation. However, as a consequence of the numerous existing designs as well as their different peculiarities, this introduction necessarily requires the evaluation of the impact of these new systems in the nuclear fuel cycle. In this manner, it will be possible to determine, based on the particular objectives of each country or region, the best way for transitioning from the current systems to these advanced technologies, finding and identifying in this process the possible limitations that may appear as a consequence of their implementation and use. Besides, given the complexity of these analyses, the study of nuclear fuel cycle scenarios is closely linked to the development of computer codes and tools for the simulation of these scenarios. It is therefore not surprising that these tools are currently being used for experts and policy makers around the world for studying and comprehending these new advanced fuel cycles. However, the conclusions that can be derived from these analyses will be as good as the quality of the results provided by the used tools, being this aspect of special importance in a world surrounded by uncertainties. In this context, this thesis has been focused on improving the reliability of the results provided by the nuclear fuel cycle simulators; to date the existing studies on this topic are scarce and present some limitations as a consequence of the strong hypotheses and assumptions they made. To that end, different methodologies that allow for taking into account the effect of the uncertainties appearing in this kind of studies in a generic way have been developed and implemented. All of this has been carried out through the study of several advanced electronuclear scenarios. More precisely, these scenarios have been inspired in realistic cases proposed at international level through different projects and collaborations given their interest from the point of view of transmutation and waste management, among others. The first step for meeting these objectives has been to upgrade TR_EVOL code (the nuclear fuel cycle simulator developed by CIEMAT) with different methodologies that allow for both uncertainty propagation and electronuclear scenario optimization. Meanwhile, a lot of effort has been made for improving this tool in such a way it becomes more versatile and faster. Once the necessary tool has been upgraded, the work of this thesis has been divided in two major parts. The first one is focused on the quantification of the effect produced by the different uncertainties, while the second part has been dedicated to the study of how the uncertainties may affect the optimization of electronuclear scenarios, and consequently, how they can affect decision making. The uncertainty quantification has been performed through the study of three scenarios, covering in each one of them one different family of uncertainties. Firstly, the uncertainties in the input parameters of the fuel cycle have been studied. To that end, a hybrid methodology making use of local and global methods has been used. In this way, the most relevant variables from the uncertainty propagation point of view can be identified in a quick and efficient manner, and in a second step, over this group of selected variables it is possible to study their detailed impact identifying non-linear effects or interactions. In conjunction with a surrogated model building based on the Polynomial Chaos expansion, this technique has allowed reducing very notably the computational demand of the global uncertainty propagation techniques. In the second scenario, the effect of the nuclear data uncertainties has been addressed. For this case, a methodology based on Monte Carlo methods and the generation of multiple perturbed nuclear data libraries has been developed and verified with the GODIVA integral experiment. After that, this methodology has been applied to an open fuel cycle in which the effect of the nuclear data has been compared with the effects produced by the most relevant parameters of the cycle in order to determine its relevance. In third place, the differences due to the fuel cycle simulation tools have been analyzed. Through a collaboration with the SCK·CEN research center, the same electronuclear scenario has been simulated with two different codes. The obtained differences which have been shown to be intrinsic to these tools, and therefore they will appear in any fuel cycle simulation whatever the quality or precision of the codes used, have been quantified through the comparison again with the effects due to the uncertainties in the input fuel cycle parameters. These analyses have shown that both the uncertainty in the nuclear data and the modeling and approximations made by the different fuel cycle codes, produce an effect in the simulation that is comparable to the uncertainty in the fuel cycle parameters. Additionally, these effects gain special relevance in advanced scenarios using Partitioning and Transmutation in which the multrecycling of the materials is pursued for its optimum use. On another note, the effect of the uncertainties in the fuel cycle parameters have shown to have a strong dependency with both the particular selected observable, and the electronuclear scenario under study. Finally, the thesis concludes by showing the relevance of the uncertainties in optimization studies. This has been evaluated through a multiobjective optimization problem which has been solved twice: the first one does not take into account the uncertainties while in the second one it has been assumed that some of the input parameters are unknown. The chosen problem has been based on an advanced scenario focused on reducing both the transuranic inventories and the fuel cycle cost with the use of advanced technologies. For the optimization, an evolutionary algorithm which iteratively evolves towards the best solution without making any assumption has been used. Although both solutions seem to produce similar results in the objective space being the case with uncertainties case contained in the case without uncertainties, the configurations leading to these solutions have shown to be different. In addition, the detailed study of the solutions without uncertainties has shown that, in their presence, they are unstable. In this manner, the uncertainties may not only lead to sub-optimal solutions but also can compromise the viability of the scenario if they are not considered during the optimization process.

El Reactor Rápido refrigerado por Plomo (LFR) es una de las tres tecnologías seleccionadas por la Plataforma Tecnológica de Energía Nuclear Sostenible que pueden satisfacer las futuras necesidades energéticas europeas. Investigadores e industria están realizando importantes esfuerzos para superar los principales inconvenientes del despliegue industrial de los LFR, que son la falta de experiencia operacional y el impacto de las incertidumbres en el diseño del reactor, la operación y la evaluación de la seguridad. En el diseño de reactores nucleares, las incertidumbres provienen principalmente de las propiedades de los materiales, las tolerancias de fabricación, las condiciones operativas, las herramientas de simulación y los datos nucleares. De hecho, la incertidumbre en los datos nucleares es una de las fuentes más importantes de incertidumbre en el diseño del reactor y en las simulaciones de la física del reactor y, en el pasado, se han obtenido sistemáticamente importantes diferencias entre las incertidumbres y las precisiones objetivo. Es necesario cumplir con la precisión objetivo no sólo para lograr el nivel de seguridad requerido para esta tecnología, sino también para minimizar el aumento de los costes debido a medidas de seguridad adicionales. Con esos antecedentes, el objetivo principal de este trabajo ha sido analizar y mejorar los datos nucleares necesarios para el desarrollo, la evaluación de seguridad y el licenciamiento de los reactores LFR, reduciendo las incertidumbres en los parámetros de reactividad (para seguridad) debido a las incertidumbres en los datos nucleares, con el fin de alcanzar las precisiones objetivo definidas por investigadores, industria y reguladores. Herramientas de sensibilidad e incertidumbre precisas y con alta fiabilidad son necesarias para estimar las incertidumbres en parámetros de seguridad clave del reactor (factor de multiplicación neutrónico, keff, fracción efectiva de neutrones diferidos, eff, tiempo efectivo de generación de neutrones, , coeficientes de reactividad, ...) e identificar posibles debilidades en los datos nucleares. Existen herramientas para calcular la incertidumbre de un parámetro del reactor debida a las incertidumbres en los datos nucleares. Sin embargo, estas herramientas poseen varias limitaciones, como carecer de capacidades de procesamiento en paralelo; necesidad de que el usuario seleccione los isótopos y canales de reacción a incluir en el análisis; uso de datos nucleares en estructura de multigrupos; uso de una librería de datos nucleares específica y/o una matriz de covarianza específica; y la limitación en la complejidad del sistema a analizar debido al número requerido de simulaciones. Por lo tanto, en este trabajo, se ha desarrollado una Metodología de Sensibilidad e Incertidumbre para códigos de MONtecarlo (SUMMON). SUMMON es una herramienta concebida para realizar análisis automatizados completos de sensibilidad e incertidumbre de los parámetros de reactividad (para seguridad) más relevantes de diseños de reactores desde el punto de vista neutrónico, es decir, keff, eff, eff y los coeficientes de reactividad, utilizando librerías de datos nucleares y covarianzas de última generación. SUMMON se ha validado utilizando experimentos integrales del ICSBEP (International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments) y se ha verificado exhaustivamente con códigos consolidados como SCALE, SUSD3D y SERPENT. Se ha encontrado un buen acuerdo entre los códigos. Una vez SUMMON fue desarrollado, se llevaron a cabo análisis preliminares para el diseño de MYRRHA (Multi-purpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications), un reactor rápido refrigerado con plomo-bismuto. Primero, se utilizó la librería de datos nucleares ENDF/B-VII.0 para identificar los datos nucleares más importantes para las reacciones inducidas por neutrones en los cálculos de criticidad de los LFR. Posteriormente, la librería JEFF-3.3T1, versión beta en ese momento de la nueva versión de la librería de datos nucleares evaluada en Europa, se analizó utilizando los mejores conjuntos de datos experimentales dependientes de la energía disponibles. El bismuto y el plomo, identificados en los análisis anteriores como isótopos clave, fueron seleccionados como los principales objetos de estudio para la mejora de los datos nucleares, ya que son de vital importancia y no fueron cubiertos en el proyecto piloto CIELO. Se encontraron problemas en la región de resonancias resueltas en las evaluaciones del plomo y el bismuto en JEFF-3.3T1 y se dieron recomendaciones al proyecto JEFF, que se adoptaron en la versión final de dicha librería de datos nucleares. A continuación, se realizaron análisis de sensibilidad e incertidumbre con las librerías de datos nucleares JEFF-3.3 y ENDF/B-VIII.0 mediante SUMMON para estimar las incertidumbres en los parámetros de criticidad de MYRRHA. Si bien se observó un buen acuerdo en las incertidumbres totales producidas por ambas librerías, las diferencias en las evaluaciones y la inexistencia de correlaciones y evaluaciones de covarianzas hicieron que los contribuyentes a la incertidumbre total difirieran. Además, las precisiones objetivo de diseño para algunos parámetros de seguridad, como el factor de multiplicación neutrónica, se excedieron en más del doble para las evaluaciones de datos nucleares consideradas. Con el fin de proporcionar datos nucleares ajustados, no sólo capaces de predecir las propiedades del reactor dentro de la precisión objetivo de diseño, sino también estadísticamente coherentes con los diversos experimentos diferenciales, se desarrolló el módulo de Asimilación de Datos Con summoN (DAWN). DAWN se basa en la combinación de datos de covarianza experimentales y experimentos integrales junto con técnicas avanzadas de ajuste estadístico (mínimos cuadrados generalizados). DAWN ha sido verificado utilizando el método TMC (Total Monte Carlo) para diferentes experimentos integrales. Finalmente, DAWN se usó para realizar una asimilación de los principales contribuyentes a la incertidumbre mediante el uso de datos nucleares de JEFF-3.3 a priori y experimentos de masa crítica disponibles públicamente en el ICSBEP. La consistencia del ajuste se verificó con datos experimentales diferenciales y se encontró un buen acuerdo. Se obtuvo una reducción significativa en la incertidumbre utilizando los experimentos más representativos de MYRRHA, debido a la reducción en la incertidumbre de los contribuyentes principales y la presencia a posteriori de fuertes correlaciones cruzadas entre isótopos y reacciones que no existían a priori. Los resultados muestran que se puede lograr una reducción de casi 300 pcm realizando una asimilación con el experimento más sensible al mayor contribuyente a la incertidumbre. Esto demuestra que la combinación de datos de covarianza experimental y experimentos integrales junto con la técnica de mínimos cuadrados generalizados puede proporcionar datos nucleares ajustados capaces de predecir las propiedades del reactor con menor incertidumbre, coherentes con los datos diferenciales. ----------ABSTRACT---------- The Lead-cooled Fast Reactor (LFR) is one of the three technologies selected by the Sustainable Nuclear Energy Technology Platform that can meet future European energy needs. Significant efforts are being made by researchers and industry to overcome the main drawbacks for the industrial deployment of LFR, which are the lack of operational experience and the impact of uncertainties in the reactor design, operation and safety assessment. In nuclear reactor design the uncertainties mainly come from material properties, fabrication tolerances, operative conditions, simulation tools and nuclear data. Indeed, the uncertainty in nuclear data is one of the most important sources of uncertainty in reactor design and reactor physics simulations, and significant gaps between the uncertainties and the target accuracies have been systematically shown in the past. Meeting the target accuracy is required not only to achieve the requested level of safety for this technology, but also to minimize the increase in the costs due to additional security measures. With that background, the main objective of this work has been to analyse and improve the nuclear data required for the development, safety assessment and licensing of LFR reactors, reducing the uncertainties in the criticality safety parameters due to the uncertainties in nuclear data, in order to reach the target accuracies defined by researchers, industry and regulators. To estimate the uncertainties in reactor key parameters (effective neutron multiplication factor, keff, effective delayed neutron fraction, βeff, effective neutron generation time, eff, safety coefficients, …) and to identify possible nuclear data weaknesses, accurate and reliable tools for sensitivity analysis and uncertainty quantification are needed. Tools able to calculate the uncertainty of a response due to uncertainties in nuclear data are available. However they possess several limitations such as no parallel processing capabilities; user selection of isotope and reaction channels to be included in the analysis; use of multi-group nuclear data; use of specific nuclear data library and/or specific covariance matrix; and limited complexity of the system under analysis due to the required number of simulations. Hence, in the framework of this work, a Sensitivity and Uncertainty Methodology for MONte carlo codes (SUMMON) has been developed. SUMMON is a tool conceived to perform complete automated sensitivity and uncertainty analyses of the most relevant criticality safety parameters of detailed complex reactor designs from the neutronic point of view, i.e., keff, eff, eff and reactivity coefficients, using state-of-the-art nuclear data libraries and covariances. SUMMON has been validated using integral experiments from the International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments (ICSBEP) and extensively verified against consolidated codes such as SCALE, SUSD3D and SERPENT. Good agreement between codes has been found. Once SUMMON was developed, preliminary analyses were carried out for MYRRHA (Multi-purpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications) lead-bismuth cooled fast reactor design. First, the ENDF/B-VII.0 nuclear data library was used, in order to identify the most important nuclear data for neutron induced reactions for criticality safety calculations of LFRs. Then, the recently released JEFF-3.3T1 library, the beta proposal at the time for the next version of the European evaluated nuclear data library, was analysed using the best documented energy dependent experimental data sets available. Bismuth and lead, identified in the previous analyses as key isotopes, were chosen as the main objects of study for improvement of nuclear data since they are of vital importance and were not covered in the CIELO pilot project. Problems were found in the resolved resonance region of JEFF-3.3T1 bismuth and lead evaluations and recommendations were given to the JEFF project, which were adopted in the release version of the library. Next, sensitivity and uncertainty analyses using the state-of-the-art JEFF-3.3 and ENDF/B-VIII.0 nuclear data libraries were performed with SUMMON to estimate the uncertainties in the criticality safety parameters of MYRRHA. While good agreement was observed in the total uncertainties yielded by both libraries, differences in evaluations, missing correlations and missing covariance evaluations, caused the contributors to the total uncertainty to differ. Furthermore, the design target accuracies for some criticality safety parameters, such as the effective neutron multiplication factor, still exceeded by more than a factor of two for the considered modern nuclear data evaluations. In order to provide adjusted nuclear data, not only capable of predicting reactor properties within the target design accuracy, but also statistically consistent with the various differential measurements, the Data Assimilation With summoN (DAWN) module was developed. DAWN is based on the combination of experimental covariance data and integral experiments together with advanced statistical adjustment techniques (Generalised Least Squares). DAWN has been verified against the Total Monte Carlo (TMC) method for several integral experiments. Finally, DAWN was used to perform an assimilation on the main contributors to the uncertainty using JEFF-3.3 nuclear data as a prior and publicly available critical mass experiments from the ICSBEP. The consistency of the nuclear data adjustment was checked against differential experimental data and good agreement was found. A significant reduction in uncertainty was obtained using the experiments most representative of MYRRHA, due to the reduction in the uncertainty of the major contributors and to the presence a posteriori of strong cross-correlations between isotopes and reactions that did not exist a priori. Results show that a reduction of nearly 300 pcm can be achieved performing an assimilation with the most sensitive experiment to the major contributor to the uncertainty. It proves that the combination of experimental covariance data and integral experiments together with Generalised Least Squares technique, can provide adjusted nuclear data capable of predicting reactor properties with lower uncertainty and consistent with differential data.

El estudio de los ciclos del combustible nuclear requieren de herramientas computacionales o "códigos" versátiles para dar respuestas al problema multicriterio de evaluar los actuales ciclos o las capacidades de las diferentes estrategias y escenarios con potencial de desarrollo en a nivel nacional, regional o mundial. Por otra parte, la introducción de nuevas tecnologías para reactores y procesos industriales hace que los códigos existentes requieran nuevas capacidades para evaluar la transición del estado actual del ciclo del combustible hacia otros más avanzados y sostenibles. Brevemente, esta tesis se centra en dar respuesta a las principales preguntas, en términos económicos y de recursos, al análisis de escenarios de ciclos de combustible, en particular, para el análisis de los diferentes escenarios del ciclo del combustible de relativa importancia para España y Europa. Para alcanzar este objetivo ha sido necesaria la actualización y el desarrollo de nuevas capacidades del código TR_EVOL (Transition Evolution code). Este trabajo ha sido desarrollado en el Programa de Innovación Nuclear del CIEMAT desde el año 2010. Esta tesis se divide en 6 capítulos. El primer capítulo ofrece una visión general del ciclo de combustible nuclear, sus principales etapas y los diferentes tipos utilizados en la actualidad o en desarrollo para el futuro. Además, se describen las fuentes de material nuclear que podrían ser utilizadas como combustible (uranio y otros). También se puntualizan brevemente una serie de herramientas desarrolladas para el estudio de estos ciclos de combustible nuclear. El capítulo 2 está dirigido a dar una idea básica acerca de los costes involucrados en la generación de electricidad mediante energía nuclear. Aquí se presentan una clasificación de estos costos y sus estimaciones, obtenidas en la bibliografía, y que han sido evaluadas y utilizadas en esta tesis. Se ha incluido también una breve descripción del principal indicador económico utilizado en esta tesis, el “coste nivelado de la electricidad”. El capítulo 3 se centra en la descripción del código de simulación desarrollado para el estudio del ciclo del combustible nuclear, TR_EVOL, que ha sido diseñado para evaluar diferentes opciones de ciclos de combustibles. En particular, pueden ser evaluados las diversos reactores con, posiblemente, diferentes tipos de combustibles y sus instalaciones del ciclo asociadas. El módulo de evaluaciones económica de TR_EVOL ofrece el coste nivelado de la electricidad haciendo uso de las cuatro fuentes principales de información económica y de la salida del balance de masas obtenido de la simulación del ciclo en TR_EVOL. Por otra parte, la estimación de las incertidumbres en los costes también puede ser efectuada por el código. Se ha efectuado un proceso de comprobación cruzada de las funcionalidades del código y se descrine en el Capítulo 4. El proceso se ha aplicado en cuatro etapas de acuerdo con las características más importantes de TR_EVOL, balance de masas, composición isotópica y análisis económico. Así, la primera etapa ha consistido en el balance masas del ciclo de combustible nuclear actual de España. La segunda etapa se ha centrado en la comprobación de la composición isotópica del flujo de masas mediante el la simulación del ciclo del combustible definido en el proyecto CP-ESFR UE. Las dos últimas etapas han tenido como objetivo validar el módulo económico. De este modo, en la tercera etapa han sido evaluados los tres principales costes (financieros, operación y mantenimiento y de combustible) y comparados con los obtenidos por el proyecto ARCAS, omitiendo los costes del fin del ciclo o Back-end, los que han sido evaluado solo en la cuarta etapa, haciendo uso de costes unitarios y parámetros obtenidos a partir de la bibliografía. En el capítulo 5 se analizan dos grupos de opciones del ciclo del combustible nuclear de relevante importancia, en términos económicos y de recursos, para España y Europa. Para el caso español, se han simulado dos grupos de escenarios del ciclo del combustible, incluyendo estrategias de reproceso y extensión de vida de los reactores. Este análisis se ha centrado en explorar las ventajas y desventajas de reprocesado de combustible irradiado en un país con una “relativa” pequeña cantidad de reactores nucleares. Para el grupo de Europa se han tratado cuatro escenarios, incluyendo opciones de transmutación. Los escenarios incluyen los reactores actuales utilizando la tecnología reactor de agua ligera y ciclo abierto, un reemplazo total de los reactores actuales con reactores rápidos que queman combustible U-Pu MOX y dos escenarios del ciclo del combustible con transmutación de actínidos minoritarios en una parte de los reactores rápidos o en sistemas impulsados por aceleradores dedicados a transmutación. Finalmente, el capítulo 6 da las principales conclusiones obtenidas de esta tesis y los trabajos futuros previstos en el campo del análisis de ciclos de combustible nuclear. ABSTRACT The study of the nuclear fuel cycle requires versatile computational tools or “codes” to provide answers to the multicriteria problem of assessing current nuclear fuel cycles or the capabilities of different strategies and scenarios with potential development in a country, region or at world level. Moreover, the introduction of new technologies for reactors and industrial processes makes the existing codes to require new capabilities to assess the transition from current status of the fuel cycle to the more advanced and sustainable ones. Briefly, this thesis is focused in providing answers to the main questions about resources and economics in fuel cycle scenario analyses, in particular for the analysis of different fuel cycle scenarios with relative importance for Spain and Europe. The upgrade and development of new capabilities of the TR_EVOL code (Transition Evolution code) has been necessary to achieve this goal. This work has been developed in the Nuclear Innovation Program at CIEMAT since year 2010. This thesis is divided in 6 chapters. The first one gives an overview of the nuclear fuel cycle, its main stages and types currently used or in development for the future. Besides the sources of nuclear material that could be used as fuel (uranium and others) are also viewed here. A number of tools developed for the study of these nuclear fuel cycles are also briefly described in this chapter. Chapter 2 is aimed to give a basic idea about the cost involved in the electricity generation by means of the nuclear energy. The main classification of these costs and their estimations given by bibliography, which have been evaluated in this thesis, are presented. A brief description of the Levelized Cost of Electricity, the principal economic indicator used in this thesis, has been also included. Chapter 3 is focused on the description of the simulation tool TR_EVOL developed for the study of the nuclear fuel cycle. TR_EVOL has been designed to evaluate different options for the fuel cycle scenario. In particular, diverse nuclear power plants, having possibly different types of fuels and the associated fuel cycle facilities can be assessed. The TR_EVOL module for economic assessments provides the Levelized Cost of Electricity making use of the TR_EVOL mass balance output and four main sources of economic information. Furthermore, uncertainties assessment can be also carried out by the code. A cross checking process of the performance of the code has been accomplished and it is shown in Chapter 4. The process has been applied in four stages according to the most important features of TR_EVOL. Thus, the first stage has involved the mass balance of the current Spanish nuclear fuel cycle. The second stage has been focused in the isotopic composition of the mass flow using the fuel cycle defined in the EU project CP-ESFR. The last two stages have been aimed to validate the economic module. In the third stage, the main three generation costs (financial cost, O&M and fuel cost) have been assessed and compared to those obtained by ARCAS project, omitting the back-end costs. This last cost has been evaluated alone in the fourth stage, making use of some unit cost and parameters obtained from the bibliography. In Chapter 5 two groups of nuclear fuel cycle options with relevant importance for Spain and Europe are analyzed in economic and resources terms. For the Spanish case, two groups of fuel cycle scenarios have been simulated including reprocessing strategies and life extension of the current reactor fleet. This analysis has been focused on exploring the advantages and disadvantages of spent fuel reprocessing in a country with relatively small amount of nuclear power plants. For the European group, four fuel cycle scenarios involving transmutation options have been addressed. Scenarios include the current fleet using Light Water Reactor technology and open fuel cycle, a full replacement of the initial fleet with Fast Reactors burning U-Pu MOX fuel and two fuel cycle scenarios with Minor Actinide transmutation in a fraction of the FR fleet or in dedicated Accelerator Driven Systems. Finally, Chapter 6 gives the main conclusions obtained from this thesis and the future work foreseen in the field of nuclear fuel cycle analysis.