[ca] Els càlculs que permeten la llicència d'operació dels reactors nuclears són normalment realitzats seguint mètodes conservadors. Aquest conservadorisme, sovint desmesurat, limita en moltes ocasions les capacitats reals de la indústria per augmentar la producció energètica de les plantes d'energia nuclear. Actualment els càlculs de millor estimació, són l'eina més avançada en l'estudi i l'anàlisi d'hipotètics escenaris accidentals. Aquesta nova tècnica és superior en comparació amb l'antiga metodologia, on els marges de seguretat van ser establerts per experts, utilitzant hipòtesis d'operació i suposicions molt conservadores. La metodologia de càlculs de millor estimació amb avaluació d'incerteses, és capaç de proporcionar una solució en termes d'augment de la producció d'energia nuclear sense comprometre els marges de seguretat. En aquesta tesi es presenta una comparació entre la metodologia dels càlculs de millor estimació i la metodologia tradicional conservadora dins l'àmbit dels càlculs de neutró-cinètics i termo-hidràulics acoblats. En el marc de l'anàlisi de la seguretat amb l'ús de codis del sistema, els càlculs acoblats de cinètica tridimensional amb termohidràulica, són també l'eina més avançada, i estan especialment indicats per a aquells transitoris que impliquen condicions bàsiques asimètriques i escenaris de retorn a criticitat. La metodologia dels càlculs de millor estimació més incerteses és doncs, aplicada per primer cop, satisfactòriament dins el marc d'estudi del present document. Aquest grup de noves metodologies exigeix un conjunt de noves eines de càlcul així com la definició de criteris per a la seva validació. La tesi analitza les eines existents i inclou la millora d'alguna d'elles per tal de permetre'n un us més acurat i solvent. Els escenaris d'interès són els que exigeixen l'acoblament de codis de cinètica neutrònica tridimensional i termo-hidràulica. La millora dels primers es concreta en una metodologia de creació de una biblioteca de seccions eficaces vàlida per a qualsevol punt del cicle de vida del reactor estudiat. La millora dels segons està en l'establiment d'una interfase entre les equacions de control i el moviment de les barres d'absorbent neutrònic. L'anàlisi de l'escenari accidental de trencament d'una canonada de vapor principal per una central nuclear, inclòs a la tesi, permet exercitar les lògiques generades i aplicar-les a casos pròxims el que seran els futurs càlculs innovadors de llicència

[en] The calculations that allow the operating license of the nuclear reactors are usually made using conservative methods. This conservatism, often excessive, limits the actual capabilities of the industry to increase energy production from nuclear power plants. Currently the best estimate calculations are the most advanced tool in the study and analysis of hypothetical accident scenarios. This new technique is superior compared to the old methodology, where the safety margins were established by experts, using assumptions operation and conservative assumptions. The methodology of the best estimate plus uncertainties calculations is able to provide a solution in terms of increased production of nuclear energy without compromising the safety margins. This thesis presents a comparison between the methodology of the best estimate plus uncertainties and methodology within the traditional conservative calculations of coupled three-dimensional neutron-kinetic and thermo-hydraulic. In the framework of the security analysis using system code, coupled three-dimensional kinetic thermo-hydraulic calculations are also the most advanced tools, and they are particularly suitable for those transients involving basic asymmetric conditions and return to criticality scenarios. The best estimate plus uncertainties calculation methodology has been applied with success for the first time within the framework of the present study. This group of new methods requires a new set of calculation tools as well as defining criteria for their validation. The thesis analyzes the existing tools and includes the improvement of some of them in order to allow a more accurate and reliable usage. The scenarios of interest are those that require the coupling between three-dimensional neutron kinetics codes and thermo-hydraulics codes. The first improvement made is based on a methodology for creating a cross section library which applies to any point in the life cycle of the reactor studied. Second improvement applies by establishing an interface between the equations of motion and control rods of neutron absorbing. The analysis of the main steam line break scenario in a pressurized water reactor nuclear power plant, included in this thesis, allows exercising the generated logics and applying it to the cases that are coming for the future innovative license calculations.