En el presente proyecto se realiza un análisis y descripción de los principales sistemas de control y seguridad que se pueden encontrar en una central nuclear de tipo PWR (Presurized Water Reactor) así como una evaluación de su respuesta durante transitorios operacionales. El modelo utilizado es el de la central nuclear de Ascó I con los valores de cinética correspondientes al inicio del ciclo 17. En el primero de los bloques en los que se divide el proyecto se realiza una descripción y análisis de los componentes que forman parte de los principales lazos de control. Los lazos de control estudiados son: sistema de control de las barras de control, descarga de vapor al condensador, agua de alimentación principal, presión en el presionador, y control químico y de volumen. A continuación se evalúa la respuesta de los sistemas de control previamente descritos durante el transitorio de rechazo de carga 50%. Para ello se simuló dicho rechazo de carga utilizando el modelo vigente de la central nuclear de Ascó y el código de cálculo RELAP5/mod3.3. Por último se realiza un estudio del impacto de algunos de los parámetros de los controladores y propuestas de optimización basándose en la respuesta durante transitorios operacionales de los sistemas. Se estudiarán el ancho de la banda muerta que modula la descarga de vapor al condensador, la ganancia no lineal del control de nivel de los generadores de vapor y el sistema de control de nivel del presionador.