El Grupo de Estudios Termohidráulicos (GET) de la UPC posee gran experiencia en estudios de seguridad nuclear mediante códigos de simulación de plantas nucleares. Desde 1987, el grupo ha colaborado con las CN de Ascó y Vandellòs II en la cualificación de modelos integrales de planta y dando apoyo a actividades de operación y control. En los últimos años (desde 2006), GET está involucrado en investigaciones relacionadas con la termohidráulica de las centrales nucleares de fusión, ámbito en el cual adopta la etiqueta T4F. GET/T4F está adaptando y desarrollando herramientas predictivas en diferentes escalas fenomenológicas que, combinadas, permitirán el análisis de fenómenos complejos, como el transporte de tritio por el sistema completo del reactor, la optimización de las estrategias de control de potencia (incluyendo puesta en marcha y seguimiento de carga), la caracterización de las cargas térmicas en diferentes materiales estructurales y la simulación de escenarios accidentales hipotéticos, entre otras. Las actividades de T4F pueden agruparse en tres grandes áreas: Descripción microscópica, mediante técnicas de Montecarlo y Dinámica Molecular, de la nucleación de helio en el interior de los canales de metal líquido de una envoltura regeneradora de tritio. Análisis del comportamiento termohidráulico de una envoltura regeneradora con metal líquido. Se ha desarrollado el código CFD de fuente libre OpenFOAM para aplicarlo al estudio de: acoplamiento MHD-térmico; inestabilidades de flujo; transporte de tritio; transporte y nucleación de helio en el metal líquido; efecto de la presencia de burbujas de helio sobre la transferencia de calor, caída de presión y permeación de tritio. Análisis integral mediante el código termohidráulico de sistema RELAP5-3D/ATHENA, desarrollado por el Idaho National Laboratory. El código se ha aplicado a la simulación de la planta, incluyendo el sistema de conversión de energía térmica a eléctrica (un ciclo de CO2 supercrítico) y se han analizado diferentes transitorios.