En el presente informe se realiza una revisión del informe “Review of Loss of Plasma Control Transient in ITER” realizado por Fusion Energy Engineering Laboratory (FEEL-UPC) en Agosto de 2007 mediante el código de seguridad AINA 3.0, el código de seguridad para fusión nuclear desarrollado por FEEL-UPC, con el fin de validar la nueva versión 3.0. Una vez verificado el informe, se realiza una búsqueda de posibles candidatos para verificar la termo-hidráulica inherente al propio programa. En primer lugar se expone una pequeña introducción al mundo de la fusión nuclear, así como del proyecto ITER, centrándose en los conceptos básicos para facilitar el entendimiento de este informe. Seguidamente se realiza una introducción al código AINA, pasando por su desarrollo, funcionamiento y los modelos numéricos que atañen al programa. Acto seguido, se realizan once estudios mediante AINA pertenecientes al informe anteriormente citado, los cuales se pueden aglomerar en cuatro categorías: - Incremento repentino de la tasa de inyección de combustible, - Cortes de suministro de combustible y/o calentamiento externo, - Mejoras en el confinamiento del plasma, - Incremento repentino del calentamiento auxiliar. Para finalizar, se analizan los resultados obtenido mediante las simulaciones, encontrando casos que actualmente no son factibles de suceder en el reactor a la par que diferencias entre las versiones 1.0 y 3.0 pudiéndose verificar de igual manera la nueva versión. En último lugar, se enumeran un conjuntos de códigos aptos para la validación debido a su adaptación a la fusión nuclear (MELCOR; CATHARE, CONSEN e INTRA) siendo el elegido finalmente MELCOR debido a su amplio abanico de posibilidades y actualmente siendo utilizado por ITER. Se procede a la ampliación de la información sobre el código así como el método sobre cómo utilizarlo. Se instala MELCOR para el uso de FEEL-UPC aunque debido aún problema no identificado en el manual del programa no es posible la correcta simulación del código o la extracción de datos.