Analysis of the operator action and the single failure criteria in a SGTR sequence using best estimate assumptions with TRACE 5.0

Steam Generator Tube Rupture (SGTR) sequences in Pressurized Water Reactors are known to be one of the most demanding transients for the operating crew. SGTR are a special kind of transient as they could lead to radiological releases without core damage or containment failure, as they can constitute a direct path from the reactor coolant system to the environment. The first methodology used to perform the Deterministic Safety Analysis (DSA) of a SGTR did not credit the operator action for the first 30 min of the transient, assuming that the operating crew was able to stop the primary to secondary leakage within that period of time. However, the different real SGTR accident cases happened in the USA and over the world demonstrated that the operators usually take more than 30 min to stop the leakage in actual sequences. Some methodologies were raised to overcome that fact, considering operator actions from the beginning of the transient, as it is done in Probabilistic Safety Analysis. This paper presents the results of comparing different assumptions regarding the single failure criteria and the operator action taken from the most common methodologies included in the different Deterministic Safety Analysis. One single failure criteria that has not been analysed previously in the literature is proposed and analysed in this paper too. The comparison is done with a PWR Westinghouse three loop model in TRACE code (Almaraz NPP) with best estimate assumptions but including deterministic hypothesis such as single failure criteria or loss of offsite power. The behaviour of the reactor is quite diverse depending on the different assumptions made regarding the operator actions. On the other hand, although there are high conservatisms included in the hypothesis, as the single failure criteria, all the results are quite far from the regulatory limits. In addition, some improvements to the Emergency Operating Procedures to minimize the offsite release from the damaged SG in case of a SGTR are outlined taking into account the offsite dose sensitivity results.

Development of an Elevated Temperature Loop Heat Pipe for Space Applications and Investigation of Non Condensable Gas Impact on its Performance

Un caloducto en bucle cerrado o Loop Heat Pipe (LHP) es un dispositivo de transferencia de calor cuyo principio de operación se basa en la evaporación/condensación de un fluido de trabajo, que es bombeado a través de un circuito cerrado gracias a fuerzas de capilaridad. Gracias a su flexibilidad, su baja masa y su mínimo (incluso nulo) consumo de potencia, su principal aplicación ha sido identificada como parte del subsistema de control térmico de vehículos espaciales. En el presente trabajo se ha desarrollado un LHP capaz de funcionar eficientemente a temperaturas de hasta 125 oC, siguiendo la actual tendencia de los equipos a bordo de satélites de incrementar su temperatura de operación. En la selección del diseño optimo para dicho LHP, la compatibilidad entre materiales y fluido de trabajo se identificó como uno de los puntos clave. Para seleccionar la mejor combinación, se llevó a cabo una exhaustiva revisión del estado del arte, además de un estudio especifico que incluía el desarrollo de un banco de ensayos de compatibilidad. Como conclusión, la combinación seleccionada como la candidata idónea para ser integrada en el LHP capaz de operar hasta 125 oC fue un evaporador de acero inoxidable, líneas de titanio y amoniaco como fluido de trabajo. En esa línea se diseñó y fabricó un prototipo para ensayos y se desarrolló un modelo de simulación con EcosimPro para evaluar sus prestaciones. Se concluyó que el diseño era adecuado para el rango de operación definido. La incompatibilidad entre el fluido de trabajo y los materiales del LHP está ligada a la generación de gases no condensables. Para un estudio más detallado de los efectos de dichos gases en el funcionamiento del LHP se analizó su comportamiento con diferentes cantidades de nitrógeno inyectadas en su cámara de compensación, simulando un gas no condensable formado en el interior del dispositivo. El estudio se basó en el análisis de las temperaturas medidas experimentalmente a distintos niveles de potencia y temperatura de sumidero o fuente fría. Adicionalmente, dichos resultados se compararon con las predicciones obtenidas por medio del modelo en EcosimPro. Las principales conclusiones obtenidas fueron dos. La primera indica que una cantidad de gas no condensable más de dos veces mayor que la cantidad generada al final de la vida de un satélite típico de telecomunicaciones (15 años) tiene efectos casi despreciables en el funcionamiento del LHP. La segunda es que el principal efecto del gas no condensable es una disminución de la conductancia térmica, especialmente a bajas potencias y temperaturas de sumidero. El efecto es más significativo cuanto mayor es la cantidad de gas añadida. Asimismo, durante la campaña de ensayos se observó un fenómeno no esperado para grandes cantidades de gas no condensable. Dicho fenómeno consiste en un comportamiento oscilatorio, detectado tanto en los ensayos como en la simulación. Este efecto es susceptible de una investigación más profunda y los resultados obtenidos pueden constituir la base para dicha tarea. ABSTRACT Loop Heat Pipes (LHPs) are heat transfer devices whose operating principle is based on the evaporation/condensation of a working fluid, and which use capillary pumping forces to ensure the fluid circulation. Thanks to their flexibility, low mass and minimum (even null) power consumption, their main application has been identified as part of the thermal control subsystem in spacecraft. In the present work, an LHP able to operate efficiently up to 125 oC has been developed, which is in line with the current tendency of satellite on-board equipment to increase their operating temperatures. In selecting the optimal LHP design for the elevated temperature application, the compatibility between the materials and working fluid has been identified as one of the main drivers. An extensive literature review and a dedicated trade-off were performed, in order to select the optimal combination of fluids and materials for the LHP. The trade-off included the development of a dedicated compatibility test stand. In conclusion, the combination of stainless steel evaporator, titanium piping and ammonia as working fluid was selected as the best candidate to operate up to 125 oC. An LHP prototype was designed and manufactured and a simulation model in EcosimPro was developed to evaluate its performance. The first conclusion was that the defined LHP was suitable for the defined operational range. Incompatibility between the working fluid and LHP materials is linked to Non Condensable Gas (NCG) generation. Therefore, the behaviour of the LHP developed with different amounts of nitrogen injected in its compensation chamber to simulate NCG generation, was analyzed. The LHP performance was studied by analysis of the test results at different temperatures and power levels. The test results were also compared to simulations in EcosimPro. Two additional conclusions can be drawn: (i) the effects of an amount of more than two times the expected NCG at the end of life of a typical telecommunications satellite (15 years) is almost negligible on the LHP operation, and (ii) the main effect of the NCG is a decrease in the LHP thermal conductance, especially at low temperatures and low power levels. This decrease is more significant with the progressive addition of NCG. An unexpected phenomenon was observed in the LHP operation with large NCG amounts. Namely, an oscillatory behaviour, which was observed both in the tests and the simulation. This effect provides the basis for further studies concerning oscillations in LHPs.

Monte Carlo Neutronics and Thermal-hydraulics coupling applied to Fast Reactors

Un escenario habitualmente considerado para el uso sostenible y prolongado de la energía nuclear contempla un parque de reactores rápidos refrigerados por metales líquidos (LMFR) dedicados al reciclado de Pu y la transmutación de actínidos minoritarios (MA). Otra opción es combinar dichos reactores con algunos sistemas subcríticos asistidos por acelerador (ADS), exclusivamente destinados a la eliminación de MA. El diseño y licenciamiento de estos reactores innovadores requiere herramientas computacionales prácticas y precisas, que incorporen el conocimiento obtenido en la investigación experimental de nuevas configuraciones de reactores, materiales y sistemas. A pesar de que se han construido y operado un cierto número de reactores rápidos a nivel mundial, la experiencia operacional es todavía reducida y no todos los transitorios se han podido entender completamente. Por tanto, los análisis de seguridad de nuevos LMFR están basados fundamentalmente en métodos deterministas, al contrario que las aproximaciones modernas para reactores de agua ligera (LWR), que se benefician también de los métodos probabilistas. La aproximación más usada en los estudios de seguridad de LMFR es utilizar una variedad de códigos, desarrollados a base de distintas teorías, en busca de soluciones integrales para los transitorios e incluyendo incertidumbres. En este marco, los nuevos códigos para cálculos de mejor estimación ("best estimate") que no incluyen aproximaciones conservadoras, son de una importancia primordial para analizar estacionarios y transitorios en reactores rápidos. Esta tesis se centra en el desarrollo de un código acoplado para realizar análisis realistas en reactores rápidos críticos aplicando el método de Monte Carlo. Hoy en día, dado el mayor potencial de recursos computacionales, los códigos de transporte neutrónico por Monte Carlo se pueden usar de manera práctica para realizar cálculos detallados de núcleos completos, incluso de elevada heterogeneidad material. Además, los códigos de Monte Carlo se toman normalmente como referencia para los códigos deterministas de difusión en multigrupos en aplicaciones con reactores rápidos, porque usan secciones eficaces punto a punto, un modelo geométrico exacto y tienen en cuenta intrínsecamente la dependencia angular de flujo. En esta tesis se presenta una metodología de acoplamiento entre el conocido código MCNP, que calcula la generación de potencia en el reactor, y el código de termohidráulica de subcanal COBRA-IV, que obtiene las distribuciones de temperatura y densidad en el sistema. COBRA-IV es un código apropiado para aplicaciones en reactores rápidos ya que ha sido validado con resultados experimentales en haces de barras con sodio, incluyendo las correlaciones más apropiadas para metales líquidos. En una primera fase de la tesis, ambos códigos se han acoplado en estado estacionario utilizando un método iterativo con intercambio de archivos externos. El principal problema en el acoplamiento neutrónico y termohidráulico en estacionario con códigos de Monte Carlo es la manipulación de las secciones eficaces para tener en cuenta el ensanchamiento Doppler cuando la temperatura del combustible aumenta. Entre todas las opciones disponibles, en esta tesis se ha escogido la aproximación de pseudo materiales, y se ha comprobado que proporciona resultados aceptables en su aplicación con reactores rápidos. Por otro lado, los cambios geométricos originados por grandes gradientes de temperatura en el núcleo de reactores rápidos resultan importantes para la neutrónica como consecuencia del elevado recorrido libre medio del neutrón en estos sistemas. Por tanto, se ha desarrollado un módulo adicional que simula la geometría del reactor en caliente y permite estimar la reactividad debido a la expansión del núcleo en un transitorio. éste módulo calcula automáticamente la longitud del combustible, el radio de la vaina, la separación de los elementos de combustible y el radio de la placa soporte en función de la temperatura. éste efecto es muy relevante en transitorios sin inserción de bancos de parada. También relacionado con los cambios geométricos, se ha implementado una herramienta que, automatiza el movimiento de las barras de control en busca d la criticidad del reactor, o bien calcula el valor de inserción axial las barras de control. Una segunda fase en la plataforma de cálculo que se ha desarrollado es la simulació dinámica. Puesto que MCNP sólo realiza cálculos estacionarios para sistemas críticos o supercríticos, la solución más directa que se propone sin modificar el código fuente de MCNP es usar la aproximación de factorización de flujo, que resuelve por separado la forma del flujo y la amplitud. En este caso se han estudiado en profundidad dos aproximaciones: adiabática y quasiestática. El método adiabático usa un esquema de acoplamiento que alterna en el tiempo los cálculos neutrónicos y termohidráulicos. MCNP calcula el modo fundamental de la distribución de neutrones y la reactividad al final de cada paso de tiempo, y COBRA-IV calcula las propiedades térmicas en el punto intermedio de los pasos de tiempo. La evolución de la amplitud de flujo se calcula resolviendo las ecuaciones de cinética puntual. Este método calcula la reactividad estática en cada paso de tiempo que, en general, difiere de la reactividad dinámica que se obtendría con la distribución de flujo exacta y dependiente de tiempo. No obstante, para entornos no excesivamente alejados de la criticidad ambas reactividades son similares y el método conduce a resultados prácticos aceptables. Siguiendo esta línea, se ha desarrollado después un método mejorado para intentar tener en cuenta el efecto de la fuente de neutrones retardados en la evolución de la forma del flujo durante el transitorio. El esquema consiste en realizar un cálculo cuasiestacionario por cada paso de tiempo con MCNP. La simulación cuasiestacionaria se basa EN la aproximación de fuente constante de neutrones retardados, y consiste en dar un determinado peso o importancia a cada ciclo computacial del cálculo de criticidad con MCNP para la estimación del flujo final. Ambos métodos se han verificado tomando como referencia los resultados del código de difusión COBAYA3 frente a un ejercicio común y suficientemente significativo. Finalmente, con objeto de demostrar la posibilidad de uso práctico del código, se ha simulado un transitorio en el concepto de reactor crítico en fase de diseño MYRRHA/FASTEF, de 100 MW de potencia térmica y refrigerado por plomo-bismuto. ABSTRACT Long term sustainable nuclear energy scenarios envisage a fleet of Liquid Metal Fast Reactors (LMFR) for the Pu recycling and minor actinides (MAs) transmutation or combined with some accelerator driven systems (ADS) just for MAs elimination. Design and licensing of these innovative reactor concepts require accurate computational tools, implementing the knowledge obtained in experimental research for new reactor configurations, materials and associated systems. Although a number of fast reactor systems have already been built, the operational experience is still reduced, especially for lead reactors, and not all the transients are fully understood. The safety analysis approach for LMFR is therefore based only on deterministic methods, different from modern approach for Light Water Reactors (LWR) which also benefit from probabilistic methods. Usually, the approach adopted in LMFR safety assessments is to employ a variety of codes, somewhat different for the each other, to analyze transients looking for a comprehensive solution and including uncertainties. In this frame, new best estimate simulation codes are of prime importance in order to analyze fast reactors steady state and transients. This thesis is focused on the development of a coupled code system for best estimate analysis in fast critical reactor. Currently due to the increase in the computational resources, Monte Carlo methods for neutrons transport can be used for detailed full core calculations. Furthermore, Monte Carlo codes are usually taken as reference for deterministic diffusion multigroups codes in fast reactors applications because they employ point-wise cross sections in an exact geometry model and intrinsically account for directional dependence of the ux. The coupling methodology presented here uses MCNP to calculate the power deposition within the reactor. The subchannel code COBRA-IV calculates the temperature and density distribution within the reactor. COBRA-IV is suitable for fast reactors applications because it has been validated against experimental results in sodium rod bundles. The proper correlations for liquid metal applications have been added to the thermal-hydraulics program. Both codes are coupled at steady state using an iterative method and external files exchange. The main issue in the Monte Carlo/thermal-hydraulics steady state coupling is the cross section handling to take into account Doppler broadening when temperature rises. Among every available options, the pseudo materials approach has been chosen in this thesis. This approach obtains reasonable results in fast reactor applications. Furthermore, geometrical changes caused by large temperature gradients in the core, are of major importance in fast reactor due to the large neutron mean free path. An additional module has therefore been included in order to simulate the reactor geometry in hot state or to estimate the reactivity due to core expansion in a transient. The module automatically calculates the fuel length, cladding radius, fuel assembly pitch and diagrid radius with the temperature. This effect will be crucial in some unprotected transients. Also related to geometrical changes, an automatic control rod movement feature has been implemented in order to achieve a just critical reactor or to calculate control rod worth. A step forward in the coupling platform is the dynamic simulation. Since MCNP performs only steady state calculations for critical systems, the more straight forward option without modifying MCNP source code, is to use the flux factorization approach solving separately the flux shape and amplitude. In this thesis two options have been studied to tackle time dependent neutronic simulations using a Monte Carlo code: adiabatic and quasistatic methods. The adiabatic methods uses a staggered time coupling scheme for the time advance of neutronics and the thermal-hydraulics calculations. MCNP computes the fundamental mode of the neutron flux distribution and the reactivity at the end of each time step and COBRA-IV the thermal properties at half of the the time steps. To calculate the flux amplitude evolution a solver of the point kinetics equations is used. This method calculates the static reactivity in each time step that in general is different from the dynamic reactivity calculated with the exact flux distribution. Nevertheless, for close to critical situations, both reactivities are similar and the method leads to acceptable practical results. In this line, an improved method as an attempt to take into account the effect of delayed neutron source in the transient flux shape evolutions is developed. The scheme performs a quasistationary calculation per time step with MCNP. This quasistationary simulations is based con the constant delayed source approach, taking into account the importance of each criticality cycle in the final flux estimation. Both adiabatic and quasistatic methods have been verified against the diffusion code COBAYA3, using a theoretical kinetic exercise. Finally, a transient in a critical 100 MWth lead-bismuth-eutectic reactor concept is analyzed using the adiabatic method as an application example in a real system.

Personalized rule-based closed-loop control algorithm for type 1 diabetes

Type 1 diabetes-mellitus implies a life-threatening absolute insulin deficiency. Artificial pancreas (CGM sensor, insulin pump and control algorithm) is promising to outperform current open-loop therapies.

Revising the Emergency Management Requirements for new generation reactors

The paper presents the application of a new risk-informed methodology for the identification of the Emergency Management Requirements (EMR) to a Generation II, Large size Reactor and a Generation III+ Small Modular Reactor. The results obtained in this test case demonstrate that the actual EMR is conservative, as expected, for the GenII reactor, while the new methodology could be applied for the definition of EMRs for the new generation Nuclear Power Plants, with a possible reduction of the emergency area without loss of safety level. By adopting both probabilistic and deterministic approaches, the study addresses possible accidents and corresponding release scenarios for the two types of reactor, calculates the areas where the accidents have an impact on the population and defines the new EMR considering the health effects on the population.

Potential issues related to emergency core cooling system strainers performance at boiling water reactors: application to Cofrentes NPP (Spain)

From the 60s to the 90s, a great number of events related to the Emergency Core Cooling Systems Strainers have been happened in all kind of reactors all over the world. Thus, the Nuclear Regulatory Commission of the USA emitted some Bulletins to address the concerns about the adequacy of Emergency Core Cooling Systems (ECCS) strainer performance at boiling water reactors (BWR). In Spain the regulatory body (Consejo de Seguridad Nuclear, CSN) adopted the USA regulation and Cofrentes NPP installed new strainers with a considerable bigger size than the old strainers. The nuclear industry conducted significant and extensive research, guidance development, testing, reviews, and hardware and procedure changes during the 90s to resolve the issues related to debris blockage of BWR strainers. In 2001 the NRC and CSN closed the Bulletins. Thereafter, the strainers issues were moved to the PWR reactors. In 2004 the NRC issued a Generic Letter (GL). It requested the resolution of several effects which were not noted in the past. The GL regarded to be resolved by the PWR reactors but the NRC in USA and the CSN in Spain have requested that the BWR reactors investigate differences between the methodologies used by the BWRs and PWRs. The developments and improvements done for Cofrentes NPP are detailed. Studies for this plant show that the head loss due to the considered debris is at most half of the limited head loss for the ECCS strainer and the NPSH (Net Positive Suction Head) required for the ECCS pumps is at least three times lower than the NPSH available.

On the role of global flow instability analysis in closed loop flow control

Control of linear flow instabilities has been demonstrated to be an effective theoretical flow control methodology, capable of modifying transitional flows on canonical geometries such as the plane channel and the flat-plate boundary layer. Extending the well-developed theoretical flow control techniques to flows over or through complex geometries requires addressing the issue of efficient capturing of the leading members of the global eigenspectrum pertinent to such flows. The present contribution describes state-of-the-art modal global instability analysis methodologies recently developed in our group, based on matrix formation and time-stepping, respectively. The relative performance of these algorithms is assessed on the recovery of BiGlobal and TriGlobal eigenspectra in the spanwise periodic and the cubic lid-driven cavity, respectively; the adjoint eigenspectrum in the latter flow is recovered for the first time. For three-dimensional flows without any homogeneous spatial direction, the time-stepping methodology was found to outperform the matrix-forming approach and permit recovering the leading TriGlobal eigenmodes in an three-dimensional open cavity of aspect ratio L : D : W = 5 : 1 : 1; theoretical flow control of this configuration is underway.

Microstructural and mechanical characterization of tungsten based materials for fusion reactors

El wolframio (W) y sus aleaciones se consideran los mejores candidatos para la construcción del divertor en la nueva generación de reactores de fusión nuclear. Este componente va a recibir las cargas térmicas más elevadas durante el funcionamiento del reactor ya que estará en contacto directo con el plasma. En los últimos años, después de un profundo análisis y siguiendo una estrategia de reducción de costes, la Organización de ITER tomó la decisión de construir el divertor integramente de wolframio desde el principio. Por ello, el wolframio no sólo actuará como material en contacto con el plasma (PFM), sino que también tendría aplicaciones estructurales. El wolframio, debido a sus excelentes propiedades termo-físicas, cumple todos los requerimientos para ser utilizado como PFM, sin embargo, su inherente fragilidad pone en peligro su uso estructural. Por tanto, uno de los principales objetivos de esta tesis es encontrar una aleación de wolframio con menor fragilidad. Durante éste trabajo, se realizó la caracterización microstructural y mecánica de diferentes materiales basados en wolframio. Sin embargo, ésta tarea es un reto debido a la pequeña cantidad de material suministrado, su reducido tamaño de grano y fragilidad. Por ello, para una correcta medida de todas las propiedades físicas y mecánicas se utilizaron diversas técnicas experimentales. Algunas de ellas se emplean habitualmente como la nanoindentación o los ensayos de flexión en tres puntos (TPB). Sin embargo, otras fueron especificamente desarrolladas e implementadas durante el desarrollo de esta tesis como es el caso de la medida real de la tenacidad de fractura en los materiales masivos, o de las medidas in situ de la tenacidad de fractura en las láminas delgadas de wolframio. Diversas composiciones de aleaciones de wolframio masivas (W-1% Y2O3, W-2% V-0.5% Y2O3, W-4% V-0.5% Y2O3, W-2% Ti-1% La2O3 y W-4% Ti-1% La2O3) se han estudiado y comparado con un wolframio puro producido en las mismas condiciones. Estas aleaciones, producidas por ruta pulvimetalúrgica de aleado mecánico (MA) y compactación isostática en caliente (HIP), fueron microstructural y mecánicamente caracterizadas desde 77 hasta 1473 K en aire y en alto vacío. Entre otras propiedades físicas y mecánicas se midieron la dureza, el módulo elástico, la resistencia a flexión y la tenacidad de fractura para todas las aleaciones. Finalmente se analizaron las superficies de fractura después de los ensayos de TPB para relacionar los micromecanismos de fallo con el comportamiento macroscópico a rotura. Los resultados obtenidos mostraron un comportamiento mecánico frágil en casi todo el intervalo de temperaturas y para casi todas las aleaciones sin mejoría de la temperatura de transición dúctil-frágil (DBTT). Con el fin de encontrar un material base wolframio con una DBTT más baja se realizó también un estudio, aún preliminar, de láminas delgadas de wolframio puro y wolframio dopado con 0.005wt.% potasio (K). Éstas láminas fueron fabricadas industrialmente mediante sinterizado y laminación en caliente y en frío y se sometieron posteriormente a un tratamiento térmico de recocido desde 1073 hasta 2673 K. Se ha analizado la evolución de su microestructura y las propiedades mecánicas al aumentar la temperatura de recocido. Los resultados mostraron la estabilización de los granos de wolframio con el incremento de la temperatura de recocido en las láminas delgadas de wolframio dopado con potasio. Sin embargo, es necesario realizar estudios adicionales para entender mejor la microstructura y algunas propiedades mecánicas de estos materiales, como la tenacidad de fractura. Tungsten (W) and tungsten-based alloys are considered to be the best candidate materials for fabricating the divertor in the next-generation nuclear fusion reactors. This component will experience the highest thermal loads during the operation of a reactor since it directly faces the plasma. In recent years, after thorough analysis that followed a strategy of cost reduction, the ITER Organization decided to built a full-tunsgten divertor before the first nuclear campaigns. Therefore, tungsten will be used not only as a plasma-facing material (PFM) but also in structural applications. Tungsten, due to its the excellent thermo-physical properties fulfils the requirements of a PFM, however, its use in structural applications is compromised due to its inherent brittleness. One of the objectives of this phD thesis is therefore, to find a material with improved brittleness behaviour. The microstructural and mechanical characterisation of different tunsgten-based materials was performed. However, this is a challenging task because of the reduced laboratory-scale size of the specimens provided, their _ne microstructure and their brittleness. Consequently, many techniques are required to ensure an accurate measurement of all the mechanical and physical properties. Some of the applied methods have been widely used such as nanoindentation or three-point bending (TPB) tests. However, other methods were specifically developed and implemented during this work such as the measurement of the real fracture toughness of bulk-tunsgten alloys or the in situ fracture toughness measurements of very thin tungsten foils. Bulk-tunsgten materials with different compositions (W-1% Y2O3, W-2% V- 0.5% Y2O3, W-4% V-0.5% Y2O3, W-2% Ti-1% La2O3 and W-4% Ti-1% La2O3) were studied and compared with pure tungsten processed under the same conditions. These alloys, produced by a powder metallurgical route of mechanical alloying (MA) and hot isostatic pressing (HIP), were microstructural and mechanically characterised from 77 to 1473 K in air and under high vacuum conditions. Hardness, elastic modulus, flexural strength and fracture toughness for all of the alloys were measured in addition to other physical and mechanical properties. Finally, the fracture surfaces after the TPB tests were analysed to correlate the micromechanisms of failure with the macroscopic behaviour. The results reveal brittle mechanical behaviour in almost the entire temperature range for the alloys and micromechanisms of failure with no improvement in the ductile-brittle transition temperature (DBTT). To continue the search of a tungsten material with lowered DBTT, a preliminary study of pure tunsgten and 0.005 wt.% potassium (K)-doped tungsten foils was also performed. These foils were industrially produced by sintering and hot and cold rolling. After that, they were annealed from 1073 to 2673 K to analyse the evolution of the microstructural and mechanical properties with increasing annealing temperature. The results revealed the stabilisation of the tungsten grains with increasing annealing temperature in the potassium-doped tungsten foil. However, additional studies need to be performed to gain a better understanding of the microstructure and mechanical properties of these materials such as fracture toughness.

On the role of global flow instability analysis in closed loop flow control

Control of linear flow instabilities has been demonstrated to be an effective theoretical flow control methodology, capable of modifying transitional flow on canonical geometries such as the plane channel and the flat-plate boundary layer.

Deposition reactors for solar grade silicon: a comparative thermal analysis of a Siemens reactor and a fluidized bed reactor

Polysilicon production costs contribute approximately to 25-33% of the overall cost of the solar panels and a similar fraction of the total energy invested in their fabrication. Understanding the energy losses and the behaviour of process temperature is an essential requirement as one moves forward to design and build large scale polysilicon manufacturing plants. In this paper we present thermal models for two processes for poly production, viz., the Siemens process using trichlorosilane (TCS) as precursor and the fluid bed process using silane (monosilane, MS).We validate the models with some experimental measurements on prototype laboratory reactors relating the temperature profiles to product quality. A model sensitivity analysis is also performed, and the efects of some key parameters such as reactor wall emissivity, gas distributor temperature, etc., on temperature distribution and product quality are examined. The information presented in this paper is useful for further understanding of the strengths and weaknesses of both deposition technologies, and will help in optimal temperature profiling of these systems aiming at lowering production costs without compromising the solar cell quality.

A management model for closed-loop supply chains of reusable articles

This PhD dissertation is framed in the emergent fields of Reverse Logistics and ClosedLoop Supply Chain (CLSC) management. This subarea of supply chain management has gained researchers and practitioners' attention over the last 15 years to become a fully recognized subdiscipline of the Operations Management field. More specifically, among all the activities that are included within the CLSC area, the focus of this dissertation is centered in direct reuse aspects. The main contribution of this dissertation to current knowledge is twofold. First, a framework for the so-called reuse CLSC is developed. This conceptual model is grounded in a set of six case studies conducted by the author in real industrial settings. The model has also been contrasted with existing literature and with academic and professional experts on the topic as well. The framework encompasses four building blocks. In the first block, a typology for reusable articles is put forward, distinguishing between Returnable Transport Items (RTI), Reusable Packaging Materials (RPM), and Reusable Products (RP). In the second block, the common characteristics that render reuse CLSC difficult to manage from a logistical standpoint are identified, namely: fleet shrinkage, significant investment and limited visibility. In the third block, the main problems arising in the management of reuse CLSC are analyzed, such as: (1) define fleet size dimension, (2) control cycle time and promote articles rotation, (3) control return rate and prevent shrinkage, (4) define purchase policies for new articles, (5) plan and control reconditioning activities, and (6) balance inventory between depots. Finally, in the fourth block some solutions to those issues are developed. Firstly, problems (2) and (3) are addressed through the comparative analysis of alternative strategies for controlling cycle time and return rate. Secondly, a methodology for calculating the required fleet size is elaborated (problem (1)). This methodology is valid for different configurations of the physical flows in the reuse CLSC. Likewise, some directions are pointed out for further development of a similar method for defining purchase policies for new articles (problem (4)). The second main contribution of this dissertation is embedded in the solutions part (block 4) of the conceptual framework and comprises a two-level decision problem integrating two mixed integer linear programming (MILP) models that have been formulated and solved to optimality using AIMMS as modeling language, CPLEX as solver and Excel spreadsheet for data introduction and output presentation. The results obtained are analyzed in order to measure in a client-supplier system the economic impact of two alternative control strategies (recovery policies) in the context of reuse. In addition, the models support decision-making regarding the selection of the appropriate recovery policy against the characteristics of demand pattern and the structure of the relevant costs in the system. The triangulation of methods used in this thesis has enabled to address the same research topic with different approaches and thus, the robustness of the results obtained is strengthened.

Thermal shields for heat loss reduction in Siemens-type CVD reactors

The use of thermal shields to reduce radiation heat loss in Siemens-type CVD reactors is analyzed, both theoretically and experimentally. The potential savings from the use of the thermal shields is first explored using a radiation heat model that takes emissivity variations with wavelength into account, which is important for materials that do not behave as grey bodies. The theoretical calculations confirm that materials with lower surface emissivity lead to higher radiation savings. Assuming that radiation heat loss is responsible for around 50% of the total power consumption, a reduction of 32.9% and 15.5% is obtained if thermal shields with constant emissivities of 0.3 and 0.7 are considered, respectively. Experiments considering different thermal shields are conducted in a laboratory CVD reactor, confirming that the real materials do not behave as grey bodies, and proving that significant energy savings in the polysilicon deposition process are obtained. Using silicon as a thermal shield leads to energy savings of between 26.5-28.5%. For wavelength-dependent emissivities, the model shows that there are significant differences in radiation heat loss, of around 25%, when compared to that of constant emissivity. The results of the model highlight the importance of having reliable data on the emissivities within the relevant range of wavelengths, and at deposition temperatures, which remains a pending issue.

An ICT-based closed-loop model to improve care for heart failure patients

Durante las últimas décadas se ha producido un fenómeno global de envejecimiento en la población. Esta tendencia se puede observar prácticamente en todos los países del mundo y se debe principalmente a los avances en la medicina, y a los descensos en las tasas de fertilidad y mortalidad. El envejecimiento de la población tiene un gran impacto en la salud de los ciudadanos, y a menudo es la causa de aparición de enfermedades crónicas. Este tipo de enfermedades supone una amenaza y una carga importantes para la sociedad, especialmente en aspectos como la mortalidad o los gastos en los sistemas sanitarios. Entre las enfermedades cardiovasculares, la insuficiencia cardíaca es probablemente la condición con mayor prevalencia y afecta a 23-26 millones de personas en todo el mundo. Normalmente, la insuficiencia cardíaca presenta un mal pronóstico y una tasa de supervivencia bajas, en algunos casos peores que algún tipo de cáncer. Además, suele ser la causa de hospitalizaciones frecuentes y es una de las enfermedades más costosas para los sistemas sanitarios. La tendencia al envejecimiento de la población y la creciente incidencia de las enfermedades crónicas están llevando a una situación en la que los sistemas de salud no son capaces de hacer frente a la demanda de la sociedad. Los servicios de salud existentes tendrán que adaptarse para ser efectivos y sostenibles en el futuro. Es necesario identificar nuevos paradigmas de cuidado de pacientes, así como mecanismos para la provisión de servicios que ayuden a transformar estos sistemas sanitarios. En este contexto, esta tesis se plantea la búsqueda de soluciones, basadas en las Tecnologías de la Información y la Comunicación (TIC), que contribuyan a realizar la transformación en los sistemas sanitarios. En concreto, la tesis se centra en abordar los problemas de una de las enfermedades con mayor impacto en estos sistemas: la insuficiencia cardíaca. Las siguientes hipótesis constituyen la base para la realización de este trabajo de investigación: 1. Es posible definir un modelo basado en el paradigma de lazo cerrado y herramientas TIC que formalice el diseño de mejores servicios para pacientes con insuficiencia cardíaca. 2. El modelo de lazo cerrado definido se puede utilizar para definir un servicio real que ayude a gestionar la insuficiencia cardíaca crónica. 3. La introducción, la adopción y el uso de un servicio basado en el modelo definido se traducirá en mejoras en el estado de salud de los pacientes que sufren insuficiencia cardíaca. a. La utilización de un sistema basado en el modelo de lazo cerrado definido mejorará la experiencia del usuario de los pacientes. La definición del modelo planteado se ha basado en el estándar ISO / EN 13940- Sistema de conceptos para dar soporte a la continuidad de la asistencia. Comprende un conjunto de conceptos, procesos, flujos de trabajo, y servicios como componentes principales, y representa una formalización de los servicios para los pacientes con insuficiencia cardíaca. Para evaluar el modelo definido se ha definido un servicio real basado en el mismo, además de la implementación de un sistema de apoyo a dicho servicio. El diseño e implementación de dicho sistema se realizó siguiendo la metodología de Diseño Orientado a Objetivos. El objetivo de la evaluación consistía en investigar el efecto que tiene un servicio basado en el modelo de lazo cerrado sobre el estado de salud de los pacientes con insuficiencia cardíaca. La evaluación se realizó en el marco de un estudio clínico observacional. El análisis de los resultados ha comprendido métodos de análisis cuantitativos y cualitativos. El análisis cuantitativo se ha centrado en determinar el estado de salud de los pacientes en base a datos objetivos (obtenidos en pruebas de laboratorio o exámenes médicos). Para realizar este análisis se definieron dos índices específicos: el índice de estabilidad y el índice de la evolución del estado de salud. El análisis cualitativo ha evaluado la autopercepción del estado de salud de los pacientes en términos de calidad de vida, auto-cuidado, el conocimiento, la ansiedad y la depresión, así como niveles de conocimiento. Se ha basado en los datos recogidos mediante varios cuestionarios o instrumentos estándar (i.e. EQ-5D, la Escala de Ansiedad y Depresión (HADS), el Cuestionario de Cardiomiopatía de Kansas City (KCCQ), la Escala Holandesa de Conocimiento de Insuficiencia Cardíaca (DHFKS), y la Escala Europea de Autocuidado en Insuficiencia Cardíaca (EHFScBS), así como cuestionarios dedicados no estandarizados de experiencia de usuario. Los resultados obtenidos en ambos análisis, cuantitativo y cualitativo, se compararon con el fin de evaluar la correlación entre el estado de salud objetivo y subjetivo de los pacientes. Los resultados de la validación demostraron que el modelo propuesto tiene efectos positivos en el cuidado de los pacientes con insuficiencia cardíaca y contribuye a mejorar su estado de salud. Asimismo, ratificaron al modelo como instrumento válido para la definición de servicios mejorados para la gestión de esta enfermedad. ABSTRACT During the last decades we have witnessed a global aging phenomenon in the population. This can be observed in practically every country in the world, and it is mainly caused by the advances in medicine, and the decrease of mortality and fertility rates. Population aging has an important impact on citizens’ health and it is often the cause for chronic diseases, which constitute global burden and threat to the society in terms of mortality and healthcare expenditure. Among chronic diseases, Chronic Heart Failure (CHF) or Heart Failure (HF) is probably the one with highest prevalence, affecting between 23 and 26 million people worldwide. Heart failure is a chronic, long-term and serious condition with very poor prognosis and worse survival rates than some type of cancers. Additionally, it is often the cause of frequent hospitalizations and one of the most expensive conditions for the healthcare systems. The aging trends in the population and the increasing incidence of chronic diseases are leading to a situation where healthcare systems are not able to cope with the society demand. Current healthcare services will have to be adapted and redefined in order to be effective and sustainable in the future. There is a need to find new paradigms for patients’ care, and to identify new mechanisms for services’ provision that help to transform the healthcare systems. In this context, this thesis aims to explore new solutions, based on ICT, that contribute to achieve the needed transformation within the healthcare systems. In particular, it focuses on addressing the problems of one of the diseases with higher impact within these systems: Heart Failure. The following hypotheses represent the basis to the elaboration of this research: 1. It is possible to define a model based on a closed-loop paradigm and ICT tools that formalises the design of enhanced healthcare services for chronic heart failure patients. 2. The described closed-loop model can be exemplified in a real service that supports the management of chronic heart failure disease. 3. The introduction, adoption and use of a service based on the outlined model will result in improvements in the health status of patients suffering heart failure. 4. The user experience of patients when utilizing a system based on the defined closed-loop model will be enhanced. The definition of the closed-loop model for health care support of heart failure patients have been based on the standard ISO/EN 13940 System of concepts to support continuity of care. It includes a set of concept, processes and workflows, and services as main components, and it represent a formalization of services for heart failure patients. In order to be validated, the proposed closed-loop model has been instantiated into a real service and a supporting IT system. The design and implementation of the system followed the user centred design methodology Goal Oriented Design. The validation, that included an observational clinical study, aimed to investigate the effect that a service based on the closed-loop model had on heart failure patients’ health status. The analysis of results comprised quantitative and qualitative analysis methods. The quantitative analysis was focused on determining the health status of patients based on objective data (obtained in lab tests or physical examinations). Two specific indexes where defined and considered in this analysis: the stability index and the health status evolution index. The qualitative analysis assessed the self-perception of patients’ health status in terms of quality of life, self-care, knowledge, anxiety and depression, as well as knowledge levels. It was based on the data gathered through several standard instruments (i.e. EQ-5D, the Hospital Anxiety and Depression Scale, the Kansas City Cardiomyopathy Questionnaire, the Dutch Heart Failure Knowledge Scale, and the European Heart Failure Self-care Behaviour Scale) as well as dedicated non-standardized user experience questionnaires. The results obtained in both analyses, quantitative and qualitative, were compared in order to assess the correlation between the objective and subjective health status of patients. The results of the validation showed that the proposed model contributed to improve the health status of the patients and had a positive effect on the patients’ care. It also proved that the model is a valid instrument for designing enhanced healthcare services for heart failure patients.

Análisis de secuencias de accidente de pérdida de refrigerante en centrales nucleares de agua a presión mediante la metodología ISA

El accidente de pérdida de refrigerante (LOCA) en un reactor nuclear es uno de los accidentes Base de Diseño más preocupantes y estudiados desde el origen del uso de la tecnología de fisión en la industria productora de energía. El LOCA ocupa, desde el punto de vista de los análisis de seguridad, un lugar de vanguardia tanto en el análisis determinista (DSA) como probabilista (PSA), cuya diferenciada perspectiva ha ido evolucionando notablemente en lo que al crédito a la actuación de las salvaguardias y las acciones del operador se refiere. En la presente tesis se aborda el análisis sistemático de de las secuencias de LOCA por pequeña y mediana rotura en diferentes lugares de un reactor nuclear de agua a presión (PWR) con fallo total de Inyección de Seguridad de Alta Presión (HPSI). Tal análisis ha sido desarrollado en base a la metodología de Análisis Integrado de Seguridad (ISA), desarrollado por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) y consistente en la aplicación de métodos avanzados de simulación y PSA para la obtención de Dominios de Daño, que cuantifican topológicamente las probabilidades de éxito y daño en función de determinados parámetros inciertos. Para la elaboración de la presente tesis, se ha hecho uso del código termohidráulico TRACE v5.0 (patch 2), avalado por la NRC de los EEUU como código de planta para la simulación y análisis de secuencias en reactores de agua ligera (LWR). Los objetivos del trabajo son, principalmente: (1) el análisis exhaustivo de las secuencias de LOCA por pequeña-mediana rotura en diferentes lugares de un PWR de tres lazos de diseño Westinghouse (CN Almaraz), con fallo de HPSI, en función de parámetros de gran importancia para los transitorios, tales como el tamaño de rotura y el tiempo de retraso en la respuesta del operador; (2) la obtención y análisis de los Dominios de Daño para transitorios de LOCA en PWRs, de acuerdo con la metodología ISA; y (3) la revisión de algunos de los resultados genéricos de los análisis de seguridad para secuencias de LOCA en las mencionadas condiciones. Los resultados de la tesis abarcan tres áreas bien diferenciadas a lo largo del trabajo: (a) la fenomenología física de las secuencias objeto de estudio; (b) las conclusiones de los análisis de seguridad practicados a los transitorios de LOCA; y (c) la relevancia de las consecuencias de las acciones humanas por parte del grupo de operación. Estos resultados, a su vez, son de dos tipos fundamentales: (1) de respaldo del conocimiento previo sobre el tipo de secuencias analizado, incluido en la extensa bibliografía examinada; y (2) hallazgos en cada una de las tres áreas mencionadas, no referidos en la bibliografía. En resumidas cuentas, los resultados de la tesis avalan el uso de la metodología ISA como método de análisis alternativo y sistemático para secuencias accidentales en LWRs. ABSTRACT The loss of coolant accident (LOCA) in nuclear reactors is one of the most concerning and analized accidents from the beginning of the use of fission technology for electric power production. From the point of view of safety analyses, LOCA holds a forefront place in both Deterministic (DSA) and Probabilistic Safety Analysis (PSA), which have significantly evolved from their original state in both safeguard performance credibility and human actuation. This thesis addresses a systematic analysis of small and medium LOCA sequences, in different places of a nuclear Pressurized Water Reactor (PWR) and with total failure of High Pressure Safety Injection (HPSI). Such an analysis has been grounded on the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Regulatory Body (CSN). ISA involves the application of advanced methods of simulation and PSA for obtaining Damage Domains that topologically quantify the likelihood of success and damage regarding certain uncertain parameters.TRACE v5.0 (patch 2) code has been used as the thermalhydraulic simulation tool for the elaboration of this work. Nowadays, TRACE is supported by the US NRC as a plant code for the simulation and analysis of sequences in light water reactors (LWR). The main objectives of the work are the following ones: (1) the in-depth analysis of small and medium LOCA sequences in different places of a Westinghouse three-loop PWR (Almaraz NPP), with failed HPSI, regarding important parameters, such as break size or delay in operator response; (2) obtainment and analysis of Damage Domains related to LOCA transients in PWRs, according to ISA methodology; and (3) review some of the results of generic safety analyses for LOCA sequences in those conditions. The results of the thesis cover three separated areas: (a) the physical phenomenology of the sequences under study; (b) the conclusions of LOCA safety analyses; and (c) the importance of consequences of human actions by the operating crew. These results, in turn, are of two main types: (1) endorsement of previous knowledge about this kind of sequences, which is included in the literature; and (2) findings in each of the three aforementioned areas, not reported in the reviewed literature. In short, the results of this thesis support the use of ISA-like methodology as an alternative method for systematic analysis of LWR accidental sequences.

VHDL-based system design of a cognitive sensorimotor loop (CSL) for haptic Human-Machine Interaction (HMI)

This document is a summary of the Bachelor thesis titled “VHDL-Based System Design of a Cognitive Sensorimotor Loop (CSL) for Haptic Human-Machine Interaction (HMI)” written by Pablo de Miguel Morales, Electronics Engineering student at the Universidad Politécnica de Madrid (UPM Madrid, Spain) during an Erasmus+ Exchange Program at the Beuth Hochschule für Technik (BHT Berlin, Germany). The tutor of this project is Dr. Prof. Hild. This project has been developed inside the Neurobotics Research Laboratory (NRL) in close collaboration with Benjamin Panreck, a member of the NRL, and another exchange student from the UPM Pablo Gabriel Lezcano. For a deeper comprehension of the content of the thesis, a deeper look in the document is needed as well as the viewing of the videos and the VHDL design. In the growing field of automation, a large amount of workforce is dedicated to improve, adapt and design motor controllers for a wide variety of applications. In the specific field of robotics or other machinery designed to interact with humans or their environment, new needs and technological solutions are often being discovered due to the existing, relatively unexplored new scenario it is. The project consisted of three main parts: Two VHDL-based systems and one short experiment on the haptic perception. Both VHDL systems are based on a Cognitive Sensorimotor Loop (CSL) which is a control loop designed by the NRL and mainly developed by Dr. Prof. Hild. The CSL is a control loop whose main characteristic is the fact that it does not use any external sensor to measure the speed or position of the motor but the motor itself. The motor always generates a voltage that is proportional to its angular speed so it does not need calibration. This method is energy efficient and simplifies control loops in complex systems. The first system, named CSL Stay In Touch (SIT), consists in a one DC motor system controller by a FPGA Board (Zynq ZYBO 7000) whose aim is to keep contact with any external object that touches its Sensing Platform in both directions. Apart from the main behavior, three features (Search Mode, Inertia Mode and Return Mode) have been designed to enhance the haptic interaction experience. Additionally, a VGA-Screen is also controlled by the FPGA Board for the monitoring of the whole system. This system has been completely developed, tested and improved; analyzing its timing and consumption properties. The second system, named CSL Fingerlike Mechanism (FM), consists in a fingerlike mechanical system controlled by two DC motors (Each controlling one part of the finger). The behavior is similar to the first system but in a more complex structure. This system was optional and not part of the original objectives of the thesis and it could not be properly finished and tested due to the lack of time. The haptic perception experiment was an experiment conducted to have an insight into the complexity of human haptic perception in order to implement this knowledge into technological applications. The experiment consisted in testing the capability of the subjects to recognize different objects and shapes while being blindfolded and with their ears covered. Two groups were done, one had full haptic perception while the other had to explore the environment with a plastic piece attached to their finger to create a haptic handicap. The conclusion of the thesis was that a haptic system based only on a CSL-based system is not enough to retrieve valuable information from the environment and that other sensors are needed (temperature, pressure, etc.) but that a CSL-based system is very useful to control the force applied by the system to interact with haptic sensible surfaces such as skin or tactile screens. RESUMEN. Este documento es un resumen del proyecto fin de grado titulado “VHDL-Based System Design of a Cognitive Sensorimotor Loop (CSL) for Haptic Human-Machine Interaction (HMI)” escrito por Pablo de Miguel, estudiante de Ingeniería Electrónica de Comunicaciones en la Universidad Politécnica de Madrid (UPM Madrid, España) durante un programa de intercambio Erasmus+ en la Beuth Hochschule für Technik (BHT Berlin, Alemania). El tutor de este proyecto ha sido Dr. Prof. Hild. Este proyecto se ha desarrollado dentro del Neurorobotics Research Laboratory (NRL) en estrecha colaboración con Benjamin Panreck (un miembro del NRL) y con Pablo Lezcano (Otro estudiante de intercambio de la UPM). Para una comprensión completa del trabajo es necesaria una lectura detenida de todo el documento y el visionado de los videos y análisis del diseño VHDL incluidos en el CD adjunto. En el creciente sector de la automatización, una gran cantidad de esfuerzo está dedicada a mejorar, adaptar y diseñar controladores de motor para un gran rango de aplicaciones. En el campo específico de la robótica u otra maquinaria diseñada para interactuar con los humanos o con su entorno, nuevas necesidades y soluciones tecnológicas se siguen desarrollado debido al relativamente inexplorado y nuevo escenario que supone. El proyecto consta de tres partes principales: Dos sistemas basados en VHDL y un pequeño experimento sobre la percepción háptica. Ambos sistemas VHDL están basados en el Cognitive Sesnorimotor Loop (CSL) que es un lazo de control creado por el NRL y cuyo desarrollador principal ha sido Dr. Prof. Hild. El CSL es un lazo de control cuya principal característica es la ausencia de sensores externos para medir la velocidad o la posición del motor, usando el propio motor como sensor. El motor siempre genera un voltaje proporcional a su velocidad angular de modo que no es necesaria calibración. Este método es eficiente en términos energéticos y simplifica los lazos de control en sistemas complejos. El primer sistema, llamado CSL Stay In Touch (SIT), consiste en un sistema formado por un motor DC controlado por una FPGA Board (Zynq ZYBO 7000) cuyo objetivo es mantener contacto con cualquier objeto externo que toque su plataforma sensible en ambas direcciones. Aparte del funcionamiento básico, tres modos (Search Mode, Inertia Mode y Return Mode) han sido diseñados para mejorar la interacción. Adicionalmente, se ha diseñado el control a través de la FPGA Board de una pantalla VGA para la monitorización de todo el sistema. El sistema ha sido totalmente desarrollado, testeado y mejorado; analizando su propiedades de timing y consumo energético. El segundo sistema, llamado CSL Fingerlike Mechanism (FM), consiste en un mecanismo similar a un dedo controlado por dos motores DC (Cada uno controlando una falange). Su comportamiento es similar al del primer sistema pero con una estructura más compleja. Este sistema no formaba parte de los objetivos iniciales del proyecto y por lo tanto era opcional. No pudo ser plenamente desarrollado debido a la falta de tiempo. El experimento de percepción háptica fue diseñado para profundizar en la percepción háptica humana con el objetivo de aplicar este conocimiento en aplicaciones tecnológicas. El experimento consistía en testear la capacidad de los sujetos para reconocer diferentes objetos, formas y texturas en condiciones de privación del sentido del oído y la vista. Se crearon dos grupos, en uno los sujetos tenían plena percepción háptica mientras que en el otro debían interactuar con los objetos a través de una pieza de plástico para generar un hándicap háptico. La conclusión del proyecto fue que un sistema háptico basado solo en sistemas CSL no es suficiente para recopilar información valiosa del entorno y que debe hacer uso de otros sensores (temperatura, presión, etc.). En cambio, un sistema basado en CSL es idóneo para el control de la fuerza aplicada por el sistema durante la interacción con superficies hápticas sensibles tales como la piel o pantallas táctiles.