Recuperación de los estudios del futuro a través de la prospectiva territorial

En las últimas décadas, el urbanismo ha experimentado un progresivo alejamiento respecto a los estudios del futuro mientras que otras áreas de conocimiento han incorporado estas herramientas en sus prácticas habituales. En el presente artículo se explican las posibles causas de este alejamiento y se argumenta la conveniencia de recuperar dichos estudios e incorporarlos a los procesos de planifi cación urbana y territorial debido a la elevada complejidad e incertidumbre que caracteriza al contexto actual. A partir de estas premisas, se presenta la prospectiva territorial como un enfoque apropiado para refl exionar estratégicamente sobre el futuro en los territorios urbanos y, al mismo tiempo, como un instrumento capaz de reforzar los procesos de plani- fi cación. Seguidamente se describen los métodos que con mayor frecuencia emplea la prospectiva territorial y se evalúan críticamente sus capacidades analíticas y operativas. Asimismo, se muestran dos ejemplos recientes en los que se ha aplicado la prospectiva al conjunto del territorio europeo y a la ciudad de Burgos. Por último, se describen los retos que debe superar la prospectiva territorial para ser aceptada e incorporada plenamente en el ámbito del urbanismo y la ordenación del territorio

Sampling strategies using the "accumulation chamber" for monitoring geological

Fundación Ciudad de la Energía (CIUDEN) is carrying out a project of geological storage of CO2, where CO2 injection tests are planned in saline aquifers at a depth of 1500 m for scientific objectives and project demonstration. Before any CO2 is stored, it is necessary to determine the baseline flux of CO2 in order to detect potential leakage during injection and post-injection monitoring. In November 2009 diffuse flux measurements of CO2 using an accumulationchamber were made in the area selected by CIUDEN for geological storage, located in Hontomin province of Burgos (Spain). This paper presents the tests carried out in order to establish the optimum sampling methodology and the geostatistical analyses performed to determine the range, with which future field campaigns will be planned.

Estudio de caso "incidencias radiológicas y de impacto, ante un posible siniestro en el transporte por carretera en España de residuos radiactivos de alta actividad"

Los aspectos relacionados con el transporte de residuos radiactivos de alta actividad (RAA) hacia el futuro almacén temporal centralizado (ATC) están de actualidad, por el propio trasiego que se espera en un futuro próximo, el compromiso adquirido de estas actividades con el medio ambiente, la seguridad de las personas [1], así como su normativa reguladora. En España se prevé una larga “ruta radiactiva” de más de 2.000 kilómetros, por la que el combustible nuclear gastado se transportará presumiblemente por carretera desde las centrales nucleares hasta el ATC, así como los residuos vitrificados procedentes del reprocesado del combustible de la central nuclear Vandellos I, que en la actualidad están en Francia. Proponemos como hipótesis el siniestro de uno de estos transportes con combustible nuclear gastado en una ruta definida y nos preguntamos: ¿Qué impacto radiológico se podría generar en el medio ambiente o en individuos tipo cercanos al siniestro, el público en general…?

Formación y entrenamiento de ingenieros nucleares mediante el máster de Ciencia y Tecnología nuclear de la UPM

El Departamento de Ingeniería Nuclear imparte los Programas oficiales de Máster y Doctorado en Ciencia y Tecnología Nuclear, que cuentan desde el año 2006 con la Mención de Calidad del Ministerio de Educación y desde este curso 2010-2011con la Mención a la Excelencia. El contenido del Máster abarca desde la tecnología nuclear de los reactores de fisión hasta el estudio de los combustibles y materiales para los futuros reactores de fusión tanto inercial como magnética.

Estudio de la funcionalización de secciones eficaces de celda en multigrupos para cálculos best-estimate 3D pin-by-pin de núcleos PWR

Uno de los objetivos del Proyecto europeo NURISP (NUclear Reactor Integrated Platform) del 7º Programa Marco es avanzar en la simulación de reactores de agua ligera mediante el acoplamiento de códigos best-estimate que profundicen en la física de núcleo, termohidráulica bifásica y comportamiento del combustible [1]. Uno de estos códigos es COBAYA3, código de difusión 3D en multigrupos pin-by-pin desarrollado en la UPM, que requiere de librerías de secciones eficaces homogeneizadas a nivel de la barrita de combustible.

Estudio de la funcionalización de secciones eficaces nodales en multigrupos para cálculos 3D neutrónicos-termohidráulicos de núcleos PWR

La tendencia más extendida actualmente para el análisis tridimensional de núcleos PWR se basa en la utilización de códigos de difusión en multigrupos. Uno de ellos es el código COBAYA3, desarrollado en el Departamento de Ingeniería Nuclear de la Universidad Politécnica de Madrid. Estos códigos emplean como datos de entrada librerías de parámetros equivalentes homogeneizados (secciones eficaces y factores de discontinuidad), que dependen, entre otros, de las variables locales en el reactor (temperatura del combustible, temperatura del moderador, densidad del moderador y concentración de boro). Típicamente, esos parámetros se pre-generan para cada tipo de elemento con un código de transporte determinista..

Análisis del Perfíl de los Tutores de Proyectos Fin de Carrera en Telecomunicaciones

El Proyecto Fin de Carrera es un trabajo que deben realizar los alumnos de todas las ingenierías previamente a la obtención del título de Ingeniero. Este trabajo prepara a los alumnos para afrontar la transición entre los conocimientos adquiridos durante los estudios de ingeniería y el ejercicio de la profesión. En este proceso de transición, desde la elección del tema de proyecto hasta su elaboración, el tutor juega un papel fundamental. El objetivo de este artículo es analizar las capacidades y carencias de los tutores de Proyecto Fin de Carrera en Ingeniería de Telecomunicación, desde el punto de vista de los alumnos. Para ello, se elaboró un cuestionario en línea que se puso a disposición de los alumnos de Proyecto Fin de Carrera de la Escuela Técnica Superior de Ingeniería de Telecomunicación de la Universidad Politécnica de Madrid. Los resultados muestran que, independientemente del Departamento o área de conocimiento en el que se desarrolle el Proyecto Fin de Carrera, los problemas más destacados por los alumnos están siempre relacionados con la planificación llevada a cabo por los tutores. Algunos de los resultados permiten proponer una serie de recomendaciones de cara a mejorar aspectos relacionados con las funciones del tutor de Proyectos Fin de Carrera.

New methods to reduce leakage errors in planar near-field measurements

This paper describes two methods to cancel the effect of two kinds of leakage signals which may be presented when an antenna is measured in a planar near-field range. One method tries to reduce leakage bias errors from the receiver¿s quadrature detector and it is based on estimating the bias constant added to every near-field data sample. Then, that constant is subtracted from the data, removing its undesired effect on the far-field pattern. The estimation is performed by back-propagating the field from the scan plane to the antenna under test plane (AUT) and averaging all the data located outside the AUT aperture. The second method is able to cancel the effect of the leakage from faulty transmission lines, connectors or rotary joints. The basis of this method is also a reconstruction process to determine the field distribution on the AUT plane. Once this distribution is known, a spatial filtering is applied to cancel the contribution due to those faulty elements. After that, a near-field-to-far-field transformation is applied, obtaining a new radiation pattern where the leakage effects have disappeared. To verify the effectiveness of both methods, several examples are presented.

Mechanical behaviour and rupture of normal and pathological human ascending aortic wall

The mechanical properties of aortic wall, both healthy and pathological, are needed in order to develop and improve diagnostic and interventional criteria, and for the development of mechanical models to assess arterial integrity. This study focuses on the mechanical behaviour and rupture conditions of the human ascending aorta and its relationship with age and pathologies. Fresh ascending aortic specimens harvested from 23 healthy donors, 12 patients with bicuspid aortic valve (BAV) and 14 with aneurysm were tensile-tested in vitro under physiological conditions. Tensile strength, stretch at failure and elbow stress were measured. The obtained results showed that age causes a major reduction in the mechanical parameters of healthy ascending aortic tissue, and that no significant differences are found between the mechanical strength of aneurysmal or BAV aortic specimens and the corresponding age-matched control group. The physiological level of the stress in the circumferential direction was also computed to assess the physiological operation range of healthy and diseased ascending aortas. The mean physiological wall stress acting on pathologic aortas was found to be far from rupture, with factors of safety (defined as the ratio of tensile strength to the mean wall stress) larger than six. In contrast, the physiological operation of pathologic vessels lays in the stiff part of the response curve, losing part of its function of damping the pressure waves from the heart.

Radiofrequency architectures and technologies for software defined radio

Six-port network is an interesting radiofrequency architecture with multiple possibilities. Since it was firstly introduced in the seventies as an alternative network analyzer, the six-port network has been used for many applications, such as homodyne receivers, radar systems, direction of arrival estimation, UWB (Ultra-Wide-Band), or MIMO (Multiple Input Multiple Output) systems. Currently, it is considered as a one of the best candidates to implement a Software Defined Radio (SDR). This thesis comprises an exhaustive study of this promising architecture, where its fundamentals and the state-of-the-art are also included. In addition, the design and development of a SDR 0.3-6 GHz six-port receiver prototype is presented in this thesis, which is implemented in conventional technology. The system is experimentally characterized and validated for RF signal demodulation with good performance. The analysis of the six-port architecture is complemented by a theoretical and experimental comparison with other radiofrequency architectures suitable for SDR. Some novel contributions are introduced in the present thesis. Such novelties are in the direction of the highly topical issues on six-port technique: development and optimization of real-time I-Q regeneration techniques for multiport networks; and search of new techniques and technologies to contribute to the miniaturization of the six-port architecture. In particular, the novel contributions of this thesis can be summarized as: - Introduction of a new real-time auto-calibration method for multiport receivers, particularly suitable for broadband designs and high data rate applications. - Introduction of a new direct baseband I-Q regeneration technique for five-port receivers. - Contribution to the miniaturization of six-port receivers by the use of the multilayer LTCC (Low Temperature Cofired Ceramic) technology. Implementation of a compact (30x30x1.25 mm) broadband (0.3-6 GHz) six-port receiver in LTTC technology. The results and conclusions derived from this thesis have been satisfactory, and quite fruitful in terms of publications. A total of fourteen works have been published, considering international journals and conferences, and national conferences. Aditionally, a paper has been submitted to an internationally recognized journal, which is currently under review.

A parallel implementation of 3D Zernike moment analysis

Zernike polynomials are a well known set of functions that find many applications in image or pattern characterization because they allow to construct shape descriptors that are invariant against translations, rotations or scale changes. The concepts behind them can be extended to higher dimension spaces, making them also fit to describe volumetric data. They have been less used than their properties might suggest due to their high computational cost. We present a parallel implementation of 3D Zernike moments analysis, written in C with CUDA extensions, which makes it practical to employ Zernike descriptors in interactive applications, yielding a performance of several frames per second in voxel datasets about 2003 in size. In our contribution, we describe the challenges of implementing 3D Zernike analysis in a general-purpose GPU. These include how to deal with numerical inaccuracies, due to the high precision demands of the algorithm, or how to deal with the high volume of input data so that it does not become a bottleneck for the system.

Análisis de Estimación Óptima del Accidente de Pérdida de Refrigerante por Rotura Pequeña de 1”en Cabeza de Vasija en un Reactor tipo PWR

En el año 2002 durante una inspección se localizó una importante corrosión en la cabeza de la vasija de Davis Besse NPP. Si no se hubiera producido esa detección temprana, la corrosión hubiera provocado una pequeña rotura en la cabeza de la vasija. La OECD/NEA consideró la importancia de simular esta secuencia en la instalación experimental ROSA, la cual fue reproducida posteriormente por grupos de investigación internacionales con varios códigos de planta. En este caso el código utilizado para la simulación de las secuencias experimentales es TRACE. Los resultados de este test experimental fueron muy analizados internacionalmente por la gran influencia que dos factores tenía sobre el resultado: las acciones del operador relativas a la despresurización y la detección del descubrimiento del núcleo por los termopares que se encuentran a su salida. El comienzo del inicio de la despresurización del secundario estaba basado en la determinación del descubrimiento del núcleo por la lectura de los temopares de salida del núcleo. En el experimento se registró un retraso importante en la determinación de ese descubrimiento, comenzando la despresurización excesivamente tarde y haciendo necesaria la desactivación de los calentadores que simulan el núcleo del reactor para evitar su daño. Dada las condiciones excesivamente conservadoras del test experimentale, como el fallo de los dos trenes de inyección de alta presión durante todo el transitorio, en las aplicaciones de los experimentos con modelo de Almaraz NPP, se ha optado por reproducir dicho accidente con condiciones más realistas, verificando el impacto en los resultados de la disponibilidad de los trenes de inyección de alta presión o los tiempos de las acciones manuales del operador, como factores más limitantes y estableciendo el diámetro de rotura en 1”

Análisis de acciones del operador en un SBLOCA de 1”en el fondo de la Vasija en un Reactor tipo PWR

La simulación de accidentes de rotura pequeña en el fondo de la vasija se aparta del convencional análisis de LOCA de rama fría, el más limitante en los análisis deterministas La rotura de una de las penetraciones de instrumentación de la vasija ha sido desestimada históricamente en los análisis de licencia y en los Análisis Probabilistas de Seguridad y por ello, hay una falta evidente de literatura para dicho análisis. En el año 2003 durante una inspección, se detectó una considerable corrosión en el fondo de la vasija de South Texas Project Unit I NPP. La evolución en el tiempo de dicha corrosión habría derivado en una pequeña rotura en el fondo de la vasija si su detección no se hubiera producido a tiempo. La OECD/NEA consideró la importancia de simular dicha secuencia en la instalación experimental ROSA, la cual fue reproducida posteriormente por grupos de investigación internacionales con varios códigos de planta. En este caso el código utilizado para la simulación de las secuencias experimentales es TRACE. Tanto en el experimento como en la simulación se observaron las dificultades de reinundar la vasija al tener la rotura en el fondo de la misma, haciendo clave la gestión del accidente por parte del operador. Dadas las condiciones excesivamente conservadoras del test experimental, como el fallo de los dos trenes de inyección de alta presión durante todo el transitorio, en las aplicaciones de los experimentos con modelo de Almaraz NPP, se ha optado por reproducir dicho accidente con condiciones más realistas, verificando el impacto en los resultados de la disponibilidad de los trenes de inyección de alta presión o los tiempos de las acciones manuales del operador, como factores más limitantes y estableciendo el diámetro de rotura en 1”

Estudio de un escenario de parque nuclear compuesto únicamente por reactores de Generación IV

Las principales ventajas de los reactores de espectro neutrónico rápido refrigerados por metales líquidos (por ejemplo sodio) no sólo consisten en un eficiente uso del combustible por medio de la reproducción de material físil y de la utilización de uranio natural o empobrecido, sino que además logran reducir la cantidad de actínidos como el Americio o Neptunio, presentes en el combustible irradiado. El primer aspecto se traduce en una garantía de suministro de combustible prácticamente ilimitada, mientras que el segundo es importante porque estos elementos son los responsables de una gran parte de la actividad del combustible irradiado. La posibilidad de contar con un parque de reactores rápidos posibilitaría que la estrategia de ciclo de combustible no tuviese que ser necesariamente de tipo abierto, como en la mayoría de los países que cuentan con energía nuclear, sino una variación del ciclo cerrado avanzado donde el plutonio y los actínidos minoritarios separados del combustible irradiado forman parte del nuevo combustible que generará energía eléctrica. En este trabajo se analiza un hipotético escenario de generación en España, comprobando si un parque de dichos reactores resolvería algunos de los retos con los que la energía nuclear de fisión actual se enfrenta, ya que, como se ha dicho anteriormente, este tipo de reactores mejoran la seguridad, garantizan el suministro y gestionan más eficientemente tanto su propio combustible como el combustible irradiado en los reactores LWR actuales. A continuación se presentan las características y objetivos de los sistemas innovadores de Gen‐IV, entre los que se encuentran los reactores rápidos más avanzados, que dan un salto en concepto y en tecnología respecto a los reactores de Generación III+. Posteriormente se presenta una descripción del caso nuclear español y finalmente se detallan los resultados del estudio mostrando qué efectos tendría este escenario sobre el aprovechamiento y necesidades del combustible, así como sobre la reducción del inventario radioisotópico del combustible gastado ya existente y producido por la propia generación de reactores rápidos.

El Seminario de Seguridad Nuclear en Reactores Avanzados: una experiencia de innovación educativa de la Universidad Politécnica de Madrid y Jóvenes Nucleares

A finales de 2009, Jóvenes Nucleares (JJNN) y la Universidad Politécnica de Madrid (UPM) comenzaron a planificar un nuevo y original seminario que tratase de la seguridad nuclear centrada en los reactores avanzados (Generación III, III+ y IV). El objetivo era hacer una descripción general de la seguridad en los nuevos reactores en comparación con los reactores construidos de la generación II desde un punto de vista técnico pero simple y sin la necesidad de un conocimiento muy profundo en ingeniería nuclear, para intentar que fuera interesante para el mayor número de gente posible. Después de un gran esfuerzo de JJNN con la ayuda del UPM, el seminario tuvo lugar en abril de 2010 en la ETS de Ingenieros Industriales (ETSII). Las lecciones fueron conducidas por jóvenes profesionales, expertos en la materia, que pertenecen a Jóvenes Nucleares y a compañías e instituciones relacionadas con la energía nuclear.