Verificación experimental de las correlaciones de transferencia de calor por ebullición en película, en piscina, en torno a esferas

La ebullición en película es el mecanismo de transferencia de calor básico que acopla térmicamente un líquido y una superficie caliente cuando existe una gran diferencia de temperatura entre ambos. El conocimiento preciso del comportamiento de este mecanismo térmico en torno a esferas es necesario para el análisis de seguridad de escenarios industriales en los que exista contacto entre un líquido y un material fundido fragmentado, generalmente en piezas esferoidales, y resulta esencial para garantizar la seguridad de los reactores nucleares ante escenarios accidentales de muy baja probabilidad, pero de gran severidad, en los que se postule la rotura en guillotina del circuito de refrigeración del reactor simultánea al fallo total activo del sistema de refrigeración de emergencia del núcleo. En tal hipotético escenario, se produciría la fusión del combustible en el plazo de algunas horas, con dispersión y relocalización de fragmentos sólidos esferoidales a muy alta temperatura. Para hacer frente a este escenario se precisa desarrollar procedimientos automáticos y manuales de operación de emergencia, resultando imprescindible disponer de modelos térmicos confiables, con un calificado soporte experimental, que permitan analizar de forma realista la refrigeración por ebullición en película, en modo ebullición en piscina, de las geometrías esferoidales sólidas resultantes. En el presente trabajo UNET-UPM abordan la verificación de las correlaciones más conocidas para ebullición en película en piscina en torno a esferas, mediante la comparación de las mismas con los resultados experimentales obtenidos por Liu-Theofanous. Algunos de los aspectos resaltantes son la limitada aplicabilidad de la correlación empírica de Frederking-Clark, el buen ajuste que muestran las correlaciones de Tou- Tso y de Grigoriew frente a los datos experimentales usados, y las deficiencias que muestran las correlaciones que toman en cuenta el subenfriamiento del líquido, sobre todo a altos niveles de subenfriamiento. En una futura segunda fase de esta investigación, de tipo analítica-numérica-experimental, se abordará en el desarrollo de nuevas correlaciones semi-empíricas, de mejor ajuste, que permitan una mejor capacidad predictiva en los modelos.

Revisión general de la transferencia de calor por ebullición en película en piscina

La ebullición en película es el mecanismo de transferencia de calor básico que acopla térmicamente un líquido, saturado o subenfriado, y una superficie caliente cuando existe una gran diferencia de temperatura entre ambos. Dicho mecanismo presenta la complejidad física asociada a la existencia de una capa límite convectiva de vapor en torno a la superficie caliente, así como al acoplamiento térmico radiante entre la superficie y los dos medios participativos que la rodean (vapor y líquido). Este mecanismo tiene aplicaciones tecnológicas de interés en propulsión aeroespacial, en sistemas criogénicos, en procesos industriales metalúrgicos, y en otras áreas de la Ingeniería en donde existe la necesidad de enfriar mediante ebullición superficies a alta temperatura. Por otra parte, la refrigeración por ebullición en película es un mecanismo que resulta de importancia esencial en el análisis de la seguridad de procesos industriales en los que sea previsible la interacción de agua y materiales fundidos, entre los que cabe destacar el caso de los reactores nucleares ante escenarios de riesgo en los que el acoplamiento térmico convectivo-radiante entre el combustible nuclear y el refrigerante, e incluso entre la superficie exterior de la vasija y el refrigerante, garantiza el cumplimiento de los criterios de aceptación en caso de fallo mecánico importante del sistema de refrigeración del reactor. En el presente trabajo, y para identificar el marco en que UNET-UPM desarrollará sus investigaciones sobre ebullición en película en piscina en torno a esferas, se realiza una revisión de los estudios más relevantes desarrollados en esta temática, en la que las primeras investigaciones teóricas y experimentales, de tipo fundamental, se remontan al periodo 1950-65 en que se desarrollaron los primeros proyectos de navegación espacial, y se diseñaron y construyeron los primeros reactores nucleares de aplicación comercial, promoviéndose posteriormente numerosas investigaciones que aportaron correlaciones "ad-hoc" de aplicación restringida a ciertas tecnologías, así como otras de propósito general, de menor precisión pero con mayor soporte teórico.

Sistema de simulación de escenarios de ciclos avanzados de combustible nuclear en transición = Simulation system for advanced fuel cycle transition scenarios

El estudio de los ciclos del combustible nuclear requieren de herramientas computacionales o "códigos" versátiles para dar respuestas al problema multicriterio de evaluar los actuales ciclos o las capacidades de las diferentes estrategias y escenarios con potencial de desarrollo en a nivel nacional, regional o mundial. Por otra parte, la introducción de nuevas tecnologías para reactores y procesos industriales hace que los códigos existentes requieran nuevas capacidades para evaluar la transición del estado actual del ciclo del combustible hacia otros más avanzados y sostenibles. Brevemente, esta tesis se centra en dar respuesta a las principales preguntas, en términos económicos y de recursos, al análisis de escenarios de ciclos de combustible, en particular, para el análisis de los diferentes escenarios del ciclo del combustible de relativa importancia para España y Europa. Para alcanzar este objetivo ha sido necesaria la actualización y el desarrollo de nuevas capacidades del código TR_EVOL (Transition Evolution code). Este trabajo ha sido desarrollado en el Programa de Innovación Nuclear del CIEMAT desde el año 2010. Esta tesis se divide en 6 capítulos. El primer capítulo ofrece una visión general del ciclo de combustible nuclear, sus principales etapas y los diferentes tipos utilizados en la actualidad o en desarrollo para el futuro. Además, se describen las fuentes de material nuclear que podrían ser utilizadas como combustible (uranio y otros). También se puntualizan brevemente una serie de herramientas desarrolladas para el estudio de estos ciclos de combustible nuclear. El capítulo 2 está dirigido a dar una idea básica acerca de los costes involucrados en la generación de electricidad mediante energía nuclear. Aquí se presentan una clasificación de estos costos y sus estimaciones, obtenidas en la bibliografía, y que han sido evaluadas y utilizadas en esta tesis. Se ha incluido también una breve descripción del principal indicador económico utilizado en esta tesis, el “coste nivelado de la electricidad”. El capítulo 3 se centra en la descripción del código de simulación desarrollado para el estudio del ciclo del combustible nuclear, TR_EVOL, que ha sido diseñado para evaluar diferentes opciones de ciclos de combustibles. En particular, pueden ser evaluados las diversos reactores con, posiblemente, diferentes tipos de combustibles y sus instalaciones del ciclo asociadas. El módulo de evaluaciones económica de TR_EVOL ofrece el coste nivelado de la electricidad haciendo uso de las cuatro fuentes principales de información económica y de la salida del balance de masas obtenido de la simulación del ciclo en TR_EVOL. Por otra parte, la estimación de las incertidumbres en los costes también puede ser efectuada por el código. Se ha efectuado un proceso de comprobación cruzada de las funcionalidades del código y se descrine en el Capítulo 4. El proceso se ha aplicado en cuatro etapas de acuerdo con las características más importantes de TR_EVOL, balance de masas, composición isotópica y análisis económico. Así, la primera etapa ha consistido en el balance masas del ciclo de combustible nuclear actual de España. La segunda etapa se ha centrado en la comprobación de la composición isotópica del flujo de masas mediante el la simulación del ciclo del combustible definido en el proyecto CP-ESFR UE. Las dos últimas etapas han tenido como objetivo validar el módulo económico. De este modo, en la tercera etapa han sido evaluados los tres principales costes (financieros, operación y mantenimiento y de combustible) y comparados con los obtenidos por el proyecto ARCAS, omitiendo los costes del fin del ciclo o Back-end, los que han sido evaluado solo en la cuarta etapa, haciendo uso de costes unitarios y parámetros obtenidos a partir de la bibliografía. En el capítulo 5 se analizan dos grupos de opciones del ciclo del combustible nuclear de relevante importancia, en términos económicos y de recursos, para España y Europa. Para el caso español, se han simulado dos grupos de escenarios del ciclo del combustible, incluyendo estrategias de reproceso y extensión de vida de los reactores. Este análisis se ha centrado en explorar las ventajas y desventajas de reprocesado de combustible irradiado en un país con una “relativa” pequeña cantidad de reactores nucleares. Para el grupo de Europa se han tratado cuatro escenarios, incluyendo opciones de transmutación. Los escenarios incluyen los reactores actuales utilizando la tecnología reactor de agua ligera y ciclo abierto, un reemplazo total de los reactores actuales con reactores rápidos que queman combustible U-Pu MOX y dos escenarios del ciclo del combustible con transmutación de actínidos minoritarios en una parte de los reactores rápidos o en sistemas impulsados por aceleradores dedicados a transmutación. Finalmente, el capítulo 6 da las principales conclusiones obtenidas de esta tesis y los trabajos futuros previstos en el campo del análisis de ciclos de combustible nuclear. ABSTRACT The study of the nuclear fuel cycle requires versatile computational tools or “codes” to provide answers to the multicriteria problem of assessing current nuclear fuel cycles or the capabilities of different strategies and scenarios with potential development in a country, region or at world level. Moreover, the introduction of new technologies for reactors and industrial processes makes the existing codes to require new capabilities to assess the transition from current status of the fuel cycle to the more advanced and sustainable ones. Briefly, this thesis is focused in providing answers to the main questions about resources and economics in fuel cycle scenario analyses, in particular for the analysis of different fuel cycle scenarios with relative importance for Spain and Europe. The upgrade and development of new capabilities of the TR_EVOL code (Transition Evolution code) has been necessary to achieve this goal. This work has been developed in the Nuclear Innovation Program at CIEMAT since year 2010. This thesis is divided in 6 chapters. The first one gives an overview of the nuclear fuel cycle, its main stages and types currently used or in development for the future. Besides the sources of nuclear material that could be used as fuel (uranium and others) are also viewed here. A number of tools developed for the study of these nuclear fuel cycles are also briefly described in this chapter. Chapter 2 is aimed to give a basic idea about the cost involved in the electricity generation by means of the nuclear energy. The main classification of these costs and their estimations given by bibliography, which have been evaluated in this thesis, are presented. A brief description of the Levelized Cost of Electricity, the principal economic indicator used in this thesis, has been also included. Chapter 3 is focused on the description of the simulation tool TR_EVOL developed for the study of the nuclear fuel cycle. TR_EVOL has been designed to evaluate different options for the fuel cycle scenario. In particular, diverse nuclear power plants, having possibly different types of fuels and the associated fuel cycle facilities can be assessed. The TR_EVOL module for economic assessments provides the Levelized Cost of Electricity making use of the TR_EVOL mass balance output and four main sources of economic information. Furthermore, uncertainties assessment can be also carried out by the code. A cross checking process of the performance of the code has been accomplished and it is shown in Chapter 4. The process has been applied in four stages according to the most important features of TR_EVOL. Thus, the first stage has involved the mass balance of the current Spanish nuclear fuel cycle. The second stage has been focused in the isotopic composition of the mass flow using the fuel cycle defined in the EU project CP-ESFR. The last two stages have been aimed to validate the economic module. In the third stage, the main three generation costs (financial cost, O&M and fuel cost) have been assessed and compared to those obtained by ARCAS project, omitting the back-end costs. This last cost has been evaluated alone in the fourth stage, making use of some unit cost and parameters obtained from the bibliography. In Chapter 5 two groups of nuclear fuel cycle options with relevant importance for Spain and Europe are analyzed in economic and resources terms. For the Spanish case, two groups of fuel cycle scenarios have been simulated including reprocessing strategies and life extension of the current reactor fleet. This analysis has been focused on exploring the advantages and disadvantages of spent fuel reprocessing in a country with relatively small amount of nuclear power plants. For the European group, four fuel cycle scenarios involving transmutation options have been addressed. Scenarios include the current fleet using Light Water Reactor technology and open fuel cycle, a full replacement of the initial fleet with Fast Reactors burning U-Pu MOX fuel and two fuel cycle scenarios with Minor Actinide transmutation in a fraction of the FR fleet or in dedicated Accelerator Driven Systems. Finally, Chapter 6 gives the main conclusions obtained from this thesis and the future work foreseen in the field of nuclear fuel cycle analysis.

Cycling Dof Factors: Molecular and functional characterization of Arabidopsis thaliana AtCDF3 and tomato (Solanum lycopersicum L.) SlCDF3 in response to abiotic stress

El tomate (Solanum lycopersicum L.) es considerado uno de los cultivos hortícolas de mayor importancia económica en el territorio Español. Sin embargo, su producción está seriamente afectada por condiciones ambientales adversas como, salinidad, sequía y temperaturas extremas. Para resolver los problemas que se presentan en condiciones de estrés, se han empleado una serie de técnicas culturales que disminuyen sus efectos negativos, siendo de gran interés el desarrollo de variedades tolerantes. En este sentido la obtención y análisis de plantas transgénicas, ha supuesto un avance tecnológico, que ha facilitado el estudio y la evaluación de genes seleccionados en relación con la tolerancia al estrés. Estudios recientes han mostrado que el uso de genes reguladores como factores de transcripción (FTs) es una gran herramienta para obtener nuevas variedades de tomate con mayor tolerancia a estreses abióticos. Las proteínas DOF (DNA binding with One Finger) son una familia de FTs específica de plantas (Yangisawa, 2002), que están involucrados en procesos fisiológicos exclusivos de plantas como: asimilación del nitrógeno y fijación del carbono fotosintético, germinación de semilla, metabolismo secundario y respuesta al fotoperiodo pero su preciso rol en la tolerancia a estrés abiótico se desconoce en gran parte. El trabajo descrito en esta tesis tiene como objetivo estudiar genes reguladores tipo DOF para incrementar la tolerancia a estrés abiotico tanto en especies modelo como en tomate. En el primer capítulo de esta tesis se muestra la caracterización funcional del gen CDF3 de Arabidopsis, así como su papel en la respuesta a estrés abiótico y otros procesos del desarrollo. La expresión del gen AtCDF3 es altamente inducido por sequía, temperaturas extremas, salinidad y tratamientos con ácido abscísico (ABA). La línea de inserción T-DNA cdf3-1 es más sensible al estrés por sequía y bajas temperaturas, mientras que líneas transgénicas de Arabidopsis 35S::AtCDF3 aumentan la tolerancia al estrés por sequía, osmótico y bajas temperaturas en comparación con plantas wild-type (WT). Además, estas plantas presentan un incremento en la tasa fotosintética y apertura estomática. El gen AtCDF3 se localiza en el núcleo y que muestran una unión específica al ADN con diferente afinidad a secuencias diana y presentan diversas capacidades de activación transcripcional en ensayos de protoplastos de Arabidopsis. El dominio C-terminal de AtCDF3 es esencial para esta localización y su capacidad activación, la delección de este dominio reduce la tolerancia a sequía en plantas transgénicas 35S::AtCDF3. Análisis por microarray revelan que el AtCDF3 regula un set de genes involucrados en el metabolismo del carbono y nitrógeno. Nuestros resultados demuestran que el gen AtCDF3 juega un doble papel en la regulación de la respuesta a estrés por sequía y bajas temperaturas y en el control del tiempo de floración. En el segundo capítulo de este trabajo se lleva a cabo la identificación de 34 genes Dof en tomate que se pueden clasificar en base a homología de secuencia en cuatro grupos A-D, similares a los descritos en Arabidopsis. Dentro del grupo D se han identificado cinco genes DOF que presentan características similares a los Cycling Dof Factors (CDFs) de Arabidopsis. Estos genes son considerados ortólogos de Arabidopsis CDF1-5, y han sido nombrados como Solanum lycopersicum CDFs o SlCDFs. Los SlCDF1-5 son proteínas nucleares que muestran una unión específica al ADN con diferente afinidad a secuencias diana y presentan diversas capacidades de activación transcripcional in vivo. Análisis de expresión de los genes SlCDF1-5 muestran diferentes patrones de expresión durante el día y son inducidos de forma diferente en respuesta a estrés osmótico, salino, y de altas y bajas temperaturas. Plantas de Arabidopsis que sobre-expresan SlCDF1 y SlCDF3 muestran un incremento de la tolerancia a la sequía y salinidad. Además, de la expresión de varios genes de respuesta estrés como AtCOR15, AtRD29A y AtERD10, son expresados de forma diferente en estas líneas. La sobre-expresión de SlCDF3 en Arabidopsis promueve un retardo en el tiempo de floración a través de la modulación de la expresión de genes que controlan la floración como CONSTANS (CO) y FLOWERING LOCUS T (FT). En general, nuestros datos demuestran que los SlCDFs están asociados a funciones aun no descritas, relacionadas con la tolerancia a estrés abiótico y el control del tiempo de floración a través de la regulación de genes específicos y a un aumento de metabolitos particulares. ABSTRACT Tomato (Solanum lycopersicum L.) is one of the horticultural crops of major economic importance in the Spanish territory. However, its production is being affected by adverse environmental conditions such as salinity, drought and extreme temperatures. To resolve the problems triggered by stress conditions, a number of agricultural techniques that reduce the negative effects of stress are being frequently applied. However, the development of stress tolerant varieties is of a great interest. In this direction, the technological progress in obtaining and analysis of transgenic plants facilitated the study and evaluation of selected genes in relation to stress tolerance. Recent studies have shown that a use of regulatory genes such as transcription factors (TFs) is a great tool to obtain new tomato varieties with greater tolerance to abiotic stresses. The DOF (DNA binding with One Finger) proteins form a family of plant-specific TFs (Yangisawa, 2002) that are involved in the regulation of particular plant processes such as nitrogen assimilation, photosynthetic carbon fixation, seed germination, secondary metabolism and flowering time bur their precise roles in abiotic stress tolerance are largely unknown. The work described in this thesis aims at the study of the DOF type regulatory genes to increase tolerance to abiotic stress in both model species and the tomato. In the first chapter of this thesis, we present molecular characterization of the Arabidopsis CDF3 gene as well as its role in the response to abiotic stress and in other developmental processes. AtCDF3 is highly induced by drought, extreme temperatures, salt and abscisic acid (ABA) treatments. The cdf3-1 T-DNA insertion mutant was more sensitive to drought and low temperature stresses, whereas the AtCDF3 overexpression enhanced the tolerance of transgenic plants to drought, cold and osmotic stress comparing to the wild-type (WT) plants. In addition, these plants exhibit increased photosynthesis rates and stomatal aperture. AtCDF3 is localized in the nuclear region, displays specific binding to the canonical DNA target sequences and has a transcriptional activation activity in Arabidopsis protoplast assays. In addition, the C-terminal domain of AtCDF3 is essential for its localization and activation capabilities and the deletion of this domain significantly reduces the tolerance to drought in transgenic 35S::AtCDF3 overexpressing plants. Microarray analysis revealed that AtCDF3 regulated a set of genes involved in nitrogen and carbon metabolism. Our results demonstrate that AtCDF3 plays dual roles in regulating plant responses to drought and low temperature stress and in control of flowering time in vegetative tissues. In the second chapter this work, we carried out to identification of 34 tomato DOF genes that were classified by sequence similarity into four groups A-D, similar to the situation in Arabidopsis. In the D group we have identified five DOF genes that show similar characteristics to the Cycling Dof Factors (CDFs) of Arabidopsis. These genes were considered orthologous to the Arabidopsis CDF1 - 5 and were named Solanum lycopersicum CDFs or SlCDFs. SlCDF1-5 are nuclear proteins that display specific binding to canonical DNA target sequences and have transcriptional activation capacities in vivo. Expression analysis of SlCDF1-5 genes showed distinct diurnal expression patterns and were differentially induced in response to osmotic, salt and low and high temperature stresses. Arabidopsis plants overexpressing SlCDF1 and SlCDF3 showed increased drought and salt tolerance. In addition, various stress-responsive genes, such as AtCOR15, AtRD29A and AtERD10, were expressed differently in these lines. The overexpression of SlCDF3 in Arabidopsis also results in the late flowering phenotype through the modulation of the expression of flowering control genes such CONSTANS (CO) and FLOWERING LOCUS T (FT). Overall, our data connet SlCDFs to undescribed functions related to abiotic stress tolerance and flowering time through the regulation of specific target genes and an increase in particular metabolites.

Evaluation of reactivity monitoring techniques at the Yalina – Booster subcritical facility

La gestión de los residuos radiactivos de vida larga producidos en los reactores nucleares constituye uno de los principales desafíos de la tecnología nuclear en la actualidad. Una posible opción para su gestión es la transmutación de los nucleidos de vida larga en otros de vida más corta. Los sistemas subcríticos guiados por acelerador (ADS por sus siglas en inglés) son una de las tecnologías en desarrollo para logar este objetivo. Un ADS consiste en un reactor nuclear subcrítico mantenido en un estado estacionario mediante una fuente externa de neutrones guiada por un acelerador de partículas. El interés de estos sistemas radica en su capacidad para ser cargados con combustibles que tengan contenidos de actínidos minoritarios mayores que los reactores críticos convencionales, y de esta manera, incrementar las tasas de trasmutación de estos elementos, que son los principales responsables de la radiotoxicidad a largo plazo de los residuos nucleares. Uno de los puntos clave que han sido identificados para la operación de un ADS a escala industrial es la necesidad de monitorizar continuamente la reactividad del sistema subcrítico durante la operación. Por esta razón, desde los años 1990 se han realizado varios experimentos en conjuntos subcríticos de potencia cero (MUSE, RACE, KUCA, Yalina, GUINEVERE/FREYA) con el fin de validar experimentalmente estas técnicas. En este contexto, la presente tesis se ocupa de la validación de técnicas de monitorización de la reactividad en el conjunto subcrítico Yalina-Booster. Este conjunto pertenece al Joint Institute for Power and Nuclear Research (JIPNR-Sosny) de la Academia Nacional de Ciencias de Bielorrusia. Dentro del proyecto EUROTRANS del 6º Programa Marco de la UE, en el año 2008 se ha realizado una serie de experimentos en esta instalación concernientes a la monitorización de la reactividad bajo la dirección del CIEMAT. Se han realizado dos tipos de experimentos: experimentos con una fuente de neutrones pulsada (PNS) y experimentos con una fuente continua con interrupciones cortas (beam trips). En el caso de los primeros, experimentos con fuente pulsada, existen dos técnicas fundamentales para medir la reactividad, conocidas como la técnica del ratio bajo las áreas de los neutrones inmediatos y retardados (o técnica de Sjöstrand) y la técnica de la constante de decaimiento de los neutrones inmediatos. Sin embargo, varios experimentos han mostrado la necesidad de aplicar técnicas de corrección para tener en cuenta los efectos espaciales y energéticos presentes en un sistema real y obtener valores precisos de la reactividad. En esta tesis, se han investigado estas correcciones mediante simulaciones del sistema con el código de Montecarlo MCNPX. Esta investigación ha servido también para proponer una versión generalizada de estas técnicas donde se buscan relaciones entre la reactividad el sistema y las cantidades medidas a través de simulaciones de Monte Carlo. El segundo tipo de experimentos, experimentos con una fuente continua e interrupciones del haz, es más probable que sea empleado en un ADS industrial. La versión generalizada de las técnicas desarrolladas para los experimentos con fuente pulsada también ha sido aplicada a los resultados de estos experimentos. Además, el trabajo presentado en esta tesis es la primera vez, en mi conocimiento, en que la reactividad de un sistema subcrítico se monitoriza durante la operación con tres técnicas simultáneas: la técnica de la relación entre la corriente y el flujo (current-to-flux), la técnica de desconexión rápida de la fuente (source-jerk) y la técnica del decaimiento de los neutrones inmediatos. Los casos analizados incluyen la variación rápida de la reactividad del sistema (inserción y extracción de las barras de control) y la variación rápida de la fuente de neutrones (interrupción larga del haz y posterior recuperación). ABSTRACT The management of long-lived radioactive wastes produced by nuclear reactors constitutes one of the main challenges of nuclear technology nowadays. A possible option for its management consists in the transmutation of long lived nuclides into shorter lived ones. Accelerator Driven Subcritical Systems (ADS) are one of the technologies in development to achieve this goal. An ADS consists in a subcritical nuclear reactor maintained in a steady state by an external neutron source driven by a particle accelerator. The interest of these systems lays on its capacity to be loaded with fuels having larger contents of minor actinides than conventional critical reactors, and in this way, increasing the transmutation rates of these elements, that are the main responsible of the long-term radiotoxicity of nuclear waste. One of the key points that have been identified for the operation of an industrial-scale ADS is the need of continuously monitoring the reactivity of the subcritical system during operation. For this reason, since the 1990s a number of experiments have been conducted in zero-power subcritical assemblies (MUSE, RACE, KUCA, Yalina, GUINEVERE/FREYA) in order to experimentally validate these techniques. In this context, the present thesis is concerned with the validation of reactivity monitoring techniques at the Yalina-Booster subcritical assembly. This assembly belongs to the Joint Institute for Power and Nuclear Research (JIPNR-Sosny) of the National Academy of Sciences of Belarus. Experiments concerning reactivity monitoring have been performed in this facility under the EUROTRANS project of the 6th EU Framework Program in year 2008 under the direction of CIEMAT. Two types of experiments have been carried out: experiments with a pulsed neutron source (PNS) and experiments with a continuous source with short interruptions (beam trips). For the case of the first ones, PNS experiments, two fundamental techniques exist to measure the reactivity, known as the prompt-to-delayed neutron area-ratio technique (or Sjöstrand technique) and the prompt neutron decay constant technique. However, previous experiments have shown the need to apply correction techniques to take into account the spatial and energy effects present in a real system and thus obtain accurate values for the reactivity. In this thesis, these corrections have been investigated through simulations of the system with the Monte Carlo code MCNPX. This research has also served to propose a generalized version of these techniques where relationships between the reactivity of the system and the measured quantities are obtained through Monte Carlo simulations. The second type of experiments, with a continuous source with beam trips, is more likely to be employed in an industrial ADS. The generalized version of the techniques developed for the PNS experiments has also been applied to the result of these experiments. Furthermore, the work presented in this thesis is the first time, to my knowledge, that the reactivity of a subcritical system has been monitored during operation simultaneously with three different techniques: the current-to-flux, the source-jerk and the prompt neutron decay techniques. The cases analyzed include the fast variation of the system reactivity (insertion and extraction of a control rod) and the fast variation of the neutron source (long beam interruption and subsequent recovery).

Agujerear el mundo. Un gran tour dibujado por cabañas, cámaras y trincheras

Se presenta una serie de dibujos que vienen a traducir un encuentro experiencial y existencial con tres arquitecturas-paisaje apenas estudiadas. Son lecturas gráficas de tres figuras espaciales y ontológicas. Casos concretos de cabañas, cámaras y trincheras, que analizados desde una perspectiva histórica aportan claves a cuestiones nucleares en nuestro tiempo -como son la autoconstrucción, la auto-organización y la emancipación. Nociones que están siendo claves en el seno de los actuales movimientos sociales y que, sin embargo, no están encontrando una posición en el debate de la sostenibilidad. Se trata de abrir la vía a la reapropiación por parte de los no-expertos y recuperar una dimensión medial para la arquitectura, la posibilidad de funcionar como un medio, como un transmisor capaz de inducir lecturas del mundo

Efectos de generación y optimización de librerías de secciones eficaces en el análisis de transitorios en reactores PWR

Los análisis de los transitorios y situaciones accidentales de los reactores de agua ligera requieren el uso de simuladores y códigos a nivel de núcleo completo con modelos de cinética 3D. Normalmente estos códigos utilizan como datos de entrada librerías de secciones eficaces compiladas en tablas multidimensionales. En este caso, los errores de interpolación, originados a la hora de computar los valores de las secciones eficaces a partir de los puntos de la tabla, son una fuente de incertidumbre en el cálculo del parámetro k-efectiva y deben de tenerse en cuenta. Estos errores dependen de la estructura de la malla de puntos que cubre el dominio de variación de cada una de las variables termo-hidráulicas en las que se tabula la librería de secciones eficaces, y pueden ser minimizados con la elección de una malla adecuada, a diferencia de los errores debidos a los datos nucleares. En esta ponencia se evalúa el impacto que tiene una determinada malla sobre un transitorio en un reactor PWR consistente en la expulsión de una barra de control. Para ello se han usado los códigos neutrónico y termo-hidráulico acoplados COBAYA3/COBRA-TF. Con este objetivo se ha escogido el OECD/NEA PWR MOX/UO2 rod ejection transient benchmark ya que proporciona unas composiciones isotópicas y unas configuraciones geométricas definidas que permiten el empleo de códigos lattice para generar librerías propias. El código de transporte utilizado para ello ha sido el código APOLLO2.8. Así mismo, ya que se proporcionaba también una librería como parte de las especificaciones, los efectos debidos a la generación de éstas sobre la respuesta del transitorio son analizados. Los resultados muestran grandes discrepancias al emplear la librería del benchmark o las librerías propias comparándolas con las soluciones de otros participantes. El origen de estas discrepancias se halla en las secciones eficaces nodales proporcionadas en el benchmark.

Diseño del curso para operador "Coeficientes inherentes de reactividad" a plataforma e-Learning

Las centrales nucleares necesitan de personal altamente especializado y formado. Es por ello por lo que el sector de la formación especializada en centrales nucleares necesita incorporar los últimos avances en métodos formativos. Existe una gran cantidad de cursos de formación presenciales y es necesario transformar dichos cursos para utilizarlos con las nuevas tecnologías de la información. Para ello se necesitan equipos multidisciplinares, en los que se incluyen ingenieros, que deben identificar los objetivos formativos, competencias, contenidos y el control de calidad del propio curso. En este proyecto se utilizan técnicas de ingeniería del conocimiento como eje metodológico para transformar un curso de formación presencial en formación on-line a través de tecnologías de la información. En la actualidad, las nuevas tecnologías de la información y comunicación están en constante evolución. De esta forma se han sumergido en el mundo transformando la visión que teníamos de éste para dar lugar a nuevas oportunidades. Es por ello que este proyecto busca la unión entre el e-learning y el mundo empresarial. El objetivo es el diseño, en plataforma e-learning, de un curso técnico que instruya a operadores de sala de control de una central nuclear. El trabajo realizado en este proyecto ha sido, además de transformar un curso presencial en on-line, en obtener una metodología para que otros cursos se puedan transformar. Para conseguir este cometido, debemos preocuparnos tanto por el contenido de los cursos como por su gestión. Por este motivo, el proyecto comienza con definiciones básicas de terminología propia de e-learning. Continúa con la generación de una metodología que aplique la gestión de conocimiento para transformar cualquier curso presencial a esta plataforma. Definida la metodología, se aplicará para el diseño del curso específico de Coeficientes Inherentes de Reactividad. Finaliza con un estudio económico que dé viabilidad al proyecto y con la creación de un modelo económico que estime el precio para cualquier curso futuro. Abstract Nuclear power plants need highly specialized and trained personnel. Thus, nuclear power plant Specialized Training Sector requires the incorporation of the latest advances in training methods. A large array of face-to-face training courses exist and it has become necessary to transform said courses in order to apply them with the new information systems available. For this, multidisciplinary equipment is needed where the engineering workforce must identify educational objectives, competences and abilities, contents and quality control of the different courses. In this project, knowledge engineering techniques are employed as the methodological axis in order to transform a face-to-face training course into on-line training through the use of new information technologies. Nowadays, new information and communication technologies are in constant evolution. They have introduced themselves into our world, transforming our previous vision of them, leading to new opportunities. For this reason, the present Project seeks to unite the use of e-learning and the Business and Corporate world. The main objective is the design, in an e-learning platform, of a technical course that will train nuclear power plant control-room operators. The work carried out in this Project has been, in addition to the transformation of a face-to-face course into an online one, the obtainment of a methodology to employ in the future transformation of other courses. In order to achieve this mission, our interest must focus on the content as well as on the management of the various courses. Hence, the Project starts with basic definitions of e-learning terminology. Next, a methodology that applies knowledge management for the transformation of any face-to-face course into e-learning has been generated. Once this methodology is defined, it has been applied for the design process of the Inherent Coefficients of Reactivity course. Finally, an economic study has been developed in order to determine the viability of the Project and an economic model has been created to estimate the price of any given course

Sistemas de salvaguardia en reactores EPR

En este documento se describe brevemente el funcionamiento de los diversos sistemas de una planta nuclear operada con un reactor de tipo PWR. Más concretamente, el proyecto se centra en una descripción exhaustiva de los sistemas de salvaguardia y seguridad que regulan el funcionamiento de un reactor de tipo EPR, así como la central nuclear que contiene a dicho reactor. El proceso ha consistido en clasificar y resumir los distintos sistemas que operan en dicha planta, estudiando sus características y parámetros de funcionamiento. También se han estudiado los accidentes más comunes que pueden tener lugar en este tipo de centrales nucleares. Tras el análisis y estudio realizado acerca del reactor EPR, se puede concluir que las centrales nucleares que operan con este tipo de reactor experimentan una serie de mejoras en cuanto a la prevención de accidentes, así como una serie de mejoras de diseño en una gran variedad de sistemas y elementos del reactor, como pueden ser la vasija, los SG, etc. ABSTRACT This document gives a brief description of the operation of several systems of a nuclear power plant operating with a PWR reactor. More specifically, the project focuses on a thorough description of the safety and security systems that govern the operation of an EPR reactor and its plant. The process consisted on classify and summarize the different operating systems of this nuclear plant, studying its characteristics and operating parameters. We have also studied the most common accidents that can occur in this type of nuclear power plants. After the analysis and study on the EPR reactor, it can be concluded that nuclear power plants operating with this type of reactor undergo a series of improvements in the prevention of accidents, as well as a number of design improvements in several reactor systems and components, such as the vessel, the SG, etc.

A model for turbulent combustion simulation of large scale hydrogen explosions

El agotamiento, la ausencia o, simplemente, la incertidumbre sobre la cantidad de las reservas de combustibles fósiles se añaden a la variabilidad de los precios y a la creciente inestabilidad en la cadena de aprovisionamiento para crear fuertes incentivos para el desarrollo de fuentes y vectores energéticos alternativos. El atractivo de hidrógeno como vector energético es muy alto en un contexto que abarca, además, fuertes inquietudes por parte de la población sobre la contaminación y las emisiones de gases de efecto invernadero. Debido a su excelente impacto ambiental, la aceptación pública del nuevo vector energético dependería, a priori, del control de los riesgos asociados su manipulación y almacenamiento. Entre estos, la existencia de un innegable riesgo de explosión aparece como el principal inconveniente de este combustible alternativo. Esta tesis investiga la modelización numérica de explosiones en grandes volúmenes, centrándose en la simulación de la combustión turbulenta en grandes dominios de cálculo en los que la resolución que es alcanzable está fuertemente limitada. En la introducción, se aborda una descripción general de los procesos de explosión. Se concluye que las restricciones en la resolución de los cálculos hacen necesario el modelado de los procesos de turbulencia y de combustión. Posteriormente, se realiza una revisión crítica de las metodologías disponibles tanto para turbulencia como para combustión, que se lleva a cabo señalando las fortalezas, deficiencias e idoneidad de cada una de las metodologías. Como conclusión de esta investigación, se obtiene que la única estrategia viable para el modelado de la combustión, teniendo en cuenta las limitaciones existentes, es la utilización de una expresión que describa la velocidad de combustión turbulenta en función de distintos parámetros. Este tipo de modelos se denominan Modelos de velocidad de llama turbulenta y permiten cerrar una ecuación de balance para la variable de progreso de combustión. Como conclusión también se ha obtenido, que la solución más adecuada para la simulación de la turbulencia es la utilización de diferentes metodologías para la simulación de la turbulencia, LES o RANS, en función de la geometría y de las restricciones en la resolución de cada problema particular. Sobre la base de estos hallazgos, el crea de un modelo de combustión en el marco de los modelos de velocidad de la llama turbulenta. La metodología propuesta es capaz de superar las deficiencias existentes en los modelos disponibles para aquellos problemas en los que se precisa realizar cálculos con una resolución moderada o baja. Particularmente, el modelo utiliza un algoritmo heurístico para impedir el crecimiento del espesor de la llama, una deficiencia que lastraba el célebre modelo de Zimont. Bajo este enfoque, el énfasis del análisis se centra en la determinación de la velocidad de combustión, tanto laminar como turbulenta. La velocidad de combustión laminar se determina a través de una nueva formulación capaz de tener en cuenta la influencia simultánea en la velocidad de combustión laminar de la relación de equivalencia, la temperatura, la presión y la dilución con vapor de agua. La formulación obtenida es válida para un dominio de temperaturas, presiones y dilución con vapor de agua más extenso de cualquiera de las formulaciones previamente disponibles. Por otra parte, el cálculo de la velocidad de combustión turbulenta puede ser abordado mediante el uso de correlaciones que permiten el la determinación de esta magnitud en función de distintos parámetros. Con el objetivo de seleccionar la formulación más adecuada, se ha realizado una comparación entre los resultados obtenidos con diversas expresiones y los resultados obtenidos en los experimentos. Se concluye que la ecuación debida a Schmidt es la más adecuada teniendo en cuenta las condiciones del estudio. A continuación, se analiza la importancia de las inestabilidades de la llama en la propagación de los frentes de combustión. Su relevancia resulta significativa para mezclas pobres en combustible en las que la intensidad de la turbulencia permanece moderada. Estas condiciones son importantes dado que son habituales en los accidentes que ocurren en las centrales nucleares. Por ello, se lleva a cabo la creación de un modelo que permita estimar el efecto de las inestabilidades, y en concreto de la inestabilidad acústica-paramétrica, en la velocidad de propagación de llama. El modelado incluye la derivación matemática de la formulación heurística de Bauwebs et al. para el cálculo de la incremento de la velocidad de combustión debido a las inestabilidades de la llama, así como el análisis de la estabilidad de las llamas con respecto a una perturbación cíclica. Por último, los resultados se combinan para concluir el modelado de la inestabilidad acústica-paramétrica. Tras finalizar esta fase, la investigación se centro en la aplicación del modelo desarrollado en varios problemas de importancia para la seguridad industrial y el posterior análisis de los resultados y la comparación de los mismos con los datos experimentales correspondientes. Concretamente, se abordo la simulación de explosiones en túneles y en contenedores, con y sin gradiente de concentración y ventilación. Como resultados generales, se logra validar el modelo confirmando su idoneidad para estos problemas. Como última tarea, se ha realizado un analisis en profundidad de la catástrofe de Fukushima-Daiichi. El objetivo del análisis es determinar la cantidad de hidrógeno que explotó en el reactor número uno, en contraste con los otros estudios sobre el tema que se han centrado en la determinación de la cantidad de hidrógeno generado durante el accidente. Como resultado de la investigación, se determinó que la cantidad más probable de hidrogeno que fue consumida durante la explosión fue de 130 kg. Es un hecho notable el que la combustión de una relativamente pequeña cantidad de hidrogeno pueda causar un daño tan significativo. Esta es una muestra de la importancia de este tipo de investigaciones. Las ramas de la industria para las que el modelo desarrollado será de interés abarca la totalidad de la futura economía de hidrógeno (pilas de combustible, vehículos, almacenamiento energético, etc) con un impacto especial en los sectores del transporte y la energía nuclear, tanto para las tecnologías de fisión y fusión. ABSTRACT The exhaustion, absolute absence or simply the uncertainty on the amount of the reserves of fossil fuels sources added to the variability of their prices and the increasing instability and difficulties on the supply chain are strong incentives for the development of alternative energy sources and carriers. The attractiveness of hydrogen in a context that additionally comprehends concerns on pollution and emissions is very high. Due to its excellent environmental impact, the public acceptance of the new energetic vector will depend on the risk associated to its handling and storage. Fromthese, the danger of a severe explosion appears as the major drawback of this alternative fuel. This thesis investigates the numerical modeling of large scale explosions, focusing on the simulation of turbulent combustion in large domains where the resolution achievable is forcefully limited. In the introduction, a general description of explosion process is undertaken. It is concluded that the restrictions of resolution makes necessary the modeling of the turbulence and combustion processes. Subsequently, a critical review of the available methodologies for both turbulence and combustion is carried out pointing out their strengths and deficiencies. As a conclusion of this investigation, it appears clear that the only viable methodology for combustion modeling is the utilization of an expression for the turbulent burning velocity to close a balance equation for the combustion progress variable, a model of the Turbulent flame velocity kind. Also, that depending on the particular resolution restriction of each problem and on its geometry the utilization of different simulation methodologies, LES or RANS, is the most adequate solution for modeling the turbulence. Based on these findings, the candidate undertakes the creation of a combustion model in the framework of turbulent flame speed methodology which is able to overcome the deficiencies of the available ones for low resolution problems. Particularly, the model utilizes a heuristic algorithm to maintain the thickness of the flame brush under control, a serious deficiency of the Zimont model. Under the approach utilized by the candidate, the emphasis of the analysis lays on the accurate determination of the burning velocity, both laminar and turbulent. On one side, the laminar burning velocity is determined through a newly developed correlation which is able to describe the simultaneous influence of the equivalence ratio, temperature, steam dilution and pressure on the laminar burning velocity. The formulation obtained is valid for a larger domain of temperature, steam dilution and pressure than any of the previously available formulations. On the other side, a certain number of turbulent burning velocity correlations are available in the literature. For the selection of the most suitable, they have been compared with experiments and ranked, with the outcome that the formulation due to Schmidt was the most adequate for the conditions studied. Subsequently, the role of the flame instabilities on the development of explosions is assessed. Their significance appears to be of importance for lean mixtures in which the turbulence intensity remains moderate. These are important conditions which are typical for accidents on Nuclear Power Plants. Therefore, the creation of a model to account for the instabilities, and concretely, the acoustic parametric instability is undertaken. This encloses the mathematical derivation of the heuristic formulation of Bauwebs et al. for the calculation of the burning velocity enhancement due to flame instabilities as well as the analysis of the stability of flames with respect to a cyclic velocity perturbation. The results are combined to build a model of the acoustic-parametric instability. The following task in this research has been to apply the model developed to several problems significant for the industrial safety and the subsequent analysis of the results and comparison with the corresponding experimental data was performed. As a part of such task simulations of explosions in a tunnel and explosions in large containers, with and without gradient of concentration and venting have been carried out. As a general outcome, the validation of the model is achieved, confirming its suitability for the problems addressed. As a last and final undertaking, a thorough study of the Fukushima-Daiichi catastrophe has been carried out. The analysis performed aims at the determination of the amount of hydrogen participating on the explosion that happened in the reactor one, in contrast with other analysis centered on the amount of hydrogen generated during the accident. As an outcome of the research, it was determined that the most probable amount of hydrogen exploding during the catastrophe was 130 kg. It is remarkable that the combustion of such a small quantity of material can cause tremendous damage. This is an indication of the importance of these types of investigations. The industrial branches that can benefit from the applications of the model developed in this thesis include the whole future hydrogen economy, as well as nuclear safety both in fusion and fission technology.

Revisión de la norma sismorresistente PDS-1. Sugerencias de algunas posibles modificaciones

Las mayores dificultades que aparecen en una futura reedición de la Norma Sismorresistente son probablemente las derivadas de una carencia casi absoluta de datos básicos recogidos en el territorio nacional, y en particular los referentes a registros de acelerogramas acaecidos en los últimos años. Por otra parte, si bien la información histórica de los seísmos descritos en términos cualitativos - intensidades- es suficientemente extensa, no existe hasta la fecha un mapa adecuado de riesgo sísmico que comprenda todo el país. La incertidumbre representada por las anteriores limitaciones debe de ser subsanada en la redacción de una nueva norma, mediante un enérgico programa de trabajo, que incluya como objetivo prioritario, la aportación de los anteriores datos básicos referidos a España. Esta nota hace referencia, de un modo específico, a los criterios que deberían ser considerados en la modificación del espectro básico de respuesta al tener en cuenta la influencia del terreno bajo la cimentación (amplificación del suelo). Aquí no se incluyen los efectos del tipo de cimentación, que deberían ser considerados de un modo separado así como la interacción dinámica suelo-estructura, que constituye una situación más compleja y cuyo estudio exige al menos el conocimiento de la amplificación del suelo y que se suele llevar a cabo en el caso de estructuras importantes (centrales nucleares, presas de tierra, etc.) que no deben ser objetivo prioritario de una norma sismorresistente de aplicación más general a edificación normal

Consideraciones sísmicas en el proyecto de puentes

Dada la gran amplitud temática, que puede incluirse dentro del epígrafe "Consideraciones sísmicas en el proyecto de puentes" ha parecido conveniente reducirlo aquí a los tipos más frecuentes, de hormigón armado y pretensado, que aparecen en las modernas autopistas. No se comentan, por lo tanto, otros grupos estructurales de puentes, como colgantes, atirantados, arcos etc., ni metálicos, que si bien de gran interés, implicarían una excesiva extensión a esta exposición.

Caracterización de poblaciones de vid silvestre de la Península Ibérica

La vid silvestre se considera como el ancestro autóctono de las vides cultivadas y una enorme reserva genética en peligro de extinción. La prospección llevada a cabo entre 2003 y 2004 permitió catalogar 51 localizaciones de vides silvestres españolas, la mayoría de ellas ubicadas en riberas de ríos. Estos ejemplares se incluyeron en el Banco de Germoplasma de la Finca "El Encín" (BGVCAM - Alcalá de Henares, Madrid, España). En primer lugar, se caracterizó la cantidad y la distribución de su diversidad genética utilizando 25 loci empleando microsatélites nucleares (SSR). Hemos analizado también la posible coexistencia en el hábitat natural de vides silvestres con vides cultivadas naturalizadas y portainjertos. De este modo, los análisis fenotípicos y genéticos identificaron el 19% de las muestras recogidas como derivadas de genotipos cultivados, siendo, o bien vides cultivadas naturalizadas o genotipos híbridos derivados de cruces espontáneos entre vides silvestres y cultivadas. La diversidad genética de las poblaciones de vides silvestres fue similar a la observada en el grupo de las cultivadas. El análisis molecular mostró que el germoplasma de cultivadas y silvestres es genéticamente divergente con bajo nivel de introgresión. Se ha identificado cuatro grupos genéticos, con dos de ellos fundamentalmente representados por los genotipos de vides cultivadas y dos por las accesiones silvestres. El análisis de los vínculos genéticos entre las vides silvestres y cultivadas podría sugerir una contribución genética de las accesiones silvestres españolas a las actuales variedades occidentales. En segundo lugar, se realizó un profundo estudio morfológico "ex situ " y se contrastaron con los resultados de la caracterización realizada en 182 variedades comerciales españolas de la misma colección. Todos los individuos silvestres mostraron diferencias morfológicas con Vitis vinifera L subsp. vinifera, pero no se encontraron diferencias significativas dentro Vitis vinifera L. subsp. sylvestris, ni por localización geográfica ni por sexo. Los resultados de este estudio describen las principales características morfológicas de las vides silvestres españolas y sus rasgos diferenciales con su pariente cultivada. Por último, se analizó la composición antociánica presente en 21 accesiones de vides silvestres de la Península Ibérica conservadas en el BGVCAM de la Finca "El Encín" y seleccionadas basándose en diferencias ampelográficas y caracterización molecular. La concentración de antocianinas es similar la encontrad en vides cultivadas con destino a la vinificación. Las accesiones estudiadas mostraron una variabilidad considerable en su perfil antociánico y fue posible distinguir varios grupos. Sin embargo, la presencia de material silvestre con perfiles antociánicos poco comunes o inexistentes en variedades españolas, sugiere que la variabilidad genética relacionada con antocianinas en poblaciones españolas de vides silvestres podría ser más alta que la de variedades cultivadas comúnmente consideradas de origen español. ABSTRACT The wild grapevine is considered an autochthonous relative of cultivated vines and a huge gene pool endangered in Europe. Prospecting carried out between 2003 and 2004 enabled to inventory 51 Spanish sites with wild grapevines, most of them located near rivers. These individuals were grafted in the collection of "El Encín" (BGVCAM - Alcalá de Henares, Madrid, Spain). Firstly, werw characterized the amount and distribution of their genetic diversity using 25 nuclear SSR loci. We have also analysed the possible coexistence in the natural habitat of wild grapevines with naturalized grapevine cultivars and rootstocks. In this way, phenotypic and genetic analyses identified 19% of the collected samples as derived from cultivated genotypes, being either naturalized cultivars or hybrid genotypes derived from spontaneous crosses between wild and cultivated grapevines. The genetic diversity of wild grapevine populations was similar than that observed in the cultivated group. The molecular analysis showed that cultivated germplasm and wild germplasm are genetically divergent with low level of introgression. We identified four genetic groups, with two of them fundamentally represented among cultivated genotypes and two among wild accessions. The analyses of genetic relationships between wild and cultivated grapevines could suggest a genetic contribution of wild accessions from Spain to current Western cultivars. Secondly, a morphological study was done "ex situ" and were compared with data from 182 Spanish commercial cultivars grown in the same collection. All wild individuals showed morphological differences with Vitis vinifera L. ssp. vinifera but no significant differences were found within Vitis vinifera L subsp. sylvestris neither by geographic origin nor by sex. A pattern with the main characteristics of Spanish wild grapevines is suggested. Ultimately, were investigated the anthocyanin composition of 21 mostly Spanish wild grapevine accessions preserved at BGVCAM "El Encín" and selected in consideration of observed ampelographic differences and molecular characterization. Total anthocyanin concentration was similar to that found in winegrape cultivars. The accessions studied showed considerable variability in their anthocyanin fingerprints and it was possible to distinguish several groups, similar to previous reports on the anthocyanin fingerprint of winegrapes. The anthocyanin composition of wild grapevine accessions was similar to that of cultivated grapes. Nevertheless, the presence of wild accessions with anthocyanin fingerprints uncommon or nonexistent in Spanish cultivated varieties suggests that the genetic variability related to anthocyanins in Spanish wild grapevine populations may be higher than that of cultivated varieties commonly considered of Spanish origin.

Desarrollo de métodos para la evaluación integrada de propiedades mecánicas y superficiales inducidas en materiales metálicos mediante tratamiento superficial por ondas de choque generadas por láser

El tratamiento superficial por ondas de choque generadas por láser, LSP, es una técnica cuyo principal objetivo es el de la modificación del estado tensional de las primeras micras en profundidad de materiales metálicos. En sus comienzos está técnica fue empleada para inducir tensiones residuales de compresión en superficie, pero mientras se avanzaba en su desarrollo se empezaron a observar otros efectos. Profundizando en ellos se llega a la conclusión de que existe una fuerte relación entre todos, pero dependiendo de la aplicación a la que se vea sometido un componente tratado con LSP será necesario una serie de características que bien pueden ser ajustadas “a priori”. Para ello se ha de tener una buena caracterización del proceso láser y de las modificaciones que produce en las propiedades de un material determinado. Y es en este punto donde surge el problema: las modificaciones introducidas por el tratamiento láser son dependientes de la interacción de la energía del pulso láser con el material, es decir, para cada material es necesaria una caracterización previa de cómo sus propiedades son modificadas con las diferentes configuraciones del tratamiento LSP, encontrando para cada material un óptimo en los parámetros láser. En esta Tesis se pretende desarrollar una metodología para evaluar las modificaciones en las propiedades mecánicas y superficiales inducidas en materiales metálicos debido al tratamiento superficial por ondas de choque. De esta manera y avanzando de una manera lógica con la línea de investigación del grupo, se ha querido aplicar todo el conocimiento adquirido de la técnica para desarrollar esa metodología sobre un caso práctico: el empleo de dos configuraciones de tratamiento LSP sobre el acero inoxidable AISI 316L. Estas dos configuraciones elegidas se hacen en base a estudios previos, por parte del grupo de investigación, donde se han optimizados los parámetros para obtener el óptimo en lo que a perfil de tensiones residuales en profundidad se refiere. El material elegido como caso característico para llevar acabo la evaluación integrada del tratamiento LSP, de acuerdo con el propósito de esta Tesis, ha sido el acero inoxidable AISI 316L, debido a que este tipo de acero tiene una excelente resistencia a la corrosión en un amplio rango de atmosferas corrosivas, y es conocido como el grado estándar para un importante número de aplicaciones tecnológicas. La resistencia a la oxidación es buena incluso a altas temperaturas de servicio y la soldabilidad es excelente. Los aceros austeníticos son empleados en aplicaciones que soportan condiciones de alta temperatura y medios altamente corrosivos, como en reactores nucleares. Estos aceros resisten la corrosión en el agua de un reactor y procesos químicos en plantas que operan a temperaturas superiores a los 900 ˚C. En concreto el acero 316L se utiliza en la industria de equipamiento alimentario, en ambientes donde haya presencia de cloruros, en aplicaciones farmacéuticas, en la industria naval, en arquitectura, sector energético, centrales nucleares y en implantes médicos. Es decir, es un material ampliamente implantado en la industria, tanto en industrias tradicionales, como en industrias emergentes como la biomédica. El objetivo marcado para el desarrollo de la presente Tesis es caracterizar de forma precisa cómo el tratamiento superficial por ondas de choque generadas por láser es capaz de mejorar las propiedades de los materiales y cómo de estables son estas con la temperatura. Este punto es importante puesto que a la hora de introducir el proceso LSP en la industria no solo se tiene que tener en cuenta que las propiedades del material sean mejoradas, sino que también es necesario comprobar si esas mejoras se mantienen después de ser sometido el material a un tratamiento térmico ya que las condiciones de servicio de los materiales y componentes empleados no tienen por qué trabajar a temperatura ambiente. Para lograr el objetivo mencionado, el trabajo experimental realizado en la aleación seleccionada bajo todas las condiciones a estudio (material según fue recibido de fábrica, tratado con las dos configuraciones LSP y después de haber sido sometido al tratamiento térmico) ha consistido en lo siguiente: i) Estudios microestructural, morfológico y de composición química. ii) Medida de las tensiones residuales introducidas. iii) Caracterización superficial del material. iv) Estudio de las propiedades mecánicas: ensayos de tracción, ensayos de dureza, cálculo de la densidad de dislocaciones y ensayos de fatiga. v) Caracterización tribológica: ensayos de fricción y cálculo de la tasa de desgaste y volumen eliminado. vi) Caracterización electro-química para el material base y tratado con las dos configuraciones LSP. Se realizan medidas a circuito abierto, curvas de polarización (OCP), ensayos potenciostáticos y espectroscopia de impedancia electroquímica (EIS). El trabajo se ha llevado a cabo en los laboratorios del Centro Láser de la Universidad Politécnica de Madrid.

Diseño de un módulo de IFMIF para irradiación de envolturas regeneradoras basadas en metales líquidos para reactores de fusión

La fusión nuclear es, hoy en día, una alternativa energética a la que la comunidad internacional dedica mucho esfuerzo. El objetivo es el de generar entre diez y cincuenta veces más energía que la que consume mediante reacciones de fusión que se producirán en una mezcla de deuterio (D) y tritio (T) en forma de plasma a doscientos millones de grados centígrados. En los futuros reactores nucleares de fusión será necesario producir el tritio utilizado como combustible en el propio reactor termonuclear. Este hecho supone dar un paso más que las actuales máquinas experimentales dedicadas fundamentalmente al estudio de la física del plasma. Así pues, el tritio, en un reactor de fusión, se produce en sus envolturas regeneradoras cuya misión fundamental es la de blindaje neutrónico, producir y recuperar tritio (fuel para la reacción DT del plasma) y por último convertir la energía de los neutrones en calor. Existen diferentes conceptos de envolturas que pueden ser sólidas o líquidas. Las primeras se basan en cerámicas de litio (Li2O, Li4SiO4, Li2TiO3, Li2ZrO3) y multiplicadores neutrónicos de Be, necesarios para conseguir la cantidad adecuada de tritio. Los segundos se basan en el uso de metales líquidos o sales fundidas (Li, LiPb, FLIBE, FLINABE) con multiplicadores neutrónicos de Be o el propio Pb en el caso de LiPb. Los materiales estructurales pasan por aceros ferrítico-martensíticos de baja activación, aleaciones de vanadio o incluso SiCf/SiC. Cada uno de los diferentes conceptos de envoltura tendrá una problemática asociada que se estudiará en el reactor experimental ITER (del inglés, “International Thermonuclear Experimental Reactor”). Sin embargo, ITER no puede responder las cuestiones asociadas al daño de materiales y el efecto de la radiación neutrónica en las diferentes funciones de las envolturas regeneradoras. Como referencia, la primera pared de un reactor de fusión de 4000MW recibiría 30 dpa/año (valores para Fe-56) mientras que en ITER se conseguirían <10 dpa en toda su vida útil. Esta tesis se encuadra en el acuerdo bilateral entre Europa y Japón denominado “Broader Approach Agreement “(BA) (2007-2017) en el cual España juega un papel destacable. Estos proyectos, complementarios con ITER, son el acelerador para pruebas de materiales IFMIF (del inglés, “International Fusion Materials Irradiation Facility”) y el dispositivo de fusión JT-60SA. Así, los efectos de la irradiación de materiales en materiales candidatos para reactores de fusión se estudiarán en IFMIF. El objetivo de esta tesis es el diseño de un módulo de IFMIF para irradiación de envolturas regeneradoras basadas en metales líquidos para reactores de fusión. El módulo se llamará LBVM (del inglés, “Liquid Breeder Validation Module”). La propuesta surge de la necesidad de irradiar materiales funcionales para envolturas regeneradoras líquidas para reactores de fusión debido a que el diseño conceptual de IFMIF no contaba con esta utilidad. Con objeto de analizar la viabilidad de la presente propuesta, se han realizado cálculos neutrónicos para evaluar la idoneidad de llevar a cabo experimentos relacionados con envolturas líquidas en IFMIF. Así, se han considerado diferentes candidatos a materiales funcionales de envolturas regeneradoras: Fe (base de los materiales estructurales), SiC (material candidato para los FCI´s (del inglés, “Flow Channel Inserts”) en una envoltura regeneradora líquida, SiO2 (candidato para recubrimientos antipermeación), CaO (candidato para recubrimientos aislantes), Al2O3 (candidato para recubrimientos antipermeación y aislantes) y AlN (material candidato para recubrimientos aislantes). En cada uno de estos materiales se han calculado los parámetros de irradiación más significativos (dpa, H/dpa y He/dpa) en diferentes posiciones de IFMIF. Estos valores se han comparado con los esperados en la primera pared y en la zona regeneradora de tritio de un reactor de fusión. Para ello se ha elegido un reactor tipo HCLL (del inglés, “Helium Cooled Lithium Lead”) por tratarse de uno de los más prometedores. Además, los valores también se han comparado con los que se obtendrían en un reactor rápido de fisión puesto que la mayoría de las irradiaciones actuales se hacen en reactores de este tipo. Como conclusión al análisis de viabilidad, se puede decir que los materiales funcionales para mantos regeneradores líquidos podrían probarse en la zona de medio flujo de IFMIF donde se obtendrían ratios de H/dpa y He/dpa muy parecidos a los esperados en las zonas más irradiadas de un reactor de fusión. Además, con el objetivo de ajustar todavía más los valores, se propone el uso de un moderador de W (a considerar en algunas campañas de irradiación solamente debido a que su uso hace que los valores de dpa totales disminuyan). Los valores obtenidos para un reactor de fisión refuerzan la idea de la necesidad del LBVM, ya que los valores obtenidos de H/dpa y He/dpa son muy inferiores a los esperados en fusión y, por lo tanto, no representativos. Una vez demostrada la idoneidad de IFMIF para irradiar envolturas regeneradoras líquidas, y del estudio de la problemática asociada a las envolturas líquidas, también incluida en esta tesis, se proponen tres tipos de experimentos diferentes como base de diseño del LBVM. Éstos se orientan en las necesidades de un reactor tipo HCLL aunque a lo largo de la tesis se discute la aplicabilidad para otros reactores e incluso se proponen experimentos adicionales. Así, la capacidad experimental del módulo estaría centrada en el estudio del comportamiento de litio plomo, permeación de tritio, corrosión y compatibilidad de materiales. Para cada uno de los experimentos se propone un esquema experimental, se definen las condiciones necesarias en el módulo y la instrumentación requerida para controlar y diagnosticar las cápsulas experimentales. Para llevar a cabo los experimentos propuestos se propone el LBVM, ubicado en la zona de medio flujo de IFMIF, en su celda caliente, y con capacidad para 16 cápsulas experimentales. Cada cápsula (24-22 mm de diámetro y 80 mm de altura) contendrá la aleación eutéctica LiPb (hasta 50 mm de la altura de la cápsula) en contacto con diferentes muestras de materiales. Ésta irá soportada en el interior de tubos de acero por los que circulará un gas de purga (He), necesario para arrastrar el tritio generado en el eutéctico y permeado a través de las paredes de las cápsulas (continuamente, durante irradiación). Estos tubos, a su vez, se instalarán en una carcasa también de acero que proporcionará soporte y refrigeración tanto a los tubos como a sus cápsulas experimentales interiores. El módulo, en su conjunto, permitirá la extracción de las señales experimentales y el gas de purga. Así, a través de la estación de medida de tritio y el sistema de control, se obtendrán los datos experimentales para su análisis y extracción de conclusiones experimentales. Además del análisis de datos experimentales, algunas de estas señales tendrán una función de seguridad y por tanto jugarán un papel primordial en la operación del módulo. Para el correcto funcionamiento de las cápsulas y poder controlar su temperatura, cada cápsula se equipará con un calentador eléctrico y por tanto el módulo requerirá también ser conectado a la alimentación eléctrica. El diseño del módulo y su lógica de operación se describe en detalle en esta tesis. La justificación técnica de cada una de las partes que componen el módulo se ha realizado con soporte de cálculos de transporte de tritio, termohidráulicos y mecánicos. Una de las principales conclusiones de los cálculos de transporte de tritio es que es perfectamente viable medir el tritio permeado en las cápsulas mediante cámaras de ionización y contadores proporcionales comerciales, con sensibilidades en el orden de 10-9 Bq/m3. Los resultados son aplicables a todos los experimentos, incluso si son cápsulas a bajas temperaturas o si llevan recubrimientos antipermeación. Desde un punto de vista de seguridad, el conocimiento de la cantidad de tritio que está siendo transportada con el gas de purga puede ser usado para detectar de ciertos problemas que puedan estar sucediendo en el módulo como por ejemplo, la rotura de una cápsula. Además, es necesario conocer el balance de tritio de la instalación. Las pérdidas esperadas el refrigerante y la celda caliente de IFMIF se pueden considerar despreciables para condiciones normales de funcionamiento. Los cálculos termohidráulicos se han realizado con el objetivo de optimizar el diseño de las cápsulas experimentales y el LBVM de manera que se pueda cumplir el principal requisito del módulo que es llevar a cabo los experimentos a temperaturas comprendidas entre 300-550ºC. Para ello, se ha dimensionado la refrigeración necesaria del módulo y evaluado la geometría de las cápsulas, tubos experimentales y la zona experimental del contenedor. Como consecuencia de los análisis realizados, se han elegido cápsulas y tubos cilíndricos instalados en compartimentos cilíndricos debido a su buen comportamiento mecánico (las tensiones debidas a la presión de los fluidos se ven reducidas significativamente con una geometría cilíndrica en lugar de prismática) y térmico (uniformidad de temperatura en las paredes de los tubos y cápsulas). Se han obtenido campos de presión, temperatura y velocidad en diferentes zonas críticas del módulo concluyendo que la presente propuesta es factible. Cabe destacar que el uso de códigos fluidodinámicos (e.g. ANSYS-CFX, utilizado en esta tesis) para el diseño de cápsulas experimentales de IFMIF no es directo. La razón de ello es que los modelos de turbulencia tienden a subestimar la temperatura de pared en mini canales de helio sometidos a altos flujos de calor debido al cambio de las propiedades del fluido cerca de la pared. Los diferentes modelos de turbulencia presentes en dicho código han tenido que ser estudiados con detalle y validados con resultados experimentales. El modelo SST (del inglés, “Shear Stress Transport Model”) para turbulencia en transición ha sido identificado como adecuado para simular el comportamiento del helio de refrigeración y la temperatura en las paredes de las cápsulas experimentales. Con la geometría propuesta y los valores principales de refrigeración y purga definidos, se ha analizado el comportamiento mecánico de cada uno de los tubos experimentales que contendrá el módulo. Los resultados de tensiones obtenidos, han sido comparados con los valores máximos recomendados en códigos de diseño estructural como el SDC-IC (del inglés, “Structural Design Criteria for ITER Components”) para así evaluar el grado de protección contra el colapso plástico. La conclusión del estudio muestra que la propuesta es mecánicamente robusta. El LBVM implica el uso de metales líquidos y la generación de tritio además del riesgo asociado a la activación neutrónica. Por ello, se han estudiado los riesgos asociados al uso de metales líquidos y el tritio. Además, se ha incluido una evaluación preliminar de los riesgos radiológicos asociados a la activación de materiales y el calor residual en el módulo después de la irradiación así como un escenario de pérdida de refrigerante. Los riesgos asociados al módulo de naturaleza convencional están asociados al manejo de metales líquidos cuyas reacciones con aire o agua se asocian con emisión de aerosoles y probabilidad de fuego. De entre los riesgos nucleares destacan la generación de gases radiactivos como el tritio u otros radioisótopos volátiles como el Po-210. No se espera que el módulo suponga un impacto medioambiental asociado a posibles escapes. Sin embargo, es necesario un manejo adecuado tanto de las cápsulas experimentales como del módulo contenedor así como de las líneas de purga durante operación. Después de un día de después de la parada, tras un año de irradiación, tendremos una dosis de contacto de 7000 Sv/h en la zona experimental del contenedor, 2300 Sv/h en la cápsula y 25 Sv/h en el LiPb. El uso por lo tanto de manipulación remota está previsto para el manejo del módulo irradiado. Por último, en esta tesis se ha estudiado también las posibilidades existentes para la fabricación del módulo. De entre las técnicas propuestas, destacan la electroerosión, soldaduras por haz de electrones o por soldadura láser. Las bases para el diseño final del LBVM han sido pues establecidas en el marco de este trabajo y han sido incluidas en el diseño intermedio de IFMIF, que será desarrollado en el futuro, como parte del diseño final de la instalación IFMIF. ABSTRACT Nuclear fusion is, today, an alternative energy source to which the international community devotes a great effort. The goal is to generate 10 to 50 times more energy than the input power by means of fusion reactions that occur in deuterium (D) and tritium (T) plasma at two hundred million degrees Celsius. In the future commercial reactors it will be necessary to breed the tritium used as fuel in situ, by the reactor itself. This constitutes a step further from current experimental machines dedicated mainly to the study of the plasma physics. Therefore, tritium, in fusion reactors, will be produced in the so-called breeder blankets whose primary mission is to provide neutron shielding, produce and recover tritium and convert the neutron energy into heat. There are different concepts of breeding blankets that can be separated into two main categories: solids or liquids. The former are based on ceramics containing lithium as Li2O , Li4SiO4 , Li2TiO3 , Li2ZrO3 and Be, used as a neutron multiplier, required to achieve the required amount of tritium. The liquid concepts are based on molten salts or liquid metals as pure Li, LiPb, FLIBE or FLINABE. These blankets use, as neutron multipliers, Be or Pb (in the case of the concepts based on LiPb). Proposed structural materials comprise various options, always with low activation characteristics, as low activation ferritic-martensitic steels, vanadium alloys or even SiCf/SiC. Each concept of breeding blanket has specific challenges that will be studied in the experimental reactor ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor). However, ITER cannot answer questions associated to material damage and the effect of neutron radiation in the different breeding blankets functions and performance. As a reference, the first wall of a fusion reactor of 4000 MW will receive about 30 dpa / year (values for Fe-56) , while values expected in ITER would be <10 dpa in its entire lifetime. Consequently, the irradiation effects on candidate materials for fusion reactors will be studied in IFMIF (International Fusion Material Irradiation Facility). This thesis fits in the framework of the bilateral agreement among Europe and Japan which is called “Broader Approach Agreement “(BA) (2007-2017) where Spain plays a key role. These projects, complementary to ITER, are mainly IFMIF and the fusion facility JT-60SA. The purpose of this thesis is the design of an irradiation module to test candidate materials for breeding blankets in IFMIF, the so-called Liquid Breeder Validation Module (LBVM). This proposal is born from the fact that this option was not considered in the conceptual design of the facility. As a first step, in order to study the feasibility of this proposal, neutronic calculations have been performed to estimate irradiation parameters in different materials foreseen for liquid breeding blankets. Various functional materials were considered: Fe (base of structural materials), SiC (candidate material for flow channel inserts, SiO2 (candidate for antipermeation coatings), CaO (candidate for insulating coatings), Al2O3 (candidate for antipermeation and insulating coatings) and AlN (candidate for insulation coating material). For each material, the most significant irradiation parameters have been calculated (dpa, H/dpa and He/dpa) in different positions of IFMIF. These values were compared to those expected in the first wall and breeding zone of a fusion reactor. For this exercise, a HCLL (Helium Cooled Lithium Lead) type was selected as it is one of the most promising options. In addition, estimated values were also compared with those obtained in a fast fission reactor since most of existing irradiations have been made in these installations. The main conclusion of this study is that the medium flux area of IFMIF offers a good irradiation environment to irradiate functional materials for liquid breeding blankets. The obtained ratios of H/dpa and He/dpa are very similar to those expected in the most irradiated areas of a fusion reactor. Moreover, with the aim of bringing the values further close, the use of a W moderator is proposed to be used only in some experimental campaigns (as obviously, the total amount of dpa decreases). The values of ratios obtained for a fission reactor, much lower than in a fusion reactor, reinforce the need of LBVM for IFMIF. Having demonstrated the suitability of IFMIF to irradiate functional materials for liquid breeding blankets, and an analysis of the main problems associated to each type of liquid breeding blanket, also presented in this thesis, three different experiments are proposed as basis for the design of the LBVM. These experiments are dedicated to the needs of a blanket HCLL type although the applicability of the module for other blankets is also discussed. Therefore, the experimental capability of the module is focused on the study of the behavior of the eutectic alloy LiPb, tritium permeation, corrosion and material compatibility. For each of the experiments proposed an experimental scheme is given explaining the different module conditions and defining the required instrumentation to control and monitor the experimental capsules. In order to carry out the proposed experiments, the LBVM is proposed, located in the medium flux area of the IFMIF hot cell, with capability of up to 16 experimental capsules. Each capsule (24-22 mm of diameter, 80 mm high) will contain the eutectic allow LiPb (up to 50 mm of capsule high) in contact with different material specimens. They will be supported inside rigs or steel pipes. Helium will be used as purge gas, to sweep the tritium generated in the eutectic and permeated through the capsule walls (continuously, during irradiation). These tubes, will be installed in a steel container providing support and cooling for the tubes and hence the inner experimental capsules. The experimental data will consist of on line monitoring signals and the analysis of purge gas by the tritium measurement station. In addition to the experimental signals, the module will produce signals having a safety function and therefore playing a major role in the operation of the module. For an adequate operation of the capsules and to control its temperature, each capsule will be equipped with an electrical heater so the module will to be connected to an electrical power supply. The technical justification behind the dimensioning of each of these parts forming the module is presented supported by tritium transport calculations, thermalhydraulic and structural analysis. One of the main conclusions of the tritium transport calculations is that the measure of the permeated tritium is perfectly achievable by commercial ionization chambers and proportional counters with sensitivity of 10-9 Bq/m3. The results are applicable to all experiments, even to low temperature capsules or to the ones using antipermeation coatings. From a safety point of view, the knowledge of the amount of tritium being swept by the purge gas is a clear indicator of certain problems that may be occurring in the module such a capsule rupture. In addition, the tritium balance in the installation should be known. Losses of purge gas permeated into the refrigerant and the hot cell itself through the container have been assessed concluding that they are negligible for normal operation. Thermal hydraulic calculations were performed in order to optimize the design of experimental capsules and LBVM to fulfill one of the main requirements of the module: to perform experiments at uniform temperatures between 300-550ºC. The necessary cooling of the module and the geometry of the capsules, rigs and testing area of the container were dimensioned. As a result of the analyses, cylindrical capsules and rigs in cylindrical compartments were selected because of their good mechanical behavior (stresses due to fluid pressure are reduced significantly with a cylindrical shape rather than prismatic) and thermal (temperature uniformity in the walls of the tubes and capsules). Fields of pressure, temperature and velocity in different critical areas of the module were obtained concluding that the proposal is feasible. It is important to mention that the use of fluid dynamic codes as ANSYS-CFX (used in this thesis) for designing experimental capsules for IFMIF is not direct. The reason for this is that, under strongly heated helium mini channels, turbulence models tend to underestimate the wall temperature because of the change of helium properties near the wall. Therefore, the different code turbulence models had to be studied in detail and validated against experimental results. ANSYS-CFX SST (Shear Stress Transport Model) for transitional turbulence model has been identified among many others as the suitable one for modeling the cooling helium and the temperature on the walls of experimental capsules. Once the geometry and the main purge and cooling parameters have been defined, the mechanical behavior of each experimental tube or rig including capsules is analyzed. Resulting stresses are compared with the maximum values recommended by applicable structural design codes such as the SDC- IC (Structural Design Criteria for ITER Components) in order to assess the degree of protection against plastic collapse. The conclusion shows that the proposal is mechanically robust. The LBVM involves the use of liquid metals, tritium and the risk associated with neutron activation. The risks related with the handling of liquid metals and tritium are studied in this thesis. In addition, the radiological risks associated with the activation of materials in the module and the residual heat after irradiation are evaluated, including a scenario of loss of coolant. Among the identified conventional risks associated with the module highlights the handling of liquid metals which reactions with water or air are accompanied by the emission of aerosols and fire probability. Regarding the nuclear risks, the generation of radioactive gases such as tritium or volatile radioisotopes such as Po-210 is the main hazard to be considered. An environmental impact associated to possible releases is not expected. Nevertheless, an appropriate handling of capsules, experimental tubes, and container including purge lines is required. After one day after shutdown and one year of irradiation, the experimental area of the module will present a contact dose rate of about 7000 Sv/h, 2300 Sv/h in the experimental capsules and 25 Sv/h in the LiPb. Therefore, the use of remote handling is envisaged for the irradiated module. Finally, the different possibilities for the module manufacturing have been studied. Among the proposed techniques highlights the electro discharge machining, brazing, electron beam welding or laser welding. The bases for the final design of the LBVM have been included in the framework of the this work and included in the intermediate design report of IFMIF which will be developed in future, as part of the IFMIF facility final design.