Modelo no estacionario para determinar la estructura atómica en un plasma de fusión por confinamiento inercial

Durante los últimos años la física atómica ha vuelto a cobrar un papel fundamental en los planes de investigación, entre los que destacan aquellos dedicados al estudio teórico y experimental de la fusión nuclear. Concretamente, en el concepto de fusión por confinamiento inercial se pueden distinguir cuatro grandes áreas donde es básico el conocimiento de las propiedades atómicas de la materia. Estas son: 1. Modelado de la interacción entre haces de partículas o láser con la cápsula combustible 2. Simulación de blancos de irradiación indirecta mediante conversión a rayos X 3. Diagnosis de experimentos 4. Láseres de rayos X La modelación de los plasmas en fusión depende principalmente de la densidad electrónica. En fusión por confinamiento magnético (tokamaks), los plasmas tienen densidades bajas, por lo que, en general, es suficiente considerar un modelo corona, en el que la mayoría de los iones se encuentran en su estado fundamental o con un número pequeño de estados excitados, estableciéndose sus poblaciones mediante un balance entre la ionización colisional/recombinación radiativa y excitación/decaimiento espontáneo. Sin embargo, los plasmas característicos de la fusión por confinamiento inercial tienen densidades más altas, aunque, normalmente, no lo suficientes como para poder establecer condiciones de equilibrio local termodinámico (balance entre procesos colisionales). Estas densidades, que se podrían clasificar como intermedias, se caracterizan por la aparición de un mayor número de estados excitados por ión y por la importancia tanto de los procesos colisionales como radiativos. Además de lo expuesto anteriormente, en ciertos regímenes de plasma, las variables termodinámicas locales, fundamentalmente presión (densidad) y temperatura, varían fuertemente con el tiempo, de manera que cuando los tiempos característicos de esta variación son menores que los propios de relajación de los procesos atómicos, el sistema no puede tratarse en estado estacionario, siendo necesario resolver las ecuaciones de balance con dependencia temporal. Estas ecuaciones de tasa o de balance contienen una serie de términos que representan los distintos procesos mediante una serie de coeficientes cuyas expresiones dependen de las condiciones del plasma, por lo que el problema es fuertemente no lineal. Por otra parte, hay que añadir que si el medio es ópticamente grueso a la radiación, en las ecuaciones de tasa aparecen términos radiativos que incluyen el campo de radiación, por lo que es necesario resolver la ecuación de transferencia en cada línea o bien, utilizar otras aproximaciones, que sin resolver dicha ecuación, permitan tener en cuenta el campo de radiación en la línea. Por todo ello, el objetivo de esta Tesis se centra en el desarrollo de un modelo original para el cálculo de la distribución de los estados de ionización en un plasma de fusión por confinamiento inercial en condiciones de no-equilibrio termodinámico local, caracterizado por: 1. Resolución de las ecuaciones de balance en estado estacionario y con dependencia temporal, considerando a las distintas especies iónicas tanto en su estado fundamental como en posibles estados excitados. 2. Elección de especies iónicas y número de estados excitados en función de las condiciones de densidad y temperatura del plasma. En el caso de una evolución temporal el número de estados excitados y su distribución se adecúan en cada caso a las condiciones del plasma. 3. Tratamiento de medios ópticamente finos y gruesos, utilizándose para estos últimos una evaluación aproximada del campo de radiación en la línea. 4. Capacidad de acoplamiento a un modelo hidrodinámico a través de la temperatura electrónica, densidad y campo de radiación. Entre todas estas características, se debe hacer constar que las principales aportaciones originales se refieren, en primer lugar, a la forma original de resolver las ecuaciones de tasa con dependencia temporal, ya que se tiene en cuenta la evolución de todos los estados: fundamentales y excitados, frente a la hipótesis habitual de resolver las ecuaciones temporales sólo de los estados fundamentales, y suponer los excitados en estado estacionario, es decir, que siguen el comportamiento de su correspondiente fundamental. En segundo lugar, la elección del número de estados excitados por cada funda- X mental, que se realiza mediante un cálculo inicial donde se considera todos los iones del plasma en estado fundamental, para en función de las densidades de población obtenidas, elegir los estados fundamentales y sus correspondientes excitados que se deben considerar. Y por último, señalar que en el tratamiento de medios ópticamente gruesos se ha conseguido obtener una evaluación de la radiación absorbida por el plasma, independientemente de la geometría del mismo, sin necesidad de resolver la ecuación de transferencia en la línea, y sin acudir a otros métodos, que sin resolver dicha ecuación, necesitan la definición de una geometría para el plasma, por ejemplo, factores de escape. El modelo ha sido comparado y contrastado tanto con resultados teóricos como experimentales, observando unos resultados muy aceptables, de lo cual se deduce que el modelo es capaz de suministrar la evaluación de los parámetros atómicos en este tipo de plasmas. A partir de esta Tesis, el modelo se puede potenciar, a través de varias líneas de investigación que se han identificado: 1. Tratamiento de medios ópticamente gruesos con resolución de la ecuación de transferencia en las líneas. 2. Evaluación detallada de las secciones eficaces de los distintos procesos que tienen lugar en plasmas, y que aparecen en las ecuaciones de balance a través de los coeficientes de tasa.

Los programas de actividad física y salud en las empresas europeas como modelo de negocio: una revisión de la literatura

Revisión de la literatura sobre los programas de actividad física y salud en las empresas europeas como modelo de negocio

El Modelo Estándar de la Física de Partículas

El objetivo de este documento es acercar al lector menos familiarizado con la física actual y cuyo conocimiento del modelo atómico se ha quedado en un mero “protón, neutrón y electrón”, al modelo atómico contemplado por la física moderna, un vasto escenario compuesto por una lluvia de partículas elementales con un sinfín de nombres imposibles de recordar y cuyas interacciones nos son aún más desconocidas. La primera sección describe la interacción entre las fuerzas fundamentales de forma mucho más simplificada que la segunda, siendo esta última una versión mucho más fiel a la recogida por la teoría cuántica de campos. De esta manera, el lector es libre de escoger la versión que le resulte de mayor interés.

La evaluación del aprendizaje de los deportes colectivos en educación física a través del modelo de enseñanza comprensivo

El presente trabajo tiene como objetivo evaluar el aprendizaje de los deportes colectivos en el alumnado de segundo ciclo de Educación Secundaria Obligatoria (ESO) utilizando una herramienta denominada Game Performance Assessment Instrument (GPAI). Para ello se ha realizado una revisión de dos modelos de enseñanza existentes: el modelo técnico y el modelo comprensivo. Así mismo hemos revisado dos tipos de procesos de evaluación; por un lado la evaluación sumativa, más relacionada con el modelo técnico; por otro lado la evaluación formativa, más próxima al modelo comprensivo. A continuación se ha llevado a cabo una intervención didáctica aplicando el modelo de enseñanza comprensivo (TGfU) y el instrumento mencionado anteriormente (GPAI). Los resultados obtenidos han sido utilizados para proponer un sistema de evaluación basado en el modelo comprensivo con la utilización del GPAI y a través de la coevaluación como forma de asentar el aprendizaje en el alumnado. Se concluye que el modelo de enseñanza comprensivo (TGfU) con el GPAI y una evaluación entre iguales es bastante óptimo para favorecer el proceso de enseñanzaaprendizaje de los deportes colectivos en el alumnado de segundo ciclo de Educación Secundaria Obligatoria (ESO). ABSTRACT The present work has the aim to assess the learning of collective sports in Secondary Education students using a tool called Game Performance Assessment Instrument (GPAI). For that we have used to revision of two teaching models: the technical model and Teaching Games for Understanding (TGfU). At the same time, we have reviewed two kinds of assessment process; on one hand summative assessment which is related to technical model; on the other hand formative assessment nearest to Teaching Games for Understanding (TGfU). Next it has been done a didactic intervention using the Teaching Games for Understanding (TGfU) and that instrument mentioned beforehand. The results obtained have been used to suggest an assessment system based on Teaching Games for Understanding (TGfU) using the GPAI through the peer assessment as a way of teaching.

Importance of Nuclear Data Uncertainties in Criticality Calculations

To study the propagation of the uncertainty from basic data across different scale and physics phenomena -> through complex coupled multi-physics and multi-scale simulations

Impact of Nuclear Data Uncertainties in the Phase-1B Benchmark

Accurate control over the spent nuclear fuel content is essential for its safe and optimized transportation, storage and management. Consequently, the reactivity of spent fuel and its isotopic content must be accurately determined.

Interactive Graphic Simulation: An Advanced Methodology to Improve the Teaching-Learning Process in Nuclear Engineering Education and Training

Nowadays, computer simulators are becoming basic tools for education and training in many engineering fields. In the nuclear industry, the role of simulation for training of operators of nuclear power plants is also recognized of the utmost relevance. As an example, the International Atomic Energy Agency sponsors the development of nuclear reactor simulators for education, and arranges the supply of such simulation programs. Aware of this, in 2008 Gas Natural Fenosa, a Spanish gas and electric utility that owns and operate nuclear power plants and promotes university education in the nuclear technology field, provided the Department of Nuclear Engineering of Universidad Politécnica de Madrid with the Interactive Graphic Simulator (IGS) of “José Cabrera” (Zorita) nuclear power plant, an industrial facility whose commercial operation ceased definitively in April 2006. It is a state-of-the-art full-scope real-time simulator that was used for training and qualification of the operators of the plant control room, as well as to understand and analyses the plant dynamics, and to develop, qualify and validate its emergency operating procedures.

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.

Modelo de ISING en 3-d. aplicación a sensores magnéticos

El modelo de Ising es un problema de física estadística que tiene solución exacta en dos dimensiones, para el caso de tres dimensiones es preciso utilizar procedimientos de simulación. En este trabajo se ha utilizado un método de Monte Carlo para estudiar el comportamiento del sistema en distintas situaciones, siendo de especial interés el estudio del paso por la transición de fase a la temperatura crítica (Temperatura de Curie, Tc). Se ha estudiado la cinética de los dominios magnéticos, considerando la estructura de los dominios desde el punto de vista de la energía, y en consecuencia, hemos tenido en cuenta la energía de canje que tiende a mantener alineados los espines de los electrones en los materiales ferromagnéticos. Este término contribuye a hacer mayor el espesor de la pared, por la tendencia a que los espines de los átomos vecinos se mantengan alineados. Se ha considerado el ferromagnetismo desde el punto de vista cuántico y basado en las propiedades de simetría de las funciones de onda de los electrones, que se manifiestan en variaciones de la energía electrostática de un sistema en función de la orientación de sus espines. Se han estudiado los efectos de histéresis que resultan al aplicar un campo magnético externo a la red y la orientación de los espines de la misma a lo largo de su evolución. Para la determinación de las propiedades de los materiales ferromagnéticos se utiliza el ciclo de histéresis aunque algunas de las propiedades magnéticas, como la dirección de anisotropía, no pueden ser deducidas directamente de esta manera. Se utilizan distintos métodos para la determinación de la anisotropía de las muestras. El acoplamiento entre la magnetización en zonas próximas a la superficie y la magnetización en zonas internas de la muestra puede ser utilizado para obtener un ciclo de histéresis, que permita obtener sensores magnéticos adaptados a las medidas que se quieran realizar. Mediante el control del campo coercitivo y la susceptibilidad se abre una línea de investigación para el desarrollo de sensores magnéticos

A simplified Probabilistic Safety Assesment of a Steam-Methane Reforming Hydrogen Production Plant coupled to a High-Temperature Gas Cooled Nuclear Reactor

A Probabilistic Safety Assessment (PSA) is being developed for a steam-methane reforming hydrogen production plant linked to a High-Temperature Gas Cooled Nuclear Reactor (HTGR). This work is based on the Japan Atomic Energy Research Institute’s (JAERI) High Temperature Test Reactor (HTTR) prototype in Japan. This study has two major objectives: calculate the risk to onsite and offsite individuals, and calculate the frequency of different types of damage to the complex. A simplified HAZOP study was performed to identify initiating events, based on existing studies. The initiating events presented here are methane pipe break, helium pipe break, and PPWC heat exchanger pipe break. Generic data was used for the fault tree analysis and the initiating event frequency. Saphire was used for the PSA analysis. The results show that the average frequency of an accident at this complex is 2.5E-06, which is divided into the various end states. The dominant sequences result in graphite oxidation which does not pose a health risk to the population. The dominant sequences that could affect the population are those that result in a methane explosion and occur 6.6E-8/year, while the other sequences are much less frequent. The health risk presents itself if there are people in the vicinity who could be affected by the explosion. This analysis also demonstrates that an accident in one of the plants has little effect on the other. This is true given the design base distance between the plants, the fact that the reactor is underground, as well as other safety characteristics of the HTGR. Sensitivity studies are being performed in order to determine where additional and improved data is needed.

Modelo discreto estocástico de dinámica mutualista

Las redes mutualistas son una clase de ecosistemas de gran interés en las que todas las interacciones entre especies son beneficiosas. Pueden modelarse como redes bipartitas con un núcleo de especies muy conectadas, una propiedad llamada anidamiento. Son muy resistentes y estables. La descripción matemática de las redes mutualistas está cimentada en modelos clásicos de población como los de Verhulst y Lotka-Volterra. En este trabajo proponemos una modificación de la formulación tradicional del mutualismo de May, incluyendo un factor de limitación del crecimiento que se basa en la conocida idea de la ecuación logística. Hemos construido una herramienta de simulación (SIGMUND) que permite experimentar con el modelo de forma simple y sencilla. Los resultados pueden ayudar a avanzar la investigación sobre el mutualismo, un campo activo de la ecología y la ciencia de redes.

Modelo discreto estocástico de dinámica mutualista

Las redes mutualistas son una clase de ecosistemas de gran interés en las que todas las interacciones entre especies son beneficiosas. Pueden modelarse como redes bipartitas con un núcleo de especies muy conectadas, una propiedad llamada anidamiento. Son muy resistentes y estables. La descripción matemática de las redes mutualistas está cimentada en modelos clásicos de población como los de Verhulst y Lotka-Volterra. En este trabajo proponemos una modificación de la formulación tradicional del mutualismo de May, incluyendo un factor de limitación del crecimiento que se basa en la conocida idea de la ecuación logística. Hemos construido una herramienta de simulación (SIGMUND) que permite experimentar con el modelo de forma simple y sencilla. Los resultados pueden ayudar a avanzar la investigación sobre el mutualismo, un campo activo de la ecología y la ciencia de redes.

Análisis Integrado de Seguridad de un accidente de SGTR en un reactor nuclear tipo PWR

El accidente de rotura de tubos de un generador de vapor (Steam Generator Tube Rupture, SGTR) en los reactores de agua a presión es uno de los transitorios más exigentes desde el punto de vista de operación. Los transitorios de SGTR son especiales, ya que podría dar lugar a emisiones radiológicas al exterior sin necesidad de daño en el núcleo previo o sin que falle la contención, ya que los SG pueden constituir una vía directa desde el reactor al medio ambiente en este transitorio. En los análisis de seguridad, el SGTR se analiza desde un punto determinista y probabilista, con distintos enfoques con respecto a las acciones del operador y las consecuencias analizadas. Cuando comenzaron los Análisis Deterministas de Seguridad (DSA), la forma de analizar el SGTR fue sin dar crédito a la acción del operador durante los primeros 30 min del transitorio, lo que suponía que el grupo de operación era capaz de detener la fuga por el tubo roto dentro de ese tiempo. Sin embargo, los diferentes casos reales de accidentes de SGTR sucedidos en los EE.UU. y alrededor del mundo demostraron que los operadores pueden emplear más de 30 minutos para detener la fuga en la vida real. Algunas metodologías fueron desarrolladas en los EEUU y en Europa para abordar esa cuestión. En el Análisis Probabilista de Seguridad (PSA), las acciones del operador se tienen en cuenta para diseñar los cabeceros en el árbol de sucesos. Los tiempos disponibles se utilizan para establecer los criterios de éxito para dichos cabeceros. Sin embargo, en una secuencia dinámica como el SGTR, las acciones de un operador son muy dependientes del tiempo disponible por las acciones humanas anteriores. Además, algunas de las secuencias de SGTR puede conducir a la liberación de actividad radiológica al exterior sin daño previo en el núcleo y que no se tienen en cuenta en el APS, ya que desde el punto de vista de la integridad de núcleo son de éxito. Para ello, para analizar todos estos factores, la forma adecuada de analizar este tipo de secuencias pueden ser a través de una metodología que contemple Árboles de Sucesos Dinámicos (Dynamic Event Trees, DET). En esta Tesis Doctoral se compara el impacto en la evolución temporal y la dosis al exterior de la hipótesis más relevantes encontradas en los Análisis Deterministas a nivel mundial. La comparación se realiza con un modelo PWR Westinghouse de tres lazos (CN Almaraz) con el código termohidráulico TRACE, con hipótesis de estimación óptima, pero con hipótesis deterministas como criterio de fallo único o pérdida de energía eléctrica exterior. Las dosis al exterior se calculan con RADTRAD, ya que es uno de los códigos utilizados normalmente para los cálculos de dosis del SGTR. El comportamiento del reactor y las dosis al exterior son muy diversas, según las diferentes hipótesis en cada metodología. Por otra parte, los resultados están bastante lejos de los límites de regulación, pese a los conservadurismos introducidos. En el siguiente paso de la Tesis Doctoral, se ha realizado un análisis de seguridad integrado del SGTR según la metodología ISA, desarrollada por el Consejo de Seguridad Nuclear español (CSN). Para ello, se ha realizado un análisis termo-hidráulico con un modelo de PWR Westinghouse de 3 lazos con el código MAAP. La metodología ISA permite la obtención del árbol de eventos dinámico del SGTR, teniendo en cuenta las incertidumbres en los tiempos de actuación del operador. Las simulaciones se realizaron con SCAIS (sistema de simulación de códigos para la evaluación de la seguridad integrada), que incluye un acoplamiento dinámico con MAAP. Las dosis al exterior se calcularon también con RADTRAD. En los resultados, se han tenido en cuenta, por primera vez en la literatura, las consecuencias de las secuencias en términos no sólo de daños en el núcleo sino de dosis al exterior. Esta tesis doctoral demuestra la necesidad de analizar todas las consecuencias que contribuyen al riesgo en un accidente como el SGTR. Para ello se ha hecho uso de una metodología integrada como ISA-CSN. Con este enfoque, la visión del DSA del SGTR (consecuencias radiológicas) se une con la visión del PSA del SGTR (consecuencias de daño al núcleo) para evaluar el riesgo total del accidente. Abstract Steam Generator Tube Rupture accidents in Pressurized Water Reactors are known to be one of the most demanding transients for the operating crew. SGTR are special transient as they could lead to radiological releases without core damage or containment failure, as they can constitute a direct path to the environment. The SGTR is analyzed from a Deterministic and Probabilistic point of view in the Safety Analysis, although the assumptions of the different approaches regarding the operator actions are quite different. In the beginning of Deterministic Safety Analysis, the way of analyzing the SGTR was not crediting the operator action for the first 30 min of the transient, assuming that the operating crew was able to stop the primary to secondary leakage within that time. However, the different real SGTR accident cases happened in the USA and over the world demonstrated that operators can took more than 30 min to stop the leakage in actual sequences. Some methodologies were raised in the USA and in Europe to cover that issue. In the Probabilistic Safety Analysis, the operator actions are taken into account to set the headers in the event tree. The available times are used to establish the success criteria for the headers. However, in such a dynamic sequence as SGTR, the operator actions are very dependent on the time available left by the other human actions. Moreover, some of the SGTR sequences can lead to offsite doses without previous core damage and they are not taken into account in PSA as from the point of view of core integrity are successful. Therefore, to analyze all this factors, the appropriate way of analyzing that kind of sequences could be through a Dynamic Event Tree methodology. This Thesis compares the impact on transient evolution and the offsite dose of the most relevant hypothesis of the different SGTR analysis included in the Deterministic Safety Analysis. The comparison is done with a PWR Westinghouse three loop model in TRACE code (Almaraz NPP), with best estimate assumptions but including deterministic hypothesis such as single failure criteria or loss of offsite power. The offsite doses are calculated with RADTRAD code, as it is one of the codes normally used for SGTR offsite dose calculations. The behaviour of the reactor and the offsite doses are quite diverse depending on the different assumptions made in each methodology. On the other hand, although the high conservatism, such as the single failure criteria, the results are quite far from the regulatory limits. In the next stage of the Thesis, the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Safety Council (CSN), has been applied to a thermohydraulical analysis of a Westinghouse 3-loop PWR plant with the MAAP code. The ISA methodology allows obtaining the SGTR Dynamic Event Tree taking into account the uncertainties on the operator actuation times. Simulations are performed with SCAIS (Simulation Code system for Integrated Safety Assessment), which includes a dynamic coupling with MAAP thermal hydraulic code. The offsite doses are calculated also with RADTRAD. The results shows the consequences of the sequences in terms not only of core damage but of offsite doses. This Thesis shows the need of analyzing all the consequences in an accident such as SGTR. For that, an it has been used an integral methodology like ISA-CSN. With this approach, the DSA vision of the SGTR (radiological consequences) is joined with the PSA vision of the SGTR (core damage consequences) to measure the total risk of the accident.

Importance of nuclear data uncertainties in criticality calculations

The aim of this paper is to study the importance of nuclear data uncertainties in the prediction of the uncertainties in keff for LWR (Light Water Reactor) unit-cells. The first part of this work is focused on the comparison of different sensitivity/uncertainty propagation methodologies based on TSUNAMI and MCNP codes; this study is undertaken for a fresh-fuel at different operational conditions. The second part of this work studies the burnup effect where the indirect contribution due to the uncertainty of the isotopic evolution is also analyzed.

Ignition conditions for inertial confinement fusion targets with a nuclear spin-polarized DT fuel

The nuclear fusion cross-section is modified when the spins of the interacting nuclei are polarized. In the case of deuterium?tritium it has been theoretically predicted that the nuclear fusion cross-section could be increased by a factor d = 1.5 if all the nuclei were polarized. In inertial confinement fusion this would result in a modification of the required ignition conditions. Using numerical simulations it is found that the required hot-spot temperature and areal density can both be reduced by about 15% for a fully polarized nuclear fuel. Moreover, numerical simulations of a directly driven capsule show that the required laser power and energy to achieve a high gain scale as d-0.6 and d-0.4 respectively, while the maximum achievable energy gain scales as d0.9.