Self-organizing Routing Algorithm fo Wireless Sensors Networks (WSN) using Ant Colony Optimization (ACO) with Tinyos.

This paper describes the basic tools to work with wireless sensors. TinyOShas a componentbased architecture which enables rapid innovation and implementation while minimizing code size as required by the severe memory constraints inherent in sensor networks. TinyOS's component library includes network protocols, distributed services, sensor drivers, and data acquisition tools ? all of which can be used asia or be further refined for a custom application. TinyOS was originally developed as a research project at the University of California Berkeley, but has since grown to have an international community of developers and users. Some algorithms concerning packet routing are shown. Incar entertainment systems can be based on wireless sensors in order to obtain information from Internet, but routing protocols must be implemented in order to avoid bottleneck problems. Ant Colony algorithms are really useful in such cases, therefore they can be embedded into the sensors to perform such routing task.

Interconexión monolítica de dispositivos fotovoltaicos basados en a-Si mediante ablación directa con fuentes láser ultravioleta

Resumen En la última década la tecnología láser se ha convertido en una herramienta imprescindible en la fabricación de dispositivos fotovoltaicos, muy especial¬mente en aquellos basados en tecnología de lámina delgada. Independiente¬mente de crisis coyunturales en el sector, la evolución en los próximos años de estas tecnologías seguirá aprovechándose de la flexibilidad y calidad de proceso de la herramienta láser para la consecución de los dos objetivos básicos que harán de la fotovoltaica una opción energética económicamente viable: la reducción de costes de fabricación y el aumento de eficiencia de los dispositivos. Dentro de las tecnologías fotovoltaicas de lámina delgada, la tecnología de dispositivos basados en silicio amorfo ha tenido un gran desarrollo en sistemas estándar en configuración de superestrato, pero su limitada efi¬ciencia hace que su supervivencia futura pase por el desarrollo de formatos en configuración de substrato sobre materiales flexibles de bajo coste. En esta aproximación, las soluciones industriales basadas en láser actualmente disponibles para la interconexión monolítica de dispositivos no son aplica¬bles, y desde hace años se viene investigando en la búsqueda de soluciones apropiadas para el desarrollo de dichos procesos de interconexión de forma que sean transferibles a la industria. En este contexto, esta Tesis propone una aproximación completamente orig¬inal, demostrando la posibilidad de ejecutar una interconexión completa de estos dispositivos irradiando por el lado de la lámina (es decir de forma com¬patible con la opción de configuración de substrato y, valga la redundancia, con el substrato del dispositivo opaco), y con fuentes láser emitiendo en UV. Este resultado, obtenido por primera vez a nivel internacional con este trabajo, aporta un conocimiento revelador del verdadero potencial de estas fuentes en el desarrollo industrial futuro de estas tecnologías. Si bien muy posiblemente la solución industrial final requiera de una solución mixta con el empleo de fuentes en UV y, posiblemente, en otras longitudes de onda, esta Tesis y su planteamiento novedoso aportan un conocimiento de gran valor a la comunidad internacional por la originalidad del planteamiento seguido, los resultados parciales encontrados en su desarrollo (un número importante de los cuales han aparecido en revistas del JCR que recogen en la actualidad un número muy significativo de citas) y porque saca además a la luz, con las consideraciones físicas pertinentes, las limitaciones intrínsecas que el desarrollo de procesos de ablación directa selectiva con láseres UV en parte de los materiales utilizados presenta en el rango temporal de in¬teracción de ns y ps. En este trabajo se han desarrollado y optimizado los tres pasos estándar de interconexión (los habitualmente denominados Pl, P2 y P3 en la industria fotovoltaica) demostrando las ventajas y limitaciones del uso de fuentes en UV tanto con ancho temporal de ns como de ps. En particular destaca, por el éxito en los resultados obtenidos, el estudio de procesos de ablación selectiva de óxidos conductores transparentes (en este trabajo utilizados tanto como contacto frontal así como posterior en los módulos) que ha generado resultados, de excelente acogida científica a nivel internacional, cuya aplicación trasciende el ámbito de las tecnologías de silicio amorfo en lámina delgada. Además en este trabajo de Tesis, en el desarrollo del objetivo citado, se han puesto a punto técnicas de análisis de los procesos láser, basadas en métodos avanzados de caracterización de materiales (como el uso combi¬nado de la espectroscopia dispersiva de rayos X y la microscopía confocal de barrido) que se presentan como auténticos avances en el desarrollo de técnicas específicas de caracterización para el estudio de los procesos con láser de ablación selectiva de materiales en lámina delgada, procesos que no solo tienen impacto en el ámbito de la fotovoltaica, sino también en la microelectrónica, la biotecnología, la microfabricación, etc. Como resultado adicional, parte de los resultados de este trabajo, han sido aplicados exi¬tosamente por el grupo de investigaci´on en la que la autora desarrolla su labor para conseguir desarrollar procesos de enorme inter´es en otras tec-nolog´ıas fotovoltaicas, como las tecnolog´ıas est´andar de silicio amorfo sobre vidrio en configuraci´on de superestrato o el procesado de capas delgadas en tecnolog´ıas convencionales de silicio cristalino. Por u´ltimo decir que este trabajo ha sido posible por una colaboraci´on muy estrecha entre el Centro L´aser de la UPM, en el que la autora de¬sarrolla su labor, y el Grupo de Silicio Depositado del Centro de Inves¬tigaciones Energ´eticas, Medioambientales y Tecnol´ogicas, CIEMAT, que, junto al Grupo de Energ´ıa Fotovoltaica de la Universidad de Barcelona, han preparado la mayor parte de las muestras utilizadas en este estudio. Dichas colaboraciones se han desarrollado en el marco de varios proyectos de investigaci´on aplicada con subvenci´on pu´blica, tales como el proyecto singular estrat´egico PSE-MICROSIL08 (PSE-120000-2006-6), el proyecto INNDISOL (IPT-420000-2010-6), ambos financiados porel Fondo Europeo de Desarrollo Regional FEDER (UE) ”Una manera de hacer Europa y el MICINN, y los proyectos de Plan Nacional AMIC (ENE2010-21384-C04-´ 02) y CLASICO (ENE2007-6772-C04-04), cuya financiaci´on ha permitido en gran parte llevar a t´ermino este trabajo Abstract In the last decade, the laser technology has turned into an indispensable tool in the production of photovoltaic devices, especially of those based on thin film technology. Regardless the current crisis in the sector, the evolution of these technologies in the upcoming years will keep taking advantage of the flexibility and process quality of the laser tool for the accomplishment of the two basic goals that will convert the photovoltaic energy into economically viable: the manufacture cost reduction and the increase in the efficiency of the devices. Amongst the thin film laser technologies, the technology of devices based on amorphous silicon has had a great development in standard systems of superstrate configuration, but its limited efficiency makes its survival de¬pendant on the development of formats in substrate configuration with low cost flexible materials. In this approach, the laser industrial solutions cur¬rently available for the monolithic interconnection are not applicable, and in the last few years the investigations have been focused on the search of appropriate solutions for the development of such interconnection processes in a way that the same are transferable to the industry. In this context, this Thesis proposes a totally original approach, proving the possibility of executing a full interconnection of these devices by means of irradiation from the film side, i.e., compatible with the substrate con¬figuration, and with UV laser sources. This result, obtained for the first time at international level in this work, provides a revealing knowledge of the true potential of these sources in the future industrial development of these technologies. Even though very probably the final industrial solution will require a combination of the use of UV sources along with other wave¬lengths, this Thesis and its novel approach contribute with a high value to the international community because of the originality of the approach, the partial results found throughout its development (out of which, a large number has appeared in JCR journals that currently accumulate a signifi¬cant number of citations) and brings to light, with the pertinent scientific considerations, the intrinsic limitations that the selective direct ablation processes with UV laser present in the temporal range of interaction of ns and ps for part of the materials used in this study. More particularly, the three standard steps of interconnection (usually de¬nominated P1, P2 and P3 in the photovoltaic industry) have been developed and optimized, showing the advantages as well as the limitations of the use of UV sources in both the ns and ps pulse-width ranges. It is highly remark¬able, because of the success in the obtained results, the study of selective ablation processes in transparent conductive oxide (in this work used as a front and back contact), that has generated results, of excellent interna¬tional scientific reception, whose applications go beyond the scope of thin film photovoltaic technologies based on amorphous silicon. Moreover, in this Thesis, with the development of the mentioned goal, differ¬ent techniques of analysis of laser processes have been fine-tuned, basing the same in advanced methods for material characterization (like the combined use of EDX Analysis and Confocal Laser Scanning Microscopy) that can be presented as true breakthroughs in the development of specific techniques for characterization in the study of laser processes of selective ablation of materials in thin film technologies, processes that not only have impact in the photovoltaic field, but also in those of microelectronics, biotechnology, micro-fabrication, etc. As an additional outcome, part of the results of this work has been suc¬cessfully applied, by the investigation group to which the author belongs, to the development of processes of enormous interest within other photo¬voltaic technologies, such as the standard technologies on amorphous silicon over glass in superstrate configuration or the processing of thin layers in conventional technologies using crystalline silicon. Lastly, it is important to mention that this work has been possible thanks to the close cooperation between the Centro L´aser of the UPM, in which the author develops her work, and the Grupo de Silicio Depositado of Centro de Investigaciones Energ´eticas, Medioambientales y Tecnol´ogicas, CIEMAT, which, along with the Grupo de Energ´ıa Fotovoltaica of Univer¬sidad de Barcelona, has prepared the largest part of the samples utilized in this study. Such collaborations have been carried out in the context of several projects of applied investigation with public funding, like Proyecto Singular Estrat´egico PSE-MICROSIL08 (PSE-120000-2006-6), Proyecto IN-NDISOL (IPT-420000-2010-6), both funded by the European Regional De¬velopment Fund (ERDF), ”Una manera de hacer Europa” and MICINN, and the projects of Plan Nacional AMIC (ENE2010-21384-C04-02) and ´ CLASICO (ENE2007-6772-C04-04), whose funds have enabled the devel-opment of large part of this work.

Climate Change and Restoration of Degraded Land

The United Nations Climate Change Conference, Durban 2011, delivered a breakthrough on the international community's response to climate change. In the second largest meeting of its kind, the negotiations advanced, in a balanced fashion, the implementation of the Convention and the Kyoto Protocol, the Bali Action Plan, and the Cancun Agreements. The outcomes included a decision by Parties to adopt a universal legal agreement on climate change as soon as possible, and no later than 2015. One of the decisions adopted by COP 17 and CMP 7 regard to the land use, land-use change and forestry, and invites the Intergovernmental Panel on Climate Change to review and, if necessary, update supplementary methodologies for estimating anthropogenic greenhouse gas emissions by sources and removals by sinks resulting from land use, land-use change and forestry activities under Article 3, paragraphs 3 and 4, of the Kyoto Protocol. Land degradation is a human-induced or natural process which negatively affects the productivity of land within an ecosystem. The direct causes of land degradation are geographically specific. Climate change, including changes in short-term variation, as well as long-term gradual changes in temperature and precipitation, is expected to be an additional stress on rates of land degradation. Book Topics: • Introduction to Climate Change and Land Degradation • Change Mitigation • Climate Change and Waste Land Restoration • Water Management and Planning • Erosion and Hydrological Restoration • Forest Fire Land Restoration • Polluted Soils Restoration • Combating Climate Change by Restoration of Degraded Land • Research Matters – Climate Change Governance • Advanced Statistics Climate Change and Restoration of Degraded Land is of interests to academics, engineers, consultans, designers and professionals involved in restoration of degraded lands projects.

Development of a methodology for nuclear data uncertainty propagation on isotopic evolution calculations for advanced nuclear systems

Una apropiada evaluación de los márgenes de seguridad de una instalación nuclear, por ejemplo, una central nuclear, tiene en cuenta todas las incertidumbres que afectan a los cálculos de diseño, funcionanmiento y respuesta ante accidentes de dicha instalación. Una fuente de incertidumbre son los datos nucleares, que afectan a los cálculos neutrónicos, de quemado de combustible o activación de materiales. Estos cálculos permiten la evaluación de las funciones respuesta esenciales para el funcionamiento correcto durante operación, y también durante accidente. Ejemplos de esas respuestas son el factor de multiplicación neutrónica o el calor residual después del disparo del reactor. Por tanto, es necesario evaluar el impacto de dichas incertidumbres en estos cálculos. Para poder realizar los cálculos de propagación de incertidumbres, es necesario implementar metodologías que sean capaces de evaluar el impacto de las incertidumbres de estos datos nucleares. Pero también es necesario conocer los datos de incertidumbres disponibles para ser capaces de manejarlos. Actualmente, se están invirtiendo grandes esfuerzos en mejorar la capacidad de analizar, manejar y producir datos de incertidumbres, en especial para isótopos importantes en reactores avanzados. A su vez, nuevos programas/códigos están siendo desarrollados e implementados para poder usar dichos datos y analizar su impacto. Todos estos puntos son parte de los objetivos del proyecto europeo ANDES, el cual ha dado el marco de trabajo para el desarrollo de esta tesis doctoral. Por tanto, primero se ha llevado a cabo una revisión del estado del arte de los datos nucleares y sus incertidumbres, centrándose en los tres tipos de datos: de decaimiento, de rendimientos de fisión y de secciones eficaces. A su vez, se ha realizado una revisión del estado del arte de las metodologías para la propagación de incertidumbre de estos datos nucleares. Dentro del Departamento de Ingeniería Nuclear (DIN) se propuso una metodología para la propagación de incertidumbres en cálculos de evolución isotópica, el Método Híbrido. Esta metodología se ha tomado como punto de partida para esta tesis, implementando y desarrollando dicha metodología, así como extendiendo sus capacidades. Se han analizado sus ventajas, inconvenientes y limitaciones. El Método Híbrido se utiliza en conjunto con el código de evolución isotópica ACAB, y se basa en el muestreo por Monte Carlo de los datos nucleares con incertidumbre. En esta metodología, se presentan diferentes aproximaciones según la estructura de grupos de energía de las secciones eficaces: en un grupo, en un grupo con muestreo correlacionado y en multigrupos. Se han desarrollado diferentes secuencias para usar distintas librerías de datos nucleares almacenadas en diferentes formatos: ENDF-6 (para las librerías evaluadas), COVERX (para las librerías en multigrupos de SCALE) y EAF (para las librerías de activación). Gracias a la revisión del estado del arte de los datos nucleares de los rendimientos de fisión se ha identificado la falta de una información sobre sus incertidumbres, en concreto, de matrices de covarianza completas. Además, visto el renovado interés por parte de la comunidad internacional, a través del grupo de trabajo internacional de cooperación para evaluación de datos nucleares (WPEC) dedicado a la evaluación de las necesidades de mejora de datos nucleares mediante el subgrupo 37 (SG37), se ha llevado a cabo una revisión de las metodologías para generar datos de covarianza. Se ha seleccionando la actualización Bayesiana/GLS para su implementación, y de esta forma, dar una respuesta a dicha falta de matrices completas para rendimientos de fisión. Una vez que el Método Híbrido ha sido implementado, desarrollado y extendido, junto con la capacidad de generar matrices de covarianza completas para los rendimientos de fisión, se han estudiado diferentes aplicaciones nucleares. Primero, se estudia el calor residual tras un pulso de fisión, debido a su importancia para cualquier evento después de la parada/disparo del reactor. Además, se trata de un ejercicio claro para ver la importancia de las incertidumbres de datos de decaimiento y de rendimientos de fisión junto con las nuevas matrices completas de covarianza. Se han estudiado dos ciclos de combustible de reactores avanzados: el de la instalación europea para transmutación industrial (EFIT) y el del reactor rápido de sodio europeo (ESFR), en los cuales se han analizado el impacto de las incertidumbres de los datos nucleares en la composición isotópica, calor residual y radiotoxicidad. Se han utilizado diferentes librerías de datos nucleares en los estudios antreriores, comparando de esta forma el impacto de sus incertidumbres. A su vez, mediante dichos estudios, se han comparando las distintas aproximaciones del Método Híbrido y otras metodologías para la porpagación de incertidumbres de datos nucleares: Total Monte Carlo (TMC), desarrollada en NRG por A.J. Koning y D. Rochman, y NUDUNA, desarrollada en AREVA GmbH por O. Buss y A. Hoefer. Estas comparaciones demostrarán las ventajas del Método Híbrido, además de revelar sus limitaciones y su rango de aplicación. ABSTRACT For an adequate assessment of safety margins of nuclear facilities, e.g. nuclear power plants, it is necessary to consider all possible uncertainties that affect their design, performance and possible accidents. Nuclear data are a source of uncertainty that are involved in neutronics, fuel depletion and activation calculations. These calculations can predict critical response functions during operation and in the event of accident, such as decay heat and neutron multiplication factor. Thus, the impact of nuclear data uncertainties on these response functions needs to be addressed for a proper evaluation of the safety margins. Methodologies for performing uncertainty propagation calculations need to be implemented in order to analyse the impact of nuclear data uncertainties. Nevertheless, it is necessary to understand the current status of nuclear data and their uncertainties, in order to be able to handle this type of data. Great eórts are underway to enhance the European capability to analyse/process/produce covariance data, especially for isotopes which are of importance for advanced reactors. At the same time, new methodologies/codes are being developed and implemented for using and evaluating the impact of uncertainty data. These were the objectives of the European ANDES (Accurate Nuclear Data for nuclear Energy Sustainability) project, which provided a framework for the development of this PhD Thesis. Accordingly, first a review of the state-of-the-art of nuclear data and their uncertainties is conducted, focusing on the three kinds of data: decay, fission yields and cross sections. A review of the current methodologies for propagating nuclear data uncertainties is also performed. The Nuclear Engineering Department of UPM has proposed a methodology for propagating uncertainties in depletion calculations, the Hybrid Method, which has been taken as the starting point of this thesis. This methodology has been implemented, developed and extended, and its advantages, drawbacks and limitations have been analysed. It is used in conjunction with the ACAB depletion code, and is based on Monte Carlo sampling of variables with uncertainties. Different approaches are presented depending on cross section energy-structure: one-group, one-group with correlated sampling and multi-group. Differences and applicability criteria are presented. Sequences have been developed for using different nuclear data libraries in different storing-formats: ENDF-6 (for evaluated libraries) and COVERX (for multi-group libraries of SCALE), as well as EAF format (for activation libraries). A revision of the state-of-the-art of fission yield data shows inconsistencies in uncertainty data, specifically with regard to complete covariance matrices. Furthermore, the international community has expressed a renewed interest in the issue through the Working Party on International Nuclear Data Evaluation Co-operation (WPEC) with the Subgroup (SG37), which is dedicated to assessing the need to have complete nuclear data. This gives rise to this review of the state-of-the-art of methodologies for generating covariance data for fission yields. Bayesian/generalised least square (GLS) updating sequence has been selected and implemented to answer to this need. Once the Hybrid Method has been implemented, developed and extended, along with fission yield covariance generation capability, different applications are studied. The Fission Pulse Decay Heat problem is tackled first because of its importance during events after shutdown and because it is a clean exercise for showing the impact and importance of decay and fission yield data uncertainties in conjunction with the new covariance data. Two fuel cycles of advanced reactors are studied: the European Facility for Industrial Transmutation (EFIT) and the European Sodium Fast Reactor (ESFR), and response function uncertainties such as isotopic composition, decay heat and radiotoxicity are addressed. Different nuclear data libraries are used and compared. These applications serve as frameworks for comparing the different approaches of the Hybrid Method, and also for comparing with other methodologies: Total Monte Carlo (TMC), developed at NRG by A.J. Koning and D. Rochman, and NUDUNA, developed at AREVA GmbH by O. Buss and A. Hoefer. These comparisons reveal the advantages, limitations and the range of application of the Hybrid Method.

Evaluating a web-based clinical decision support system for language disorders screening in a nursery school

Background: Early and effective identification of developmental disorders during childhood remains a critical task for the international community. The second highest prevalence of common developmental disorders in children are language delays, which are frequently the first symptoms of a possible disorder. Objective: This paper evaluates a Web-based Clinical Decision Support System (CDSS) whose aim is to enhance the screening of language disorders at a nursery school. The common lack of early diagnosis of language disorders led us to deploy an easy-to-use CDSS in order to evaluate its accuracy in early detection of language pathologies. This CDSS can be used by pediatricians to support the screening of language disorders in primary care. Methods: This paper details the evaluation results of the ?Gades? CDSS at a nursery school with 146 children, 12 educators, and 1 language therapist. The methodology embraces two consecutive phases. The first stage involves the observation of each child?s language abilities, carried out by the educators, to facilitate the evaluation of language acquisition level performed by a language therapist. Next, the same language therapist evaluates the reliability of the observed results. Results: The Gades CDSS was integrated to provide the language therapist with the required clinical information. The validation process showed a global 83.6% (122/146) success rate in language evaluation and a 7% (7/94) rate of non-accepted system decisions within the range of children from 0 to 3 years old. The system helped language therapists to identify new children with potential disorders who required further evaluation. This process will revalidate the CDSS output and allow the enhancement of early detection of language disorders in children. The system does need minor refinement, since the therapists disagreed with some questions from the CDSS knowledge base (KB) and suggested adding a few questions about speech production and pragmatic abilities. The refinement of the KB will address these issues and include the requested improvements, with the support of the experts who took part in the original KB development. Conclusions: This research demonstrated the benefit of a Web-based CDSS to monitor children?s neurodevelopment via the early detection of language delays at a nursery school. Current next steps focus on the design of a model that includes pseudo auto-learning capacity, supervised by experts.

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.