El texto científico : textos de Lavoisier.

Se presentan una selección de textos sobre Lavoisier tomados y en su caso adaptados de dos obras de I. Asimov. Estos textos resultan adecuados para aproximar la figura de un científico y para introducir el ambiente histórico e intelectual en el que surge la química moderna. El texto se ha dividido en tres partes que pueden ser utilizadas con los alumnos de modo independiente. La primera presenta algunos rasgos de la biografía del químico francés; la segunda se centra en la refutación por Lavoisier de la transmutación del agua; y la última parte recoge algunos aspectos de sus investigaciones sobre la calcinación de los metales. Las tres partes se acompañan de breves comentarios sobre metodología y actitudes científicas además de una serie de cuestiones a modo de prueba de evaluación.

Hermenéutica de los altares domésticos en Quito

La “hermenéutica de los altares domésticos en Quito”, propone una lectura política de sentido e interpretación en la relación psicoanálisis comunicación en el momento en que los grandes símbolos están en retirada. En comunicación los altares son una interpretación simbólica-reflexiva de la cotidianidad, en el psicoanálisis son catexis, sin pretensiones universales; necesarios para unos, de malestar sobrante para otros, en los dos casos ponen en discusión a la sociedad y a Dios. Los altares son artefactos de posibilidades interpretativas que aseguran la existencia de los creyentes católicos en la mixtura de los manes y los santos, son lugares en donde el poder divino es apropiado por el poder del sentido cotidiano, o si se quiere, lo divino habita en un rincón de la casa bajo la vigilancia de los deseos y búsquedas humanas. Las imágenes del altar no son tanto arte como vida, comunican sentimientos del ser, estar y la nada, conectan perseverancia y memoria para trascender la amnesia de los límites, los imaginarios; en el que cada uno se reconoce sin necesidad de cursos y talleres de autoestima. Se estudió el valor contemplativo del koinos (comunión) como síntoma y metáfora entre psicoanálisis y comunicación, la otra mixtura: deseo y transgresión en los altares en la ciudad de Quito, en el año 2003. La entrada fenomenológica permite que la cotidianidad se muestre “haciéndose”, no se pierde el valor pragmático del pasado, nada es irrelevante; todo está construyéndose, es un psicoanálisis que busca arreglar el pasado porque nada esta hecho para mañana. La sospecha, el filicidio, la transmutación del sufrimiento al dolor, el recuerdo del material visual que construyen la luz y la memoria, la configuración simbólica-reflexiva de la madre devenida en memoria, las metáforas temporales y las estéticas del pasado, la violencia simbólica de los fundamentalismos y los objetos, hacen el altar y la vida altarera.

Dolores Cacuango, Mama Dulu en la memoria oral de su pueblo

¿De qué manera se construyen los relatos e imaginarios sobre Mama Dulu en el pueblo Kayambi y en las comunidades de San Pablo Urco y Pesillo? fue la pregunta que motivó esta investigación y para ello tomé como referencia la relación entre la Dolores histórica y política de Rodas y Muyolema con la Dolores que encontré en los relatos que fueron parte de esta investigación, a través de entrevistas a profundidad a 11 representantes del pueblo Kayambi y moradores de las comunidades de San Pablo Urco y Pesillo, en el cantón Cayambe, provincia de Pichincha, Ecuador. Esta tesis está compuesta por cuatro capítulos, el primero plantea un diálogo entre autores como De Certau, Nora, Rivera Cusicanqui, Sarlo, Jelin, Ong, Castoriadis, Candau, Sánchez Parga, para entender las relaciones que se generan entre memoria oral – historia; imaginario y comunidad. El segundo, es un acercamiento al contexto histórico que perfila ese personaje relatado por Rodas y Muyolema con el que se comparan los relatos e imaginarios obtenidos en el tercero y cuarto capítulo. Finalmente, en las conclusiones destaco los principales hallazgos de la investigación: las relaciones entre historia, memoria – recuerdo en los relatos, la antropomorfización y transmutación entre Dolores y la Pachamama que además ubica a Dolores en una dimensión profundamente espiritual, las imbricaciones de los relatos en torno a Dolores Cacuango y Tránsito Amaguaña, así como omnipresencia de ambos personajes como símbolos de la identidad indígena. Esta tesis es un trabajo descriptivo cuya riqueza radica en la polifonía del relato que mantienen vigente el recuerdo de Dolores y lo transmiten de manera permanente a través de la oralidad.

Elementos para pensar la 'cultura del trabajo' en las prácticas laborales jóvenes de sectores populares

El presente trabajó expondrá los primeros avances de la investigación llevada a cabo en el marco de mi proyecto de doctorado sobre prácticas y representaciones laborales de jóvenes de sectores populares y su configuración en tanto cultura del trabajo. La perspectiva del estudio se inserta en un marco de investigaciones que intentan indagar la particular manera en la que un grupo de jóvenes de barrios populares de la ciudad de Córdoba insertan sus prácticas laborales en el sistema general de sus estrategias de reproducción social, a la vez que generan una serie de construcciones simbólicas en torno a sus experiencias, disputas y conflictos por la construcción del mundo del trabajo en términos de 'esfuerzo', 'respeto' y 'dignidad'. Si bien muchos estudios habían identificado un desplazamiento del núcleo dinámico de la cultura popular por fuera del mundo del trabajo, un nuevo contexto estructural vagamente denominado como ?post-convertibilidad? obliga a repensar la importancia de este ámbito en las prácticas transmutación simbólica de las desigualdades sociales a partir de un conjunto de categorías asociadas a la 'cultura del trabajo'

Traducción intersemiótica : Revisión del debate de Bologna

Roman Jakobson (1959) inaugura los desarrollos teóricos sobre transposición en cuanto fenómeno translingüístico. Su mención es ineludible en relación con el seminario sobre traducción intersemiótica (Bologna, 1999), en el que U. Eco propone una sistematización que ha sido ampliamente discutida. Esta ponencia se propone revisar los puntos principales de ese debate, que reasume la urgencia de una "cultura transpositiva" indagando en las formas y los procesos de producción de sentido, en casos específicos de pasaje de un entramado discursivo a otro

Autosuperación del Hombre

Según Nietzsche, a partir de la Revolución Francesa tenemos que estar preparados para 'conmociones fundamentales'; desde entonces se producen acontecimientos que anuncian modificaciones infra y superestructurales para el próximo milenio, con lo cual, el orden social se ajustará al rumbo de las ?nuevas ideas?. En la actualidad, los triunfos y logros de la civilización ponen en peligro el desarrollo mismo de la cultura; son tiempos de procesos políticos extraordinarios o en otras palabras, de grandes luchas por el dominio de la tierra. Es así que se aproxima el 'ocaso de los ídolos', es decir, la ruina de las verdades antiguas pues casi todo lo que hasta el presente se llama verdad es sólo mentira y, cuando la nueva realidad se enfrente a las fabulaciones milenarias, nuestra cosmovisión sufrirá terribles sacudidas; las guerras serán inevitables y todas las instituciones basadas en el engaño y la ilusión caerán ante el asombro de los sobrevivientes. Nietzsche inicia la desacralización o 'desenmascaramiento' de las verdades eternas y la transmutación de todos los valores que son, en definitiva, procesos ineluctables. Asimismo, no hay fenómenos morales sino una 'interpretación moral de los fenómenos' o, en todo caso, una falsa interpretación. Y la moral no es otra cosa que una coacción prolongada. En la medida en que la Humanidad se aleja de la fe, más se acerca a la Ciencia, porque mientras la primera significa no querer saber qué es la verdad, la segunda nos asemeja a Dios. Según Nietzsche, estamos en ese camino. Día tras día el Hombre se perfecciona mediante la investigación de la Naturaleza; forma un cuerpo físico, mental y espiritual cada vez más enaltecido, realiza experimentos para mejorar la nutrición, el modo de vivir, la manera de interpretar los fenómenos de la Naturaleza y la expansión de la conciencia; pero en última instancia, no se trata del Hombre, pues éste tiene que ser superado. En consecuencia con lo dicho, el propósito del presente trabajo consiste en brindar una interpretación de la propuesta nietzscheana de 'Autosuperación del Hombre' en relación con los diferentes períodos de la vida intelectual de Nietzsche; la misma se inscribe en el marco de una teoría política contraria a las doctrinas antes mencionadas: la filosofía de la historia hegeliana, el socialismo, el nacionalismo, el anarquismo, la democracia y el cristianismo

Autosuperación del Hombre

Según Nietzsche, a partir de la Revolución Francesa tenemos que estar preparados para 'conmociones fundamentales'; desde entonces se producen acontecimientos que anuncian modificaciones infra y superestructurales para el próximo milenio, con lo cual, el orden social se ajustará al rumbo de las ?nuevas ideas?. En la actualidad, los triunfos y logros de la civilización ponen en peligro el desarrollo mismo de la cultura; son tiempos de procesos políticos extraordinarios o en otras palabras, de grandes luchas por el dominio de la tierra. Es así que se aproxima el 'ocaso de los ídolos', es decir, la ruina de las verdades antiguas pues casi todo lo que hasta el presente se llama verdad es sólo mentira y, cuando la nueva realidad se enfrente a las fabulaciones milenarias, nuestra cosmovisión sufrirá terribles sacudidas; las guerras serán inevitables y todas las instituciones basadas en el engaño y la ilusión caerán ante el asombro de los sobrevivientes. Nietzsche inicia la desacralización o 'desenmascaramiento' de las verdades eternas y la transmutación de todos los valores que son, en definitiva, procesos ineluctables. Asimismo, no hay fenómenos morales sino una 'interpretación moral de los fenómenos' o, en todo caso, una falsa interpretación. Y la moral no es otra cosa que una coacción prolongada. En la medida en que la Humanidad se aleja de la fe, más se acerca a la Ciencia, porque mientras la primera significa no querer saber qué es la verdad, la segunda nos asemeja a Dios. Según Nietzsche, estamos en ese camino. Día tras día el Hombre se perfecciona mediante la investigación de la Naturaleza; forma un cuerpo físico, mental y espiritual cada vez más enaltecido, realiza experimentos para mejorar la nutrición, el modo de vivir, la manera de interpretar los fenómenos de la Naturaleza y la expansión de la conciencia; pero en última instancia, no se trata del Hombre, pues éste tiene que ser superado. En consecuencia con lo dicho, el propósito del presente trabajo consiste en brindar una interpretación de la propuesta nietzscheana de 'Autosuperación del Hombre' en relación con los diferentes períodos de la vida intelectual de Nietzsche; la misma se inscribe en el marco de una teoría política contraria a las doctrinas antes mencionadas: la filosofía de la historia hegeliana, el socialismo, el nacionalismo, el anarquismo, la democracia y el cristianismo

Elementos para pensar la 'cultura del trabajo' en las prácticas laborales jóvenes de sectores populares

El presente trabajó expondrá los primeros avances de la investigación llevada a cabo en el marco de mi proyecto de doctorado sobre prácticas y representaciones laborales de jóvenes de sectores populares y su configuración en tanto cultura del trabajo. La perspectiva del estudio se inserta en un marco de investigaciones que intentan indagar la particular manera en la que un grupo de jóvenes de barrios populares de la ciudad de Córdoba insertan sus prácticas laborales en el sistema general de sus estrategias de reproducción social, a la vez que generan una serie de construcciones simbólicas en torno a sus experiencias, disputas y conflictos por la construcción del mundo del trabajo en términos de 'esfuerzo', 'respeto' y 'dignidad'. Si bien muchos estudios habían identificado un desplazamiento del núcleo dinámico de la cultura popular por fuera del mundo del trabajo, un nuevo contexto estructural vagamente denominado como ?post-convertibilidad? obliga a repensar la importancia de este ámbito en las prácticas transmutación simbólica de las desigualdades sociales a partir de un conjunto de categorías asociadas a la 'cultura del trabajo'

Traducción intersemiótica : Revisión del debate de Bologna

Roman Jakobson (1959) inaugura los desarrollos teóricos sobre transposición en cuanto fenómeno translingüístico. Su mención es ineludible en relación con el seminario sobre traducción intersemiótica (Bologna, 1999), en el que U. Eco propone una sistematización que ha sido ampliamente discutida. Esta ponencia se propone revisar los puntos principales de ese debate, que reasume la urgencia de una "cultura transpositiva" indagando en las formas y los procesos de producción de sentido, en casos específicos de pasaje de un entramado discursivo a otro

Autosuperación del Hombre

Según Nietzsche, a partir de la Revolución Francesa tenemos que estar preparados para 'conmociones fundamentales'; desde entonces se producen acontecimientos que anuncian modificaciones infra y superestructurales para el próximo milenio, con lo cual, el orden social se ajustará al rumbo de las ?nuevas ideas?. En la actualidad, los triunfos y logros de la civilización ponen en peligro el desarrollo mismo de la cultura; son tiempos de procesos políticos extraordinarios o en otras palabras, de grandes luchas por el dominio de la tierra. Es así que se aproxima el 'ocaso de los ídolos', es decir, la ruina de las verdades antiguas pues casi todo lo que hasta el presente se llama verdad es sólo mentira y, cuando la nueva realidad se enfrente a las fabulaciones milenarias, nuestra cosmovisión sufrirá terribles sacudidas; las guerras serán inevitables y todas las instituciones basadas en el engaño y la ilusión caerán ante el asombro de los sobrevivientes. Nietzsche inicia la desacralización o 'desenmascaramiento' de las verdades eternas y la transmutación de todos los valores que son, en definitiva, procesos ineluctables. Asimismo, no hay fenómenos morales sino una 'interpretación moral de los fenómenos' o, en todo caso, una falsa interpretación. Y la moral no es otra cosa que una coacción prolongada. En la medida en que la Humanidad se aleja de la fe, más se acerca a la Ciencia, porque mientras la primera significa no querer saber qué es la verdad, la segunda nos asemeja a Dios. Según Nietzsche, estamos en ese camino. Día tras día el Hombre se perfecciona mediante la investigación de la Naturaleza; forma un cuerpo físico, mental y espiritual cada vez más enaltecido, realiza experimentos para mejorar la nutrición, el modo de vivir, la manera de interpretar los fenómenos de la Naturaleza y la expansión de la conciencia; pero en última instancia, no se trata del Hombre, pues éste tiene que ser superado. En consecuencia con lo dicho, el propósito del presente trabajo consiste en brindar una interpretación de la propuesta nietzscheana de 'Autosuperación del Hombre' en relación con los diferentes períodos de la vida intelectual de Nietzsche; la misma se inscribe en el marco de una teoría política contraria a las doctrinas antes mencionadas: la filosofía de la historia hegeliana, el socialismo, el nacionalismo, el anarquismo, la democracia y el cristianismo

Elementos para pensar la 'cultura del trabajo' en las prácticas laborales jóvenes de sectores populares

El presente trabajó expondrá los primeros avances de la investigación llevada a cabo en el marco de mi proyecto de doctorado sobre prácticas y representaciones laborales de jóvenes de sectores populares y su configuración en tanto cultura del trabajo. La perspectiva del estudio se inserta en un marco de investigaciones que intentan indagar la particular manera en la que un grupo de jóvenes de barrios populares de la ciudad de Córdoba insertan sus prácticas laborales en el sistema general de sus estrategias de reproducción social, a la vez que generan una serie de construcciones simbólicas en torno a sus experiencias, disputas y conflictos por la construcción del mundo del trabajo en términos de 'esfuerzo', 'respeto' y 'dignidad'. Si bien muchos estudios habían identificado un desplazamiento del núcleo dinámico de la cultura popular por fuera del mundo del trabajo, un nuevo contexto estructural vagamente denominado como ?post-convertibilidad? obliga a repensar la importancia de este ámbito en las prácticas transmutación simbólica de las desigualdades sociales a partir de un conjunto de categorías asociadas a la 'cultura del trabajo'

Traducción intersemiótica : Revisión del debate de Bologna

Roman Jakobson (1959) inaugura los desarrollos teóricos sobre transposición en cuanto fenómeno translingüístico. Su mención es ineludible en relación con el seminario sobre traducción intersemiótica (Bologna, 1999), en el que U. Eco propone una sistematización que ha sido ampliamente discutida. Esta ponencia se propone revisar los puntos principales de ese debate, que reasume la urgencia de una "cultura transpositiva" indagando en las formas y los procesos de producción de sentido, en casos específicos de pasaje de un entramado discursivo a otro

Análisis experimental y computacional de modelos termofluidomecánicos para el diseño de ingeniería con metales líquidos

Es importante disponer de una herramienta con la cual diseñar dispositivos de uso industrial y comercial que trabajen con metales líquidos (fuentes de neutrones de alta intensidad, núcleos de sistemas de transmutación nuclear, reactores de fisión de nueva generación, instalaciones de irradiación de materiales o reactores de fusión nuclear). Los códigos CFD (Computational Fluid Dynamics) son una de esas herramientas, y la manera de llevar a cabo su validación es la simulación de experimentos existentes. La turbulencia y la presencia de dos o más fases, son los dos principales problemas a los que tiene que hacer frente un código CFD. La mayoría de los modelos de turbulencia presentes en los códigos CFD se basan en considerar la proporcionalidad directa entre el transporte de cantidad de movimiento turbulento y el transporte turbulento de calor. Precisamente, el coeficiente de difusión del calor turbulento, se asume que sea proporcional a la viscosidad turbulenta a través de una constante empírica, llamada número de Prandtl turbulento. El valor de este número, en los códigos comerciales está entre 0,9 y 0,85 dependiendo del modelo de turbulencia, lo cual significa que en los códigos se asume que el transporte turbulento tanto de cantidad de movimiento como de calor, son prácticamente equivalentes. Esta asunción no es cierta en los flujos de metales líquidos, donde se demuestra que la transmisión de calor por turbulencia es pequeña frente a la transmisión de calor molecular. La solución pasa por aumentar el número de Prandtl turbulento, o abandonar la analogía de Reynolds, en el tratamiento de la turbulencia. Por otro lado, en los metales líquidos la capa límite térmica es más ancha que la de velocidad, y las funciones de pared incluidas en los códigos no satisfacen adecuadamente los flujos turbulentos de los fluidos con bajo número de Prantdl (los metales líquidos). Sí serían adecuados, si el mallado es tal, que la celda más cercana a la pared, está dentro de la subcapa laminar, en la cual la propiedad dominante es la conductividad molecular. En la simulación de flujo multifase los códigos se encuentran con una serie de dificultades, que en el caso de que las densidades de los fluidos que intervienen sean muy diferentes entre sí (como ocurre con los metales líquidos y los gases), serán aún mayores. La modelización de la interfase gas metal líquido, así como el encontrar una correlación válida para los coeficientes de resistencia y sustentación para el movimiento de las burbujas en el seno del metal líquido, son dos de los principales retos en la simulación de este tipo de flujos. Las dificultades no se limitan sólo a la simulación mediante CFD, las medidas experimentales de velocidad de las burbujas y del metal líquido también son complicadas. Hay parámetros que no se pueden definir bien: la trayectoria y la forma de las burbujas entre ellos. En el campo de aplicación industrial de los metales líquidos, los altos valores de los coeficientes de expansión volumétrica y de conductividad térmica hacen que estos fluidos sean muy atractivos en la refrigeración por convección libre en dispositivos de alta densidad de potencia. Tomando como base uno de los diseños de ADS (Accelerator Driven System), y teniendo en cuenta la dificultad que conlleva el uso de múltiples modelos físicos, los cálculos realizados muestran cómo, en caso de fallo eléctrico, la operación de la instalación puede continuar de forma segura. Para la validación de los códigos CFD en su uso como herramienta de diseño, uno de los fenómenos donde cuantitativamente más dificultades encuentran los códigos es en los que aparecen en la modelización de las superficies libres. Un buen ajuste de los modelos multifase y de turbulencia es imprescindible en este tipo de simulaciones. Efectivamente, en la instalación de irradiación de materiales IFMIF, la formación de ondas en la superficie libre del flujo de Litio, es un fenómeno que hay que tratar de evitar, y además se requiere predecir las temperaturas, para ver si hay peligro de ebullición del metal líquido. La simulación llevada a cabo se enfoca al análisis termohidráulico. Variando la velocidad de inyección de Litio desde 10 hasta 20 m/s, se comprueba que las temperaturas máximas quedan alejadas del punto de ebullición del Litio, debido al aumento de presión producido por la fuerza centrífuga. Una de las cuestiones más críticas que se presentan en las fuentes de neutrones sería la refrigeración de la ventana metálica sobre la que incide el haz de protones. La simulación de experimentos como MEGAPIE y TS-1, permite la “visualización” de recirculación en el flujo, de los puntos de estancamiento, de los puntos calientes, etc, y da una fotografía de las zonas críticas del diseño.

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.

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

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