Las catástrofes nucleares y el desplazamiento

Las enseñanzas que podemos extraer del accidente nuclear de Fukushima en 2011 parece que son las mismas que en Chernóbil veinticinco años antes, pese a ser entornos políticos diferentes. Por lo visto no hemos aprendido mucho.

Análisis de la reglamentación europea, promulgada a raíz de los accidentes nucleares, y la determinación de la emisión gamma en alimentos importados

Novel scientific and technological progress require to seek new sources of electricity. Such response is, inter alia, nuclear energy. Nuclear power stations currently produce around a third of the electricity and 14% of the energy consumed in the European Union. A thorough aspect in the use and development of nuclear energy as power source is safety. Nuclear facilities are designed so that the probability of an accident that may affect people and environment was very low. Reasonably, preventive emergency plans take place in the own nuclear facilities in order to mitigate and minimize the consequences, and otherwise another emergency nuclear plans take place outside facilities. Monitoring programs are also conducted in the nearby nuclear facilities, according to the Recommendation reached on 8th June 2000 by the European Commission on the application of Article 36 of the Euratom Treaty for the checking of the levels of radioactivity in the environment, in order to assess the exposure to the whole population. The main objectives of these plans are to check the presence and evolution of radioactive elements and the radiation levels in the environment; to determinate the causes of its increase, if succeed; to estimate the radiological risk to the population; to set corrected measures, if necessary; to ensure legal compliance on the premises and; to verify the suitability of effluent monitoring program to detect radionuclides leaks and transfer to the environment...

Evaluación de tenacidad a la fractura e integridad estructural de tubos de generadores de vapor nucleares.

Dado el impacto negativo asociado a la ocurrencia de fallas en tubos de generadores de vapor (TGVs) en centrales nucleares, el estudio de la integridad estructural de éstos ha comenzado a recibir mayor atención recientemente. Diversas metodologías basadas en análisis de carga límite han sido propuestas para asegurar la integridad estructural de los tubos, según los requerimientos establecidos por las autoridades regulatorias. Éstas han conducido, sin embargo, a la definición de criterios de reparación o taponado de TGVs excesivamente conservativos. Por lo tanto, con el objetivo de reducir la cantidad de tubos innecesariamente removidos de servicio, nuevos criterios de evaluación de integridad han sido propuestos recientemente en la literatura. En este contexto, la mecánica de fractura elastoplástica se presenta como una alternativa para la evaluación de la integridad de TGVs, requiriéndose dos elementos para su aplicación: la estimación de la fuerza impulsora en términos del parámetro elastoplástico (por ejemplo, la integral J) y la medición experimental de la tenacidad a la fractura del material de los tubos (por ejemplo, a través de la curva de resistencia J-R). Este trabajo presenta el desarrollo de técnicas experimentales no normalizadas para la determinación de curvas J-R para TGVs con fisuras pasantes circunferenciales y longitudinales. Debido a las dimensiones reducidas de los TGVs, diferentes probetas no normalizadas fueron propuestas. Además, en los ensayos se utilizaron condiciones de carga de tracción y flexión con el objetivo de modelar más adecuadamente los estados tensionales y las condiciones de constraint reales en TGVs. Los valores de la integral J fueron estimados utilizando el método del factor η. La aptitud del método fue evaluada a partir de simulaciones numéricas de los ensayos propuestos mediante análisis elastoplásticos con la técnica de elementos finitos. Se encontró que condiciones de mayor constraint asociadas con fisuras profundas y cargas de flexión favorecen la validez del método del factor η, mientras que configuraciones de menor constraint dan como resultado factores η que exhiben una mayor dependencia con el nivel de carga aplicada. También se observó que los factores η basados en la apertura de la boca de la fisura (Crack Mouth Opening Displacement o CMOD) presentan una dependencia mucho menor con el nivel de carga respecto a los factores η definidos a partir del desplazamiento del punto de aplicación de la carga (Load Line Displacement o LLD). Se presentan los valores del factor η para las probetas estudiadas con fisuras profundas (a/W ≥ 0,40). Se realizaron ensayos de fractura a temperatura ambiente y 300 °C con probetas obtenidas de TGVs nucleares fabricados a partir de las aleaciones 690 (Ni: 61; Cr: 29; Fe: 8,95, % en peso) y 800 (Ni: 33; Cr: 21,6; Fe: 42,2, % en peso). Durante los ensayos de fractura a temperatura ambiente, la extensión estable de fisura fue medida mediante una técnica óptica utilizando un microscopio digital. Para estos ensayos también se aplicó el método de normalización que propone la norma ASTM E1820-15 en el Anexo 15, encontrándose una buena coincidencia entre las longitudes estimadas por éste y las medidas ópticamente. De esta manera, el método de normalización fue utilizado para los ensayos a alta temperatura. Los resultados experimentales mostraron que ambos materiales tienen elevadas tenacidades a la fractura, siendo la aleación 800 la que presentó curvas J-R más elevadas que la aleación 690 tanto para fisuras circunferenciales como longitudinales. Las curvas J-R para ambas aleaciones mostraron un efecto marcado con la orientación de la fisura, es decir que existe una importante anisotropía en las propiedades de fractura: las fisuras circunferenciales presentaron curvas J-R más elevadas que las fisuras longitudinales. El nivel de constraint desarrollado en los ensayos, dado por las condiciones de carga de tracción y flexión, evidenció poco efecto sobre las curvas J-R para probetas con fisuras profundas (a/W ~ 0,50). A su vez, la temperatura de ensayo (temperatura ambiente y 300 °C) presentó un efecto prácticamente nulo para ambas aleaciones. Usando las propiedades de fractura obtenidas en este trabajo, la metodología FAD (Failure Assessment Diagram) fue propuesta y utilizada para la predicción de las condiciones de falla de TGVs fisurados para diferentes geometrías de fisura y condiciones de carga. La comparación entre análisis teóricos y datos experimentales muestra la potencialidad del FAD como una metodología capaz de predecir adecuadamente las fallas de estos componentes.

Evaluación de tenacidad a la fractura e integridad estructural de tubos de generadores de vapor nucleares.

Dado el impacto negativo asociado a la ocurrencia de fallas en tubos de generadores de vapor (TGVs) en centrales nucleares, el estudio de la integridad estructural de éstos ha comenzado a recibir mayor atención recientemente. Diversas metodologías basadas en análisis de carga límite han sido propuestas para asegurar la integridad estructural de los tubos, según los requerimientos establecidos por las autoridades regulatorias. Éstas han conducido, sin embargo, a la definición de criterios de reparación o taponado de TGVs excesivamente conservativos. Por lo tanto, con el objetivo de reducir la cantidad de tubos innecesariamente removidos de servicio, nuevos criterios de evaluación de integridad han sido propuestos recientemente en la literatura. En este contexto, la mecánica de fractura elastoplástica se presenta como una alternativa para la evaluación de la integridad de TGVs, requiriéndose dos elementos para su aplicación: la estimación de la fuerza impulsora en términos del parámetro elastoplástico (por ejemplo, la integral J) y la medición experimental de la tenacidad a la fractura del material de los tubos (por ejemplo, a través de la curva de resistencia J-R). Este trabajo presenta el desarrollo de técnicas experimentales no normalizadas para la determinación de curvas J-R para TGVs con fisuras pasantes circunferenciales y longitudinales. Debido a las dimensiones reducidas de los TGVs, diferentes probetas no normalizadas fueron propuestas. Además, en los ensayos se utilizaron condiciones de carga de tracción y flexión con el objetivo de modelar más adecuadamente los estados tensionales y las condiciones de constraint reales en TGVs. Los valores de la integral J fueron estimados utilizando el método del factor η. La aptitud del método fue evaluada a partir de simulaciones numéricas de los ensayos propuestos mediante análisis elastoplásticos con la técnica de elementos finitos. Se encontró que condiciones de mayor constraint asociadas con fisuras profundas y cargas de flexión favorecen la validez del método del factor η, mientras que configuraciones de menor constraint dan como resultado factores η que exhiben una mayor dependencia con el nivel de carga aplicada. También se observó que los factores η basados en la apertura de la boca de la fisura (Crack Mouth Opening Displacement o CMOD) presentan una dependencia mucho menor con el nivel de carga respecto a los factores η definidos a partir del desplazamiento del punto de aplicación de la carga (Load Line Displacement o LLD). Se presentan los valores del factor η para las probetas estudiadas con fisuras profundas (a/W ≥ 0,40). Se realizaron ensayos de fractura a temperatura ambiente y 300 °C con probetas obtenidas de TGVs nucleares fabricados a partir de las aleaciones 690 (Ni: 61; Cr: 29; Fe: 8,95, % en peso) y 800 (Ni: 33; Cr: 21,6; Fe: 42,2, % en peso). Durante los ensayos de fractura a temperatura ambiente, la extensión estable de fisura fue medida mediante una técnica óptica utilizando un microscopio digital. Para estos ensayos también se aplicó el método de normalización que propone la norma ASTM E1820-15 en el Anexo 15, encontrándose una buena coincidencia entre las longitudes estimadas por éste y las medidas ópticamente. De esta manera, el método de normalización fue utilizado para los ensayos a alta temperatura. Los resultados experimentales mostraron que ambos materiales tienen elevadas tenacidades a la fractura, siendo la aleación 800 la que presentó curvas J-R más elevadas que la aleación 690 tanto para fisuras circunferenciales como longitudinales. Las curvas J-R para ambas aleaciones mostraron un efecto marcado con la orientación de la fisura, es decir que existe una importante anisotropía en las propiedades de fractura: las fisuras circunferenciales presentaron curvas J-R más elevadas que las fisuras longitudinales. El nivel de constraint desarrollado en los ensayos, dado por las condiciones de carga de tracción y flexión, evidenció poco efecto sobre las curvas J-R para probetas con fisuras profundas (a/W ~ 0,50). A su vez, la temperatura de ensayo (temperatura ambiente y 300 °C) presentó un efecto prácticamente nulo para ambas aleaciones. Usando las propiedades de fractura obtenidas en este trabajo, la metodología FAD (Failure Assessment Diagram) fue propuesta y utilizada para la predicción de las condiciones de falla de TGVs fisurados para diferentes geometrías de fisura y condiciones de carga. La comparación entre análisis teóricos y datos experimentales muestra la potencialidad del FAD como una metodología capaz de predecir adecuadamente las fallas de estos componentes.

Os efeitos nucleares em processos de produ¸c˜ao de quarkonium no Relativistic Heavy Ion Collider (RHIC) e no Large Hadron Collider (LHC)

Neste trabalho de disserta¸c˜ao, investigamos os efeitos nucleares em processos de produ¸c˜ao de quarkonium no Relativistic Heavy Ion Collider (RHIC) e no Large Hadron Collider (LHC). Para tanto, consideramos o Modelo de Evapora¸c˜ao de Cor (CEM), baseado em processos partˆonicos calculados mediante a QCD perturbativa e em intera¸c˜oes n˜ao perturbativas via troca de gl´uons suaves para a forma¸c˜ao do quarkonium. Supress˜ao de quarkonium ´e um dos sinais de forma¸c˜ao do assim chamado Plasma de Quarks e Gl´uons (QGP) em colis˜oes ultrarelativ´ısticas de ´ıons pesados. No entanto, a supress˜ao n˜ao ´e somente causada em colis˜oes n´ucleo-n´ucleo (AA) devido `a forma¸c˜ao do QGP. De fato, a supress˜ao de quarkonium tamb´em foi observada em colis˜oes pr´oton-n´ucleo (pA). A fim de separar os efeitos da mat´eria quente (devidos ao QGP) e fria (efeitos n˜ao devidos ao QGP), pode-se olhar primeiro para colis˜oes pA, onde somente efeitos de mat´eria fria desempenham um papel fundamental, e depois aplicar esses efeitos em colis˜oes AA, uma vez que parte da supress˜ao ´e devido a efeitos de mat´eria fria. No regime de altas energias, a produ¸c˜ao do quarkonium ´e fortemente dependente da distribui¸c˜ao de gl´uons nuclear, o que viabiliza uma oportunidade ´unica de estudar o comportamento de pequeno x dos gl´uons dentro do n´ucleo e, consequentemente, restringir os efeitos nucleares. Estudamos os processos nucleares utilizando distintas parametriza¸c˜oes para as distribui¸c˜oes partˆonicas nucleares. Calculamos a raz˜ao nuclear para processos pA e AA em fun¸c˜ao da vari´avel rapidez para a produ¸c˜ao de quarkonium, o que permite estimar os efeitos nucleares. Al´em disso, apresentamos uma compara¸c˜ao com os dados do RHIC para a produ¸c˜ao do m´eson J/Ψ em colis˜oes pA, demonstrando que a an´alise deste observ´avel ´e uma quest˜ao em aberto na literatura. Adicionalmente, estimamos a produ¸c˜ao de quarks pesados e quarkonium na etapa inicial e durante a fase termal de uma colis˜ao ultrarelativ´ıstica de ´ıons pesados. O objetivo deste estudo ´e estimar as distintas contribui¸c˜oes para a produ¸c˜ao e de alguns efeitos do meio nuclear.

O intertexto canônico em Avalovara

O intertexto canônico de Avalovara concretiza-se neste artigo a partir do diálogo desse romance de Osman Lins com A divina comédia, de Dante, Werther, de Goethe, Moby Dick, de Melville, e La modification, de Butor. Essas obras se unem em torno de uma experiência comum de seus protagonistas: a viagem e a busca de algo inapreensível, motivos nucleares do gênero épico.