In situ control of Si(100) and Ge(100) surface preparation for the heteroepitaxy of III-V solar cell architectures

Si(100) and Ge(100) substrates essential for subsequent III-V integration were studied in the hydrogen ambient of a metalorganic vapor phase epitaxy reactor. Reflectance anisotropy spectroscopy (RAS) enabled us to distinguish characteristic configurations of vicinal Si(100) in situ: covered with oxide, cleaned by thermal removing in H2, and terminated with monohydrides when cooling in H2 ambient. RAS measurements during cooling in H2 ambient after the oxide removal process revealed a transition from the clean to the monohydride terminated Si(100) surface dependent on process temperature. For vicinal Ge(100) we observed a characteristic RA spectrum after annealing and cooling in H2 ambient. According to results from X-ray photo electron spectroscopy and Fourier-transform infrared spectroscopy the spectrum corresponds to the monohydride terminated Ge(100) surface.

A comparative study of Monte Carlo-coupled depletion codes applied to a Sodium Fast Reactor design loaded with minor actinides

inor actinides (MAs) transmutation is a main design objective of advanced nuclear systems such as generation IV Sodium Fast Reactors (SFRs). In advanced fuel cycles, MA contents in final high level waste packages are main contributors to short term heat production as well as to long-term radiotoxicity. Therefore, MA transmutation would have an impact on repository designs and would reduce the environment burden of nuclear energy. In order to predict such consequences Monte Carlo (MC) transport codes are used in reactor design tasks and they are important complements and references for routinely used deterministic computational tools. In this paper two promising Monte Carlo transport-coupled depletion codes, EVOLCODE and SERPENT, are used to examine the impact of MA burning strategies in a SFR core, 3600 MWth. The core concept proposal for MA loading in two configurations is the result of an optimization effort upon a preliminary reference design to reduce the reactivity insertion as a consequence of sodium voiding, one of the main concerns of this technology. The objective of this paper is double. Firstly, efficiencies of the two core configurations for MA transmutation are addressed and evaluated in terms of actinides mass changes and reactivity coefficients. Results are compared with those without MA loading. Secondly, a comparison of the two codes is provided. The discrepancies in the results are quantified and discussed.

Design and analysis of helium Brayton power cycles for HiPER reactor

Helium Brayton cycles have been studied as power cycles for both fission and fusion reactors obtaining high thermal efficiency. This paper studies several technological schemes of helium Brayton cycles applied for the HiPER reactor proposal. Since HiPER integrates technologies available at short term, its working conditions results in a very low maximum temperature of the energy sources, something that limits the thermal performance of the cycle. The aim of this work is to analyze the potential of the helium Brayton cycles as power cycles for HiPER. Several helium Brayton cycle configurations have been investigated with the purpose of raising the cycle thermal efficiency under the working conditions of HiPER. The effects of inter-cooling and reheating have specifically been studied. Sensitivity analyses of the key cycle parameters and component performances on the maximum thermal efficiency have also been carried out. The addition of several inter-cooling stages in a helium Brayton cycle has allowed obtaining a maximum thermal efficiency of over 36%, and the inclusion of a reheating process may also yield an added increase of nearly 1 percentage point to reach 37%. These results confirm that helium Brayton cycles are to be considered among the power cycle candidates for HiPER.

Review of the C-nat(n,gamma) cross section and criticality calculations of the graphite moderated reactor BR1

A review of the experimental data for natC(n,c) and 12C(n,c) was made to identify the origin of the natC capture cross sections included in evaluated data libraries and to clarify differences observed in neutronic calculations for graphite moderated reactors using different libraries. The performance of the JEFF-3.1.2 and ENDF/B-VII.1 libraries was verified by comparing results of criticality calculations with experimental results obtained for the BR1 reactor. This reactor is an air-cooled reactor with graphite as moderator and is located at the Belgian Nuclear Research Centre SCK-CEN in Mol (Belgium). The results of this study confirm conclusions drawn from neutronic calculations of the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) in Japan. Furthermore, both BR1 and HTTR calculations support the capture cross section of 12C at thermal energy which is recommended by Firestone and Révay. Additional criticality calculations were carried out in order to illustrate that the natC thermal capture cross section is important for systems with a large amount of graphite. The present study shows that only the evaluation carried out for JENDL-4.0 reflects the current status of the experimental data.

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.

High power beam dump project for the accelerator prototype LIPAc: Cooling design and analysis

En el campo de la fusión nuclear y desarrollándose en paralelo a ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), el proyecto IFMIF (International Fusion Material Irradiation Facility) se enmarca dentro de las actividades complementarias encaminadas a solucionar las barreras tecnológicas que aún plantea la fusión. En concreto IFMIF es una instalación de irradiación cuya misión es caracterizar materiales resistentes a condiciones extremas como las esperadas en los futuros reactores de fusión como DEMO (DEMOnstration power plant). Consiste de dos aceleradores de deuterones que proporcionan un haz de 125 mA y 40 MeV cada uno, que al colisionar con un blanco de litio producen un flujo neutrónico intenso (1017 neutrones/s) con un espectro similar al de los neutrones de fusión [1], [2]. Dicho flujo neutrónico es empleado para irradiar los diferentes materiales candidatos a ser empleados en reactores de fusión, y las muestras son posteriormente examinadas en la llamada instalación de post-irradiación. Como primer paso en tan ambicioso proyecto, una fase de validación y diseño llamada IFMIFEVEDA (Engineering Validation and Engineering Design Activities) se encuentra actualmente en desarrollo. Una de las actividades contempladas en esta fase es la construcción y operación de una acelarador prototipo llamado LIPAc (Linear IFMIF Prototype Accelerator). Se trata de un acelerador de deuterones de alta intensidad idéntico a la parte de baja energía de los aceleradores de IFMIF. Los componentes del LIPAc, que será instalado en Japón, son suministrados por diferentes países europeos. El acelerador proporcionará un haz continuo de deuterones de 9 MeV con una potencia de 1.125 MW que tras ser caracterizado con diversos instrumentos deberá pararse de forma segura. Para ello se requiere un sistema denominado bloque de parada (Beam Dump en inglés) que absorba la energía del haz y la transfiera a un sumidero de calor. España tiene el compromiso de suministrar este componente y CIEMAT (Centro de Investigaciones Energéticas Medioambientales y Tecnológicas) es responsable de dicha tarea. La pieza central del bloque de parada, donde se para el haz de iones, es un cono de cobre con un ángulo de 3.5o, 2.5 m de longitud y 5 mm de espesor. Dicha pieza está refrigerada por agua que fluye en su superficie externa por el canal que se forma entre el cono de cobre y otra pieza concéntrica con éste. Este es el marco en que se desarrolla la presente tesis, cuyo objeto es el diseño del sistema de refrigeración del bloque de parada del LIPAc. El diseño se ha realizado utilizando un modelo simplificado unidimensional. Se han obtenido los parámetros del agua (presión, caudal, pérdida de carga) y la geometría requerida en el canal de refrigeración (anchura, rugosidad) para garantizar la correcta refrigeración del bloque de parada. Se ha comprobado que el diseño permite variaciones del haz respecto a la situación nominal siendo el flujo crítico calorífico al menos 2 veces superior al nominal. Se han realizado asimismo simulaciones fluidodinámicas 3D con ANSYS-CFX en aquellas zonas del canal de refrigeración que lo requieren. El bloque de parada se activará como consecuencia de la interacción del haz de partículas lo que impide cualquier cambio o reparación una vez comenzada la operación del acelerador. Por ello el diseño ha de ser muy robusto y todas las hipótesis utilizadas en la realización de éste deben ser cuidadosamente comprobadas. Gran parte del esfuerzo de la tesis se centra en la estimación del coeficiente de transferencia de calor que es determinante en los resultados obtenidos, y que se emplea además como condición de contorno en los cálculos mecánicos. Para ello por un lado se han buscado correlaciones cuyo rango de aplicabilidad sea adecuado para las condiciones del bloque de parada (canal anular, diferencias de temperatura agua-pared de decenas de grados). En un segundo paso se han comparado los coeficientes de película obtenidos a partir de la correlación seleccionada (Petukhov-Gnielinski) con los que se deducen de simulaciones fluidodinámicas, obteniendo resultados satisfactorios. Por último se ha realizado una validación experimental utilizando un prototipo y un circuito hidráulico que proporciona un flujo de agua con los parámetros requeridos en el bloque de parada. Tras varios intentos y mejoras en el experimento se han obtenido los coeficientes de película para distintos caudales y potencias de calentamiento. Teniendo en cuenta la incertidumbre de las medidas, los valores experimentales concuerdan razonablemente bien (en el rango de 15%) con los deducidos de las correlaciones. Por motivos radiológicos es necesario controlar la calidad del agua de refrigeración y minimizar la corrosión del cobre. Tras un estudio bibliográfico se identificaron los parámetros del agua más adecuados (conductividad, pH y concentración de oxígeno disuelto). Como parte de la tesis se ha realizado asimismo un estudio de la corrosión del circuito de refrigeración del bloque de parada con el doble fin de determinar si puede poner en riesgo la integridad del componente, y de obtener una estimación de la velocidad de corrosión para dimensionar el sistema de purificación del agua. Se ha utilizado el código TRACT (TRansport and ACTivation code) adaptándalo al caso del bloque de parada, para lo cual se trabajó con el responsable (Panos Karditsas) del código en Culham (UKAEA). Los resultados confirman que la corrosión del cobre en las condiciones seleccionadas no supone un problema. La Tesis se encuentra estructurada de la siguiente manera: En el primer capítulo se realiza una introducción de los proyectos IFMIF y LIPAc dentro de los cuales se enmarca esta Tesis. Además se describe el bloque de parada, siendo el diseño del sistema de rerigeración de éste el principal objetivo de la Tesis. En el segundo y tercer capítulo se realiza un resumen de la base teórica así como de las diferentes herramientas empleadas en el diseño del sistema de refrigeración. El capítulo cuarto presenta los resultados del relativos al sistema de refrigeración. Tanto los obtenidos del estudio unidimensional, como los obtenidos de las simulaciones fluidodinámicas 3D mediante el empleo del código ANSYS-CFX. En el quinto capítulo se presentan los resultados referentes al análisis de corrosión del circuito de refrigeración del bloque de parada. El capítulo seis se centra en la descripción del montaje experimental para la obtención de los valores de pérdida de carga y coeficiente de transferencia del calor. Asimismo se presentan los resultados obtenidos en dichos experimentos. Finalmente encontramos un capítulo de apéndices en el que se describen una serie de experimentos llevados a cabo como pasos intermedios en la obtención del resultado experimental del coeficiente de película. También se presenta el código informático empleado para el análisis unidimensional del sistema de refrigeración del bloque de parada llamado CHICA (Cooling and Heating Interaction and Corrosion Analysis). ABSTRACT In the nuclear fusion field running in parallel to ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) as one of the complementary activities headed towards solving the technological barriers, IFMIF (International Fusion Material Irradiation Facility) project aims to provide an irradiation facility to qualify advanced materials resistant to extreme conditions like the ones expected in future fusion reactors like DEMO (DEMOnstration Power Plant). IFMIF consists of two constant wave deuteron accelerators delivering a 125 mA and 40 MeV beam each that will collide on a lithium target producing an intense neutron fluence (1017 neutrons/s) with a similar spectra to that of fusion neutrons [1], [2]. This neutron flux is employed to irradiate the different material candidates to be employed in the future fusion reactors, and the samples examined after irradiation at the so called post-irradiative facilities. As a first step in such an ambitious project, an engineering validation and engineering design activity phase called IFMIF-EVEDA (Engineering Validation and Engineering Design Activities) is presently going on. One of the activities consists on the construction and operation of an accelerator prototype named LIPAc (Linear IFMIF Prototype Accelerator). It is a high intensity deuteron accelerator identical to the low energy part of the IFMIF accelerators. The LIPAc components, which will be installed in Japan, are delivered by different european countries. The accelerator supplies a 9 MeV constant wave beam of deuterons with a power of 1.125 MW, which after being characterized by different instruments has to be stopped safely. For such task a beam dump to absorb the beam energy and take it to a heat sink is needed. Spain has the compromise of delivering such device and CIEMAT (Centro de Investigaciones Energéticas Medioambientales y Tecnológicas) is responsible for such task. The central piece of the beam dump, where the ion beam is stopped, is a copper cone with an angle of 3.5o, 2.5 m long and 5 mm width. This part is cooled by water flowing on its external surface through the channel formed between the copper cone and a concentric piece with the latter. The thesis is developed in this realm, and its objective is designing the LIPAc beam dump cooling system. The design has been performed employing a simplified one dimensional model. The water parameters (pressure, flow, pressure loss) and the required annular channel geometry (width, rugoisty) have been obtained guaranteeing the correct cooling of the beam dump. It has been checked that the cooling design allows variations of the the beam with respect to the nominal position, being the CHF (Critical Heat Flux) at least twice times higher than the nominal deposited heat flux. 3D fluid dynamic simulations employing ANSYS-CFX code in the beam dump cooling channel sections which require a more thorough study have also been performed. The beam dump will activateasaconsequenceofthe deuteron beam interaction, making impossible any change or maintenance task once the accelerator operation has started. Hence the design has to be very robust and all the hypotheses employed in the design mustbecarefully checked. Most of the work in the thesis is concentrated in estimating the heat transfer coefficient which is decisive in the obtained results, and is also employed as boundary condition in the mechanical analysis. For such task, correlations which applicability range is the adequate for the beam dump conditions (annular channel, water-surface temperature differences of tens of degrees) have been compiled. In a second step the heat transfer coefficients obtained from the selected correlation (Petukhov- Gnielinski) have been compared with the ones deduced from the 3D fluid dynamic simulations, obtaining satisfactory results. Finally an experimental validation has been performed employing a prototype and a hydraulic circuit that supplies a flow with the requested parameters in the beam dump. After several tries and improvements in the experiment, the heat transfer coefficients for different flows and heating powers have been obtained. Considering the uncertainty in the measurements the experimental values agree reasonably well (in the order of 15%) with the ones obtained from the correlations. Due to radiological reasons the quality of the cooling water must be controlled, hence minimizing the copper corrosion. After performing a bibligraphic study the most adequate water parameters were identified (conductivity, pH and dissolved oxygen concentration). As part of this thesis a corrosion study of the beam dump cooling circuit has been performed with the double aim of determining if corrosion can pose a risk for the copper beam dump , and obtaining an estimation of the corrosion velocitytodimension the water purification system. TRACT code(TRansport and ACTivation) has been employed for such study adapting the code for the beam dump case. For such study a collaboration with the code responsible (Panos Karditsas) at Culham (UKAEA) was established. The work developed in this thesis has supposed the publication of three articles in JCR journals (”Journal of Nuclear Materials” y ”Fusion Engineering and Design”), as well as presentations in more than four conferences and relevant meetings.

Leakage-aware cooling management for improving server energy efficiency

The computational and cooling power demands of enterprise servers are increasing at an unsustainable rate. Understanding the relationship between computational power, temperature, leakage, and cooling power is crucial to enable energy-efficient operation at the server and data center levels. This paper develops empirical models to estimate the contributions of static and dynamic power consumption in enterprise servers for a wide range of workloads, and analyzes the interactions between temperature, leakage, and cooling power for various workload allocation policies. We propose a cooling management policy that minimizes the server energy consumption by setting the optimum fan speed during runtime. Our experimental results on a presently shipping enterprise server demonstrate that including leakage awareness in workload and cooling management provides additional energy savings without any impact on performance.

Deposition reactors for solar grade silicon: a comparative thermal analysis of a Siemens reactor and a fluidized bed reactor

Polysilicon production costs contribute approximately to 25-33% of the overall cost of the solar panels and a similar fraction of the total energy invested in their fabrication. Understanding the energy losses and the behaviour of process temperature is an essential requirement as one moves forward to design and build large scale polysilicon manufacturing plants. In this paper we present thermal models for two processes for poly production, viz., the Siemens process using trichlorosilane (TCS) as precursor and the fluid bed process using silane (monosilane, MS).We validate the models with some experimental measurements on prototype laboratory reactors relating the temperature profiles to product quality. A model sensitivity analysis is also performed, and the efects of some key parameters such as reactor wall emissivity, gas distributor temperature, etc., on temperature distribution and product quality are examined. The information presented in this paper is useful for further understanding of the strengths and weaknesses of both deposition technologies, and will help in optimal temperature profiling of these systems aiming at lowering production costs without compromising the solar cell quality.

CompactRIO: advanced data acquisition systems integration in CODAC Core System

Las herramientas de configuración basadas en lenguajes de alto nivel como LabVIEW permiten el desarrollo de sistemas de adquisición de datos basados en hardware reconfigurable FPGA muy complejos en un breve periodo de tiempo. La estandarización del ciclo de diseño hardware/software y la utilización de herramientas como EPICS facilita su integración con la plataforma de adquisición y control ITER CODAC CORE SYSTEM (CCS) basada en Linux. En este proyecto se propondrá una metodología que simplificará el ciclo completo de integración de plataformas novedosas, como cRIO, en las que el funcionamiento del hardware de adquisición puede ser modificado por el usuario para que éste se amolde a sus requisitos específicos. El objetivo principal de este proyecto fin de master es realizar la integración de un sistema cRIO NI9159 y diferentes módulos de E/S analógica y digital en EPICS y en CODAC CORE SYSTEM (CCS). Este último consiste en un conjunto de herramientas software que simplifican la integración de los sistemas de instrumentación y control del experimento ITER. Para cumplir el objetivo se realizarán las siguientes tareas: • Desarrollo de un sistema de adquisición de datos basado en FPGA con la plataforma hardware CompactRIO. En esta tarea se realizará la configuración del sistema y la implementación en LabVIEW para FPGA del hardware necesario para comunicarse con los módulos: NI9205, NI9264, NI9401.NI9477, NI9426, NI9425 y NI9476 • Implementación de un driver software utilizando la metodología de AsynDriver para integración del cRIO con EPICS. Esta tarea requiere definir todos los records necesarios que exige EPICS y crear las interfaces adecuadas que permitirán comunicarse con el hardware. • Implementar la descripción del sistema cRIO y del driver EPICS en el sistema de descripción de plantas de ITER llamado SDD. Esto automatiza la creación de las aplicaciones de EPICS que se denominan IOCs. SUMMARY The configuration tools based in high-level programing languages like LabVIEW allows the development of high complex data acquisition systems based on reconfigurable hardware FPGA in a short time period. The standardization of the hardware/software design cycle and the use of tools like EPICS ease the integration with the data acquisition and control platform of ITER, the CODAC Core System based on Linux. In this project a methodology is proposed in order to simplify the full integration cycle of new platforms like CompactRIO (cRIO), in which the data acquisition functionality can be reconfigured by the user to fits its concrete requirements. The main objective of this MSc final project is to develop the integration of a cRIO NI-9159 and its different analog and digital Input/Output modules with EPICS in a CCS. The CCS consists of a set of software tools that simplifies the integration of instrumentation and control systems in the International Thermonuclear Reactor (ITER) experiment. To achieve such goal the following tasks are carried out: • Development of a DAQ system based on FPGA using the cRIO hardware platform. This task comprehends the configuration of the system and the implementation of the mandatory hardware to communicate to the I/O adapter modules NI9205, NI9264, NI9401, NI9477, NI9426, NI9425 y NI9476 using LabVIEW for FPGA. • Implementation of a software driver using the asynDriver methodology to integrate such cRIO system with EPICS. This task requires the definition of the necessary EPICS records and the creation of the appropriate interfaces that allow the communication with the hardware. • Develop the cRIO system’s description and the EPICS driver in the ITER plant description tool named SDD. This development will automate the creation of EPICS applications, called IOCs.

Design and integration of lower ports for ITER diagnostic systems

All around the ITER vacuum vessel, forty-four ports will provide access to the vacuum vessel for remotehandling operations, diagnostic systems, heating, and vacuum systems: 18 upper ports, 17 equatorialports, and 9 lower ports. Among the lower ports, three of them will be used for the remote handlinginstallation of the ITER divertor. Once the divertor is in place, these ports will host various diagnosticsystems mounted in the so-called diagnostic racks. The diagnostic racks must allow the support andcooling of the diagnostics, extraction of the required diagnostic signals, and providing access and main-tainability while minimizing the leakage of radiation toward the back of the port where the humans areallowed to enter. A fully integrated inner rack, carrying the near plasma diagnostic components, will bean stainless steel structure, 4.2 m long, with a maximum weight of 10 t. This structure brings water forcooling and baking at maximum temperature of 240?C and provides connection with gas, vacuum andelectric services. Additional racks (placed away from plasma and not requiring cooling) may be requiredfor the support of some particular diagnostic components. The diagnostics racks and its associated exvessel structures, which are in its conceptual design phase, are being designed to survive the lifetimeof ITER of 20 years. This paper presents the current state of development including interfaces, diagnos-tic integration, operation and maintenance, shielding requirements, remote handling, loads cases anddiscussion of the main challenges coming from the severe environment and engineering requirements.

On the application of meshfree methods to the nonlinear dynamics of multibody systems

Esta tesis propone una completa formulación termo-mecánica para la simulación no-lineal de mecanismos flexibles basada en métodos libres de malla. El enfoque se basa en tres pilares principales: la formulación de Lagrangiano total para medios continuos, la discretización de Bubnov-Galerkin, y las funciones de forma libres de malla. Los métodos sin malla se caracterizan por la definición de un conjunto de funciones de forma en dominios solapados, junto con una malla de integración de las ecuaciones discretas de balance. Dos tipos de funciones de forma se han seleccionado como representación de las familias interpolantes (Funciones de Base Radial) y aproximantes (Mínimos Cuadrados Móviles). Su formulación se ha adaptado haciendo sus parámetros compatibles, y su ausencia de conectividad predefinida se ha aprovechado para interconectar múltiples dominios de manera automática, permitiendo el uso de mallas de fondo no conformes. Se propone una formulación generalizada de restricciones, juntas y contactos, válida para sólidos rígidos y flexibles, siendo estos últimos discretizados mediante elementos finitos (MEF) o libres de malla. La mayor ventaja de este enfoque reside en que independiza completamente el dominio con respecto de las uniones y acciones externas a cada sólido, permitiendo su definición incluso fuera del contorno. Al mismo tiempo, también se minimiza el número de ecuaciones de restricción necesarias para la definición de uniones realistas. Las diversas validaciones, ejemplos y comparaciones detalladas muestran como el enfoque propuesto es genérico y extensible a un gran número de sistemas. En concreto, las comparaciones con el MEF indican una importante reducción del error para igual número de nodos, tanto en simulaciones mecánicas, como térmicas y termo-mecánicas acopladas. A igualdad de error, la eficiencia numérica de los métodos libres de malla es mayor que la del MEF cuanto más grosera es la discretización. Finalmente, la formulación se aplica a un problema de diseño real sobre el mantenimiento de estructuras masivas en el interior de un reactor de fusión, demostrando su viabilidad en análisis de problemas reales, y a su vez mostrando su potencial para su uso en simulación en tiempo real de sistemas no-lineales. A new complete formulation is proposed for the simulation of nonlinear dynamic of multibody systems with thermo-mechanical behaviour. The approach is founded in three main pillars: total Lagrangian formulation, Bubnov-Galerkin discretization, and meshfree shape functions. Meshfree methods are characterized by the definition of a set of shape functions in overlapping domains, and a background grid for integration of the Galerkin discrete equations. Two different types of shape functions have been chosen as representatives of interpolation (Radial Basis Functions), and approximation (Moving Least Squares) families. Their formulation has been adapted to use compatible parameters, and their lack of predefined connectivity is used to interconnect different domains seamlessly, allowing the use of non-conforming meshes. A generalized formulation for constraints, joints, and contacts is proposed, which is valid for rigid and flexible solids, being the later discretized using either finite elements (FEM) or meshfree methods. The greatest advantage of this approach is that makes the domain completely independent of the external links and actions, allowing to even define them outside of the boundary. At the same time, the number of constraint equations needed for defining realistic joints is minimized. Validation, examples, and benchmarks are provided for the proposed formulation, demonstrating that the approach is generic and extensible to further problems. Comparisons with FEM show a much lower error for the same number of nodes, both for mechanical and thermal analyses. The numerical efficiency is also better when coarse discretizations are used. A final demonstration to a real problem for handling massive structures inside of a fusion reactor is presented. It demonstrates that the application of meshfree methods is feasible and can provide an advantage towards the definition of nonlinear real-time simulation models.

Aplicación de la metodología ISA al análisis de la secuencia de pérdida del sistema de agua de refrigeración de componentes en una central nuclear con reactor de agua a presión

La metodología Integrated Safety Analysis (ISA), desarrollada en el área de Modelación y Simulación (MOSI) del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), es un método de Análisis Integrado de Seguridad que está siendo evaluado y analizado mediante diversas aplicaciones impulsadas por el CSN; el análisis integrado de seguridad, combina las técnicas evolucionadas de los análisis de seguridad al uso: deterministas y probabilistas. Se considera adecuado para sustentar la Regulación Informada por el Riesgo (RIR), actual enfoque dado a la seguridad nuclear y que está siendo desarrollado y aplicado en todo el mundo. En este contexto se enmarcan, los proyectos Safety Margin Action Plan (SMAP) y Safety Margin Assessment Application (SM2A), impulsados por el Comité para la Seguridad de las Instalaciones Nucleares (CSNI) de la Agencia de la Energía Nuclear (NEA) de la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económicos (OCDE) en el desarrollo del enfoque adecuado para el uso de las metodologías integradas en la evaluación del cambio en los márgenes de seguridad debidos a cambios en las condiciones de las centrales nucleares. El comité constituye un foro para el intercambio de información técnica y de colaboración entre las organizaciones miembro, que aportan sus propias ideas en investigación, desarrollo e ingeniería. La propuesta del CSN es la aplicación de la metodología ISA, especialmente adecuada para el análisis según el enfoque desarrollado en el proyecto SMAP que pretende obtener los valores best-estimate con incertidumbre de las variables de seguridad que son comparadas con los límites de seguridad, para obtener la frecuencia con la que éstos límites son superados. La ventaja que ofrece la ISA es que permite el análisis selectivo y discreto de los rangos de los parámetros inciertos que tienen mayor influencia en la superación de los límites de seguridad, o frecuencia de excedencia del límite, permitiendo así evaluar los cambios producidos por variaciones en el diseño u operación de la central que serían imperceptibles o complicados de cuantificar con otro tipo de metodologías. La ISA se engloba dentro de las metodologías de APS dinámico discreto que utilizan la generación de árboles de sucesos dinámicos (DET) y se basa en la Theory of Stimulated Dynamics (TSD), teoría de fiabilidad dinámica simplificada que permite la cuantificación del riesgo de cada una de las secuencias. Con la ISA se modelan y simulan todas las interacciones relevantes en una central: diseño, condiciones de operación, mantenimiento, actuaciones de los operadores, eventos estocásticos, etc. Por ello requiere la integración de códigos de: simulación termohidráulica y procedimientos de operación; delineación de árboles de sucesos; cuantificación de árboles de fallos y sucesos; tratamiento de incertidumbres e integración del riesgo. La tesis contiene la aplicación de la metodología ISA al análisis integrado del suceso iniciador de la pérdida del sistema de refrigeración de componentes (CCWS) que genera secuencias de pérdida de refrigerante del reactor a través de los sellos de las bombas principales del circuito de refrigerante del reactor (SLOCA). Se utiliza para probar el cambio en los márgenes, con respecto al límite de la máxima temperatura de pico de vaina (1477 K), que sería posible en virtud de un potencial aumento de potencia del 10 % en el reactor de agua a presión de la C.N. Zion. El trabajo realizado para la consecución de la tesis, fruto de la colaboración de la Escuela Técnica Superior de Ingenieros de Minas y Energía y la empresa de soluciones tecnológicas Ekergy Software S.L. (NFQ Solutions) con el área MOSI del CSN, ha sido la base para la contribución del CSN en el ejercicio SM2A. Este ejercicio ha sido utilizado como evaluación del desarrollo de algunas de las ideas, sugerencias, y los algoritmos detrás de la metodología ISA. Como resultado se ha obtenido un ligero aumento de la frecuencia de excedencia del daño (DEF) provocado por el aumento de potencia. Este resultado demuestra la viabilidad de la metodología ISA para obtener medidas de las variaciones en los márgenes de seguridad que han sido provocadas por modificaciones en la planta. También se ha mostrado que es especialmente adecuada en escenarios donde los eventos estocásticos o las actuaciones de recuperación o mitigación de los operadores pueden tener un papel relevante en el riesgo. Los resultados obtenidos no tienen validez más allá de la de mostrar la viabilidad de la metodología ISA. La central nuclear en la que se aplica el estudio está clausurada y la información relativa a sus análisis de seguridad es deficiente, por lo que han sido necesarias asunciones sin comprobación o aproximaciones basadas en estudios genéricos o de otras plantas. Se han establecido tres fases en el proceso de análisis: primero, obtención del árbol de sucesos dinámico de referencia; segundo, análisis de incertidumbres y obtención de los dominios de daño; y tercero, cuantificación del riesgo. Se han mostrado diversas aplicaciones de la metodología y ventajas que presenta frente al APS clásico. También se ha contribuido al desarrollo del prototipo de herramienta para la aplicación de la metodología ISA (SCAIS). ABSTRACT The Integrated Safety Analysis methodology (ISA), developed by the Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), is being assessed in various applications encouraged by CSN. An Integrated Safety Analysis merges the evolved techniques of the usually applied safety analysis methodologies; deterministic and probabilistic. It is considered as a suitable tool for assessing risk in a Risk Informed Regulation framework, the approach under development that is being adopted on Nuclear Safety around the world. In this policy framework, the projects Safety Margin Action Plan (SMAP) and Safety Margin Assessment Application (SM2A), set up by the Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI) of the Nuclear Energy Agency within the Organization for Economic Co-operation and Development (OECD), were aimed to obtain a methodology and its application for the integration of risk and safety margins in the assessment of the changes to the overall safety as a result of changes in the nuclear plant condition. The committee provides a forum for the exchange of technical information and cooperation among member organizations which contribute their respective approaches in research, development and engineering. The ISA methodology, proposed by CSN, specially fits with the SMAP approach that aims at obtaining Best Estimate Plus Uncertainty values of the safety variables to be compared with the safety limits. This makes it possible to obtain the exceedance frequencies of the safety limit. The ISA has the advantage over other methods of allowing the specific and discrete evaluation of the most influential uncertain parameters in the limit exceedance frequency. In this way the changes due to design or operation variation, imperceptibles or complicated to by quantified by other methods, are correctly evaluated. The ISA methodology is one of the discrete methodologies of the Dynamic PSA framework that uses the generation of dynamic event trees (DET). It is based on the Theory of Stimulated Dynamics (TSD), a simplified version of the theory of Probabilistic Dynamics that allows the risk quantification. The ISA models and simulates all the important interactions in a Nuclear Power Plant; design, operating conditions, maintenance, human actuations, stochastic events, etc. In order to that, it requires the integration of codes to obtain: Thermohydraulic and human actuations; Even trees delineation; Fault Trees and Event Trees quantification; Uncertainty analysis and risk assessment. This written dissertation narrates the application of the ISA methodology to the initiating event of the Loss of the Component Cooling System (CCWS) generating sequences of loss of reactor coolant through the seals of the reactor coolant pump (SLOCA). It is used to test the change in margins with respect to the maximum clad temperature limit (1477 K) that would be possible under a potential 10 % power up-rate effected in the pressurized water reactor of Zion NPP. The work done to achieve the thesis, fruit of the collaborative agreement of the School of Mining and Energy Engineering and the company of technological solutions Ekergy Software S.L. (NFQ Solutions) with de specialized modeling and simulation branch of the CSN, has been the basis for the contribution of the CSN in the exercise SM2A. This exercise has been used as an assessment of the development of some of the ideas, suggestions, and algorithms behind the ISA methodology. It has been obtained a slight increase in the Damage Exceedance Frequency (DEF) caused by the power up-rate. This result shows that ISA methodology allows quantifying the safety margin change when design modifications are performed in a NPP and is specially suitable for scenarios where stochastic events or human responses have an important role to prevent or mitigate the accidental consequences and the total risk. The results do not have any validity out of showing the viability of the methodology ISA. Zion NPP was retired and information of its safety analysis is scarce, so assumptions without verification or approximations based on generic studies have been required. Three phases are established in the analysis process: first, obtaining the reference dynamic event tree; second, uncertainty analysis and obtaining the damage domains; third, risk quantification. There have been shown various applications of the methodology and advantages over the classical PSA. It has also contributed to the development of the prototype tool for the implementation of the ISA methodology (SCAIS).

Caracterización de la cerámica para su empleo como material de enfriamiento evaporativo en la envolvente de los edificios = Ceramic characterization towards its application as evaporative cooling material in building envelopes

El presente trabajo de investigación determina las características de la cerámica que más eficientemente se comporta a evaporación y a enfriamiento. Con el objeto de ser empleado como material integrado en la envolvente de los edificios para reducir su carga de refrigeración. La cerámica es un buen material para ser empleado para la refrigeración por evaporación. Es un sólido poroso inerte que, tras ser sometido a cocción a temperaturas por encima de los 900ºC, resulta uno de los materiales que mejor se comportan como contenedor de agua en su red capilar para, posteriormente, ir liberándola por evaporación al mismo tiempo que se enfría su superficie. La metodología general de investigación, se divide en tres etapas: Búsqueda y análisis del estado de la técnica y de la investigación. Estudio teórico de la eficacia del enfriamiento evaporativo como estrategia de enfriamiento pasivo en la arquitectura. Etapa experimental, desarrollada en tres fases: una primera de definición de los parámetros determinantes del Enfriamiento Evaporativo en piezas cerámicas, una segunda de selección cerámica y diseño de ensayos experimentales y una tercera de caracterización de la cerámica bajo criterios de evaporación y de enfriamiento. El recorrido por el estado de la cuestión ha identificado las aplicaciones tecnológicas y las investigaciones científicas que emplean el Enfriamiento Evaporativo con piezas cerámicas como técnica de enfriamiento. Como resultado se ha obtenido una tabla de clasificación de sistemas de enfriamiento evaporativo y se ha constatado que el conjunto de las aplicaciones están centradas en el diseño de piezas o sistemas pero que, sin embargo, no existe una definición de las características de la cerámica para su empleo como material de enfriamiento por evaporación. El estudio teórico de la eficacia del empleo del enfriamiento evaporativo como estrategia de enfriamiento pasivo en la arquitectura se ha realizado mediante cálculos de porcentaje de ampliación de horas en confort con empleo de técnicas de enfriamiento evaporativo directo e indirecto (EED y EEI). Como resultado se obtienen unos mapas para el ámbito español de potencial de aplicación del EED y EEI. Los resultados permiten afirmar que mediante EE se puede llegar a confort en prácticamente la totalidad de las horas de los días más cálidos del año en muchas localidades. La metodología experimental se ha desarrollado en tres fases. En la fase inicial, se han definido los parámetros determinantes del enfriamiento evaporativo en un medio cerámico mediante ensayos experimentales de capacidad de evaporación y de caracterización. Se realizaron un total de 12 ensayos. Se determinó que el material cerámico tiene una gran influencia en la capacidad de evaporación y enfriamiento en las piezas cerámicas, apoyando la hipótesis inicial y la necesidad de caracterizar el material. La primera fase empírica se centró en la selección cerámica y el diseño de los ensayos experimentales de comportamiento hídrico. Se seleccionaron muestras de 5 tipos de cerámica. Se realizaron 4 tipos de ensayos de caracterización y 6 tipos de ensayos experimentales de comportamiento hídrico (total 123 muestras ensayadas). Los resultados obtenidos son de dos tipos, por un lado, se determinó cuál es el tipo de cerámica que más eficientemente se comporta a EE y, por otro, se rediseñaron los ensayos de la última fase experimental. Para la segunda fase experimental se seleccionaron cerámicas de fabricación manual abarcando el mayor número de localidades del ámbito español. Se realizaron ensayos de caracterización de 7 tipos y ensayos de comportamiento hídrico de 5 tipos (total 197 muestras ensayadas). Los resultados de caracterización han permitido aportar unos rangos de las características de la cerámica que más eficientemente se comporta en los ensayos de comportamiento hídrico. Al final de la investigación se ha caracterizado el material cerámico aportando características acerca de su porosidad, capacidad de absorción, color, rugosidad y mineralogía. Así como datos de referencia de su comportamiento hídrico. Además se ha desarrollado una metodología de ensayo específica que permite evaluar la capacidad de enfriamiento eficiente de una pieza cerámica. ABSTRACT The purpose of this research is to determine the characteristics of ceramic materials having the most efficient performance in terms of evaporation and cooling, so that they can be integrated in building envelopes to reduce cooling loads. Ceramics are suitable materials for cooling through passive evaporation. After being fired at temperatures over 900 °C (1,652 °F), the capillary network of this inert porous medium turns to be excellent to retain water, which is progressively liberated by evaporation while the material surface gets colder. Research methodology has involved the following steps: Search and analysis on the state of the art in technology and research. Theoretical study on the efficiency of evaporation as passive cooling strategies in buildings. Experimental stage developed in three phases, namely: definition of parameters determining evaporative cooling in ceramic elements; ceramic selection and design of experimental tests; characterization of ceramic materials under evaporation and cooling criteria. Search and analysis on the state of the art in this field have been useful to identify technology applications and scientific research where ceramics are employed for evaporative cooling. The resulting table shows that applications are wholly focused on the design of pieces and systems. Nonetheless, there is lack of definition of material characteristics in this scope. The theoretical study on efficiency of the passive strategy applied to buildings has been realized by calculation of the percentage increase in comfort hours through direct/indirect evaporative cooling techniques (DEC/IEC). The mapping of their potential application in Spain clearly shows that comfort conditions can be reached in almost all the hours of the hottest days in many towns. In the initial phase of the experimental stage, parameters determining evaporative cooling in ceramic media have been defined. For this purpose, characterization tests and evaporation and cooling rates experiments have been carried out; the number of samples tested amounted to 12. It has been concluded that material characteristics have great influence on these rates, which supports the initial hypothesis and the need for their characterization. The first empirical phase has focused on ceramic selection and design of water behaviour experimental methods. The samples covered five different kinds of ceramic materials. Four different characterization tests and six different water behaviour experiments were carried out; the number of samples tested amounted to 123. The experimental testing procedures served to determine the most efficient types of ceramic materials in terms of evaporative cooling efficiency and, at the same time, made it necessary to change the original designed experimental test for the last phase. In the second phase, a number of varied hand-made ceramic tiles have been selected. Seven different characterization tests and five different water behaviour tests were carried out; the number of samples amounted to 197. The results of characterization served to establish a range of features in ceramic materials according to their efficiency in water behaviour experiments. Finally, ceramic materials have been characterized according to porosity, water absorption, colour, surface roughness and mineralogy. Also, reference data regarding water behaviour have been included. Moreover, an innovative and specific experimental test to evaluate cooling efficiency of ceramic tiles has been developed.

Tratamiento de vinazas provenientes de etanol en un reactor de lecho fluidizado inverso

En el estado de Veracruz, al sur de México, se ubican empresas dedicadas a la obtención de etanol a partir de melaza de azúcar de caña. Las más pequeñas, tienen una producción promedio de 20,000 L de alcohol/día. Los efluentes de la producción de etanol incluyen agua de enfriamiento de condensadores, agua del lavado de tanques de fermentación y vinazas, estas últimas son los efluentes más contaminantes en las destilerías, por su concentración de material orgánico biodegradable y no biodegradable. Las vinazas se generan en grandes volúmenes, produciéndose de 12 a 15 litros de vinazas por cada litro de alcohol destilado. Estos efluentes se caracterizan por tener altas temperaturas, pH ácido y una elevada concentración de DQO así como de sólidos totales. La determinación de la biodegradabilidad anaerobia de un agua residual, permite estimar la fracción de DQO que puede ser transformada potencialmente en metano y la DQO recalcitrante que queda en el efluente. Para el desarrollo de una prueba de biodegradabilidad, es importante considerar diversos factores relacionados con la composición del agua a tratar, composición de los lodos y las condiciones bajo las cuales se lleva a cabo la prueba. La digestión anaerobia de aguas residuales industriales es comúnmente usada en todo el mundo, ofrece significativas ventajas para el tratamiento de efluentes altamente cargados. Los sistemas anaerobios de tratamiento de aguas residuales industriales incluyen tecnologías con biopelículas, estos sistemas de tratamiento anaerobio con biopelícula son una tecnología bien establecida para el tratamiento de efluentes industriales. El Reactor de Lecho Fluidizado Inverso Anaerobio (LFI) ha sido diseñado para el tratamiento de aguas residuales de alta carga, teniendo como ventajas el empleo de un soporte que proporciona una gran superficie y un bajo requerimiento de energía para la fluidización del lecho. En el presente trabajo, se lleva a cabo el análisis de un proceso de producción de etanol, identificando a los efluentes que se generan en el mismo. Se encuentra que el efluente final está compuesto principalmente por las vinazas provenientes del proceso de destilación. En la caracterización de las vinazas provenientes del proceso de producción de etanol a partir de melaza de azúcar de caña, se encontraron valores promedio de DQO de 193.35 gDQO/L, para los sólidos totales 109.78 gST/L y pH de 4.64. Así mismo, en esta investigación se llevó a cabo una prueba de biodegradabilidad anaerobia, aplicada a la vinaza proveniente de la producción de etanol. En la caracterización de los lodos empleados en el ensayo se obtiene una Actividad Metanogénica Especifica de 0.14 g DQO/gSSV.d. El porcentaje de remoción de DQO de la vinaza fue de 62.7%, obteniéndose una k igual a 0.031 h-1 y una taza de consumo de sustrato de 1.26 gDQO/d. El rendimiento de metano fue de 0.19 LCH4/g DQOremovida y el porcentaje de biodegradabilidad de 54.1%. El presente trabajo también evalúa el desempeño de un LFI, empleando Extendospher® como soporte y tratando efluentes provenientes de la producción de etanol. El reactor se arrancó en batch y posteriormente se operó en continuo a diferentes Cargas Orgánicas Volumétricas de 0.5, 1.0, 3.3, 6.8 y 10.4 g DQO/L.d. Además, se evaluaron diferentes Tiempos de Residencia Hidráulica de 10, 5 y 1 días. El sistema alcanzó las siguientes eficiencias promedio de remoción de DQO: 81% para la operación en batch; 58, 67, 59 y 50 % para las cargas de 0.5, 1.0, 3.3, 6.8 g DQO/L.d respectivamente. Para la carga de 10.4 g DQO/L.d, la eficiencia promedio de remoción de DQO fue 38%, en esta condición el reactor presentó inestabilidad y disminución del rendimiento de metano. La generación de metano inició hasta los 110 días de operación del reactor a una carga de 1.0 g DQO/L.d. El sistema alcanzó un rendimiento de metano desde 0.15 hasta 0.34 LCH4/g DQO. Durante la operación del reactor a una carga constante de 6.4 g DQO/L.d, y un TRH de 1 día, se alcanzó una eficiencia promedio de remoción de DQO de 52%. In the state of Veracruz, to the south of Mexico, there are located companies dedicated to the production of ethanol from molasses of cane sugar. The smallest, have a average production of 20,000 L ethanol/day. The effluent of production of ethanol include water of condensers, water originated from the cleanliness of tanks of fermentation and vinasses, the above mentioned are more effluent pollutants in the distilleries, for the poor organic matter degradability. The vinasses are generated in high volumes, producing from 12 to 15 L of vinasses per every liter of distilled ethanol. These effluent are characterized by its high temperature, pH acid and a high concentration of DQO as well as high concentration of TS. The determination of the anaerobic degradability of a waste water, it allows to estimate the fraction of DQO that can be transformed potentially into methane and the recalcitrant DQO that stays in the effluent. For the development of degradability test, it is important to consider factors related to the composition of the water to be treated, composition of the sludge and the conditions under which the test is carried out. The anaerobic digestion of industrial wastes water is used commonly in the whole world, it offers significant advantages for the treatment of effluent highly loaded. The anaerobic treatment of industrial wastes water include technologies with biofilms, this anaerobic treatment whit biofilms systems, is a well-established technology for treatment of industrial effluents. The Anaerobic Inverse Fluidized Bed Reactor (IFBR) has been developed to provide biological treatment of high strength organic wastewater for their large specific surface and their low energy requirements for fluidization. In this work, there is carried out the analysis of a process of production of ethanol, identifying the effluent ones that are generated in the process. One determined that the effluent end is composed principally by the vinasses originated from the process of distillation. In the characterization of the vinasses originated from the process of production of ethanol from cane sugar molasses, there were average values of DQO of 193.35 gDQO/L, average values of solid of 109.78 gST/L and pH of 4.64. In this investigation there was carried out a anaerobic degradability test of the vinasses generated in the production of ethanol. In the characterization of the sludge used in the essay, the specific methanogenic activity (SMA) was 0.14 gDQO/gSSV.d. The average removal of DQO of the vinasses was 62.7 %, k equal to 0.031 h-1 was obtained one and a rate of removal substrate of 1.26 gDQO/d. The methane yield was 0.19 LCH4/gDQO removed and the anaerobic biodegradability was a 54.1 %. This study describes the performance of IFBR with Extendospher®, for the treatment of vinasses. The start-up was made in batch, increasing gradually the Organic Load Rate (OLR): 0.5, 1.0, 3.3, 6.8 and 10.4 g COD/L.d. Different Hydraulic Retention Times (HRT) were evaluated: 10, 5 and 1 days. During the operation in batch, the COD removal obtained was of 81 %, and for OLR of 0.5, 1.0, 3.3, 6.8 g COD/L.d the removal obtained was 58, 67, 59 and 50 % respectively. For a maximum OLR of 10.4 g COD/L.d, the COD removal was 38 %, and the system presented instability and decrease of the yield methane. The methane production initiated after 110 days of the start-up of the IFBR, to organic load rate of 1.0 g COD/L.d. The system reached values in the methane yield from 0.15 up to 0.34 LCH4/g CODremoved, for the different organic load rates. During the operation to a constant OLR of 6.4 g COD/L.d, and a HRT of 1 day, the Anaerobic Inverse Fluidized Bed Reactor reached a maximum efficiency of removal of 52 %.

Combined simulation-optimization methodology for the design of environmental conscious absorption systems

This work addresses the optimization of ammonia–water absorption cycles for cooling and refrigeration applications with economic and environmental concerns. Our approach combines the capabilities of process simulation, multi-objective optimization (MOO), cost analysis and life cycle assessment (LCA). The optimization task is posed in mathematical terms as a multi-objective mixed-integer nonlinear program (moMINLP) that seeks to minimize the total annualized cost and environmental impact of the cycle. This moMINLP is solved by an outer-approximation strategy that iterates between primal nonlinear programming (NLP) subproblems with fixed binaries and a tailored mixed-integer linear programming (MILP) model. The capabilities of our approach are illustrated through its application to an ammonia–water absorption cycle used in cooling and refrigeration applications.