Modelling of spectral properties and population kinetics studies of inertial fusión and laboratory astrophysical plasmas

Fundamental research and modelling in plasma atomic physics continue to be essential for providing basic understanding of many different topics relevant to high-energy-density plasmas. The Atomic Physics Group at the Institute of Nuclear Fusion has accumulated experience over the years in developing a collection of computational models and tools for determining the atomic energy structure, ionization balance and radiative properties of, mainly, inertial fusion and laser-produced plasmas in a variety of conditions. In this work, we discuss some of the latest advances and results of our research, with emphasis on inertial fusion and laboratory-astrophysical applications.

Viabilidad técnica para la explotación y separación isotópica de Li y prospectiva en el mercado de baterías de ION-7Li y de 6Li como material base de diseño en reactores de fusión nuclear

En claro alineamiento con estrategias de sostenibilidad en el uso de recursos naturales en un escenario constante de aumento de la demanda energética mundial, el desarrollo de la tecnología energética en la Historia de la Especie Humana muestra un vector de evolución permanente desde su origen en el sentido del desarrollo y uso de nuevas fuentes energéticas con la explotación de recursos naturales de manera más eficiente: soluciones energéticas con aumento de la densidad energética (exoenergía de proceso por unidad de masa de recurso natural). Así el cambio de escala en la demanda de explotación del Litio como recurso natural se viene presentando en la última década ligada al desarrollo del mercado de las baterías "ion-Litio" y los requisitos de combustible (Deuterio y Litio) en el camino de la fusión nuclear como opción energética próxima. El análisis anticipado de las demandas sinérgicas a escala de ambos mercados aparece de enorme interés prospectivo en sus aspectos técnicos: (1) tecnologías de base para la extracción mineral y de agua marina y (2) su enriquecimiento isotópico (de interés sinérgico; 7Li para baterías eficientes ion-litio; 6Li como regenerador de tritio en ciclo de combustible en fusión nuclear) a la vez que en sus aspectos económicos. Este Proyecto realiza: (1) un ejercicio de análisis prospectivo de la demanda y de mercado para el enriquecimiento 6Li/7Li para las próximas décadas, (2) se califican los desarrollos tecnológicos específicos que van a poder permitir la producción a escala conforme a la demanda; (3) se selecciona y califica una técnica [de centrifugación / termo-difusión/ destilación combinada] como opción tecnológicamente viable para la producción a escala de formas litiadas; (4) se propone un diseño conceptual de planta de producción y finalmente (5) propone un estudio de viabilidad para la demostración de proceso y construcción de dicha planta de demostración de la nueva capacidad tecnológica. ABSTRACT Clearly aligned with sustainability strategies under growing world energy demand in the use of natural resources the development of energy technology in the history of the human species shows a vector of ongoing evolution from its origin in the sense of the development and use of new energy sources with the exploitation of natural resources in a more efficient manner. The change of scale in the demand for exploitation of Lithium as a natural resource appears during the last decade as bound to the deployment of "lithium-ion" batteries market and to the Nuclear Fusion fuels (deuterium and lithium) supply scaled demands. The prospective analysis of demands to scale in both markets appears in scene with huge prospective interest in its technical aspects: (1) base technologies for mineral and water marine extraction (2) its isotopic enrichment (synergistic interests; 7Li efficient battery Li-ion; 6Li as fusion nuclear fuel breeder (tritium) as well as in its economic aspects. This Project: (1) propose a prospective analysis exercise of the synergistic supply demand for coming decades for the enrichment of 6Li and 7Li, (2) qualifies specific technological developments ongoing to respond to supply demand; (3) select and qualifies an appropriate technique [combined centrifugation/thermo-diffusion/distillation] as technologically viable option for lithiated forms scaled-production; (4) proposes a conceptual design of production plant based on the technique and finally (5) proposes a feasibility study for the process demonstration and construction of this new technological capability Demonstration Plant.

Modelización e integración de sistemas de adquisición de datos inteligentes en sistemas de instrumentación para dispositivos de fusión

La obtención de energía a partir de la fusión nuclear por confinamiento magnético del plasma, es uno de los principales objetivos dentro de la comunidad científica dedicada a la energía nuclear. Desde la construcción del primer dispositivo de fusión, hasta la actualidad, se han llevado a cabo multitud de experimentos, que hoy en día, gran parte de ellos dan soporte al proyecto International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER). El principal problema al que se enfrenta ITER, se basa en la monitorización y el control del plasma. Gracias a las nuevas tecnologías, los sistemas de instrumentación y control permiten acercarse más a la solución del problema, pero a su vez, es más complicado estandarizar los sistemas de adquisición de datos que se usan, no solo en ITER, sino en otros proyectos de igual complejidad. Desarrollar nuevas implementaciones hardware y software bajo los requisitos de los diagnósticos definidos por los científicos, supone una gran inversión de tiempo, retrasando la ejecución de nuevos experimentos. Por ello, la solución que plantea esta tesis, consiste en la definición de una metodología de diseño que permite implementar sistemas de adquisición de datos inteligentes y su fácil integración en entornos de fusión para la implementación de diagnósticos. Esta metodología requiere del uso de los dispositivos Reconfigurable Input/Output (RIO) y Flexible RIO (FlexRIO), que son sistemas embebidos basados en tecnología Field-Programmable Gate Array (FPGA). Para completar la metodología de diseño, estos dispositivos van a ser soportados por un software basado en EPICS Device Support utilizando la tecnología EPICS software asynDriver. Esta metodología se ha evaluado implementando prototipos para los controladores rápidos de planta de ITER, tanto para casos prácticos de ámbito general como adquisición de datos e imágenes, como para casos concretos como el diagnóstico del fission chamber, implementando pre-procesado en tiempo real. Además de casos prácticos, esta metodología se ha utilizado para implementar casos reales, como el Ion Source Hydrogen Positive (ISHP), desarrollada por el European Spallation Source (ESS Bilbao) y la Universidad del País Vasco. Finalmente, atendiendo a las necesidades que los experimentos en los entornos de fusión requieren, se ha diseñado un mecanismo mediante el cual los sistemas de adquisición de datos, que pueden ser implementados mediante la metodología de diseño propuesta, pueden integrar un reloj hardware capaz de sincronizarse con el protocolo IEEE1588-V2, permitiendo a estos, obtener los TimeStamps de las muestras adquiridas con una exactitud y precisión de decenas de nanosegundos y realizar streaming de datos con TimeStamps. ABSTRACT Fusion energy reaching by means of nuclear fusion plasma confinement is one of the main goals inside nuclear energy scientific community. Since the first fusion device was built, many experiments have been carried out and now, most of them give support to the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) project. The main difficulty that ITER has to overcome is the plasma monitoring and control. Due to new technologies, the instrumentation and control systems allow an approaching to the solution, but in turn, the standardization of the used data acquisition systems, not only in ITER but also in other similar projects, is more complex. To develop new hardware and software implementations under scientific diagnostics requirements, entail time costs, delaying new experiments execution. Thus, this thesis presents a solution that consists in a design methodology definition, that permits the implementation of intelligent data acquisition systems and their easy integration into fusion environments for diagnostic purposes. This methodology requires the use of Reconfigurable Input/Output (RIO) and Flexible RIO (FlexRIO) devices, based on Field-Programmable Gate Array (FPGA) embedded technology. In order to complete the design methodology, these devices are going to be supported by an EPICS Device Support software, using asynDriver technology. This methodology has been evaluated implementing ITER PXIe fast controllers prototypes, as well as data and image acquisition, so as for concrete solutions like the fission chamber diagnostic use case, using real time preprocessing. Besides of these prototypes solutions, this methodology has been applied for the implementation of real experiments like the Ion Source Hydrogen Positive (ISHP), developed by the European Spallation Source and the Basque country University. Finally, a hardware mechanism has been designed to integrate a hardware clock into RIO/FlexRIO devices, to get synchronization with the IEEE1588-V2 precision time protocol. This implementation permits to data acquisition systems implemented under the defined methodology, to timestamp all data acquired with nanoseconds accuracy, permitting high throughput timestamped data streaming.

Fabricación y caracterización de wolframio nanoestructurado como material de primera pared en reactores de fusión nuclear

El trabajo que se llevará a cabo se basa en el desarrollo de nuevos materiales que sean capaces de resistir las condiciones extremas a las que estarían expuestos en el interior de un reactor de fusión nuclear, como son los altos choques térmicos y los altos flujos iónicos. Actualmente se está investigando en el potencial del wolframio nanoestructurado como material de primera pared (en inglés PFM: Plasma Facing Material). La principal ventaja de éste frente al wolframio masivo radica en su gran densidad de fronteras de grano que hacen que el material sea más resistente a la irradiación. El objetivo de este trabajo será la búsqueda de las condiciones óptimas para la fabricación de recubrimientos de wolframio nanoestructurado mediante la técnica de pulverización catódica ("sputtering") en diferentes configuraciones, continuo ("Direct Current Magnetron Sputtering" o DCMS) y/o pulsado ("High Power Impulse Magnetron Sputtering" o HiPIMS) y caracterizar sus propiedades como PFM mediante perfilometría, microscopía óptica, microscopía electrónica de barrido ("Scanning Electron Microscope" o SEM) y difracción de rayos X ("X-Ray Diffraction" o XRD). A su vez, se realizará un ensayo de implantación con un plasma pulsado de He para analizar los efectos de la irradiación en uno de los recubrimientos. Abstract: The work that will be carried out is based on the development of new materials capable of withstanding the extreme conditions that they will have to face inside a nuclear fusion reactor, such as high thermal loads and high ion fluxes. Currently, nanostructured tungsten potential is being investigated as a plasma facing material (PFM). The main advantage over coarse grain tungsten is its high density of grain boundaries which make the material more resistant to irradiation. The project´s main objective will be the search of the optimal conditions that will allow us to fabricate nanostructured tungsten thin films by using the sputtering technique in different configurations, such as DCMS (Direct Current Magnetron Sputtering) and/or HiPIMS (High Power Impulse Magetron Sputtering) and characterize their properties as a PFM by perfilometry, optical microscopy, SEM (Scanning Electron Microcopy) and XRD (X-Ray Diffracion) analysis. Moreover, an implantation test with a He pulsed plasma will be carried out to analyze the effects of irradiation on one of the coatings.

Modelización y validación experimental del transporte de tritio en metal líquido y otros materiales para reactores de fusión nuclear magnética e inercial

La presente tesis se centra en el estudio de los fenómenos de transporte de los isótopos de hidrógeno, y más concretamente del tritio, en materiales de interés para los reactores de fusión nuclear. Los futuros reactores de fusión nuclear necesitarán una Planta de Tritio, con una envoltura regeneradora (breeding blanket) y unos sistemas auxiliares claves para su diseño. Por lo tanto su desarrollo y cualificación son cruciales para demostrar que los reactores de fusión son una opción viable como futura fuente de energía. Se han resaltado los diferentes retos de la difusión y retención de estas especies ligeras para cada sistema de la Planta de Tritio, y se han identificado las necesidades experimentales y paramétricas para abordar las simulaciones de difusión, como factores de transporte como la difusividad, absorción/desorción, solubilidad y atrapamiento. Se han estudiado los fenómenos de transporte y parámetros del T en el metal líquido LiPb, componente del breeding blanket tanto para una planta de fusión magnética como inercial. Para ello se han utilizado dos experimentos con características diversas, uno de ellos se ha llevado a cabo en un reactor de alto flujo, y por lo tanto, en condiciones de irradiación, y el otro sin irradiación. Los métodos de simulación numérica aplicados se han adaptado a los experimentos para las mediciones y para estudiar el régimen de transporte. En el estudio de estos experimentos se ha obtenido un valor para algunos de los parámetros claves en el transporte y gestión del tritio en el reactor. Finalmente se realiza un cálculo de la acumulación y difusión de tritio en una primera pared de tungsteno para un reactor de fusión inercial. En concreto para el proyecto de fusión por láser europeo, HiPER (para sus fases 4a y 4b). Se ha estudiado: la implantación de los isótopos de H y He en la pared de W tras una reacción de fusión por iluminación directa con un láser de 48MJ; el efecto en el transporte de T de los picos de temperatura en el W debido a la frecuencia de los eventos de fusión; el régimen de transporte en la primera pared. Se han identificado la naturaleza de las trampas más importantes para el T y se ha propuesto un modelo avanzado para la difusión con trampas. ABSTRACT The present thesis focuses into study the transport phenomenons of hydrogen isotopes, more specifically tritium, in materials of interest for nuclear fusion reactors. The future nuclear reactors will be provided of a Tritium Plant, with its breeding blanket and its auxiliary systems, all of them essential components for the plant. Therefore a reliable development and coalification are key issues to prove the viability of the nuclear fusion reactors as an energy source. The currently challenges for the diffusion and accumulation of these light species for each system of the TP has been studied. Experimental and theoretical needs have been identified and analyzed, specially from the viewpoint of the parameters. To achieve reliable simulations of tritium transport, parameters as diffusivity, absorption/desorption, solubility and trapping must be reliables. Transport phenomenon and parameters of T in liquid metal have been studied. Lead lithium is a key component of the breeding blanket, either in magnetic or inertial fusion confinement. Having this aim in mind, two experiments with different characteristics have been used; one of them has been realized in a high flux reactor, and hence, under irradiation conditions. The other one has been realized without radiation. The mathematical methods for the simulation have been adapted to the experiments, for the measures and also to study the transport behavior. A value for some key parameters for tritium management has been obtained in these studies. Finally, tritium accumulation and diffusion in a W first wall of an inertial nuclear fusion reactor has been assessed. A diffusion model of the implanted H, D, T and He species for the two initial phases of the proposed European laser fusion Project HiPER (namely, phase 4a and phase 4b) has been implemented using Tritium Migration Analysis Program, TMAP7. The effect of the prompt and working temperatures and the operational pulsing modes on the diffusion are studied. The nature of tritium traps in W and their performance has been analyzed and discussed.

Comportamiento hidrológico de cuencas de media montaña españolas: efectos de los procesos de acumulación / fusión de nieve en terrenos permeables sobre la infiltración y régimen de caudales Alto Tajo

La infiltración de agua en el suelo y la recarga profunda del agua subterránea contenida en los acuíferos es un proceso lento en relación con otros fenómenos hidrológicos. La redacción de esta tesis ha pretendido contribuir al estudio de la influencia que el almacenamiento de la precipitación sólida en forma de manto de nieve y su eventual fusión puedan tener sobre dicho proceso en áreas de media montaña (1.000 – 2.000 m.) en las que con gran frecuencia se sitúan las cabeceras de los ríos peninsulares. Para ello se ha partido del análisis de las diferentes variables intervinientes durante un determinado periodo temporal y sobre un espacio geográfico concreto, por lo que su metodología es de naturaleza empírica. La extensión del periodo (2002/03 a 2010/11) ha venido condicionada por la disponibilidad de los valores de algunas de sus principales variables, como han sido el equivalente en agua de la nieve acumulada y los caudales procedentes de su fusión. Éstos se han obtenido como resultado de la aplicación del modelo ASTER, desarrollado en el programa de Evaluación de los Recursos Hídricos procedentes de la Innivación (ERHIN), calibrado – entre otros- con datos de precipitaciones, temperatura y caudales provenientes a su vez del Sistema Automático de Información Hidrológica (SAIH). Ambos programas fueron implantados por la Administración en las diferentes Confederaciones Hidrográficas y en determinados Organismos de cuenca actuales, en cuyo desarrollo participó el autor de esta tesis. En cuanto a la zona de estudio se ha procedido a su elección considerando las posibles áreas de media montaña en las que la presencia de la nieve fuera hidrológicamente significativa y estuvieran constituidas litológicamente por afloramientos permeables que no impidieran la infiltración en el terreno y la formación de acuíferos de cierta relevancia. El interés se centró discrecionalmente en la cuenca del Tajo, tanto por el carácter estratégico de la misma -como suministradora en la actualidad de excedentes a otras cuencas deficitarias- como por el valor representativo de sus condiciones climáticas y orográficas en relación con otras cuencas hidrográficas peninsulares. Para ello se partió de las cabeceras de ríos identificadas por el programa ERHIN por su interés nivológico para la implantación del modelo ASTER y de las Masas de Agua Subterráneas MASb (antes Unidades Hidrogeológicas UUHH) definidas en los planes hidrológicos. La intersección en el territorio de ambos criterios condujo, finalmente, a la zona del Alto Tajo, en la que se cumplen ambos requisitos. El tramo quedó concretado en el comprendido entre las cabeceras de los ríos Tajo y Guadiela y la cola de los embalses de Entrepeñas y Buendía respectivamente, puntos de cierre para la calibración llevada a cabo en la modelización ASTER. Gran parte de éste discurre, en su parte alta, sobre rocas carbonatadas (calizas y dolomías del Jurásico y Cretácico), relacionados con las MASb de Tajuña-Montes Universales, Molina de Aragón y Sigüenza-Maranchón. Los valores diarios de las reservas de agua en forma de nieve, evapotranspiración y caudales procedentes de la fusión se han obtenido a partir de los resultados del mencionado modelo, procediéndose al cálculo de la infiltración por balance hídrico durante el periodo de estudio considerado, teniendo en cuenta los valores de precipitación, evapotranspiración y aportaciones de caudales. Esto ha requerido el estudio previo de las condiciones hidrogeológicas de la zona seleccionada con objeto de conocer las posibles interconexiones subterráneas que pudieran alterar los saldos entre las variables intervinientes anteriormente citadas. Para ello se ha llevado a cabo la recopilación y análisis de la información hidrogeológica correspondiente a la documentación de los planes hidrológicos del Tajo (Plan Hidrológico de la cuenca del Tajo RD 1664/1998 y el actual Plan Hidrológico de la parte española de la Demarcación Hidrográfica del Tajo RD 270/2014) y de los estudios previos realizados por el organismo de cuenca y el Instituto Geológico y Minero de España (lGME) fundamentalmente. En relación con la MASb Tajuña-Montes Universales -cuya extensión supera la zona seleccionada- dichos estudios consideran su estructura geológica y distribución litológica, con intercalaciones impermeables que actúan como barreras, dividiendo a éstas en Subunidades e identificando las zonas de drenaje de sus respectivos acuíferos. También se ha considerado la documentación y estudios previos del Plan Hidrológico Nacional sobre las Unidades Hidrogeológicas compartidas entre ámbitos geográficos de diferentes planes hidrológicos. Se concluye que las divisorias hidrográficas de las cabeceras son sensiblemente coincidentes o abarcan las Subunidades Montes Universales meridionales, Priego, Cifuentes, Zaorejas, u Montes Universales septentrionales, que drenan hacia el Tajo/Guadiela (bien directamente, bien a través de afluentes como el Gallo, Ablanquejo, Cabrillas, Cuervo…), MASb Molina de Aragón, que drena al Tajo a través del río Gallo y MASb Sigüenza—Maranchón, que drena su parte correspondiente hacia el Tajo a través del Ablanquejo. Se descartan – salvo la pequeña salvedad del manantial de Cifuentes- las conexiones hidrogeológicas con otras MASb o Subunidades por lo que las cabeceras del Tajo y del Guadiela pueden considerarse como un Sistema independiente donde las precipitaciones no evaporadas escurren superficialmente o se infiltran y descargan hacia los embalses de Entrepeñas y Buendía. La cuantificación diaria y acumulada de los balances hídricos ha permitido calcular la evolución aproximada de las reservas de agua subterránea desde la fecha inicial. Originalmente los balances se realizaron de forma separada en las cabeceras del Tajo y del Guadiela, cuyos valores acumulados manifestaron una tendencia creciente en la primera y decreciente en la segunda. Dicha situación se equilibra cuando el balance se practica conjuntamente en ambas, apreciándose en la variación del volumen de agua subterránea una evolución acorde hidrológicamente con los ciclos de verano/invierno y periodos de sequía, manteniéndose sus valores medios a largo/medio plazo, poniendo en evidencia la existencia de interconexiones subterráneas entre ambas cuencas. El balance conjunto, agregando la cabecera del Tajuña (que también comparte los materiales permeables de la MASb Tajuña-Montes Universales) no reveló la existencia de nuevas interrelaciones hidrogeológicas que influyeran en los balances hídricos realizados Tajo/Guadiela, confirmando las conclusiones de los estudios hidrogeológicos anteriormente analizados. Se ha procedido a confrontar y validar los resultados obtenidos de la evolución de las reservas de agua subterránea mediante los siguientes procedimientos alternativos: - Cálculo de los parámetros de desagüe de la curva de agotamiento correspondiente al volumen de agua subterránea drenante hacia el Tajo/Guadiela. Éste se ha realizado a partir de las aportaciones mensuales entrantes en los embalses de Entrepeñas y Buendía durante los meses de junio, julio, agosto y septiembre, cuyos valores responden al perfil típico de descargas de un acuífero. A partir de éstos se ha determinado el volumen drenante correspondiente al primero de junio de cada año de la serie histórica considerada. - Determinación del caudal base por el método Wallingford y deducción de los volúmenes drenantes. Estimación de las recarga anuales - Cuantificación de la recarga anual por el método Sanz, Menéndez Pidal de Navascués y Távara. Se obtuvieron valores de recarga muy aproximados entre los calculados por los dos últimos procedimientos citados. Respecto a las reservas de agua subterránea almacenadas siguen una evolución semejante en todos los casos, lo que ha permitido considerar válidos los resultados conseguidos mediante balance hídrico. Confirmada su solidez, se han buscado correlaciones simples entre el volumen de las reservas subterráneas (como indicador estimativo del efecto de la infiltración) y los volúmenes procedentes de la fusión. La conclusión es que estos últimos no tienen un efecto determinante a escala anual sobre la infiltración,recarga y variación de los volúmenes de agua subterránea, frente al peso de otras variables (precipitación y evapotranspiración). No obstante se ha encontrado una buena correlación múltiple entre la recarga estimada y la precipitación eficaz (precipitación menos evapotranspiración) y fusión, que ha permitido cuantificar la contribución de esta última. Posteriormente se ha recurrido a la selección de los episodios más intensos de acumulación /fusión en las cabeceras del Tajo y Guadiela. Y se procedió a la comparación entre los resultados obtenidos por aplicación del modelo de simulación en los mismos periodos (normalmente de varios días de duración) con datos reales y con datos ficticios de temperatura que anularan o disminuyeran la presencia de nieve, apreciándose una gran sensibilidad del efecto de la temperatura sobre la evapotranspiración y estableciéndose nuevamente correlaciones lineales entre los volúmenes de fusión y el incremento de reservas subterráneas. Las mismas confirman el efecto “favorecedor” de la acumulación de agua en forma de nieve y su posterior licuación, sobre sobre la infiltración de agua en el suelo y almacenamiento subterráneo. Finalmente se establecieron varios escenarios climáticos (+1ºC; +3ºC; +1ºC y – 10% precipitación; y 3ºC – 10% precipitación) compatibles con las previsiones del IPCC para mediados y finales del presente siglo, determinándose mediante simulación ASTER los correspondientes valores de fusión. La correlación establecida a escala anual ha permitido evaluar el efecto de la disminución del volumen de fusión - en los diferentes escenarios – sobre la recarga, pronosticando un descenso de los caudales de estiaje y la desaparición del “efecto nieve” sobre la infiltración y recarga con un aumento de 3ºC de temperatura. Teniendo en cuenta las condiciones de representatividad de la zona elegida, resulta verosímil la extensión de las anteriores conclusiones a otras cabeceras fluviales enclavadas en áreas de media montaña situadas entre 1000 a 2000m y sus efectos aguas abajo.Water infiltration into the soil and groundwater recharge deep water in aquifers is slow relative to other hydrological phenomena. The wording of this thesis aims to contribute to the study of the influence that the storage of solid precipitation as snow cover and its eventual melting may have on this process in mid-mountain areas (1000 - 2,000 m) where very often the headwaters of the peninsular rivers are located. For this party analysis of the different variables involved has over a given time period and a particular geographical area, so that their methodology is empirical in nature. The extension of the period (2002/03 to 2010/11) has been conditioned by the availability of the values of some of its key variables, as were the water equivalent of the snow and flows from melting. These have been obtained as a result of the application of ASTER model, developed in the program Evaluation of Water Resources from the Innivation (ERHIN), calibrated - among others data of rainfall, temperature and flow from turn System Automatic Hydrological Information (SAIH). Both programs were implemented by the Administration in the different Water Boards and to undertakings for current basin, in which the author participated development of this thesis. As for the study area has proceeded at its option considering the possible areas of midmountain in the presence of snow outside hydrological meaningful and they were lithology consisting of permeable outcrops that did not prevent infiltration into the ground and forming aquifers of some significance. We were interested discretion in the Tagus basin, therefore the strategic nature of it, as currently supplying surplus to other basins deficit- as the representative value of its climate and terrain conditions in relation to other peninsular river basins . To do this we started from the headwaters identified by the ERHIN program for its implementation snow interest to the ASTER model and Ground Water Bodies MASb (before UUHH Hydrogeological Units) defined in hydrological plans. The intersection in the territory of both criteria led eventually to the Alto Tajo, in which both requirements are met. The section was finalized in the period between the headwaters of the Tagus and Guadiela rivers and reservoirs end Entrepeñas and Buendia respectively checking points for calibration performed in ASTER modeling. Much of it runs on carbonate rocks (limestones and dolomites of Jurassic and Cretaceous) related MASb of Tajuña -Montes Universal, Molina de Aragón and Sigüenza-Maranchón. The daily values of water reserves in the form of snow, evapotranspiration and flow from melting were obtained from the results of this model, proceeding to the calculation of infiltration water balance during the study period considered, taking into account values of precipitation, evapotranspiration and input flow. This has required the prior examination of the hydrogeological conditions of your required in order to know the possible underground interconnections that could alter the balance between the intervening variables aforementioned area. For this we have carried out the collection and analysis of hydrogeological information relevant documentation Tagus river management plans (Hydrological Plan Tajo Basin RD 1664/1998 and the current Hydrological Plan of the Spanish part of the River Basin Tagus RD 270/2014) and previous studies by the basin organization and the Geological Survey of Spain (IGME) mainly. Regarding the MASb Tajuña- Montes Universal - whose length exceeds the area selected - these studies consider its geological structure and lithology distribution with waterproof collations that act as barriers, dividing it into subunits and identifying areas draining their respective aquifers. It has also considered the documentation and previous studies of the National Hydrological Plan on shared among different geographical areas management plans Hydrogeological Units. We conclude that river dividing the headers are substantially coincident or covering Subunits southern Universal Montes, Priego Cifuentes, Zaorejas and northern Universal Mounts, which drain into the Tagus / Guadiela (either directly or through tributaries such as Gallo, Ablanquejo , whitecaps , Raven ...), MASb Molina de Aragón which drains through the Tajo del Gallo and MASb Sigüenza- Maranchón river that drains into the Tagus using the Ablanquejo . Discarded - except the small exception of spring Cifuentes -hydrogeological connections with other MASb or Subunits so the headwaters of the Tagus and Guadiela be considered as a separate system, where rainfall not evaporated runs on surface or infiltrates and eventually discharged into reservoirs Entrepeñas and Buendia. The daily and cumulative quantification of water balances allowed us to compute the approximate evolution of groundwater reserves from its initial date. Initially balances were performed separately in the headwaters of the Tagus and Guadiela, whose cumulative values showed an increasing trend in the first and decreasing in the second. This situation is balanced when the balance is practiced together in both , appreciating the change in volume of groundwater hydrological evolution commensurate with the cycles of summer / winter and drought periods , keeping their average long / medium term values and putting in shows the existence of underground interconnections between the two basins. The overall balance, adding header Tajuña (which also shares the permeable materials MASb Tajuña -Montes Universal ) did not reveal the existence of new hydrogeological interrelationships that influenced water balances made Tajo / Guadiela, confirming the findings of the hydrogeological studies previously analyzed. We proceeded to confront and validate the results of the evolution of groundwater reserves by the following alternative procedures: - Calculate the parameters drain depletion curve corresponding to the volume of groundwater draining into the Tajo / Guadiela. This has been made from monthly inflows in the reservoirs of Entrepeñas and Buendia during the months of June, July, August and September, whose values match the typical profile of an aquifer discharges. From these has been determined for the first of June each year of the time series considered drainage volume - Determination of base flow by Wallingford method and deduction of drainage volumes. Estimate of annual recharge - Quantification of the annual recharge by the method Sanz Menéndez Pidal of Navascués and Távara. Very approximate values recharge between calculated for the last two mentioned methods were obtained. Concerning groundwater reserves stored follow a similar pattern in all cases, allowing consider valid the results achieved through water balance. Confirmed its robustness, simple correlations were sought between the volume of groundwater reserves (as estimated indicator of the effect of infiltration) and volumes from the melting. The conclusion is that the latter do not have a decisive effect on the annual scale infiltration, recharge and variation in volumes of groundwater, against the weight of other variables (precipitation and evapotranspiration). However found a good multiple correlation between the estimated recharge and effective precipitation (precipitation minus evapotranspiration) and fusion, which allowed quantify the contribution of the latter. Subsequently it has resorted to the selection of the most intense episodes of accumulation / melting in the headwaters of the Tagus and Guadiela. And we proceeded to the comparison between the results obtained by application of the simulation model in the same periods (usually several days) with real data and fictitious temperature data to annul or decrease the presence of snow, appreciating a great sensitivity of the effect of temperature on evapotranspiration and establishing linear correlations between the volumes of melting and increased groundwater reserves again. They confirm the “flattering " effect of water accumulation as snow and subsequent liquefaction of the infiltration of water into the soil and underground storage. Finally various climate scenarios (+1ºC; +3ºC; +1ºC y – 10% precipitation; y 3ºC – 10% precipitation) were established consistent with IPCC projections for mid - to late - century, determined through simulation ASTER corresponding values of melting. The correlation established on an annual scale has allowed to evaluate the effect of decreasing the volume of melt - in different scenarios - on recharge, predicting a decline in low flows and the disappearance of "snow effect" on infiltration and recharge with an increase of 3°C temperature. Given the conditions of representativeness of the chosen area, plausible extension of the above findings to other landlocked headwaters in mid-mountain areas located between 1000 to 2000m and its downstream effects.

BR3: a biologically inspired fish-like robot actuated by SMA-based artificial muscles

Los peces son animales, donde en la mayoría de los casos, son considerados como nadadores muy eficientes y con una alta capacidad de maniobra. En general los peces se caracterizan por su capacidad de maniobra, locomoción silencioso, giros y partidas rápidas y viajes de larga distancia. Los estudios han identificado varios tipos de locomoción que los peces usan para generar maniobras y natación constante. A bajas velocidades la mayoría de los peces utilizan sus aletas pares y / o impares para su locomoción, que ofrecen una mayor maniobrabilidad y mejor eficiencia de propulsión. A altas velocidades la locomoción implica el cuerpo y / o aleta caudal porque esto puede lograr un mayor empuje y aceleración. Estas características pueden inspirar el diseo y fabricación de una piel muy flexible, una aleta caudal mórfica y una espina dorsal no articulada con una gran capacidad de maniobra. Esta tesis presenta el desarrollo de un novedoso pez robot bio-inspirado y biomimético llamado BR3, inspirado en la capacidad de maniobra y nado constante de los peces vertebrados. Inspirado por la morfología de los peces Micropterus salmoides o también conocido como lubina negra, el robot BR3 utiliza su fundamento biológico para desarrollar modelos y métodos matemáticos precisos que permiten imitar la locomoción de los peces reales. Los peces Largemouth Bass pueden lograr un nivel increíble de maniobrabilidad y eficacia de la propulsión mediante la combinación de los movimientos ondulatorios y aletas morficas. Para imitar la locomoción de los peces reales en una contraparte artificial se necesita del análisis de tecnologías de actuación alternativos, como arreglos de fibras musculares en lugar de servo actuadores o motores DC estándar, así como un material flexible que proporciona una estructura continua sin juntas. Las aleaciones con memoria de forma (SMAs) proveen la posibilidad de construir robots livianos, que no emiten ruido, sin motores, sin juntas y sin engranajes. Asi es como un pez robot submarino se ha desarrollado y cuyos movimientos son generados mediante SMAs. Estos actuadores son los adecuados para doblar la espina dorsal continua del pez robot, que a su vez provoca un cambio en la curvatura del cuerpo. Este tipo de arreglo estructural está inspirado en los músculos rojos del pescado, que son usados principalmente durante la natación constante para la flexión de una estructura flexible pero casi incompresible como lo es la espina dorsal de pescado. Del mismo modo la aleta caudal se basa en SMAs y se modifica para llevar a cabo el trabajo necesario. La estructura flexible proporciona empuje y permite que el BR3 nade. Por otro lado la aleta caudal mórfica proporciona movimientos de balanceo y guiada. Motivado por la versatilidad del BR3 para imitar todos los modos de natación (anguilliforme, carangiforme, subcarangiforme y tunniforme) se propone un controlador de doblado y velocidad. La ley de control de doblado y velocidad incorpora la información del ángulo de curvatura y de la frecuencia para producir el modo de natación deseado y a su vez controlar la velocidad de natación. Así mismo de acuerdo con el hecho biológico de la influencia de la forma de la aleta caudal en la maniobrabilidad durante la natación constante se propone un control de actitud. Esta novedoso robot pescado es el primero de su tipo en incorporar sólo SMAs para doblar una estructura flexible continua y sin juntas y engranajes para producir empuje e imitar todos los modos de natación, así como la aleta caudal que es capaz de cambiar su forma. Este novedoso diseo mecatrónico presenta un futuro muy prometedor para el diseo de vehículos submarinos capaces de modificar su forma y nadar mas eficientemente. La nueva metodología de control propuesto en esta tesis proporcionan una forma totalmente nueva de control de robots basados en SMAs, haciéndolos energéticamente más eficientes y la incorporación de una aleta caudal mórfica permite realizar maniobras más eficientemente. En su conjunto, el proyecto BR3 consta de cinco grandes etapas de desarrollo: • Estudio y análisis biológico del nado de los peces con el propósito de definir criterios de diseño y control. • Formulación de modelos matemáticos que describan la: i) cinemática del cuerpo, ii) dinámica, iii) hidrodinámica iv) análisis de los modos de vibración y v) actuación usando SMA. Estos modelos permiten estimar la influencia de modular la aleta caudal y el doblado del cuerpo en la producción de fuerzas de empuje y fuerzas de rotación necesarias en las maniobras y optimización del consumo de energía. • Diseño y fabricación de BR3: i) estructura esquelética de la columna vertebral y el cuerpo, ii) mecanismo de actuación basado en SMAs para el cuerpo y la aleta caudal, iii) piel artificial, iv) electrónica embebida y v) fusión sensorial. Está dirigido a desarrollar la plataforma de pez robot BR3 que permite probar los métodos propuestos. • Controlador de nado: compuesto por: i) control de las SMA (modulación de la forma de la aleta caudal y regulación de la actitud) y ii) control de nado continuo (modulación de la velocidad y doblado). Está dirigido a la formulación de los métodos de control adecuados que permiten la modulación adecuada de la aleta caudal y el cuerpo del BR3. • Experimentos: está dirigido a la cuantificación de los efectos de: i) la correcta modulación de la aleta caudal en la producción de rotación y su efecto hidrodinámico durante la maniobra, ii) doblado del cuerpo para la producción de empuje y iii) efecto de la flexibilidad de la piel en la habilidad para doblarse del BR3. También tiene como objetivo demostrar y validar la hipótesis de mejora en la eficiencia de la natación y las maniobras gracias a los nuevos métodos de control presentados en esta tesis. A lo largo del desarrollo de cada una de las cinco etapas, se irán presentando los retos, problemáticas y soluciones a abordar. Los experimentos en canales de agua estarán orientados a discutir y demostrar cómo la aleta caudal y el cuerpo pueden afectar considerablemente la dinámica / hidrodinámica de natación / maniobras y cómo tomar ventaja de la modulación de curvatura que la aleta caudal mórfica y el cuerpo permiten para cambiar correctamente la geometría de la aleta caudal y del cuerpo durante la natación constante y maniobras. ABSTRACT Fishes are animals where in most cases are considered as highly manoeuvrable and effortless swimmers. In general fishes are characterized for his manoeuvring skills, noiseless locomotion, rapid turning, fast starting and long distance cruising. Studies have identified several types of locomotion that fish use to generate maneuvering and steady swimming. At low speeds most fishes uses median and/or paired fins for its locomotion, offering greater maneuverability and better propulsive efficiency At high speeds the locomotion involves the body and/or caudal fin because this can achieve greater thrust and accelerations. This can inspire the design and fabrication of a highly deformable soft artificial skins, morphing caudal fins and non articulated backbone with a significant maneuverability capacity. This thesis presents the development of a novel bio-inspired and biomimetic fishlike robot (BR3) inspired by the maneuverability and steady swimming ability of ray-finned fishes (Actinopterygii, bony fishes). Inspired by the morphology of the Largemouth Bass fish, the BR3 uses its biological foundation to develop accurate mathematical models and methods allowing to mimic fish locomotion. The Largemouth Bass fishes can achieve an amazing level of maneuverability and propulsive efficiency by combining undulatory movements and morphing fins. To mimic the locomotion of the real fishes on an artificial counterpart needs the analysis of alternative actuation technologies more likely muscle fiber arrays instead of standard servomotor actuators as well as a bendable material that provides a continuous structure without joins. The Shape Memory Alloys (SMAs) provide the possibility of building lightweight, joint-less, noise-less, motor-less and gear-less robots. Thus a swimming underwater fish-like robot has been developed whose movements are generated using SMAs. These actuators are suitable for bending the continuous backbone of the fish, which in turn causes a change in the curvature of the body. This type of structural arrangement is inspired by fish red muscles, which are mainly recruited during steady swimming for the bending of a flexible but nearly incompressible structure such as the fishbone. Likewise the caudal fin is based on SMAs and is customized to provide the necessary work out. The bendable structure provides thrust and allows the BR3 to swim. On the other hand the morphing caudal fin provides roll and yaw movements. Motivated by the versatility of the BR3 to mimic all the swimming modes (anguilliform, caranguiform, subcaranguiform and thunniform) a bending-speed controller is proposed. The bending-speed control law incorporates bend angle and frequency information to produce desired swimming mode and swimming speed. Likewise according to the biological fact about the influence of caudal fin shape in the maneuverability during steady swimming an attitude control is proposed. This novel fish robot is the first of its kind to incorporate only SMAs to bend a flexible continuous structure without joints and gears to produce thrust and mimic all the swimming modes as well as the caudal fin to be morphing. This novel mechatronic design is a promising way to design more efficient swimming/morphing underwater vehicles. The novel control methodology proposed in this thesis provide a totally new way of controlling robots based on SMAs, making them more energy efficient and the incorporation of a morphing caudal fin allows to perform more efficient maneuvers. As a whole, the BR3 project consists of five major stages of development: • Study and analysis of biological fish swimming data reported in specialized literature aimed at defining design and control criteria. • Formulation of mathematical models for: i) body kinematics, ii) dynamics, iii) hydrodynamics, iv) free vibration analysis and v) SMA muscle-like actuation. It is aimed at modelling the e ects of modulating caudal fin and body bend into the production of thrust forces for swimming, rotational forces for maneuvering and energy consumption optimisation. • Bio-inspired design and fabrication of: i) skeletal structure of backbone and body, ii) SMA muscle-like mechanisms for the body and caudal fin, iii) the artificial skin, iv) electronics onboard and v) sensor fusion. It is aimed at developing the fish-like platform (BR3) that allows for testing the methods proposed. • The swimming controller: i) control of SMA-muscles (morphing-caudal fin modulation and attitude regulation) and ii) steady swimming control (bend modulation and speed modulation). It is aimed at formulating the proper control methods that allow for the proper modulation of BR3’s caudal fin and body. • Experiments: it is aimed at quantifying the effects of: i) properly caudal fin modulation into hydrodynamics and rotation production for maneuvering, ii) body bending into thrust generation and iii) skin flexibility into BR3 bending ability. It is also aimed at demonstrating and validating the hypothesis of improving swimming and maneuvering efficiency thanks to the novel control methods presented in this thesis. This thesis introduces the challenges and methods to address these stages. Waterchannel experiments will be oriented to discuss and demonstrate how the caudal fin and body can considerably affect the dynamics/hydrodynamics of swimming/maneuvering and how to take advantage of bend modulation that the morphing-caudal fin and body enable to properly change caudal fin and body’ geometry during steady swimming and maneuvering.

Fusión de redes Bayesianas Gaussianas

Las redes Bayesianas constituyen un modelo ampliamente utilizado para la representación de relaciones de dependencia condicional en datos multivariantes. Su aprendizaje a partir de un conjunto de datos o expertos ha sido estudiado profundamente desde su concepción. Sin embargo, en determinados escenarios se demanda la obtención de un modelo común asociado a particiones de datos o conjuntos de expertos. En este caso, se trata el problema de fusión o agregación de modelos. Los trabajos y resultados en agregación de redes Bayesianas son de naturaleza variada, aunque escasos en comparación con aquellos de aprendizaje. En este documento, se proponen dos métodos para la agregación de redes Gaussianas, definidas como aquellas redes Bayesianas que modelan una distribución Gaussiana multivariante. Los métodos presentados son efectivos, precisos y producen redes con menor cantidad de parámetros en comparación con los modelos obtenidos individualmente. Además, constituyen un enfoque novedoso al incorporar nociones exploradas tradicionalmente por separado en el estado del arte. Futuras aplicaciones en entornos escalables hacen dichos métodos especialmente atractivos, dada su simplicidad y la ganancia en compacidad de la representación obtenida.---ABSTRACT---Bayesian networks are a widely used model for the representation of conditional dependence relationships among variables in multivariate data. The task of learning them from a data set or experts has been deeply studied since their conception. However, situations emerge where there is a need of obtaining a consensuated model from several data partitions or a set of experts. This situation is referred to as model fusion or aggregation. Results about Bayesian network aggregation, although rich in variety, have been scarce when compared to the learning task. In this context, two methods are proposed for the aggregation of Gaussian Bayesian networks, that is, Bayesian networks whose underlying modelled distribution is a multivariate Gaussian. Both methods are effective, precise and produce networks with fewer parameters in comparison with the models obtained by individual learning. They constitute a novel approach given that they incorporate notions traditionally explored separately in the state of the art. Future applications in scalable computer environments make such models specially attractive, given their simplicity and the gaining in sparsity of the produced model.

Prevención de patologías de la columna vertebral

En esta revisión bibliográfica, llevada a cabo a través de una búsqueda en distintas bases de datos (PubMed, SportDiscus, Scielo) así como en revistas tales como Elsevier y buscadores como Google, se busca la evidencia referente a las patologías de la columna vertebral en la infancia así como programas educativos de prevención y tratamiento y el papel que puede desempeñar la educación física en las patologías de la columna vertebral en general y de la hiperlordosis específicamente. La literatura existente debía estar comprendida entre los años 2005g2015. Como visión global de esta revisión, podríamos decir que los problemas de espalda en la niñez son muy habituales pese a producirse en menor número que en poblaciones adultas y que, actualmente, siguen considerándose como un desafío clínico debido a que, en la mayoría de las veces, vienen acompañadas de patologías más complejas. Dentro de los problemas más prevalentes se encuentran algunos como la hiperlordosis, el genu valgum, el desequilibrio entre los hombros, la inclinación pélvica lateral, la escoliosis, la rotación del tronco y la hipercifosis torácica, entre otros. Se exponen, además de los problemas más habituales de columna vertebral en la niñez, las posibles causas, diversos programas de prevención e intervención y, finalmente, se exponen la importancia que tienen la educación postural, el papel del profesor de educación física en la prevención, detección y tratamiento de dichas patologías así como el papel vital que puede desarrollar la educación física en dichos niños. ABSTRACT This literature review was carried out through a search in different databases (PubMed, SportDiscus, Scielo) as well as in magazines such as Elsevier and, finally, in Google. Evidences related to the pathologies of the spine in children as well as educational programs for the prevention and treatment were searched. The role that educational programs can play in the prevention of the spine pathologies in general and specifically in the hyperlordosis was also analyzed. Literature review period was from 2005 till 2015. Results showed that back problems in childhood are very common although the prevalence is lower than in adults. The fact that these pathologies come normally associated with other more important problems, makes spine diseases a medical challenge. Within the most prevalent problems we can find hyperlordosis, genu valgum, lateral pelvic tilt, scoliosis, trunk rotation, uneven shoulders and chest’s hipercifosis, among others. Most common problems of vertebral column in the childhood, the possible causes, different programs of prevention and intervention were also reviewed. Importance of postural education in schools as well as the figure of the physical education teacher in the prevention, detection and treatment were analyzed.

Contribuciones en sistemas de adquisición de datos inteligentes para entornos de fusión por confinamiento magnético

Los sistemas de adquisición de datos utilizados en los diagnósticos de los dispositivos de fusión termonuclear se enfrentan a importantes retos planteados en los dispositivos de pulso largo. Incluso en los dispositivos de pulso corto, en los que se analizan los datos después de la descarga, existen aún una gran cantidad de datos sin analizar, lo cual supone que queda una gran cantidad de conocimiento por descubrir dentro de las bases de datos existentes. En la última década, la comunidad de fusión ha realizado un gran esfuerzo para mejorar los métodos de análisis off‐line para mejorar este problema, pero no se ha conseguido resolver completamente, debido a que algunos de estos métodos han de resolverse en tiempo real. Este paradigma lleva a establecer que los dispositivos de pulso largo deberán incluir dispositivos de adquisición de datos con capacidades de procesamiento local, capaces de ejecutar avanzados algoritmos de análisis. Los trabajos de investigación realizados en esta tesis tienen como objetivo determinar si es posible incrementar la capacidad local de procesamiento en tiempo real de dichos sistemas mediante el uso de GPUs. Para ello durante el trascurso del periodo de experimentación realizado se han evaluado distintas propuestas a través de casos de uso reales elaborados para algunos de los dispositivos de fusión más representativos como ITER, JET y TCV. Las conclusiones y experiencias obtenidas en dicha fase han permitido proponer un modelo y una metodología de desarrollo para incluir esta tecnología en los sistemas de adquisición para diagnósticos de distinta naturaleza. El modelo define no sólo la arquitectura hardware óptima para realizar dicha integración, sino también la incorporación de este nuevo recurso de procesamiento en los Sistemas de Control de Supervisión y Adquisición de Datos (SCADA) utilizados en la comunidad de fusión (EPICS), proporcionando una solución completa. La propuesta se complementa con la definición de una metodología que resuelve las debilidades detectadas, y permite trazar un camino de integración de la solución en los estándares hardware y software existentes. La evaluación final se ha realizado mediante el desarrollo de un caso de uso representativo de los diagnósticos que necesitan adquisición y procesado de imágenes en el contexto del dispositivo internacional ITER, y ha sido testeada con éxito en sus instalaciones. La solución propuesta en este trabajo ha sido incluida por la ITER IO en su catálogo de soluciones estándar para el desarrollo de sus futuros diagnósticos. Por otra parte, como resultado y fruto de la investigación de esta tesis, cabe destacar el acuerdo llevado a cabo con la empresa National Instruments en términos de transferencia tecnológica, lo que va a permitir la actualización de los sistemas de adquisición utilizados en los dispositivos de fusión. ABSTRACT Data acquisition systems used in the diagnostics of thermonuclear fusion devices face important challenges due to the change in the data acquisition paradigm needed for long pulse operation. Even in shot pulse devices, where data is mainly analyzed after the discharge has finished , there is still a large amount of data that has not been analyzed, therefore producing a lot of buried knowledge that still lies undiscovered in the data bases holding the vast amount of data that has been generated. There has been a strong effort in the fusion community in the last decade to improve the offline analysis methods to overcome this problem, but it has proved to be insufficient unless some of these mechanisms can be run in real time. In long pulse devices this new paradigm, where data acquisition devices include local processing capabilities to be able to run advanced data analysis algorithms, will be a must. The research works done in this thesis aim to determining whether it is possible to increase local capacity for real‐time processing of such systems by using GPUs. For that, during the experimentation period, various proposals have been evaluated through use cases developed for several of the most representative fusion devices, ITER, JET and TCV. Conclusions and experiences obtained have allowed to propose a model, and a development methodology, to include this technology in systems for diagnostics of different nature. The model defines not only the optimal hardware architecture for achieving this integration, but also the incorporation of this new processing resource in one of the Systems of Supervision Control and Data Acquisition (SCADA) systems more relevant at the moment in the fusion community (EPICS), providing a complete solution. The final evaluation has been performed through a use case developed for a generic diagnostic requiring image acquisition and processing for the international ITER device, and has been successfully tested in their premises. The solution proposed in this thesis has been included by the ITER IO in his catalog of standard solutions for the development of their future diagnostics. This has been possible thanks to the technologic transfer agreement signed with xi National Instruments which has permitted us to modify and update one of their core software products targeted for the acquisition systems used in these devices.

Diseño de un módulo de IFMIF para irradiación de envolturas regeneradoras basadas en metales líquidos para reactores de fusión

La fusión nuclear es, hoy en día, una alternativa energética a la que la comunidad internacional dedica mucho esfuerzo. El objetivo es el de generar entre diez y cincuenta veces más energía que la que consume mediante reacciones de fusión que se producirán en una mezcla de deuterio (D) y tritio (T) en forma de plasma a doscientos millones de grados centígrados. En los futuros reactores nucleares de fusión será necesario producir el tritio utilizado como combustible en el propio reactor termonuclear. Este hecho supone dar un paso más que las actuales máquinas experimentales dedicadas fundamentalmente al estudio de la física del plasma. Así pues, el tritio, en un reactor de fusión, se produce en sus envolturas regeneradoras cuya misión fundamental es la de blindaje neutrónico, producir y recuperar tritio (fuel para la reacción DT del plasma) y por último convertir la energía de los neutrones en calor. Existen diferentes conceptos de envolturas que pueden ser sólidas o líquidas. Las primeras se basan en cerámicas de litio (Li2O, Li4SiO4, Li2TiO3, Li2ZrO3) y multiplicadores neutrónicos de Be, necesarios para conseguir la cantidad adecuada de tritio. Los segundos se basan en el uso de metales líquidos o sales fundidas (Li, LiPb, FLIBE, FLINABE) con multiplicadores neutrónicos de Be o el propio Pb en el caso de LiPb. Los materiales estructurales pasan por aceros ferrítico-martensíticos de baja activación, aleaciones de vanadio o incluso SiCf/SiC. Cada uno de los diferentes conceptos de envoltura tendrá una problemática asociada que se estudiará en el reactor experimental ITER (del inglés, “International Thermonuclear Experimental Reactor”). Sin embargo, ITER no puede responder las cuestiones asociadas al daño de materiales y el efecto de la radiación neutrónica en las diferentes funciones de las envolturas regeneradoras. Como referencia, la primera pared de un reactor de fusión de 4000MW recibiría 30 dpa/año (valores para Fe-56) mientras que en ITER se conseguirían <10 dpa en toda su vida útil. Esta tesis se encuadra en el acuerdo bilateral entre Europa y Japón denominado “Broader Approach Agreement “(BA) (2007-2017) en el cual España juega un papel destacable. Estos proyectos, complementarios con ITER, son el acelerador para pruebas de materiales IFMIF (del inglés, “International Fusion Materials Irradiation Facility”) y el dispositivo de fusión JT-60SA. Así, los efectos de la irradiación de materiales en materiales candidatos para reactores de fusión se estudiarán en IFMIF. El objetivo de esta tesis es el diseño de un módulo de IFMIF para irradiación de envolturas regeneradoras basadas en metales líquidos para reactores de fusión. El módulo se llamará LBVM (del inglés, “Liquid Breeder Validation Module”). La propuesta surge de la necesidad de irradiar materiales funcionales para envolturas regeneradoras líquidas para reactores de fusión debido a que el diseño conceptual de IFMIF no contaba con esta utilidad. Con objeto de analizar la viabilidad de la presente propuesta, se han realizado cálculos neutrónicos para evaluar la idoneidad de llevar a cabo experimentos relacionados con envolturas líquidas en IFMIF. Así, se han considerado diferentes candidatos a materiales funcionales de envolturas regeneradoras: Fe (base de los materiales estructurales), SiC (material candidato para los FCI´s (del inglés, “Flow Channel Inserts”) en una envoltura regeneradora líquida, SiO2 (candidato para recubrimientos antipermeación), CaO (candidato para recubrimientos aislantes), Al2O3 (candidato para recubrimientos antipermeación y aislantes) y AlN (material candidato para recubrimientos aislantes). En cada uno de estos materiales se han calculado los parámetros de irradiación más significativos (dpa, H/dpa y He/dpa) en diferentes posiciones de IFMIF. Estos valores se han comparado con los esperados en la primera pared y en la zona regeneradora de tritio de un reactor de fusión. Para ello se ha elegido un reactor tipo HCLL (del inglés, “Helium Cooled Lithium Lead”) por tratarse de uno de los más prometedores. Además, los valores también se han comparado con los que se obtendrían en un reactor rápido de fisión puesto que la mayoría de las irradiaciones actuales se hacen en reactores de este tipo. Como conclusión al análisis de viabilidad, se puede decir que los materiales funcionales para mantos regeneradores líquidos podrían probarse en la zona de medio flujo de IFMIF donde se obtendrían ratios de H/dpa y He/dpa muy parecidos a los esperados en las zonas más irradiadas de un reactor de fusión. Además, con el objetivo de ajustar todavía más los valores, se propone el uso de un moderador de W (a considerar en algunas campañas de irradiación solamente debido a que su uso hace que los valores de dpa totales disminuyan). Los valores obtenidos para un reactor de fisión refuerzan la idea de la necesidad del LBVM, ya que los valores obtenidos de H/dpa y He/dpa son muy inferiores a los esperados en fusión y, por lo tanto, no representativos. Una vez demostrada la idoneidad de IFMIF para irradiar envolturas regeneradoras líquidas, y del estudio de la problemática asociada a las envolturas líquidas, también incluida en esta tesis, se proponen tres tipos de experimentos diferentes como base de diseño del LBVM. Éstos se orientan en las necesidades de un reactor tipo HCLL aunque a lo largo de la tesis se discute la aplicabilidad para otros reactores e incluso se proponen experimentos adicionales. Así, la capacidad experimental del módulo estaría centrada en el estudio del comportamiento de litio plomo, permeación de tritio, corrosión y compatibilidad de materiales. Para cada uno de los experimentos se propone un esquema experimental, se definen las condiciones necesarias en el módulo y la instrumentación requerida para controlar y diagnosticar las cápsulas experimentales. Para llevar a cabo los experimentos propuestos se propone el LBVM, ubicado en la zona de medio flujo de IFMIF, en su celda caliente, y con capacidad para 16 cápsulas experimentales. Cada cápsula (24-22 mm de diámetro y 80 mm de altura) contendrá la aleación eutéctica LiPb (hasta 50 mm de la altura de la cápsula) en contacto con diferentes muestras de materiales. Ésta irá soportada en el interior de tubos de acero por los que circulará un gas de purga (He), necesario para arrastrar el tritio generado en el eutéctico y permeado a través de las paredes de las cápsulas (continuamente, durante irradiación). Estos tubos, a su vez, se instalarán en una carcasa también de acero que proporcionará soporte y refrigeración tanto a los tubos como a sus cápsulas experimentales interiores. El módulo, en su conjunto, permitirá la extracción de las señales experimentales y el gas de purga. Así, a través de la estación de medida de tritio y el sistema de control, se obtendrán los datos experimentales para su análisis y extracción de conclusiones experimentales. Además del análisis de datos experimentales, algunas de estas señales tendrán una función de seguridad y por tanto jugarán un papel primordial en la operación del módulo. Para el correcto funcionamiento de las cápsulas y poder controlar su temperatura, cada cápsula se equipará con un calentador eléctrico y por tanto el módulo requerirá también ser conectado a la alimentación eléctrica. El diseño del módulo y su lógica de operación se describe en detalle en esta tesis. La justificación técnica de cada una de las partes que componen el módulo se ha realizado con soporte de cálculos de transporte de tritio, termohidráulicos y mecánicos. Una de las principales conclusiones de los cálculos de transporte de tritio es que es perfectamente viable medir el tritio permeado en las cápsulas mediante cámaras de ionización y contadores proporcionales comerciales, con sensibilidades en el orden de 10-9 Bq/m3. Los resultados son aplicables a todos los experimentos, incluso si son cápsulas a bajas temperaturas o si llevan recubrimientos antipermeación. Desde un punto de vista de seguridad, el conocimiento de la cantidad de tritio que está siendo transportada con el gas de purga puede ser usado para detectar de ciertos problemas que puedan estar sucediendo en el módulo como por ejemplo, la rotura de una cápsula. Además, es necesario conocer el balance de tritio de la instalación. Las pérdidas esperadas el refrigerante y la celda caliente de IFMIF se pueden considerar despreciables para condiciones normales de funcionamiento. Los cálculos termohidráulicos se han realizado con el objetivo de optimizar el diseño de las cápsulas experimentales y el LBVM de manera que se pueda cumplir el principal requisito del módulo que es llevar a cabo los experimentos a temperaturas comprendidas entre 300-550ºC. Para ello, se ha dimensionado la refrigeración necesaria del módulo y evaluado la geometría de las cápsulas, tubos experimentales y la zona experimental del contenedor. Como consecuencia de los análisis realizados, se han elegido cápsulas y tubos cilíndricos instalados en compartimentos cilíndricos debido a su buen comportamiento mecánico (las tensiones debidas a la presión de los fluidos se ven reducidas significativamente con una geometría cilíndrica en lugar de prismática) y térmico (uniformidad de temperatura en las paredes de los tubos y cápsulas). Se han obtenido campos de presión, temperatura y velocidad en diferentes zonas críticas del módulo concluyendo que la presente propuesta es factible. Cabe destacar que el uso de códigos fluidodinámicos (e.g. ANSYS-CFX, utilizado en esta tesis) para el diseño de cápsulas experimentales de IFMIF no es directo. La razón de ello es que los modelos de turbulencia tienden a subestimar la temperatura de pared en mini canales de helio sometidos a altos flujos de calor debido al cambio de las propiedades del fluido cerca de la pared. Los diferentes modelos de turbulencia presentes en dicho código han tenido que ser estudiados con detalle y validados con resultados experimentales. El modelo SST (del inglés, “Shear Stress Transport Model”) para turbulencia en transición ha sido identificado como adecuado para simular el comportamiento del helio de refrigeración y la temperatura en las paredes de las cápsulas experimentales. Con la geometría propuesta y los valores principales de refrigeración y purga definidos, se ha analizado el comportamiento mecánico de cada uno de los tubos experimentales que contendrá el módulo. Los resultados de tensiones obtenidos, han sido comparados con los valores máximos recomendados en códigos de diseño estructural como el SDC-IC (del inglés, “Structural Design Criteria for ITER Components”) para así evaluar el grado de protección contra el colapso plástico. La conclusión del estudio muestra que la propuesta es mecánicamente robusta. El LBVM implica el uso de metales líquidos y la generación de tritio además del riesgo asociado a la activación neutrónica. Por ello, se han estudiado los riesgos asociados al uso de metales líquidos y el tritio. Además, se ha incluido una evaluación preliminar de los riesgos radiológicos asociados a la activación de materiales y el calor residual en el módulo después de la irradiación así como un escenario de pérdida de refrigerante. Los riesgos asociados al módulo de naturaleza convencional están asociados al manejo de metales líquidos cuyas reacciones con aire o agua se asocian con emisión de aerosoles y probabilidad de fuego. De entre los riesgos nucleares destacan la generación de gases radiactivos como el tritio u otros radioisótopos volátiles como el Po-210. No se espera que el módulo suponga un impacto medioambiental asociado a posibles escapes. Sin embargo, es necesario un manejo adecuado tanto de las cápsulas experimentales como del módulo contenedor así como de las líneas de purga durante operación. Después de un día de después de la parada, tras un año de irradiación, tendremos una dosis de contacto de 7000 Sv/h en la zona experimental del contenedor, 2300 Sv/h en la cápsula y 25 Sv/h en el LiPb. El uso por lo tanto de manipulación remota está previsto para el manejo del módulo irradiado. Por último, en esta tesis se ha estudiado también las posibilidades existentes para la fabricación del módulo. De entre las técnicas propuestas, destacan la electroerosión, soldaduras por haz de electrones o por soldadura láser. Las bases para el diseño final del LBVM han sido pues establecidas en el marco de este trabajo y han sido incluidas en el diseño intermedio de IFMIF, que será desarrollado en el futuro, como parte del diseño final de la instalación IFMIF. ABSTRACT Nuclear fusion is, today, an alternative energy source to which the international community devotes a great effort. The goal is to generate 10 to 50 times more energy than the input power by means of fusion reactions that occur in deuterium (D) and tritium (T) plasma at two hundred million degrees Celsius. In the future commercial reactors it will be necessary to breed the tritium used as fuel in situ, by the reactor itself. This constitutes a step further from current experimental machines dedicated mainly to the study of the plasma physics. Therefore, tritium, in fusion reactors, will be produced in the so-called breeder blankets whose primary mission is to provide neutron shielding, produce and recover tritium and convert the neutron energy into heat. There are different concepts of breeding blankets that can be separated into two main categories: solids or liquids. The former are based on ceramics containing lithium as Li2O , Li4SiO4 , Li2TiO3 , Li2ZrO3 and Be, used as a neutron multiplier, required to achieve the required amount of tritium. The liquid concepts are based on molten salts or liquid metals as pure Li, LiPb, FLIBE or FLINABE. These blankets use, as neutron multipliers, Be or Pb (in the case of the concepts based on LiPb). Proposed structural materials comprise various options, always with low activation characteristics, as low activation ferritic-martensitic steels, vanadium alloys or even SiCf/SiC. Each concept of breeding blanket has specific challenges that will be studied in the experimental reactor ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor). However, ITER cannot answer questions associated to material damage and the effect of neutron radiation in the different breeding blankets functions and performance. As a reference, the first wall of a fusion reactor of 4000 MW will receive about 30 dpa / year (values for Fe-56) , while values expected in ITER would be <10 dpa in its entire lifetime. Consequently, the irradiation effects on candidate materials for fusion reactors will be studied in IFMIF (International Fusion Material Irradiation Facility). This thesis fits in the framework of the bilateral agreement among Europe and Japan which is called “Broader Approach Agreement “(BA) (2007-2017) where Spain plays a key role. These projects, complementary to ITER, are mainly IFMIF and the fusion facility JT-60SA. The purpose of this thesis is the design of an irradiation module to test candidate materials for breeding blankets in IFMIF, the so-called Liquid Breeder Validation Module (LBVM). This proposal is born from the fact that this option was not considered in the conceptual design of the facility. As a first step, in order to study the feasibility of this proposal, neutronic calculations have been performed to estimate irradiation parameters in different materials foreseen for liquid breeding blankets. Various functional materials were considered: Fe (base of structural materials), SiC (candidate material for flow channel inserts, SiO2 (candidate for antipermeation coatings), CaO (candidate for insulating coatings), Al2O3 (candidate for antipermeation and insulating coatings) and AlN (candidate for insulation coating material). For each material, the most significant irradiation parameters have been calculated (dpa, H/dpa and He/dpa) in different positions of IFMIF. These values were compared to those expected in the first wall and breeding zone of a fusion reactor. For this exercise, a HCLL (Helium Cooled Lithium Lead) type was selected as it is one of the most promising options. In addition, estimated values were also compared with those obtained in a fast fission reactor since most of existing irradiations have been made in these installations. The main conclusion of this study is that the medium flux area of IFMIF offers a good irradiation environment to irradiate functional materials for liquid breeding blankets. The obtained ratios of H/dpa and He/dpa are very similar to those expected in the most irradiated areas of a fusion reactor. Moreover, with the aim of bringing the values further close, the use of a W moderator is proposed to be used only in some experimental campaigns (as obviously, the total amount of dpa decreases). The values of ratios obtained for a fission reactor, much lower than in a fusion reactor, reinforce the need of LBVM for IFMIF. Having demonstrated the suitability of IFMIF to irradiate functional materials for liquid breeding blankets, and an analysis of the main problems associated to each type of liquid breeding blanket, also presented in this thesis, three different experiments are proposed as basis for the design of the LBVM. These experiments are dedicated to the needs of a blanket HCLL type although the applicability of the module for other blankets is also discussed. Therefore, the experimental capability of the module is focused on the study of the behavior of the eutectic alloy LiPb, tritium permeation, corrosion and material compatibility. For each of the experiments proposed an experimental scheme is given explaining the different module conditions and defining the required instrumentation to control and monitor the experimental capsules. In order to carry out the proposed experiments, the LBVM is proposed, located in the medium flux area of the IFMIF hot cell, with capability of up to 16 experimental capsules. Each capsule (24-22 mm of diameter, 80 mm high) will contain the eutectic allow LiPb (up to 50 mm of capsule high) in contact with different material specimens. They will be supported inside rigs or steel pipes. Helium will be used as purge gas, to sweep the tritium generated in the eutectic and permeated through the capsule walls (continuously, during irradiation). These tubes, will be installed in a steel container providing support and cooling for the tubes and hence the inner experimental capsules. The experimental data will consist of on line monitoring signals and the analysis of purge gas by the tritium measurement station. In addition to the experimental signals, the module will produce signals having a safety function and therefore playing a major role in the operation of the module. For an adequate operation of the capsules and to control its temperature, each capsule will be equipped with an electrical heater so the module will to be connected to an electrical power supply. The technical justification behind the dimensioning of each of these parts forming the module is presented supported by tritium transport calculations, thermalhydraulic and structural analysis. One of the main conclusions of the tritium transport calculations is that the measure of the permeated tritium is perfectly achievable by commercial ionization chambers and proportional counters with sensitivity of 10-9 Bq/m3. The results are applicable to all experiments, even to low temperature capsules or to the ones using antipermeation coatings. From a safety point of view, the knowledge of the amount of tritium being swept by the purge gas is a clear indicator of certain problems that may be occurring in the module such a capsule rupture. In addition, the tritium balance in the installation should be known. Losses of purge gas permeated into the refrigerant and the hot cell itself through the container have been assessed concluding that they are negligible for normal operation. Thermal hydraulic calculations were performed in order to optimize the design of experimental capsules and LBVM to fulfill one of the main requirements of the module: to perform experiments at uniform temperatures between 300-550ºC. The necessary cooling of the module and the geometry of the capsules, rigs and testing area of the container were dimensioned. As a result of the analyses, cylindrical capsules and rigs in cylindrical compartments were selected because of their good mechanical behavior (stresses due to fluid pressure are reduced significantly with a cylindrical shape rather than prismatic) and thermal (temperature uniformity in the walls of the tubes and capsules). Fields of pressure, temperature and velocity in different critical areas of the module were obtained concluding that the proposal is feasible. It is important to mention that the use of fluid dynamic codes as ANSYS-CFX (used in this thesis) for designing experimental capsules for IFMIF is not direct. The reason for this is that, under strongly heated helium mini channels, turbulence models tend to underestimate the wall temperature because of the change of helium properties near the wall. Therefore, the different code turbulence models had to be studied in detail and validated against experimental results. ANSYS-CFX SST (Shear Stress Transport Model) for transitional turbulence model has been identified among many others as the suitable one for modeling the cooling helium and the temperature on the walls of experimental capsules. Once the geometry and the main purge and cooling parameters have been defined, the mechanical behavior of each experimental tube or rig including capsules is analyzed. Resulting stresses are compared with the maximum values recommended by applicable structural design codes such as the SDC- IC (Structural Design Criteria for ITER Components) in order to assess the degree of protection against plastic collapse. The conclusion shows that the proposal is mechanically robust. The LBVM involves the use of liquid metals, tritium and the risk associated with neutron activation. The risks related with the handling of liquid metals and tritium are studied in this thesis. In addition, the radiological risks associated with the activation of materials in the module and the residual heat after irradiation are evaluated, including a scenario of loss of coolant. Among the identified conventional risks associated with the module highlights the handling of liquid metals which reactions with water or air are accompanied by the emission of aerosols and fire probability. Regarding the nuclear risks, the generation of radioactive gases such as tritium or volatile radioisotopes such as Po-210 is the main hazard to be considered. An environmental impact associated to possible releases is not expected. Nevertheless, an appropriate handling of capsules, experimental tubes, and container including purge lines is required. After one day after shutdown and one year of irradiation, the experimental area of the module will present a contact dose rate of about 7000 Sv/h, 2300 Sv/h in the experimental capsules and 25 Sv/h in the LiPb. Therefore, the use of remote handling is envisaged for the irradiated module. Finally, the different possibilities for the module manufacturing have been studied. Among the proposed techniques highlights the electro discharge machining, brazing, electron beam welding or laser welding. The bases for the final design of the LBVM have been included in the framework of the this work and included in the intermediate design report of IFMIF which will be developed in future, as part of the IFMIF facility final design.

Crystal structure of chemically synthesized [N33A] stromal cell-derived factor 1α, a potent ligand for the HIV-1 “fusin” coreceptor

Stromal cell-derived factor-1α (SDF-1α ) is a member of the chemokine superfamily and functions as a growth factor and chemoattractant through activation of CXCR4/LESTR/Fusin, a G protein-coupled receptor. This receptor also functions as a coreceptor for T-tropic syncytium-inducing strains of HIV-1. SDF-1α antagonizes infectivity of these strains by competing with gp120 for binding to the receptor. The crystal structure of a variant SDF-1α ([N33A]SDF-1α ) prepared by total chemical synthesis has been refined to 2.2-Å resolution. Although SDF-1α adopts a typical chemokine β-β-β-α topology, the packing of the α-helix against the β-sheet is strikingly different. Comparison of SDF-1α with other chemokine structures confirms the hypothesis that SDF-1α may be either an ancestral protein from which all other chemokines evolved or the chemokine that is the least divergent from a primordial chemokine. The structure of SDF-1α reveals a positively charged surface ideal for binding to the negatively charged extracellular loops of the CXCR4 HIV-1 coreceptor. This ionic complementarity is likely to promote the interaction of the mobile N-terminal segment of SDF-1α with interhelical sites of the receptor, resulting in a biological response.

Molecular cloning and characterization of a murine pre-B-cell growth-stimulating factor/stromal cell-derived factor 1 receptor, a murine homolog of the human immunodeficiency virus 1 entry coreceptor fusin

Pre-B-cell growth-stimulating factor/stromal cell-derived factor 1 (PBSF/SDF-1) is a member of the CXC group of chemokines that is initially identified as a bone marrow stromal cell-derived factor and as a pre-B-cell stimulatory factor. Although most chemokines are thought to be inducible inflammatory mediators, PBSF/SDF-1 is essential for perinatal viability, B lymphopoiesis, bone marrow myelopoiesis, and cardiac ventricular septal formation, and it has chemotactic activities on resting lymphocytes and monocytes. In this paper, we have isolated a cDNA that encodes a seven transmembrane-spanning-domain receptor, designated pre-B-cell-derived chemokine receptor (PB-CKR) from a murine pre-B-cell clone, DW34. The deduced amino acid sequence has 90% identity with that of a HUMSTSR/fusin, a human immunodeficiency virus 1 (HIV-1) entry coreceptor. However, the second extracellular region has lower identity (67%) compared with HUMSTSR/fusin. PB-CKR is expressed during embryo genesis and in many organs and T cells of adult mice. Murine PBSF/SDF-1 induced an increase in intracellular free Ca2+ in DW34 cells and PB-CKR-transfected Chinese hamster ovary (CHO) cells, suggesting that PB-CKR is a functional receptor for murine PBSF/SDF-1. Murine PBSF/SDF-1 also induced Ca2+ influx in fusin-transfected CHO cells. On the other hand, considering previous results that HIV-1 does not enter murine T cells that expressed human CD4, PB-CKR may not support HIV-1 infection. Thus, PB-CKR will be an important tool for functional mapping of HIV-1 entry coreceptor fusin and for understanding the function of PBSF/SDF-1 further.