¿Para qué educar en ciencias naturales, ambiente y salud hoy en Argentina?

Este artículo presenta un análisis de representaciones sociales (RS) sobre finalidades de la educación en ciencias naturales y rol docente, enmarcado en una experiencia de formación en servicio y trabajo colaborativo con docentes de diferentes niveles educativos de la Provincia de Buenos Aires. Las RS del rol docente mostraron las dimensiones vocacional, profesional y política. La última emergió con fuerza en innovaciones que implicaron procesos concretos de participación ciudadana con estudiantes. Como finalidades aparecieron diferentes aspectos de las RS: formación para la ciudadanía, ciencia como cultura, ciencia útil para la vida cotidiana, propedéutica y alfabetización científica. Estos hallazgos se contrastan con documentos curriculares y propuestas de teóricos de la educación en ciencias naturales

San Juan de la Cruz, un maskil o 'sabio lleno de ojos'

Existen claras afinidades y rasgos isotópicos en el empleo del lenguaje simbólico que, para la expresión del conocimiento experimental de la realidad divina, utilizaron los cabalistas del círculo del Zohar de la segunda mitad del siglo XIII español y, en pleno siglo XVI, San Juan de la Cruz, el primer carmelita descalzo. Tanto éste como aquellos compartieron un modelo común de conocimiento, centrado en una gnosis visual de Dios, y un profundo interés no sólo por la comprensión del sentido último de su voluntad, sino por una propedéutica que condujera a los iniciados en los secretos de la fe a adherirse a aquella a partir de la experiencia. Ahora bien, el privilegiado status simbólico que comparten estos espirituales se resume en la figura del maskil, el "iluminado" o "sabio lleno de ojos" de la tradición cabalística, que proponemos, en este primer acercamiento intertextual, desde una lectura pertinente de Zohar, vol. II, 98b, en el contexto del "discurso del Anciano" de la sección Mishpatim de este texto central de la Cábala.

La cultura letrada en la época de la canonización digital

La presente contribución se propone dar cuenta, de manera propedéutica, de un particular problema de las heterarquías de las literaturas en la época de la canonización digital. En ese sentido se procura establecer un vínculo asociativo entre los prístinos planteos en torno a «los senderos de información» pergeñados por Vannevar Bush (1945) en consonancia con la teleología complementaria de Peter Sloterdijk y en relación con «una teoría general de las espumas» (2004). En ese sentido se procuran ceñir, en estricta relación con un recorte arbitrado para los fines específicos e introductorios del presente trabajo, las nociones de «memex» (Bush, 1945) y «esfera» y «espuma» (Sloterdijk, 2004). Finalmente se establecen «asociaciones» entre las nociones mencionadas y las nociones de «tradición» y «biblioteca» tal como las mismas funcionan en determinados fragmentos de la obra de Jorge Luis Borges

San Juan de la Cruz, un maskil o 'sabio lleno de ojos'

Existen claras afinidades y rasgos isotópicos en el empleo del lenguaje simbólico que, para la expresión del conocimiento experimental de la realidad divina, utilizaron los cabalistas del círculo del Zohar de la segunda mitad del siglo XIII español y, en pleno siglo XVI, San Juan de la Cruz, el primer carmelita descalzo. Tanto éste como aquellos compartieron un modelo común de conocimiento, centrado en una gnosis visual de Dios, y un profundo interés no sólo por la comprensión del sentido último de su voluntad, sino por una propedéutica que condujera a los iniciados en los secretos de la fe a adherirse a aquella a partir de la experiencia. Ahora bien, el privilegiado status simbólico que comparten estos espirituales se resume en la figura del maskil, el "iluminado" o "sabio lleno de ojos" de la tradición cabalística, que proponemos, en este primer acercamiento intertextual, desde una lectura pertinente de Zohar, vol. II, 98b, en el contexto del "discurso del Anciano" de la sección Mishpatim de este texto central de la Cábala.

¿Para qué educar en ciencias naturales, ambiente y salud hoy en Argentina?

Este artículo presenta un análisis de representaciones sociales (RS) sobre finalidades de la educación en ciencias naturales y rol docente, enmarcado en una experiencia de formación en servicio y trabajo colaborativo con docentes de diferentes niveles educativos de la Provincia de Buenos Aires. Las RS del rol docente mostraron las dimensiones vocacional, profesional y política. La última emergió con fuerza en innovaciones que implicaron procesos concretos de participación ciudadana con estudiantes. Como finalidades aparecieron diferentes aspectos de las RS: formación para la ciudadanía, ciencia como cultura, ciencia útil para la vida cotidiana, propedéutica y alfabetización científica. Estos hallazgos se contrastan con documentos curriculares y propuestas de teóricos de la educación en ciencias naturales

La cultura letrada en la época de la canonización digital

La presente contribución se propone dar cuenta, de manera propedéutica, de un particular problema de las heterarquías de las literaturas en la época de la canonización digital. En ese sentido se procura establecer un vínculo asociativo entre los prístinos planteos en torno a «los senderos de información» pergeñados por Vannevar Bush (1945) en consonancia con la teleología complementaria de Peter Sloterdijk y en relación con «una teoría general de las espumas» (2004). En ese sentido se procuran ceñir, en estricta relación con un recorte arbitrado para los fines específicos e introductorios del presente trabajo, las nociones de «memex» (Bush, 1945) y «esfera» y «espuma» (Sloterdijk, 2004). Finalmente se establecen «asociaciones» entre las nociones mencionadas y las nociones de «tradición» y «biblioteca» tal como las mismas funcionan en determinados fragmentos de la obra de Jorge Luis Borges

Análisis Integrado de Seguridad de un accidente de SGTR en un reactor nuclear tipo PWR

El accidente de rotura de tubos de un generador de vapor (Steam Generator Tube Rupture, SGTR) en los reactores de agua a presión es uno de los transitorios más exigentes desde el punto de vista de operación. Los transitorios de SGTR son especiales, ya que podría dar lugar a emisiones radiológicas al exterior sin necesidad de daño en el núcleo previo o sin que falle la contención, ya que los SG pueden constituir una vía directa desde el reactor al medio ambiente en este transitorio. En los análisis de seguridad, el SGTR se analiza desde un punto determinista y probabilista, con distintos enfoques con respecto a las acciones del operador y las consecuencias analizadas. Cuando comenzaron los Análisis Deterministas de Seguridad (DSA), la forma de analizar el SGTR fue sin dar crédito a la acción del operador durante los primeros 30 min del transitorio, lo que suponía que el grupo de operación era capaz de detener la fuga por el tubo roto dentro de ese tiempo. Sin embargo, los diferentes casos reales de accidentes de SGTR sucedidos en los EE.UU. y alrededor del mundo demostraron que los operadores pueden emplear más de 30 minutos para detener la fuga en la vida real. Algunas metodologías fueron desarrolladas en los EEUU y en Europa para abordar esa cuestión. En el Análisis Probabilista de Seguridad (PSA), las acciones del operador se tienen en cuenta para diseñar los cabeceros en el árbol de sucesos. Los tiempos disponibles se utilizan para establecer los criterios de éxito para dichos cabeceros. Sin embargo, en una secuencia dinámica como el SGTR, las acciones de un operador son muy dependientes del tiempo disponible por las acciones humanas anteriores. Además, algunas de las secuencias de SGTR puede conducir a la liberación de actividad radiológica al exterior sin daño previo en el núcleo y que no se tienen en cuenta en el APS, ya que desde el punto de vista de la integridad de núcleo son de éxito. Para ello, para analizar todos estos factores, la forma adecuada de analizar este tipo de secuencias pueden ser a través de una metodología que contemple Árboles de Sucesos Dinámicos (Dynamic Event Trees, DET). En esta Tesis Doctoral se compara el impacto en la evolución temporal y la dosis al exterior de la hipótesis más relevantes encontradas en los Análisis Deterministas a nivel mundial. La comparación se realiza con un modelo PWR Westinghouse de tres lazos (CN Almaraz) con el código termohidráulico TRACE, con hipótesis de estimación óptima, pero con hipótesis deterministas como criterio de fallo único o pérdida de energía eléctrica exterior. Las dosis al exterior se calculan con RADTRAD, ya que es uno de los códigos utilizados normalmente para los cálculos de dosis del SGTR. El comportamiento del reactor y las dosis al exterior son muy diversas, según las diferentes hipótesis en cada metodología. Por otra parte, los resultados están bastante lejos de los límites de regulación, pese a los conservadurismos introducidos. En el siguiente paso de la Tesis Doctoral, se ha realizado un análisis de seguridad integrado del SGTR según la metodología ISA, desarrollada por el Consejo de Seguridad Nuclear español (CSN). Para ello, se ha realizado un análisis termo-hidráulico con un modelo de PWR Westinghouse de 3 lazos con el código MAAP. La metodología ISA permite la obtención del árbol de eventos dinámico del SGTR, teniendo en cuenta las incertidumbres en los tiempos de actuación del operador. Las simulaciones se realizaron con SCAIS (sistema de simulación de códigos para la evaluación de la seguridad integrada), que incluye un acoplamiento dinámico con MAAP. Las dosis al exterior se calcularon también con RADTRAD. En los resultados, se han tenido en cuenta, por primera vez en la literatura, las consecuencias de las secuencias en términos no sólo de daños en el núcleo sino de dosis al exterior. Esta tesis doctoral demuestra la necesidad de analizar todas las consecuencias que contribuyen al riesgo en un accidente como el SGTR. Para ello se ha hecho uso de una metodología integrada como ISA-CSN. Con este enfoque, la visión del DSA del SGTR (consecuencias radiológicas) se une con la visión del PSA del SGTR (consecuencias de daño al núcleo) para evaluar el riesgo total del accidente. Abstract Steam Generator Tube Rupture accidents in Pressurized Water Reactors are known to be one of the most demanding transients for the operating crew. SGTR are special transient as they could lead to radiological releases without core damage or containment failure, as they can constitute a direct path to the environment. The SGTR is analyzed from a Deterministic and Probabilistic point of view in the Safety Analysis, although the assumptions of the different approaches regarding the operator actions are quite different. In the beginning of Deterministic Safety Analysis, the way of analyzing the SGTR was not crediting the operator action for the first 30 min of the transient, assuming that the operating crew was able to stop the primary to secondary leakage within that time. However, the different real SGTR accident cases happened in the USA and over the world demonstrated that operators can took more than 30 min to stop the leakage in actual sequences. Some methodologies were raised in the USA and in Europe to cover that issue. In the Probabilistic Safety Analysis, the operator actions are taken into account to set the headers in the event tree. The available times are used to establish the success criteria for the headers. However, in such a dynamic sequence as SGTR, the operator actions are very dependent on the time available left by the other human actions. Moreover, some of the SGTR sequences can lead to offsite doses without previous core damage and they are not taken into account in PSA as from the point of view of core integrity are successful. Therefore, to analyze all this factors, the appropriate way of analyzing that kind of sequences could be through a Dynamic Event Tree methodology. This Thesis compares the impact on transient evolution and the offsite dose of the most relevant hypothesis of the different SGTR analysis included in the Deterministic Safety Analysis. The comparison is done with a PWR Westinghouse three loop model in TRACE code (Almaraz NPP), with best estimate assumptions but including deterministic hypothesis such as single failure criteria or loss of offsite power. The offsite doses are calculated with RADTRAD code, as it is one of the codes normally used for SGTR offsite dose calculations. The behaviour of the reactor and the offsite doses are quite diverse depending on the different assumptions made in each methodology. On the other hand, although the high conservatism, such as the single failure criteria, the results are quite far from the regulatory limits. In the next stage of the Thesis, the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Safety Council (CSN), has been applied to a thermohydraulical analysis of a Westinghouse 3-loop PWR plant with the MAAP code. The ISA methodology allows obtaining the SGTR Dynamic Event Tree taking into account the uncertainties on the operator actuation times. Simulations are performed with SCAIS (Simulation Code system for Integrated Safety Assessment), which includes a dynamic coupling with MAAP thermal hydraulic code. The offsite doses are calculated also with RADTRAD. The results shows the consequences of the sequences in terms not only of core damage but of offsite doses. This Thesis shows the need of analyzing all the consequences in an accident such as SGTR. For that, an it has been used an integral methodology like ISA-CSN. With this approach, the DSA vision of the SGTR (radiological consequences) is joined with the PSA vision of the SGTR (core damage consequences) to measure the total risk of the accident.

Neutronics design and radiological aspects of HiPER facilities

En este trabajo se han cubierto diferentes asuntos del diseño neutrónico de los aspectos radiológicos de las dos instalaciones del proyecto HiPER. El proyecto HiPER es un proyecto europeo concebido en el marco del programa ESFRI (European Scientific Facilities Research Infrastructure). Está destinado al desarrollo de la energía de fusión nuclear inercial mediante el uso de láseres y el esquema iluminación directa. Consecuentemente, se trata de una instalación con fines exclusivamente civiles. Se divide en dos fases, correspondientes con dos instalaciones: HiPER Engineering y HiPER Reactor. La instalación HiPER Engineering desarrollará las tecnologías implicadas en la ignición de alta repetición de cápsulas de DT por iluminación directa. El HiPER Reactor será una planta demostradora que produzca electricidad haciendo uso de las tecnologías desarrolladas durante la fase HiPER Engineering. El HiPER Engineering se centrará en las tecnologías relevantes para las igniciones a alta repetición de cápsulas de DT usando la iluminación directa. El principal esfuerzo de desarrollo tecnológico se hará en todos los asuntos directamente relacionados con la ignición: láseres, óptica, inyector, y fabricación masiva de cápsulas entre otros. Se espera una producción de entre 5200 MJ/año y 120000 MJ/año dependiendo del éxito de la instalación. Comparado con la energía esperada en NIF, 1200 MJ/año, se trata de un reto y un paso más allá en la protección radiológica. En este trabajo se ha concebido una instalación preliminar. Se ha evaluado desde el punto de vista de la protección radiológica, siendo las personas y la óptica el objeto de protección de este estudio. Se ha establecido una zonificación durante la operación y durante el mantenimiento de la instalación. Además, se ha llevado a cabo una evaluación de la selección de materiales para la cámara de reacción desde el punto de vista de gestión de residuos radiactivos. El acero T91 se ha seleccionado por, siendo un acero comercial, presentar el mismo comportamiento que el acero de baja activación EUROFER97 al evaluarse como residuo con el nivel de irradiación de HiPER Engineering. Teniendo en cuenta los resultados obtenidos para la instalación preliminar y las modificaciones de la instalación motivadas en otros campos, se ha propuesto una instalación avanzada también en este trabajo. Un análisis más profundo de los aspectos radiológicos, así como una evaluación completa de la gestión de todos los residuos radiactivos generados en la instalación se ha llevado a cabo. La protección radiológica se ha incrementado respecto de la instalación preliminar, y todos los residuos pueden gestionarse en un plazo de 30 sin recurrir al enterramiento de residuos. El HiPER Reactor sera una planta demostradora que produzca electricidad basada en las tecnologías de ignición desarrolladas durante la fase HiPER Engineering. El esfuerzo de desarrollo tecnológico se llevará a cabo en los sistemas relacionados con la generación de electricidad en condiciones económicas: manto reproductor de tritio, ciclos de potencia, vida y mantenimiento de componentes, o sistemas de recuperación de tritio entre otros. En este trabajo la principal contribución a HiPER Reactor está relacionada con el diseño de la cámara de reacción y sus extensiones en la planta. La cámara de reacción es la isla nuclear más importante de la planta, donde la mayoría de las reacciones nucleares tienen lugar. Alberga la primera pared, el manto reproductor de tritio y la vasija de vacío. Todo el trabajo realizado aquí ha pivotado en torno al manto reproductor de tritio y sus interacciones con el resto de componentes de la planta. Tras una revisión profunda de la bibliografía de los diseños recientes de cámaras de reacción con características similares a HiPER Reactor, se ha propuesto y justificado un esquema tecnológico innovador para el manto reproductor de tritio. El material fértil selecconado es el eutéctico 15.7 at.% Litio – 84.3 at.% Plomo, LiPb, evitando el uso de berilio como multiplicador neutrónico mientras se garantiza el ajuste online de la tasa de reproducción de tritio mediante el ajuste en el enriquecimiento en 6Li. Aunque se podría haber elegido Litio purom el LiPb evita problemas relacionados con la reactividad química. El precio a pagar es un reto materializado como inventario radiactivo de Z alto en el lazo de LiPb que debe controlarse. El material estructural seleccionado es el acero de baja activación EUROFER97, que estará en contacto directo con le LiPb fluyendo a alta velocidad. En este esquema tecnológico, el LiPb asegurará la autosuficiente de tritio de la planta mientras el propio LiPb extrae del manto el calor sobre él depositado por los neutrones. Este esquema recibe el nombre de manto de Litio-Plomo auto-refrigerado (SCLL por sus siglas en inglés). Respecto de los conceptos SCLL previos, es destacable que nos e requieren componentes del SiC, puesto que no hay campos magnéticos en la cámara de reacción. Consecuentemente, el manto SCLL propuesto para HiPER presenta riesgo tecnológicos moderados, similares a otros dispositivos de fusión magnética, como el HCLL, e incluso inferiores a los del DCLL, puesto que no se require SiC. Los retos que se deben afrontar son el control del inventario de Z alto así como las tasas de corrosión derivadas de la interacción del LiPb con el EUROFE97. En este trabajo se abordan ambos aspectos, y se presentan los respectivos análisis, junto con otros aspectos neutrónicos y de activación, tales como la protección de la vasija de vacío por parte del material fértil para garantizar la resoldabilidad de por vida en la cara externa de la vasija. También se propone y se estudio un ciclo de potencia de Brayton de Helio para dos configuraciones diferentes de refrigeración del sistema primera pared-manto reproductor. Las principales conclusiones de estos estudios son: i) el inventario de Z alto puede controlarse y es comparable al que se encuentra en dispositivos de fusión similares, ii)la vasija de vacío requiere una mayor protección frente a la radiación neutrónica y iii) las tasas de corrosión son demasiado altas y la temperatura media de salida del LiPb es demasiado baja. Tiendo en cuenta estos resultados juntos con otras consideraciones relacionadas con el mantenimiento de componentes y la viabilidad constructiva, se ha propuesto una evolución de la cámara de reacción. Las evoluciones más destacables son la introducción de un reflector neutrónico de grafito, la modificación de la configuración de la óptica final, la forma y el tamaño de la cámara de vacío y una nueva subdivisión modular del manto. Se ha evaluado desde el punto de vista neutrónico, y su análisis y posterior evolución queda fuera del objeto de este trabajo. Los códigos utilizados en este trabajo son: CATIA para la generación de geometrías 3D complejas MCAM para la traducción de archivos de CATIA a formato de input de MCNP MCNP para el transporte de la radiación (neutrones y gammas) y sus respuestas asociadas ACAB para la evolución del inventario isotópico y sus respuestas asociadas MC2ACAB para acoplar MCNP y ACAB para el cómputo de dosis en parada usando la metodología R2S basada en celda. Moritz para visualizar los reultados de MCNP FLUENT para llevar a cabo cálculos de fluido-dinámica Para llevar a cabo este trabajo, han sido necesarias unas destrezas computacionales. Las más relevantes utilizadas son: generación de geometrás 3D complejas y transmisión a MCNP, diferentes tñecnica de reducción de varianza como importancia por celdas y weight windows basado en malla, metodología Rigorous-two-Steps basada en celdas para el cálculo de dosis en parada y la modificación del código ACAB para el cálculos con múltiples espectros en la misma simulación. Como resumen, la contribución de este trabajo al proyecto HiPER son dos diseños conceptuales de instalación: una para HiPER Engineering y otra para HiPER Reactor. La primera se ha estudio en profundidad desde el punto de vista de protección radiológica y gestión de residuos, mientras que la segunda se ha estudiado desde el punto de vista de operación: seguridad, comportamiento, vida y mantenimiento de componentes y eficiencia del ciclo de potencia.

El sistema JRODOS: una herramienta moderna y eficaz para la gestión y preparación de emergencias nucleares y radiológicas y la rehabilitación. Implementación en España.

En los últimos años se ha producido un significativo avance en el área de la gestión de las emergencias nucleares y radiológicas y la rehabilitación. Proyectos de alcance europeo como EURANOS han contribuido a mejorar los procesos de gobernanza participativa iniciados durante los anteriores Programas Marco Europeos y el desarrollo de técnicas y metodologías en todos los niveles operativos en materia nuclear y radiológica. El sistema de ayuda a la decisión (SAD) RODOS es uno de los productos desarrollados durante este periodo y que ha ido siendo mejorado hasta convertirse en un sistema de uso operacional ampliamente difundido y asumido en todo el ámbito europeo y que empieza a extenderse también a otras zonas del mundo. En España, ha sido implementado y adaptado a las características nacionales en el contexto del Proyecto ISIDRO, patrocinado por el CSN, con la participación del CIEMAT y la UPM. El objetivo de este trabajo es dar a conocer la última versión de este sistema, denominado JRODOS, centrándose en su adaptación al entorno nacional y su aplicación como herramienta operacional en la gestión y preparación de las emergencias y la rehabilitación de zonas contaminadas.

Estudio experimental sobre la efectividad y la viabilidad de distintas soluciones constructivas para reducir la concentración de gas radón en edificaciones

El trabajo de investigación desarrollado que ha dado lugar a la realización de esta Tesis, aborda la protección de los edificios frente a la entrada de gas radón y su acumulación en los espacios habitados. Dicho gas (isótopo del radón Rn-222) es un elemento radiactivo que se genera, principalmente, en terrenos con altos contenidos de radio (terrenos graníticos por ejemplo). Su alto grado de movilidad permite que penetre en los edificios a través de los materiales de cerramiento del mismo (porosidad de los materiales, fisuras, grietas y juntas) y se acumule en su interior, donde puede ser inhalado en altas concentraciones. La Organización Mundial de la Salud, califica al radón como agente cancerígeno de grado 1. Según este Organismo, el radón es la segunda causa de contracción de cáncer pulmonar detrás del tabaco. Como respuesta a esta alarma, distintos estados ya han elaborado normativas en las que se proponen soluciones para que los niveles de concentración de radón no superen los valores recomendados por los organismos internacionales responsables de la protección radiológica. En España aún no existe normativa de protección frente a este agente cancerígeno causante de numerosas muertes, y es por tal motivo evidente la necesidad de aportar documentación técnica que ayude a las administraciones nacionales y locales a desarrollar dicha normativa para ajustarse a las recomendaciones europeas e internacionales sobre los niveles que no se deben superar y que, por otro lado, ya han contemplado una gran cantidad de países. Como principal aportación de este trabajo se muestran los resultados de reducción de concentración de gas radón de distintas soluciones constructivas enfocadas a frenar la entrada de gas radón al interior de los edificios haciendo uso de técnicas y materiales habituales en el ámbito de la construcción en España. Para ello, se han estudiado las efectividades de dichas soluciones, en lo referente a su capacidad para frenar la inmisión de radón, en un prototipo de vivienda construido al efecto en un terreno con altas concentraciones de radón. Las soluciones propuestas y ensayadas han sido el resultado de una labor de optimización de los sistemas estudiados en la bibliografía con el fin de adaptar las técnicas a los sistemas constructivos habituales en España y en concreto a la situación real del prototipo de vivienda construido en un lugar con contenidos de radón en terreno muy elevados. El trabajo incluye un capítulo inicial con los conceptos básicos necesarios para entender la problemática que supone habitar en espacios con altos contenidos de radón. ABSTRACT The research developed, which has led to the completion of this thesis, deal with the protection of buildings against entry of radon gas and its accumulation in the ocupated spaces. This gas (radon isotope Rn-222) is a radioactive element generated, mainly, in areas with high levels of radio (granitic terrain for example). Its high mobility allows entering in buildings through the enclosure materials of it (porosity of materials, cracks, crevices and joints) and accumulates inside, where it can be inhaled in high concentrations. The World Health Organization describes radon gas as a carcinogen agent in level 1. According to this Agency, radon is the second leading cause of lung cancer behind tobacco. In response to this alarm, some states have developed regulations that propose solutions to reduce radon concentration levels for not exceeding the values recommended by international agencies responsible in radiation protection. In Spain there is still no legislation to protect against this carcinogen element that cause numerous deaths, and for that reason it is evident the need to provide technical documentation to help the national and local governments to develop legislation for reaching the European and international levels recommendations. As the main contribution of this work are the results of reducing radon concentration using different constructive solutions aimed to stop radon entry in buildings, with techniques and materials common in Spain. To do this, effectiveness of such solutions, have been studied in terms of its ability to stop radon entry in a housing prototype built for this purpose in an area with high radon levels. The solutions proposed and tested have been the result of a process of optimization of systems studied in the literature in order to adapt the techniques to Spanish building material and, specifically, to the actual situation of housing prototype built in a place with high contents of radon in soil. The work includes an initial chapter with the basic concepts needed to understand the problem of living in areas with high levels of radon.

Estudio del módulo icrp del sistema jrodos de ayuda a la toma de decisiones en emergencias nucleares y radiológicas

Este proyecto se basa en el sistema JRodos de ayuda a la toma de decisiones en tiempo real en caso de emergencias nucleares y radiológicas. Tras una breve descripción del mismo, se presentan los modelos de cálculo que utiliza el sistema y la organización modular en la que se estructura el programa. Concretamente este documento se centra en un módulo desarrollado recientemente denominado ICRP y caracterizado por tener en cuenta todas las vías de exposición a la contaminación radiológica, incluida la vía de la ingestión que no se había tenido en cuenta en los módulos previos. Este modelo nuevo utiliza resultados obtenidos a partir de la cadena de escala local LSMC como datos de entrada, por lo que se lleva a cabo una descripción detalla del funcionamiento y de la ejecución tanto del módulo ICRP como de la cadena previa LSMC. Finalmente, se ejecuta un ejercicio ICRP usando los datos meteorológicos y de término fuentes reales que se utilizaron en el simulacro CURIEX 2013 realizado en el mes de noviembre de 2013 en la Central Nuclear de Almaraz. Se presenta paso a paso la ejecución de este ejercicio y posteriormente se analizan y explican los resultados obtenidos acompañados de elementos visuales proporcionados por el programa. This project is based on the real time online decision support system for nuclear emergency management called JRodos. After a brief description of it, the calculation models used by the system and its modular organization are presented. In particular, this paper focuses on a newly developed module named ICRP. This module is characterized by the consideration of the fact that all terrestrial exposure pathways, including ingestion, which has not been considered in previous modules. This new model uses the results obtained in a previous local scale model chain called LSMC as input. In this document a detailed description of the operation and implementation of both the ICRP module and its previous LSMC chain is presented. To conclude, an ICRP exercise is performed with real meteorological and source term data used in the simulation exercise CURIEX 2013 carried out in the Almaraz Nuclear Power Plant in November 2013. A stepwise realization of this exercise is presented and subsequently the results are deeply explained and analyzed supplemented with illustrations provided by the program.

Bases para la estimación indirecta del coeficiente de difusión del radón en el hormigón

La exposición a altas concentraciones de radón supone un riesgo de desarrollar cáncer de pulmón. El radón de los edificios proviene principalmente del terreno. Por ello, es de gran importancia conocer las soluciones constructivas que supongan una barrera a la entrada de radón del terreno. Una envolvente de hormigón puede funcionar como barrera frente al radón, siempre y cuando reúna una serie de características de entre la que destaca su bajo coeficiente de difusión de radón, que se determina utilizando fuentes radiactivas, con lo que implica en cuanto a seguridad radiológica. En este artículo se presentan las bases para estimar el coeficiente de difusión del radón en el hormigón utilizando resultados empíricos de los coeficientes de difusión y de permeabilidad de gases no radioactivos como el oxígeno. También se presentan resultados de la correlación entre el coeficiente de permeabilidad y difusión del oxígeno.

Design of a new neutron delivery system for high flux source

La construcción en la actualidad de nuevas fuentes para el uso de haces de neutrones así como los programas de renovación en curso en algunas de las instalaciones experimentales existentes han evidenciado la necesidad urgente de desarrollar la tecnología empleada para la construcción de guías de neutrones con objeto de hacerlas mas eficientes y duraderas. Esto viene motivado por el hecho de que varias instalaciones de experimentación con haces de neutrones han reportado un número de incidentes mecánicos con tales guías, lo que hace urgente el progresar en nuestro conocimiento de los susbtratos vítreos sobre los cuales se depositan los espejos que permiten la reflexión total de los neutrones y como aquellos se degradan con la radiación. La presente tesis se inscribe en un acuerdo de colaboración establecido entre el Institut Max von Laue - Paul Langevin (ILL) de Grenoble y el Consorcio ESS-Bilbao con objeto de mejorar el rendimiento y sostenibilidad de los sistemas futuros de guiado de neutrones. El caso de la Fuente Europea de Espalación en construcción en Lund sirve como ejemplo ya que se contempla la instalación de guías de neutrones de más de 100 metros en algunos de los instrumentos. Por otro lado, instalaciones como el ILL prevén también dentro del programa Endurance de rejuvenecimiento la reconstrucción de varias líneas de transporte de haz. Para el presente estudio se seleccionaron cuatro tipos de vidrios borosilicatados que fueron el Borofloat, N-ZK7, N-BK7 y SBSL7. Los tres primeros son bien conocidos por los especialistas en instrumentación neutrónica ya que se han empleado en la construcción de varias instalaciones mientras que el último es un candidato potencial en la fabricación de substratos para espejos neutrónicos en un futuro. Los cuatro vidrios tiene un contenido en óxido de Boro muy similar, approximadamente un 10 mol.%. Tal hecho que obedece a las regulaciones para la fabricación de estos dispositivos hace que tales substratos operen como protección radiológica absorbiendo los neutrones transmitidos a través del espejo de neutrones. Como contrapartida a tal beneficio, la reacción de captura 10B(n,_)7Li puede degradar el substrato vítreo debido a los 2.5 MeV de energía cinética depositados por la partícula _ y los núcleos en retroceso y de hecho la fragilidad de tales vidrios bajo radiación ha sido atribuida desde hace ya tiempo a los efectos de esta reacción. La metodología empleada en esta tesis se ha centrado en el estudio de la estructura de estos vidrios borosilicatados y como esta se comporta bajo condiciones de radiación. Los materiales en cuestión presentan estructuras que dependen de su composición química y en particular del ratio entre formadores y modificadores de la red iono-covalente. Para ello se han empleado un conjunto de técnicas de caracterización tanto macro- como microscópicas tales como estudios de dureza, TEM, Raman, SANS etc. que se han empleado también para determinar el comportamiento de estos materiales bajo radiación. En particular, algunas propiedades macroscópicas relacionadas con la resistencia de estos vidrios como elementos estructurales de las guías de neutrones han sido estudiadas así como también los cambios en la estructura vítrea consecuencia de la radiación. Para este propósito se ha diseñado y fabricado por el ILL un aparato para irradiación de muestras con neutrones térmicos en el reactor del ILL que permite controlar la temperatura alcanzada por la muestra a menos de 100 °C. Tal equipo en comparación con otros ya existences permite en cuestión de dias acumular las dosis recibidas por una guía en operación a lo largo de varios años. El uso conjunto de varias técnicas de caracterización ha llevado a revelar que los vidrios aqui estudiados son significativamente diferentes en cuanto a su estructura y que tales diferencias afectan a sus propiedades macroscópicas asi como a su comportamiento bajo radiación. Tal resultado ha sido sorprendente ya que, como se ha mencionado antes, algunos de estos vidrios eran bien conocidos por los fabricantes de guías de neutrones y hasta el momento eran considerados prácticamente similares debido a su contenido comparable en óxido de Boro. Sin embargo, los materiales N-BK7 and S-BSL7 muetran gran homogeneidad a todas las escalas de longitud, y más específicamente, a escalas nanométricas las subredes de Sílice y óxido de Boro se mezclan dando logar a estructuras locales que recuerdan a la del cristal de Reedmergnerita. Por el contrario, N-ZK7 y Borofloat muestran dominios separados ricos en Sílice o Boro. Como era de esperar, las importantes diferencias arriba mencionadas se traducen en comportamientos dispares de estos materiales bajo un haz de neutrones térmicos. Los resultados muestran que el N-BK7 y el S-BSL7 son los más estables bajo radiación, lo que macroscópicamente hace que estos materiales muestren un comportamiento similar expandiéndose lentamente en función de la dosis recibida. Por el contario, los otros dos materiales muestran un comportamiento mucho más reactivo, que hace que inicialmente se compacten con la dosis recibida lo que hace que las redes de Silicio y Boro se mezclen resultando en un incremento en densidad hasta alcanzar un valor límite, seguido por un proceso de expansión lenta que resulta comparable al observado para N-BK7 y SBSL7. Estos resultados nos han permitido explicar el origen de las notorias diferencias observadas en cuanto a las dosis límite a partir de las cuales estos materiales desarrollan procesos de fragmentación en superficie. ABSTRACT The building of new experimental neutron beam facilities as well as the renewal programmes under development at some of the already existing installations have pinpointed the urgent need to develop the neutron guide technology in order to make such neutron transport devices more efficient and durable. In fact, a number of mechanical failures of neutron guides have been reported by several research centres. It is therefore important to understand the behaviour of the glass substrates on top of which the neutron optics mirrors are deposited and how these materials degrade under radiation conditions. The case of the European Spallation Source (ESS) at present under construction at Lund is a good example. It previews the deployment of neutron guides having more than 100 metres of length for most of the instruments. Also, the future renovation programme of the ILL, called Endurance, foresees the refurbishment of several beam lines. This Ph.D. thesis was the result of a collaboration agreement between the ILL and ESS-Bilbao aiming to improve the performance and sustainability of future neutron delivery systems. Four different industrially produced alkali-borosilicate glasses were selected for this study: Borofloat, N-ZK7, N-BK7 and SBSL7. The first three are well known within the neutron instrumentation community as they have already been used in several installations whereas the last one is at present considered as a candidate for making future mirror substrates. All four glasses have a comparable content of boron oxide of about 10 mol.%. The presence of such a strong neutron absorption element is in fact a mandatory component for the manufacturing of neutron guides because it provides a radiological shielding for the environment. This benefit is however somewhat counterbalanced since the resulting 10B(n,_)7Li reactions degrade the glass due to the deposited energy of 2.5 MeV by the _ particle and the recoil nuclei. In fact, the brittleness of some of these materials has been ascribed to this reaction. The methodology employed by this study consisted in understanding the general structure of borosilicates and how they behave under irradiation. Such materials have a microscopic structure strongly dependent upon their chemical content and particularly on the ratios between network formers and modifiers. The materials have been characterized by a suite of macroscopic and structural techniques such as hardness, TEM, Raman, SANS, etc. and their behaviour under irradiation was analysed. Some macroscopic properties related to their resistance when used as guide structural elements were monitored. Also, changes in the vitreous structure due to radiation were observed by means of several experimental tools. For such a purpose, an irradiation apparatus has been designed and manufactured to enable irradiation with thermal neutrons within the ILL reactor while keeping the samples below 100 °C. The main advantage of this equipment if compared to others previously available was that it allowed to reach in just some days an equivalent neutron dose to that accumulated by guides after several years of use. The concurrent use of complementary characterization techniques lead to the discovery that the studied glasses were deeply different in terms of their glass network. This had a strong impact on their macroscopic properties and their behaviour under irradiation. This result was a surprise since, as stated above, some of these materials were well known by the neutron guide manufacturers, and were considered to be almost equivalent because of their similar boron oxide content. The N-BK7 and S-BSL7 materials appear to be fairly homogeneous glasses at different length scales. More specifically, at nanometre scales, silicon and boron oxide units seem to mix and generate larger structures somewhat resembling crystalline Reedmergnerite. In contrast, N-ZK7 and Borofloat are characterized by either silicon or boron rich domains. As one could expect, these drastic differences lead to their behaviour under thermal neutron flux. The results show that N-BK7 and S-BSL7 are structurally the most stable under radiation. Macroscopically, such stability results in the fact that these two materials show very slow swelling as a function or radiation dose. In contrast, the two other glasses are much more reactive. The whole glass structure compacts upon radiation. Specifically, the silica network, and the boron units tend to blend leading to an increase in density up to some saturation, followed by a very slow expansion which comes to be of the same order than that shown by N-BK7 and S-BSL7. Such findings allowed us to explain the drastic differences in the radiation limits for macroscopic surface splintering for these materials when they are used in neutron guides.

Imaginar : dibujar y escribir : recorridos pedagógicos alrededor del proyectar junto a Javier Seguí

En la enseñanza de la arquitectura, el dibujo es tradicionalmente una materia propedéutica que requiere años de entrenamiento hasta conseguir la destreza necesaria para convertirse en herramienta de configuración y en lenguaje de comunicación del proyecto. El requerimiento de un dominio del dibujo eminentemente instrumental es el que encuentra en el año 1957 Javier Seguí, cuando entra en la Escuela Técnica Superior de Arquitectura de Madrid, y también en 1974, al obtener la cátedra de la asignatura de Análisis de Formas Arquitectónicas tras intentar, sin éxito, la cátedra de la asignatura Proyectos Arquitectónicos. Desde entonces, y durante treinta y nueve años como catedrático, ejerce de profesor en el ahora denominado Departamento de Ideación Gráfica Arquitectónica -agrupamiento de asignaturas encuadradas en un área de conocimiento- trabajando junto a un grupo de compañeros y alumnos que intentan desarrollar un proceso de cambio fundamental en la docencia del dibujo para abandonar la pura representación y convertirla en el dibujar para proyectar. Javier Seguí se jubila en el año 2010. Separado de la docencia y la investigación oficial, continúa dibujando y escribiendo, con el objeto de sistematizar y fundamentar todas aquellas prácticas desarrolladas y reivindicar el funcionamiento de la imaginación. Esta actividad de investigación, desde un extrañamiento extremo, permite elaborar tanto un listado de técnicas operativo-imaginarias de arranque de los procesos de proyectar, como reflexionar y recuperar algunas prácticas desarrolladas desde el grado cero y la radicalidad. Esta investigación aborda la práctica docente de Javier Seguí, ligándola a su producción investigadora desde sus propios dibujos, escritos y conversaciones realizadas en un momento en el que la crisis de la asignatura de dibujo es evidente en un contexto universitario desorientado, que constata el fracaso del cambio que Seguí soñara hace medio siglo. ABSTRACT In the teaching of architecture, drawing has traditionally been a propaedeutic subject requiring years of training to achieve the necessary skill to become a language and communication tool for project configuration. The requirement of a drawing domain aseminently instrumental is what Javier Seguí found in 1957 when he entered the Superior Technical School of Architecture of Madrid (Escuela Técnica Superior de Arquitectura de Madrid), and also in 1974, when he was awarded the position of Chair of Analysis of Architectural Forms after trying, unsuccessfully, the Chair of Architectural Projects. Since then, and for thirty-nine years as a Professor, he has taught at what now is called the Department of Architectural Graphic Ideation – group of subjects framed as an knowledge area -, in collaboration with a group of colleagues and students who try to develop a process of fundamental change in the teaching of drawing, through the abandonment of pure representation to transform drawing into a project. Javier Seguí retired in 2010. Separated from official teaching and research, he maintains a consistent practice of drawing and writing, in order to systematize and substantiate all practices developed and claim the use of the imagination. This research activity, from a one end distance, allows both a list of imaginary operational techniques to the start-up project processes, as much as recovering some practices developed from scratch and of a radical technical degree. This research addresses the teaching practice of Javier Segui, linking its research output of their own drawings, writings and conversations in a moment in which the crisis of the drawing subject is evident in a disoriented university context, demonstrating the failure of the exchange that Seguí has dreamed of since half a century ago.

Evolução das doses no ambiente do Reator IEA-R1 e tendências com base nos resultados atuais

O Ipen/Cnen-SP possui um Reator de Pesquisa(IEA-R1) em operação desde 1957. Ele utiliza água leve como blindagem, moderador e como fluido refrigerante, o volume desta piscina é de 273m3. Até 1995 a operação do Reator era descontinua, ou seja, operava diariamente sendo desligado no final do dia, a uma potência de 2,0 MW. A partir daquele ano, após algumas modificações de segurança, o Reator passou a operar de forma continua, ou seja, de segunda-feira a quarta-feira sem ser desligado, totalizando 64 horas semanais. A potência também foi aumentando até 4,5 MW em 2012. Em virtude dessas alterações, a saber, operação contínua e do aumento da potência, as doses dos trabalhadores aumentaram e por isso foram realizados vários estudos para diminui-las. Estudos demonstraram que uma das principais limitações para operação de um reator em potência elevada, provém das radiações gama emitidas pelo sódio-24. Outros elementos como magnésio-27, Alumínio-28, Argônio-51, contribuem de forma considerável para a atividade da água da piscina. A introdução de uma camada de água quente em sua superfície, estável e isenta de elementos radioativos com 1,5m a 2m de espessura constituiria uma blindagem às radiações provenientes dos elementos radioativos dissolvidos na água. Estudos de otimização provaram que a instalação da camada quente não era necessária para o regime e potência atual de operação do Reator, pois outros procedimentos adotados eram mais eficazes. A partir desta decisão o serviço de Proteção Radiológica do Reator IEA-R1, montou um programa de avaliação das doses para certificar-se de que elas se mantinham em valores razoáveis baseados em princípios estabelecidos em normas nacionais e internacionais. O intuito deste trabalho é realizar uma análise das doses individuais dos IOE (Individuo Ocupacionalmente Expostos), considerando as mudanças no regime de operação do Reator e sugerir opções de proteção e segurança, viáveis em primeira instância, para reduzir as doses analisadas, visando se chegar aos níveis de referencia de 3 mSv/ano adotados pela instalação em apreço.