Ion Beam Analysis of He-implanted fusion solid breedes

Introduction Lithium-based ceramics (silicates, titanates, ?) possess a series of advantages as alternative over liquid lithium and lithium-lead alloys for fusion breeders. They have a sufficient lithium atomic density (up to 540 kg*m-3), high temperature stability (up to 1300 K), and good chemical compatibility with structural materials. Nevertheless, few research is made on the diffusion behavior of He and H isotopes through polycrystalline structures of porous ceramics which is crucial in order to understand the mobility of gas coolants as well as, the release of tritium. Moreover, in the operating conditions of actual breeder blanket concepts, the extraction rate of the helium produced during lithium transmutation can be affected by the composition and the structure of the near surface region modifying the performance of BB materials

Thermal diffusion profile by NRA of Deuterium implanted in solid breeder blanket materials

This paper studies the relationship between aging, physical changes and the results of non-destructive testing of plywood. 176 pieces of plywood were tested to analyze their actual and estimated density using non-destructive methods (screw withdrawal force and ultrasound wave velocity) during a laboratory aging test. From the results of statistical analysis it can be concluded that there is a strong relationship between the non-destructive measurements carried out, and the decline in the physical properties of the panels due to aging. The authors propose several models to estimate board density. The best results are obtained with ultrasound. A reliable prediction of the degree of deterioration (aging) of board is presented. Breeder blanket materials have to produce tritium from lithium while fulfilling several strict conditions. In particular, when dealing with materials to be applied in fusion reactors, one of the key questions is the study of light ions retention, which can be produced by transmutation reactions and/or introduced by interaction with the plasma. In ceramic breeders the understanding of the hydrogen isotopes behaviour and specially the diffusion of tritium to the surface is crucial. Moreover the evolution of the microstructure during irradiation with energetic ions, neutrons and electrons is complex because of the interaction of a high number of processes.

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

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

Development of a methodology for nuclear data uncertainty propagation on isotopic evolution calculations for advanced nuclear systems

Una apropiada evaluación de los márgenes de seguridad de una instalación nuclear, por ejemplo, una central nuclear, tiene en cuenta todas las incertidumbres que afectan a los cálculos de diseño, funcionanmiento y respuesta ante accidentes de dicha instalación. Una fuente de incertidumbre son los datos nucleares, que afectan a los cálculos neutrónicos, de quemado de combustible o activación de materiales. Estos cálculos permiten la evaluación de las funciones respuesta esenciales para el funcionamiento correcto durante operación, y también durante accidente. Ejemplos de esas respuestas son el factor de multiplicación neutrónica o el calor residual después del disparo del reactor. Por tanto, es necesario evaluar el impacto de dichas incertidumbres en estos cálculos. Para poder realizar los cálculos de propagación de incertidumbres, es necesario implementar metodologías que sean capaces de evaluar el impacto de las incertidumbres de estos datos nucleares. Pero también es necesario conocer los datos de incertidumbres disponibles para ser capaces de manejarlos. Actualmente, se están invirtiendo grandes esfuerzos en mejorar la capacidad de analizar, manejar y producir datos de incertidumbres, en especial para isótopos importantes en reactores avanzados. A su vez, nuevos programas/códigos están siendo desarrollados e implementados para poder usar dichos datos y analizar su impacto. Todos estos puntos son parte de los objetivos del proyecto europeo ANDES, el cual ha dado el marco de trabajo para el desarrollo de esta tesis doctoral. Por tanto, primero se ha llevado a cabo una revisión del estado del arte de los datos nucleares y sus incertidumbres, centrándose en los tres tipos de datos: de decaimiento, de rendimientos de fisión y de secciones eficaces. A su vez, se ha realizado una revisión del estado del arte de las metodologías para la propagación de incertidumbre de estos datos nucleares. Dentro del Departamento de Ingeniería Nuclear (DIN) se propuso una metodología para la propagación de incertidumbres en cálculos de evolución isotópica, el Método Híbrido. Esta metodología se ha tomado como punto de partida para esta tesis, implementando y desarrollando dicha metodología, así como extendiendo sus capacidades. Se han analizado sus ventajas, inconvenientes y limitaciones. El Método Híbrido se utiliza en conjunto con el código de evolución isotópica ACAB, y se basa en el muestreo por Monte Carlo de los datos nucleares con incertidumbre. En esta metodología, se presentan diferentes aproximaciones según la estructura de grupos de energía de las secciones eficaces: en un grupo, en un grupo con muestreo correlacionado y en multigrupos. Se han desarrollado diferentes secuencias para usar distintas librerías de datos nucleares almacenadas en diferentes formatos: ENDF-6 (para las librerías evaluadas), COVERX (para las librerías en multigrupos de SCALE) y EAF (para las librerías de activación). Gracias a la revisión del estado del arte de los datos nucleares de los rendimientos de fisión se ha identificado la falta de una información sobre sus incertidumbres, en concreto, de matrices de covarianza completas. Además, visto el renovado interés por parte de la comunidad internacional, a través del grupo de trabajo internacional de cooperación para evaluación de datos nucleares (WPEC) dedicado a la evaluación de las necesidades de mejora de datos nucleares mediante el subgrupo 37 (SG37), se ha llevado a cabo una revisión de las metodologías para generar datos de covarianza. Se ha seleccionando la actualización Bayesiana/GLS para su implementación, y de esta forma, dar una respuesta a dicha falta de matrices completas para rendimientos de fisión. Una vez que el Método Híbrido ha sido implementado, desarrollado y extendido, junto con la capacidad de generar matrices de covarianza completas para los rendimientos de fisión, se han estudiado diferentes aplicaciones nucleares. Primero, se estudia el calor residual tras un pulso de fisión, debido a su importancia para cualquier evento después de la parada/disparo del reactor. Además, se trata de un ejercicio claro para ver la importancia de las incertidumbres de datos de decaimiento y de rendimientos de fisión junto con las nuevas matrices completas de covarianza. Se han estudiado dos ciclos de combustible de reactores avanzados: el de la instalación europea para transmutación industrial (EFIT) y el del reactor rápido de sodio europeo (ESFR), en los cuales se han analizado el impacto de las incertidumbres de los datos nucleares en la composición isotópica, calor residual y radiotoxicidad. Se han utilizado diferentes librerías de datos nucleares en los estudios antreriores, comparando de esta forma el impacto de sus incertidumbres. A su vez, mediante dichos estudios, se han comparando las distintas aproximaciones del Método Híbrido y otras metodologías para la porpagación de incertidumbres de datos nucleares: Total Monte Carlo (TMC), desarrollada en NRG por A.J. Koning y D. Rochman, y NUDUNA, desarrollada en AREVA GmbH por O. Buss y A. Hoefer. Estas comparaciones demostrarán las ventajas del Método Híbrido, además de revelar sus limitaciones y su rango de aplicación. ABSTRACT For an adequate assessment of safety margins of nuclear facilities, e.g. nuclear power plants, it is necessary to consider all possible uncertainties that affect their design, performance and possible accidents. Nuclear data are a source of uncertainty that are involved in neutronics, fuel depletion and activation calculations. These calculations can predict critical response functions during operation and in the event of accident, such as decay heat and neutron multiplication factor. Thus, the impact of nuclear data uncertainties on these response functions needs to be addressed for a proper evaluation of the safety margins. Methodologies for performing uncertainty propagation calculations need to be implemented in order to analyse the impact of nuclear data uncertainties. Nevertheless, it is necessary to understand the current status of nuclear data and their uncertainties, in order to be able to handle this type of data. Great eórts are underway to enhance the European capability to analyse/process/produce covariance data, especially for isotopes which are of importance for advanced reactors. At the same time, new methodologies/codes are being developed and implemented for using and evaluating the impact of uncertainty data. These were the objectives of the European ANDES (Accurate Nuclear Data for nuclear Energy Sustainability) project, which provided a framework for the development of this PhD Thesis. Accordingly, first a review of the state-of-the-art of nuclear data and their uncertainties is conducted, focusing on the three kinds of data: decay, fission yields and cross sections. A review of the current methodologies for propagating nuclear data uncertainties is also performed. The Nuclear Engineering Department of UPM has proposed a methodology for propagating uncertainties in depletion calculations, the Hybrid Method, which has been taken as the starting point of this thesis. This methodology has been implemented, developed and extended, and its advantages, drawbacks and limitations have been analysed. It is used in conjunction with the ACAB depletion code, and is based on Monte Carlo sampling of variables with uncertainties. Different approaches are presented depending on cross section energy-structure: one-group, one-group with correlated sampling and multi-group. Differences and applicability criteria are presented. Sequences have been developed for using different nuclear data libraries in different storing-formats: ENDF-6 (for evaluated libraries) and COVERX (for multi-group libraries of SCALE), as well as EAF format (for activation libraries). A revision of the state-of-the-art of fission yield data shows inconsistencies in uncertainty data, specifically with regard to complete covariance matrices. Furthermore, the international community has expressed a renewed interest in the issue through the Working Party on International Nuclear Data Evaluation Co-operation (WPEC) with the Subgroup (SG37), which is dedicated to assessing the need to have complete nuclear data. This gives rise to this review of the state-of-the-art of methodologies for generating covariance data for fission yields. Bayesian/generalised least square (GLS) updating sequence has been selected and implemented to answer to this need. Once the Hybrid Method has been implemented, developed and extended, along with fission yield covariance generation capability, different applications are studied. The Fission Pulse Decay Heat problem is tackled first because of its importance during events after shutdown and because it is a clean exercise for showing the impact and importance of decay and fission yield data uncertainties in conjunction with the new covariance data. Two fuel cycles of advanced reactors are studied: the European Facility for Industrial Transmutation (EFIT) and the European Sodium Fast Reactor (ESFR), and response function uncertainties such as isotopic composition, decay heat and radiotoxicity are addressed. Different nuclear data libraries are used and compared. These applications serve as frameworks for comparing the different approaches of the Hybrid Method, and also for comparing with other methodologies: Total Monte Carlo (TMC), developed at NRG by A.J. Koning and D. Rochman, and NUDUNA, developed at AREVA GmbH by O. Buss and A. Hoefer. These comparisons reveal the advantages, limitations and the range of application of the Hybrid Method.

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

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

Sistema de simulación de escenarios de ciclos avanzados de combustible nuclear en transición = Simulation system for advanced fuel cycle transition scenarios

El estudio de los ciclos del combustible nuclear requieren de herramientas computacionales o "códigos" versátiles para dar respuestas al problema multicriterio de evaluar los actuales ciclos o las capacidades de las diferentes estrategias y escenarios con potencial de desarrollo en a nivel nacional, regional o mundial. Por otra parte, la introducción de nuevas tecnologías para reactores y procesos industriales hace que los códigos existentes requieran nuevas capacidades para evaluar la transición del estado actual del ciclo del combustible hacia otros más avanzados y sostenibles. Brevemente, esta tesis se centra en dar respuesta a las principales preguntas, en términos económicos y de recursos, al análisis de escenarios de ciclos de combustible, en particular, para el análisis de los diferentes escenarios del ciclo del combustible de relativa importancia para España y Europa. Para alcanzar este objetivo ha sido necesaria la actualización y el desarrollo de nuevas capacidades del código TR_EVOL (Transition Evolution code). Este trabajo ha sido desarrollado en el Programa de Innovación Nuclear del CIEMAT desde el año 2010. Esta tesis se divide en 6 capítulos. El primer capítulo ofrece una visión general del ciclo de combustible nuclear, sus principales etapas y los diferentes tipos utilizados en la actualidad o en desarrollo para el futuro. Además, se describen las fuentes de material nuclear que podrían ser utilizadas como combustible (uranio y otros). También se puntualizan brevemente una serie de herramientas desarrolladas para el estudio de estos ciclos de combustible nuclear. El capítulo 2 está dirigido a dar una idea básica acerca de los costes involucrados en la generación de electricidad mediante energía nuclear. Aquí se presentan una clasificación de estos costos y sus estimaciones, obtenidas en la bibliografía, y que han sido evaluadas y utilizadas en esta tesis. Se ha incluido también una breve descripción del principal indicador económico utilizado en esta tesis, el “coste nivelado de la electricidad”. El capítulo 3 se centra en la descripción del código de simulación desarrollado para el estudio del ciclo del combustible nuclear, TR_EVOL, que ha sido diseñado para evaluar diferentes opciones de ciclos de combustibles. En particular, pueden ser evaluados las diversos reactores con, posiblemente, diferentes tipos de combustibles y sus instalaciones del ciclo asociadas. El módulo de evaluaciones económica de TR_EVOL ofrece el coste nivelado de la electricidad haciendo uso de las cuatro fuentes principales de información económica y de la salida del balance de masas obtenido de la simulación del ciclo en TR_EVOL. Por otra parte, la estimación de las incertidumbres en los costes también puede ser efectuada por el código. Se ha efectuado un proceso de comprobación cruzada de las funcionalidades del código y se descrine en el Capítulo 4. El proceso se ha aplicado en cuatro etapas de acuerdo con las características más importantes de TR_EVOL, balance de masas, composición isotópica y análisis económico. Así, la primera etapa ha consistido en el balance masas del ciclo de combustible nuclear actual de España. La segunda etapa se ha centrado en la comprobación de la composición isotópica del flujo de masas mediante el la simulación del ciclo del combustible definido en el proyecto CP-ESFR UE. Las dos últimas etapas han tenido como objetivo validar el módulo económico. De este modo, en la tercera etapa han sido evaluados los tres principales costes (financieros, operación y mantenimiento y de combustible) y comparados con los obtenidos por el proyecto ARCAS, omitiendo los costes del fin del ciclo o Back-end, los que han sido evaluado solo en la cuarta etapa, haciendo uso de costes unitarios y parámetros obtenidos a partir de la bibliografía. En el capítulo 5 se analizan dos grupos de opciones del ciclo del combustible nuclear de relevante importancia, en términos económicos y de recursos, para España y Europa. Para el caso español, se han simulado dos grupos de escenarios del ciclo del combustible, incluyendo estrategias de reproceso y extensión de vida de los reactores. Este análisis se ha centrado en explorar las ventajas y desventajas de reprocesado de combustible irradiado en un país con una “relativa” pequeña cantidad de reactores nucleares. Para el grupo de Europa se han tratado cuatro escenarios, incluyendo opciones de transmutación. Los escenarios incluyen los reactores actuales utilizando la tecnología reactor de agua ligera y ciclo abierto, un reemplazo total de los reactores actuales con reactores rápidos que queman combustible U-Pu MOX y dos escenarios del ciclo del combustible con transmutación de actínidos minoritarios en una parte de los reactores rápidos o en sistemas impulsados por aceleradores dedicados a transmutación. Finalmente, el capítulo 6 da las principales conclusiones obtenidas de esta tesis y los trabajos futuros previstos en el campo del análisis de ciclos de combustible nuclear. ABSTRACT The study of the nuclear fuel cycle requires versatile computational tools or “codes” to provide answers to the multicriteria problem of assessing current nuclear fuel cycles or the capabilities of different strategies and scenarios with potential development in a country, region or at world level. Moreover, the introduction of new technologies for reactors and industrial processes makes the existing codes to require new capabilities to assess the transition from current status of the fuel cycle to the more advanced and sustainable ones. Briefly, this thesis is focused in providing answers to the main questions about resources and economics in fuel cycle scenario analyses, in particular for the analysis of different fuel cycle scenarios with relative importance for Spain and Europe. The upgrade and development of new capabilities of the TR_EVOL code (Transition Evolution code) has been necessary to achieve this goal. This work has been developed in the Nuclear Innovation Program at CIEMAT since year 2010. This thesis is divided in 6 chapters. The first one gives an overview of the nuclear fuel cycle, its main stages and types currently used or in development for the future. Besides the sources of nuclear material that could be used as fuel (uranium and others) are also viewed here. A number of tools developed for the study of these nuclear fuel cycles are also briefly described in this chapter. Chapter 2 is aimed to give a basic idea about the cost involved in the electricity generation by means of the nuclear energy. The main classification of these costs and their estimations given by bibliography, which have been evaluated in this thesis, are presented. A brief description of the Levelized Cost of Electricity, the principal economic indicator used in this thesis, has been also included. Chapter 3 is focused on the description of the simulation tool TR_EVOL developed for the study of the nuclear fuel cycle. TR_EVOL has been designed to evaluate different options for the fuel cycle scenario. In particular, diverse nuclear power plants, having possibly different types of fuels and the associated fuel cycle facilities can be assessed. The TR_EVOL module for economic assessments provides the Levelized Cost of Electricity making use of the TR_EVOL mass balance output and four main sources of economic information. Furthermore, uncertainties assessment can be also carried out by the code. A cross checking process of the performance of the code has been accomplished and it is shown in Chapter 4. The process has been applied in four stages according to the most important features of TR_EVOL. Thus, the first stage has involved the mass balance of the current Spanish nuclear fuel cycle. The second stage has been focused in the isotopic composition of the mass flow using the fuel cycle defined in the EU project CP-ESFR. The last two stages have been aimed to validate the economic module. In the third stage, the main three generation costs (financial cost, O&M and fuel cost) have been assessed and compared to those obtained by ARCAS project, omitting the back-end costs. This last cost has been evaluated alone in the fourth stage, making use of some unit cost and parameters obtained from the bibliography. In Chapter 5 two groups of nuclear fuel cycle options with relevant importance for Spain and Europe are analyzed in economic and resources terms. For the Spanish case, two groups of fuel cycle scenarios have been simulated including reprocessing strategies and life extension of the current reactor fleet. This analysis has been focused on exploring the advantages and disadvantages of spent fuel reprocessing in a country with relatively small amount of nuclear power plants. For the European group, four fuel cycle scenarios involving transmutation options have been addressed. Scenarios include the current fleet using Light Water Reactor technology and open fuel cycle, a full replacement of the initial fleet with Fast Reactors burning U-Pu MOX fuel and two fuel cycle scenarios with Minor Actinide transmutation in a fraction of the FR fleet or in dedicated Accelerator Driven Systems. Finally, Chapter 6 gives the main conclusions obtained from this thesis and the future work foreseen in the field of nuclear fuel cycle analysis.

La espacialidad radical: transmutando espacios de acción y reacción

RESUMEN. Tres casos de estudio: “Take the square” en la Plaza de Tahrir, El Cairo, “Occupy Wall Street” en la Plaza de Zuccotti Park en New York, y Kreuzberg, barrio subversivo de Berlín; dos acontecimientos situados, una situación que se ha ido consolidando. Éstos son los elementos que conforman una investigación que pretende llegar a definir la espacialidad radical a través de la espontaneidad y de una necesidad de ocupar un lugar por parte de las multitudes y cuerpos creados procesualmente. Aspectos políticos y sociales son el motor de acciones llevadas a cabo por las individuaciones que se materializan en un lugar, se espacializan y llegan a conformar sucesivamente un paisaje. Esto provoca la transmutación de lugares, donde elementos físicos y químicos permiten una equivalencia. Las nuevas proyecciones en base a estas espacialidades radicales generarían una serie de acontecimientos. ABSTRACT. Three case studies: “Take the square” in Cairo’s Tahrir square, “Occupy Wall Street” in Zuccotti Park, New York, and Kreuzberg, subversive neighbourhood in Berlin; two located events, one existent situation. These are the elements that conform a research, which try to define what radical spatiality could be through the spontaneity and the necessity to occupy a place by multitudes and corps created in base of process. Political and social aspects are the engine of actions done by individuations that materialize a place; they spatialize themselves and consequently conform a landscape. These facts commit into the transmutation of places, where elements like physics and chemicals are the tools that allow equivalence. The new projections base on these radical spacialities would generate a set of events.

Evaluation of reactivity monitoring techniques at the Yalina – Booster subcritical facility

La gestión de los residuos radiactivos de vida larga producidos en los reactores nucleares constituye uno de los principales desafíos de la tecnología nuclear en la actualidad. Una posible opción para su gestión es la transmutación de los nucleidos de vida larga en otros de vida más corta. Los sistemas subcríticos guiados por acelerador (ADS por sus siglas en inglés) son una de las tecnologías en desarrollo para logar este objetivo. Un ADS consiste en un reactor nuclear subcrítico mantenido en un estado estacionario mediante una fuente externa de neutrones guiada por un acelerador de partículas. El interés de estos sistemas radica en su capacidad para ser cargados con combustibles que tengan contenidos de actínidos minoritarios mayores que los reactores críticos convencionales, y de esta manera, incrementar las tasas de trasmutación de estos elementos, que son los principales responsables de la radiotoxicidad a largo plazo de los residuos nucleares. Uno de los puntos clave que han sido identificados para la operación de un ADS a escala industrial es la necesidad de monitorizar continuamente la reactividad del sistema subcrítico durante la operación. Por esta razón, desde los años 1990 se han realizado varios experimentos en conjuntos subcríticos de potencia cero (MUSE, RACE, KUCA, Yalina, GUINEVERE/FREYA) con el fin de validar experimentalmente estas técnicas. En este contexto, la presente tesis se ocupa de la validación de técnicas de monitorización de la reactividad en el conjunto subcrítico Yalina-Booster. Este conjunto pertenece al Joint Institute for Power and Nuclear Research (JIPNR-Sosny) de la Academia Nacional de Ciencias de Bielorrusia. Dentro del proyecto EUROTRANS del 6º Programa Marco de la UE, en el año 2008 se ha realizado una serie de experimentos en esta instalación concernientes a la monitorización de la reactividad bajo la dirección del CIEMAT. Se han realizado dos tipos de experimentos: experimentos con una fuente de neutrones pulsada (PNS) y experimentos con una fuente continua con interrupciones cortas (beam trips). En el caso de los primeros, experimentos con fuente pulsada, existen dos técnicas fundamentales para medir la reactividad, conocidas como la técnica del ratio bajo las áreas de los neutrones inmediatos y retardados (o técnica de Sjöstrand) y la técnica de la constante de decaimiento de los neutrones inmediatos. Sin embargo, varios experimentos han mostrado la necesidad de aplicar técnicas de corrección para tener en cuenta los efectos espaciales y energéticos presentes en un sistema real y obtener valores precisos de la reactividad. En esta tesis, se han investigado estas correcciones mediante simulaciones del sistema con el código de Montecarlo MCNPX. Esta investigación ha servido también para proponer una versión generalizada de estas técnicas donde se buscan relaciones entre la reactividad el sistema y las cantidades medidas a través de simulaciones de Monte Carlo. El segundo tipo de experimentos, experimentos con una fuente continua e interrupciones del haz, es más probable que sea empleado en un ADS industrial. La versión generalizada de las técnicas desarrolladas para los experimentos con fuente pulsada también ha sido aplicada a los resultados de estos experimentos. Además, el trabajo presentado en esta tesis es la primera vez, en mi conocimiento, en que la reactividad de un sistema subcrítico se monitoriza durante la operación con tres técnicas simultáneas: la técnica de la relación entre la corriente y el flujo (current-to-flux), la técnica de desconexión rápida de la fuente (source-jerk) y la técnica del decaimiento de los neutrones inmediatos. Los casos analizados incluyen la variación rápida de la reactividad del sistema (inserción y extracción de las barras de control) y la variación rápida de la fuente de neutrones (interrupción larga del haz y posterior recuperación). ABSTRACT The management of long-lived radioactive wastes produced by nuclear reactors constitutes one of the main challenges of nuclear technology nowadays. A possible option for its management consists in the transmutation of long lived nuclides into shorter lived ones. Accelerator Driven Subcritical Systems (ADS) are one of the technologies in development to achieve this goal. An ADS consists in a subcritical nuclear reactor maintained in a steady state by an external neutron source driven by a particle accelerator. The interest of these systems lays on its capacity to be loaded with fuels having larger contents of minor actinides than conventional critical reactors, and in this way, increasing the transmutation rates of these elements, that are the main responsible of the long-term radiotoxicity of nuclear waste. One of the key points that have been identified for the operation of an industrial-scale ADS is the need of continuously monitoring the reactivity of the subcritical system during operation. For this reason, since the 1990s a number of experiments have been conducted in zero-power subcritical assemblies (MUSE, RACE, KUCA, Yalina, GUINEVERE/FREYA) in order to experimentally validate these techniques. In this context, the present thesis is concerned with the validation of reactivity monitoring techniques at the Yalina-Booster subcritical assembly. This assembly belongs to the Joint Institute for Power and Nuclear Research (JIPNR-Sosny) of the National Academy of Sciences of Belarus. Experiments concerning reactivity monitoring have been performed in this facility under the EUROTRANS project of the 6th EU Framework Program in year 2008 under the direction of CIEMAT. Two types of experiments have been carried out: experiments with a pulsed neutron source (PNS) and experiments with a continuous source with short interruptions (beam trips). For the case of the first ones, PNS experiments, two fundamental techniques exist to measure the reactivity, known as the prompt-to-delayed neutron area-ratio technique (or Sjöstrand technique) and the prompt neutron decay constant technique. However, previous experiments have shown the need to apply correction techniques to take into account the spatial and energy effects present in a real system and thus obtain accurate values for the reactivity. In this thesis, these corrections have been investigated through simulations of the system with the Monte Carlo code MCNPX. This research has also served to propose a generalized version of these techniques where relationships between the reactivity of the system and the measured quantities are obtained through Monte Carlo simulations. The second type of experiments, with a continuous source with beam trips, is more likely to be employed in an industrial ADS. The generalized version of the techniques developed for the PNS experiments has also been applied to the result of these experiments. Furthermore, the work presented in this thesis is the first time, to my knowledge, that the reactivity of a subcritical system has been monitored during operation simultaneously with three different techniques: the current-to-flux, the source-jerk and the prompt neutron decay techniques. The cases analyzed include the fast variation of the system reactivity (insertion and extraction of a control rod) and the fast variation of the neutron source (long beam interruption and subsequent recovery).

Josef Albers : la Interacción de la Matière en el arte y en la arquitectura

La materia se presenta ante nosotros en multiplicidad de formas o “apariencias”. A lo largo de la historia se ha reflexionado sobre la relación entre la materia y la forma en distintos campos desde la filosofía hasta la ciencia, pasando por el arte y la arquitectura, moviéndose entre disciplinas desde las más prácticas a las más artísticas, generando posicionamientos opuestos, como el materialismo-idealismo. El concepto de materia a su vez ha ido cambiando a medida que la conciencia humana y la ciencia han ido evolucionando, pasando de considerarse materia como un ente con “masa” a la materia vacía, donde la “masa” es una ilusión que se nos “aparece” dependiendo de la frecuencia con la que vibra su sistema energético. A partir del concepto de “matière” , Josef Albers desarrolla su metodología docente. La matière es más que el aspecto, la “apariencia” que va más allá de la forma cristalizada. Es la forma cambiante que puede adoptar la materia cuando es transformada por el ser humano, dejando su huella sobre ella. Las tres cualidades de la “matière” que el profesor Albers propone en sus ejercicios del Curso Preliminar para desarrollar la “visión” con la “matière” desde la Bauhaus hasta la Universidad de Yale son: Estructural, Factural y Textural. Al desarrollar la observación, teniendo en cuenta estas tres referencias, se descubriá la desvinculación entre lo material y su apariencia desde la honradez. “La discrepancia entre los hechos físicos y el efecto psíquico”. En un proceso constante de ensayo y error se desarrollará la sensibilización individual hacia el material y la evaluación y critica gracias a la dinámica del taller que permite por comparación, aprender y evolucionar como individuo dentro de una sociedad. Esa metodología inductiva regulada por la economía de recursos, promueve el pensamiento creativo, fundamental para producir a través de la articulación un nuevo lenguaje que por medio de la formulación visual exprese nuestra relación con el mundo, con la vida. La vida que constantemente fluye y oscila entre dos polos opuestos, generando interrelaciones que tejen el mundo. Esas interacciones son las que dan vida a la obra artísitica de Albers. PALABRAS CLAVE: materia y matière, estructural factural y textural, vision, hecho físico y efectos psiquico, pensamiento creativo, vida. The matter stands before us in multiple ways or "appearances". Throughout history the relationship between matter and form has been thought out from different fields, from philosophy to science, including art and architecture, moving between disciplines from the most practical to the most artistic generating positions opposites, as materialism-idealism . The concept of matter in turn has changed as the humna consciousness and science have evolved, from being considered as a matter of "mass" to the empty field where the "mass" is an illusion that we "appears" depending on the frequency with which vibrates its energy system. Using the concept of "matière", Josef Albers develops its teaching methodology. The matière is more than the look, the "appearance" that goes beyond the crystallized form. It is the changing form that may take the matter when it is transformed by humans, leaving their mark on it. The three qualities of "matière" that Professor Albers exercises proposed in the Preliminary Course to develop a "vision" with the "matière" from the Bauhaus to Yale are: Structural, Factural and Textural. To develop observation, taking into account these three references, the separation between the material and its appearance was discovered from honesty. "The discrepancy between physical fact and psychic effect." In an ongoing process by trial and error to develop individual sensitzing towards material and critical evaluation through dynamic workshop. The workshop allows for comparison, learn and evolve as an individual within a society. That inductive methodology regulated by the economy of resources, promotes creative thinking, essential to produce through articulation a new language through visual formulation expresses our relationship with the world, with life. Life constantly flowing, oscillates between two opposite poles, creating relationships that weave the world. These interactions are what give life to the artistic work of Albers. KEYWORDS:

Pulsiones del espacio : Oteiza y la aproximación a la arquitectura como vacío activo

Este trabajo se centra en el estudio de las investigaciones de Jorge Oteiza en torno a la funcionalidad estética del espacio, en especial, en la actividad artística que desarrolló en el año 1958, un año decisivo en la vida del escultor en el que dio por finalizado su proceso de experimentación sobre la naturaleza espacial de la estatua. En este desenlace tuvo un papel fundamental la relación funcional que planteó, a la hora de retomar su trabajo después de su triunfo en la IV Bienal de São Paulo de 1957, entre la escultura y la arquitectura. La primera, entendida como organismo puramente espacial, debía de responder a las condiciones de su mundo circundante, el espacio arquitectónico. Su función: acondicionarlo estéticamente para satisfacer las necesidades espirituales del habitante. Siguiendo el canon estético que para la escultura acababa de anunciar en Brasil, la desocupación espacial (la liberación de la energía espacial de la estatua, el rompimiento de la neutralidad del espacio libre) no se trataba de embellecer superficialmente la arquitectura sino de activar su vacío interior. Oteiza, que siempre estuvo muy interesado por la arquitectura y que había colaborado con anterioridad en numerosas ocasiones con los mejores arquitectos del país, fue durante este año cuando profundizó de manera más sistemática (teórica y prácticamente) sobre la relación arte-arquitectura. De hecho, él mismo nombraba como el último trabajo de su línea de experimentación en escultura a su propuesta para el concurso del Monumento a José Batlle en Montevideo, que junto al arquitecto Roberto Puig acabaron a finales de año. En el proyecto se planteaba a escala urbana, y como ejemplo concreto, el modelo teórico de integración arquitectura + (arte=0) que había elaborado los meses anteriores, la integración vacía. En el texto explicativo que acompañaba al proyecto (un texto que desbordaba los límites de una memoria al uso) demandaba la necesidad de la toma de conciencia estética del espacio, como acto de libertad individual, y declaraba el fin del rol de espectador del hombre frente a la obra de arte, reclamando su participación activa en la misma. Para él, la noción del espacio estético no era una condición innata en el hombre, se descubría, se aprendía, evolucionaba y se olvidaba (una vez convertido en hábito). Frente a la ceguera de la sensibilidad espacial del hombre, proponía la educación de la percepción espacial, condicionar emocionalmente la reflexión espontánea ante el juego espacial de las formas en la naturaleza y el espectáculo natural de la ciudad. Aprender a leer el lenguaje emocional del espacio, a pensar visualmente. La obra de arte era así un catalizador espiritual del contorno del mundo, modificador de la vida espacial circundante que corregía hábitos visuales y condicionaba estímulos y reflejos. Desde una resonancia afectiva con la definición psicológica del término (como energía psíquica profunda que invita o incita a pasar a la acción), a diferencia del instinto, la pulsión (siendo la fuente de toda conducta espontánea) es susceptible de ser modificada por la experiencia, por la educación, por la cultura, por el deseo. Es desde esta aproximación en términos de energía desde la que se propone la noción pulsiones del espacio como fórmula (reversible) entre la energía espacial liberada en el proceso de desocupación definido por Oteiza y caracterizadora de la obra como vacío activo (en escultura, en arquitectura), y la energía psíquica profunda que invita o incita a la toma de posesión del espacio (la voluntad espacial absoluta con la que Oteiza definía su modelo de arte=0, cero como expresión formal). Si el hombre modifica su entorno al mismo tiempo que es condicionado por él, es indispensable una conciencia estética del espacio que le enseñe, de entre todas las posibilidades que este le ofrece, qué es lo que necesita (qué es lo que le falta), para tomar posesión de él, para un efectivo ser o existir en el espacio. Es desde esta caracterización como energía por lo que las pulsiones del espacio se sitúan entre el hombre y su entorno (construido) y permiten la transformación entre energía espacial y energía psíquica; entre su hábitat y sus hábitos. Por estas mismas fechas, Oteiza definía una casa como un conjunto articulado de vacíos activos, como una obra de plástica pura que no es arte sino en función del habitante. Es este habitante, educado en la toma de conciencia estética del espacio, el que participando activamente en la interpretación de los espacios previstos por el arquitecto, sintiendo y movido por las pulsiones del espacio, hará uso adecuado de la arquitectura; pasando de un arte como objeto a un arte como comportamiento, transformará su habitar en un arte, el arte de habitar. ABSTRACT This work focuses on the study of Jorge Oteiza’s investigations on the aesthetic functionality of space, especially on his artistic activity developed in 1958, a decisive year in the life of the sculptor, in which he gave end to his process of experimentation on the spatial nature of the statue. In this outcome it was fundamental the functional relationship that he propounded, at the time of returning to work after his triumph in the IV Bienal de São Paulo in 1957, between sculpture and architecture. The first, understood as a purely spatial organism, should respond to the conditions of its environment (umwelt), the architectonic space. Its function: set it up aesthetically to meet the spiritual needs of the inhabitant. Following the aesthetic canon that he had just announced in Brazil for sculpture, the spatial disoccupation (the liberation of the spatial energy of the statue, the breaking of the neutrality of the free space) the aim was not to superficially beautify architecture but to activate its inner void. Oteiza, who had always been very interested in architecture and who had previously collaborated on numerous occasions with the best architects in the country, was in this year when he deepened in a more systematic way (theoretically and practically) about the art-architecture relationship. In fact, he named as the last work of his line of experimentation in sculpture to his proposal for the competition of the Monument to José Batlle in Montevideo, which, developed together with the architect Roberto Puig, was ended at the end of the year. The project proposed on an urban scale, and as a concrete example, the theoretical model of integration architecture + (art = 0) which he had elaborated the previous months, the empty integration. In the explanatory text accompanying the project (a text that exceeded the normal extents of a competition statement) he demanded the need of the aesthetic awareness of space, as an act of individual freedom, and it declared the end of the role of man as passive spectator in front of the work of art, claiming his actively participation in it. For him, the notion of the aesthetic space was not an inborn condition in man; first it was discovered, then learned, evolved and finally forgotten (once converted into a habit). To counteract blindness of the spatial sensitivity of man, he proposed the education of spatial perception, to emotionally influence the spontaneous reflection in front of the spatial game of forms in nature and the natural spectacle of the city. Learn to read the emotional language of space, to think visually. The work of art was thus a spiritual catalyst of the world’s contour, a modifier of the surrounding spatial life that corrected visual habits and conditioned stimuli and reflexes. From an emotional resonance with the psychological definition of the term (such as deep psychic power that invites or urges action), as opposed to instinct, drive (being the source of all spontaneous behavior) is likely to be modified by experience, by education, by culture, by desire. It is from this approach in terms of energy from which the notion drives of space is proposed, as a (reversible) formula between the spatial energy released in the process of disoccupation defined by Oteiza and characterizing of the work as a charged void (in sculpture, in architecture), and the deep psychic energy that invites or encourages the taking possession of the space (the absolute spatial will with which Oteiza defined its model of Art = 0, zero as a formal expression). If man changes his environment at the same time that is conditioned by it, it is essential an aesthetic awareness of space that shows him, among all the possibilities that it offers, what he needs (what is what he lacks), in order to take possession of it, for an effective being or existing in space. It is this characterization as energy by what drives of space lie between man and his (built) environment and allow the transformation between spatial and psychological energy; between his habitat and his habits. Around this same time, Oteiza defined a House as an articulated set of charged voids, as a work of pure plastic that is not art but according to the inhabitant. It is this inhabitant, educated in aesthetic awareness of space, who actively participating in the interpretation of the spaces provided by the architect, feeling and moved by the drives of the space, will make proper use of the architecture; from an art as object to an art as behavior, he will transform his inhabitation into an art, the art of inhabitation.

Olhares sobre a entrada da criança na creche

Relatório apresentado para a obtenção do grau de Mestre em Educação pré-escolar

O DINHEIRO E O SAGRADO Uma leitura das interfaces de fenômenos culturais, religiosos e econômicos e de seus reflexos existenciais, à luz das Ciências Sociais e da Psicologia Analítica

Esta tese é o resultado de uma pesquisa sobre o uso e a influência do dinheiro no que tange às questões existenciais, no contexto capitalista, ligadas ao trinômio: saúde, amor e espiritualidade. Para isso, foram analisados vários tipos de vínculo, afetivos ou não, existentes nas relações humanas, no âmbito da família, do mercado e do Estado, convergindo para a busca do sagrado que dá sentido e significado existenciais. O eixo teórico se localiza em uma interface entre as Ciências Sociais e a Psicologia Analítica, de Carl Gustav Jung (1875-1961), que expressa em sua obra a necessidade humana de encontrar a realização do ser pela conquista consciente de um estado de integração evolutiva. Esta dimensão integral existe quando é realizada a unificação dos vários aspectos do eu com o inconsciente, expressos teleologicamente no processo de individuação. O resultado da evolução científica e tecnológica, acrescido pela supremacia do mercado, abrange praticamente todas as esferas da vida humana, imprimindo uma importância excessiva ao dinheiro. Por exemplo, até o campo religioso foi invadido pela lógica monetária, que se instalou impondo uma atitude monetarizada nas práticas e ritos religiosos, como ocorre em algumas igrejas neopentecostais. Por sua vez, a supervalorização do dinheiro contribui para um processo que combina dessacralização e exclusão social, bem como para o aumento significativo de doenças em todas as instâncias em que as trocas deixaram de acontecer livremente. Com a interdição das trocas, a vida se esvai, comprometendo a evolução humana nas instâncias físicas, psíquicas, sociais, espirituais, familiares, afetivas ou profissionais. Como os desejos de lucro e de acúmulo impedem as trocas, a conquista da dimensão integral vai ficando sombreada até ser substituída pela anestesia do consumo, no sentido de aliviar, apesar de não eliminar, os sentimentos de angústia pela falta de sentido existencial. Busca-se neste trabalho o entendimento da razão pela qual o ser humano contemporâneo deixou de trocar livremente e passou a acumular, muitas vezes por meio de consumo do supérfluo, ficando à mercê de um mercado que pretende ser hegemônico, colocando inclusive o dinheiro como caminho de cura e salvação. Fizemos um levantamento das possibilidades que podem restar para a concretização de uma readequação do uso do dinheiro a serviço da individuação e da realização existencial.(AU)

O DINHEIRO E O SAGRADO Uma leitura das interfaces de fenômenos culturais, religiosos e econômicos e de seus reflexos existenciais, à luz das Ciências Sociais e da Psicologia Analítica

Esta tese é o resultado de uma pesquisa sobre o uso e a influência do dinheiro no que tange às questões existenciais, no contexto capitalista, ligadas ao trinômio: saúde, amor e espiritualidade. Para isso, foram analisados vários tipos de vínculo, afetivos ou não, existentes nas relações humanas, no âmbito da família, do mercado e do Estado, convergindo para a busca do sagrado que dá sentido e significado existenciais. O eixo teórico se localiza em uma interface entre as Ciências Sociais e a Psicologia Analítica, de Carl Gustav Jung (1875-1961), que expressa em sua obra a necessidade humana de encontrar a realização do ser pela conquista consciente de um estado de integração evolutiva. Esta dimensão integral existe quando é realizada a unificação dos vários aspectos do eu com o inconsciente, expressos teleologicamente no processo de individuação. O resultado da evolução científica e tecnológica, acrescido pela supremacia do mercado, abrange praticamente todas as esferas da vida humana, imprimindo uma importância excessiva ao dinheiro. Por exemplo, até o campo religioso foi invadido pela lógica monetária, que se instalou impondo uma atitude monetarizada nas práticas e ritos religiosos, como ocorre em algumas igrejas neopentecostais. Por sua vez, a supervalorização do dinheiro contribui para um processo que combina dessacralização e exclusão social, bem como para o aumento significativo de doenças em todas as instâncias em que as trocas deixaram de acontecer livremente. Com a interdição das trocas, a vida se esvai, comprometendo a evolução humana nas instâncias físicas, psíquicas, sociais, espirituais, familiares, afetivas ou profissionais. Como os desejos de lucro e de acúmulo impedem as trocas, a conquista da dimensão integral vai ficando sombreada até ser substituída pela anestesia do consumo, no sentido de aliviar, apesar de não eliminar, os sentimentos de angústia pela falta de sentido existencial. Busca-se neste trabalho o entendimento da razão pela qual o ser humano contemporâneo deixou de trocar livremente e passou a acumular, muitas vezes por meio de consumo do supérfluo, ficando à mercê de um mercado que pretende ser hegemônico, colocando inclusive o dinheiro como caminho de cura e salvação. Fizemos um levantamento das possibilidades que podem restar para a concretização de uma readequação do uso do dinheiro a serviço da individuação e da realização existencial.(AU)

RELAXAMENTO PSICOFÍSICO EM CRIANÇAS

Trabalho de natureza monográfica bibliográfica investiga o relaxamento psicofísico na área da saúde, em crianças, por um intervalo de oito anos, entre janeiro de 1997 e novembro de 2004. Inicialmente, com base em literatura neuropsicológica, descreve o papel do relaxamento na busca da homeostase e da consciência corporal saudável, enfocando comportamentos de prazer e dor. A seguir, descreve e analisa diversas técnicas de relaxamento, Relaxamento Progressivo de Jacobson, Autógeno de Schultz e Relaxamento de Michaux. A fim de desenvolver sua pesquisa utiliza-se de 27 bases de dados, devido a pouca produção encontrada sobre o tema, por base. Como resultados, levanta ao todo 500 artigos sobre relaxamento, sendo 200 em crianças. São artigos nacionais e internacionais, com predomínio do idioma inglês. A seguir, classifica esses artigos por ano de produção, constatando um crescimento significativo, porém não sistemático em seu número, de 14 artigos em 1997, para 39, em 2004. Quanto à temática, os dados revelam em primeiro lugar, um interesse em dor, em segundo em problemas respiratórios, e, em terceiro lugar, em ansiedade. Os artigos sobre dor, por serem os mais numerosos levantados, sofrem análise mais detalhada, com discriminação da quantidade de artigos por ano e dos tipos de situação e de patologia caracterizados por quadro álgico. Finalmente é feita uma classificação dos artigos segundo a utilização do relaxamento junto à problemática clínica predominantemente física, a de fundo psíquico afetivo-emocional, sem utilização de fármacos e, a de fundo psíquico, com intervenção psiquiátrica farmacológica. Na discussão dos resultados, vários artigos pesquisados são também comentados. Dada a riqueza dos dados, evidenciando interesse crescente de profissionais da área da Saúde na literatura levantada, sugere-se pesquisa complementar.

RELAXAMENTO PSICOFÍSICO EM CRIANÇAS

Trabalho de natureza monográfica bibliográfica investiga o relaxamento psicofísico na área da saúde, em crianças, por um intervalo de oito anos, entre janeiro de 1997 e novembro de 2004. Inicialmente, com base em literatura neuropsicológica, descreve o papel do relaxamento na busca da homeostase e da consciência corporal saudável, enfocando comportamentos de prazer e dor. A seguir, descreve e analisa diversas técnicas de relaxamento, Relaxamento Progressivo de Jacobson, Autógeno de Schultz e Relaxamento de Michaux. A fim de desenvolver sua pesquisa utiliza-se de 27 bases de dados, devido a pouca produção encontrada sobre o tema, por base. Como resultados, levanta ao todo 500 artigos sobre relaxamento, sendo 200 em crianças. São artigos nacionais e internacionais, com predomínio do idioma inglês. A seguir, classifica esses artigos por ano de produção, constatando um crescimento significativo, porém não sistemático em seu número, de 14 artigos em 1997, para 39, em 2004. Quanto à temática, os dados revelam em primeiro lugar, um interesse em dor, em segundo em problemas respiratórios, e, em terceiro lugar, em ansiedade. Os artigos sobre dor, por serem os mais numerosos levantados, sofrem análise mais detalhada, com discriminação da quantidade de artigos por ano e dos tipos de situação e de patologia caracterizados por quadro álgico. Finalmente é feita uma classificação dos artigos segundo a utilização do relaxamento junto à problemática clínica predominantemente física, a de fundo psíquico afetivo-emocional, sem utilização de fármacos e, a de fundo psíquico, com intervenção psiquiátrica farmacológica. Na discussão dos resultados, vários artigos pesquisados são também comentados. Dada a riqueza dos dados, evidenciando interesse crescente de profissionais da área da Saúde na literatura levantada, sugere-se pesquisa complementar.