Function of GCIP (CCNDBP1), a helix -loop -helix leucine -zip protein, in cell differentiation and tumorigenesis

Cell growth and differentiation are complex and well-organized processes in which cells respond to stimuli from the environment by carrying out genetic programs. Transcription factors with helix-loop-helix (HLH) motif play critical roles in controlling the expression of genes involved in lineage commitment, cell fate determination, proliferation and tumorigenesis. This study has examined the roles of GCIP (CCNDBP1) in cell differentiation and tumorigenesis. GCIP is a recently identified HLH-leucine zipper protein without a basic region like the Id family of proteins. However, GCIP shares little sequence homology with the Id proteins and has domains with high acidic amino acids and leucine-rich regions following the HLH domain like c-Myc. Here we firstly demonstrate that GCIP is a transcription regulator related to muscle differentiation program. Overexpression of GCIP in C2C12 cells not only promotes myotube formation but also upregulates myogenic differentiation biomarkers, including MHC and myogenein. On the other hand, our finding also suggests that GCIP is a potential tumor suppressor related to cell cycle control. Expression of GCIP was significantly down-regulated in colon tumors as compared to normal colon tissues. Overexpression of GCIP in SW480 colon cancer cell line resulted in a significant inhibition on tumor cell colony formation on soft agar assays while silencing of GCIP expression by siRNA can promote cell proliferation and colony formation. In addition, results from transgenic mice specifically expressing GCIP in liver also support the idea that GCIP is involved in the early stage of hepatocarcinogenesis and decreased susceptibility to chemical hepatocarcinogenesis. ^

Proceedings of the Sixteenth Annual Biochemical Engineering Symposium

This volume represents the proceedings of the Sixteenth Annual Biochemical Engineering Symposium held at Kansas State University on April 26, 1986. Some of the papers describe the progress of ongoing projects, and others contain the results of completed projects. Only brief summaries are given of many of the papers that will be published in full elsewhere. ContentsEnd-Product Inhibition of the Acetone-Butanol Fermentation—Bob Kuhn, Colorado State University Effect of Multiple Substrates in Ethanal Fermentations from Cheese Whey—C.J. Wang, University of Missouri Extraction and Fermentation of Ensiled Sweet Sorghum—Karl Noah, Colorado State University Removal of Nucleic Acids from Bakers' Yeast—Richard M. Cordes, Iowa State University Modeling the Effects of Plasmid Replication and Product Repression on the Growth Rate of Recombinant Bacteria—William E. Bentley, University of Colorado Indirect Estimates of Cell Concentrations in Mass Cultivation of Bacterial Cells—Andrew Fisher, University of Missouri A Mathematical Model for Liquid Recirculation in Airlift Columns—C.H.Lee, Kansas State University Characterization of Imperfect Mixing of Batch Reactors by Two Compartment Model—Peter Sohn, University of Missouri First Order Breakage Model for the Degradation of Pullalan in the Batch Fermentor—Stephen A. Milligan, Kansas State University Synthesis and Nuclear Magnetic Resonance of 13C-Labeled Amylopectin and Maltooligosaccharides—Bernard Y. Tao, Iowa State University Preparation of Fungal Starter Culture in Gas Fluidized Bed Reactor—Pal Mihaltz, Colorado State University Yeast Flocculation and Sedimentation—David Szlag, University of Colorado Protein Enrichment of Extrusion Cooked Corn by Solid Substrate Fermentation—Lucas Alvarez-Martinez, Colorado State University Optimum Design of a Hollow Fiber Mammalian Cell Reactor—Thomas Chresand, Colorado State University Gas Chromatography and Nuclear Magnetic Resonance of Trifluoroacetylated Carbohydrates—Steven T. Summerfelt, Iowa State University Kinetic and Bioenergetic Considerations for Modeling Photosynthetic Microbial P~ocesses in Producing Biomass and Treating Wastewater—H. Y. Lee, Kansas State University Mathematical Modeling and Simulation of Bicarbonate-Limited Photsynthetic Growth in Continuous Culture—Craig Curless, Kansas State University Data Acquisition and Control of a Rotary Drum Solid State Fermentor—Mnasria A. Habib, Colorado State University Biodegradation of 2,4-Dichlorophenoxyacetic Acid (2,4-D)—Greg Sinton, Kansas State University

FISH analysis of biofilm samples from five CANON reactors in Beijing

Completely autotrophic nitrogen removal over nitrite (CANON) has been regarded as an efficient and economical process for nitrogen removal from wastewater. The distribution and genetic diversity of the functional microorganisms in five lab-scale CANON reactors have been investigated by using some molecular biology methods. Nitrosomonas-like aerobic ammonium oxidizing bacteria (AerAOB) and Candidatus Brocadia-related anaerobic ammonium oxidizing bacteria (AnAOB) were detected as predominant functional microbes in the five reactors while Nitrobacter-like nitrite oxidizing bacteria (NOB) existed only in the systems operated at ambient temperature. Communities of AerAOB and AnAOB were almost similar among the five reactors while the distribution of the functional microbes was either scattered or densely packed. Meanwhile, this study has demonstrated the feasibility of starting up CANON by inoculating conventional activated sludge in low ammonium content at ambient temperature.

In-loop Feature Tracking for Structure and Motion with Out-of-core Optimization

In this paper, a novel and approach for obtaining 3D models from video sequences captured with hand-held cameras is addressed. We define a pipeline that robustly deals with different types of sequences and acquiring devices. Our system follows a divide and conquer approach: after a frame decimation that pre-conditions the input sequence, the video is split into short-length clips. This allows to parallelize the reconstruction step which translates into a reduction in the amount of computational resources required. The short length of the clips allows an intensive search for the best solution at each step of reconstruction which robustifies the system. The process of feature tracking is embedded within the reconstruction loop for each clip as opposed to other approaches. A final registration step, merges all the processed clips to the same coordinate frame

On the Extension of the Analytic Nodal Diffusion Solver ANDES to Sodium Fast Reactors

Within the framework of the Collaborative Project for a European Sodium Fast Reactor, the reactor physics group at UPM is working on the extension of its in-house multi-scale advanced deterministic code COBAYA3 to Sodium Fast Reactors (SFR). COBAYA3 is a 3D multigroup neutron kinetics diffusion code that can be used either as a pin-by-pin code or as a stand-alone nodal code by using the analytic nodal diffusion solver ANDES. It is coupled with thermalhydraulics codes such as COBRA-TF and FLICA, allowing transient analysis of LWR at both fine-mesh and coarse-mesh scales. In order to enable also 3D pin-by-pin and nodal coupled NK-TH simulations of SFR, different developments are in progress. This paper presents the first steps towards the application of COBAYA3 to this type of reactors. ANDES solver, already extended to triangular-Z geometry, has been applied to fast reactor steady-state calculations. The required cross section libraries were generated with ERANOS code for several configurations. The limitations encountered in the application of the Analytic Coarse Mesh Finite Difference (ACMFD) method –implemented inside ANDES– to fast reactors are presented and the sensitivity of the method when using a high number of energy groups is studied. ANDES performance is assessed by comparison with the results provided by ERANOS, using a mini-core model in 33 energy groups. Furthermore, a benchmark from the NEA for a small 3D FBR in hexagonal-Z geometry and 4 energy groups is also employed to verify the behavior of the code with few energy groups.

An educational initiative between the Universidad Politécnica de Madrid and Spanish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares): The Seminar of Nuclear Safety in Advanced Reactors

Jóvenes Nucleares (Spanish Young Generation in Nuclear, JJNN) is a non-profit organization and a commission of the Spanish Nuclear Society (SNE). The Universidad Politécnica de Madrid (Technical University of Madrid, UPM) is one of the most prestigious technical universities of Spain, and has a very strong curriculum in nuclear engineering training and research. Finishing 2009, JJNN and the UPM started to plan a new and first-of-a-kind Seminar in Nuclear Safety focused on the Advanced Reactors (Generation III, III+ and IV). The scope was to make a general description of the safety in the new reactors, comparing them with the built Generation II reactors from a technical point of view but simple and without the need of strong background in nuclear engineering to try to be interesting for the most number of people possible.

Experiences on using closed-loop control systems for smoke control

The main objective of ventilation systems in case of fire is the reduction of the possible consequences by achieving the best possible conditions for the evacuation of the users and the intervention of the emergency services. In the last years, the required quick response of the ventilation system, from normal to emergency mode, has been improved by the use of automatic and semi-automatic control systems, what reduces the response times through the support to the operators decision taking, and the use of pre-defined strategies. A further step consists on the use of closedloop algorithms, which takes into account not only the initial conditions but their development (air velocity, traffic situation, etc), optimizing the quality of the smoke control process

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.

Simulación atomística de metales líquidos y aleaciones para reactores de fusión nuclear = Atomistic simulation of liquid metals and alloys for nuclear fusion reactors

La presente tesis comprende un estudio de metales líquidos, Li, Pb y eutéctico Li17Pb en el ámbito de la tecnología de fusión nuclear. Uno de los problemas fundamentales en futuros reactores de fusión es la producción y extracción de tritio en la denominada envoltura regeneradora (blanket en inglés). Dicho blanket tendrá dos propósitos, la extracción del calor generado por las reacciones de fusión para su posterior conversión en energía eléctrica así como la producción de tritio para realimentar el proceso. Dicha producción se realizará mediante el “splitting” del Li con los neutrones provenientes de la fusión. Esta reacción produce tritio y helio por lo que la interacción del T y el He con el metal líquido, con los materiales estructurales así como con el He es un problema fundamental aun no bien entendido y de gran importancia para futuros diseños. Los capítulos 1 2 y 3 presentan una introducción a dichos problemas. El capítulo 1 introduce al lector en la tecnología de fusión nuclear. El segundo capítulo explica en mayor detalle el uso de metales líquidos en reactores de fusión, no solo en blankets sino también como primera pared, divertor etc, lo que se denomina en general “plasma facing materials”. Por último se ofrece una breve introducción a las técnicas de dinámica molecular clásica (CMD) y un breve resumen de los potenciales más usados. El estudio se ha llevado a cabo utilizando simulación atomística mediante potenciales semi-empíricos del tipo átomo embebido (EAM). La Tesis consta de 4 partes bien definidas. En primer lugar se verificó la idoneidad de los potenciales tipo EAM para simular las propiedades de los metales Li y Pb en fase líquida. Dicho estudio se detalla en el Capítulo 4 y en su extensión, el Apéndice 1, en el que se estudia los límites de validez de esta aproximación. Los resultados de dicho estudio han sido publicados y presentados en diversos congresos internacionales. Un resumen de la metodología seguida fue publicado como capítulo de libro en Technofusión 2011. Los resultados se presentaron en diversos congresos internacionales, entre ellos ICENES 2011, (Artículo en ICENES Proceedings) ICOPS-SOFE 2011, en una presentación oral etc. El trabajo ha sido aceptado recientemente en Journal of Nuclear Materiales (Fraile et al 2012). La segunda parte y más importante comprende el desarrollo de un potencial para el estudio de la mezcla de ambos metales. Éste es el trabajo más novedoso e importante dado que no existía en la literatura un potencial semejante. Se estudiaron dos aproximaciones distintas al problema, un potencial tipo EAM/cd y un potencial EAM/alloy. Ambos potenciales dan resultados satisfactorios para la simulación del eutéctico (y concentraciones de Li menores que el 17%). Sin embargo el sistema LiPb en todas las concentraciones es un sistema que se aparta enormemente de una solución ideal y dicho potencial no daba buenos resultados para mezclas PbLi con concentraciones de Li grandes. Este problema fue solventado mediante el desarrollo de un segundo potencial, esta vez tipo EAM/alloy (segunda parte del Capítulo 5). Dicho trabajo será enviado a Physical Review Letters o a Phys. Rev. B, y una extensión junto con un estudio detallado de las propiedades del eutéctico de acuerdo con nuestras simulaciones se enviará a continuación a Phys. Rev. B. En tercer lugar se estudió el problema de la difusividad del H en metales líquidos aprovechando distintos potenciales existentes en la literatura. El problema del H en metales líquidos es importante en metalurgia. En dicho capítulo se estudió la difusividad del H en Pd, Ni y Al con potenciales tipo EAM, y también con un potencial más sofisticado que tiene en cuenta la dependencia angular de las interacciones (ADP por sus siglas en inglés). De este modo disponemos de un estudio detallado del problema con diferentes modelos y diferentes metales. La conclusión apunta a que si se compara con los resultados experimentales (muy escasos) los resultados obtenidos mediante CMD dan valores bajos de la difusividad del H. Las razones de dicho desacuerdo entre simulación y experimentos se detallan en el Capítulo 6. Este trabajo ha sido presentado en una presentación oral en el reciente congreso internacional “Trends on Nanothecnology” TNT 2012 celebrado en Madrid. El trabajo será publicado en un futuro próximo. Por último, como se dijo anteriormente, el estudio del He, la formación de burbujas en metales líquidos, su difusión nucleación y cavitación es otro problema deseable de ser estudiado mediante técnicas atomísticas. Para ello es necesario el desarrollo de diversos potenciales, He-Li, He-Pb y un potencial ternario Pb-Li-He. Para ello se han realizado simulación ab initio de los sistemas Pb+He y Li+He. Dicho estudio pretende calcular las fuerzas entre los átomos del metal (Pb o Li) con intersticiales de He. De este modo aplicaremos el “force matching method” (FMM) para el desarrollo de dichos potenciales. En el Capítulo 7 se detallan los resultados obtenidos referidos a las posiciones más favorables de las impurezas de He dentro de redes cristalinas de Pb y Li así como el efecto de tener en cuenta el acoplo spin-orbita (SOC en inglés). El análisis de los resultados en términos de transferencia de carga y análisis de las densidades electrónicas, así como la creación de los potenciales mencionados está en progreso. En conjunto la tesis presenta un estudio de los diversos problemas relacionados con el uso de metales líquidos en reactores de fusión y representa un primer paso en la determinación de parámetros de gran importancia para el diseño de blankets y sistemas de primera pared. Con la simulación MD de dichos problemas mediante, importante, potenciales realistas, valores de difusión, solubilidad etc de especies ligeras, H (o sus isotopos) y He en metales líquidos podrá ser calculada complementando así la base de datos que presenta enormes incertidumbres.

Plasma–wall interaction in laser inertial fusion reactors: novel proposals for radiation tests of first wall materials

Dry-wall laser inertial fusion (LIF) chambers will have to withstand strong bursts of fast charged particles which will deposit tens of kJ m−2 and implant more than 1018 particles m−2 in a few microseconds at a repetition rate of some Hz. Large chamber dimensions and resistant plasma-facing materials must be combined to guarantee the chamber performance as long as possible under the expected threats: heating, fatigue, cracking, formation of defects, retention of light species, swelling and erosion. Current and novel radiation resistant materials for the first wall need to be validated under realistic conditions. However, at present there is a lack of facilities which can reproduce such ion environments. This contribution proposes the use of ultra-intense lasers and high-intense pulsed ion beams (HIPIB) to recreate the plasma conditions in LIF reactors. By target normal sheath acceleration, ultra-intense lasers can generate very short and energetic ion pulses with a spectral distribution similar to that of the inertial fusion ion bursts, suitable to validate fusion materials and to investigate the barely known propagation of those bursts through background plasmas/gases present in the reactor chamber. HIPIB technologies, initially developed for inertial fusion driver systems, provide huge intensity pulses which meet the irradiation conditions expected in the first wall of LIF chambers and thus can be used for the validation of materials too.

Comments and remarks over classic linear loop-gain method for oscillator design and analysis. New proposed method based on NDF/RRT

Abstract. This paper describes a new and original method for designing oscillators based on the Normalized Determinant Function (NDF) and Return Relations (RRT)- Firstly, a review of the loop-gain method will be performed. The loop-gain method pros, cons and some examples for exploring wrong solutions provided by this method will be shown. This method produces in some cases wrong solutions because some necessary conditions have not been fulfilled. The required necessary conditions to assure a right solution will be described. The necessity of using the NDF or the Transpose Return Relations (RRT), which are related with the True Loop-Gain, to test the additional conditions will be demonstrated. To conclude this paper, the steps for oscillator design and analysis, using the proposed NDF/RRj method, will be presented. The loop-gain wrong solutions will be compared with the NDF/RRj and the accuracy of this method to estimate the oscillation frequency and QL will be demonstrated. Some additional examples of plane reference oscillators (Z/Y/T), will be added and they will be analyzed with the new NDF/RRj proposed method, even these oscillators cannot be analyzed using the classic loop gain method.