An approach to stakeholders involvement in the preparedness for nuclear and radiological emergency response & recovery in Spain

The elaboration of a generic decision-making strategy to address the evolution of an emergency situation, from the stages of response to recovery, and including a planning stage, can facilitate timely, effective and consistent decision making by the response organisations at every level within the emergency management structure and between countries, helping to ensure optimal protection of health, environment, and society. The degree of involvement of stakeholders in this process is a key strategic element for strengthening the local preparedness and response and can help a successful countermeasures strategy. A significant progress was made with the multi-national European project EURANOS (2004-2009) which brought together best practice, knowledge and technology to enhance the preparedness for Europe's response to any radiation emergency and long term contamination. The subsequent establishment of a European Technology Platform and the recent launch of the research project NERIS-TP ("Towards a self sustaining European Technology Platform (NERIS-TP) on Preparedness for Nuclear and Radiological Emergency Response and Recovery") are aimed to continue with the remaining tasks for gaining appropriate levels of emergency preparedness at local level in most European countries. One of the objectives of the NERIS-TP project is: Strengthen the preparedness at the local/national level by setting up dedicated fora and developing new tools or adapting the tools developed within the EURANOS projects (such as the governance framework for preparedness, the handbooks on countermeasures, the RODOS system, and the MOIRA DSS for long term contamination in catchments) to meet the needs of local communities. CIEMAT and UPM in close interaction with the Nuclear Safety Council will explore, within this project, the use and application in Spain of such technical tools, including other national tools and information and communication strategies to foster cooperation between local, national and international stakeholders. The aim is identify and involve relevant stakeholders in emergency preparedness to improve the development and implementation of appropriate protection strategies as part of the consequence management and the transition to recovery. In this paper, an overview of the "state of the art" on this area in Spain and the methodology and work Plan proposed by the Spanish group within the project NERIS to grow the stakeholder involvement in the preparedness to emergency response and recovery is presented.

Wake-up architecture for Wireless sensor nodes based on ultra low power FPGA

In this work a novel wake-up architecture for wireless sensor nodes based on ultra low power FPGA is presented. A simple wake up messaging mechanism for data gathering applications is proposed. The main goal of this work is to evaluate the utilization of low power configurable devices to take advantage of their speed, flexibility and low power consumption compared with traditional approaches, based on ASICs or microcontrollers, for frame decoding and data control. A test bed based on infrared communications has been built to validate the messaging mechanism and the processing architecture.

Analysis of a Spanish energy scenario with Generation IV nuclear reactors

The advantages of fast-spectrum reactors consist not only of an efficient use of fuel through the breeding of fissile material and the use of natural or depleted uranium, but also of the potential reduction of the amount of actinides such as americium and neptunium contained in the irradiated fuel. The first aspect means a guaranteed future nuclear fuel supply. The second fact is key for high-level radioactive waste management, because these elements are the main responsible for the radioactivity of the irradiated fuel in the long term. The present study aims to analyze the hypothetical deployment of a Gen-IV Sodium Fast Reactor (SFR) fleet in Spain. A nuclear fleet of fast reactors would enable a fuel cycle strategy different than the open cycle, currently adopted by most of the countries with nuclear power. A transition from the current Gen-II to Gen-IV fleet is envisaged through an intermediate deployment of Gen-III reactors. Fuel reprocessing from the Gen-II and Gen-III Light Water Reactors (LWR) has been considered. In the so-called advanced fuel cycle, the reprocessed fuel used to produce energy will breed new fissile fuel and transmute minor actinides at the same time. A reference case scenario has been postulated and further sensitivity studies have been performed to analyze the impact of the different parameters on the required reactor fleet. The potential capability of Spain to supply the required fleet for the reference scenario using national resources has been verified. Finally, some consequences on irradiated final fuel inventory are assessed. Calculations are performed with the Monte Carlo transport-coupled depletion code SERPENT together with post-processing tools.

Design and analysis of helium Brayton power cycles for HiPER reactor

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

Overview of the Spanish Fuel Cycle: Technical Tours Organized by Spanish young Generation in Nuclear.

Spanish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares, JJNN) is a non-profrt organization that depends on the Spanish Nuclear Society (Sociedad Nuclear Española, SNE).Since one of rts main goals is to spread the knowledge about nuclear power,severa! technical tours to facilities wrth an importan!role in the nuclear fuel cycle have been organized for the purpose ofleaming about the different stages of the Spanish tuel cycle. Spanish Young Generation in Nuclear had the opportunity to visit ENUSA Fuel Assembly Factory in Juzbado (Salamanca, Spain), Where it could be understood the front-end cycle which involves the uranium supply and storage, design and manufacturing of fuel bundles for European nuclear power plants. Alterwards, due to the tour of Almaraz NPP (PWR) and Santa María de Garoña NPP (BWR), rt could be comprehended how to obtain energy from this fuel in two different types of reactors.Furthermore,in these two plants, the facilities related to the back-end cycle could be toured. lt was possible to watch the Spent FuelPools, where the fuel bundles are stored under water until their activity is reduced enough to transport them to an Individual Temporary Storage Facility orto the Centralized Temporary Storage. Finally, a technical tour to ENSA Heavy Components Factory (ENSA) was accomplished, Where it could be experienced at first hand how different Nuclear Steam Supply System (NSSS) components and other nuclear elements, such as racks or shipping and storage casks for spent nuclear fuel, are manulactured. All these perlonned technical tours were a complete success thanks to a generous care and know-how of the wor1

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.

Supercritical Steam power cycle for Line-Focus Solar Power Plants

The supercritical Rankine power cycle offers a net improvement in plant efficiency compared with a subcritical Rankine cycle. For fossil power plants the minimum supercritical steam turbine size is about 450MW. A recent study between Sandia National Laboratories and Siemens Energy, Inc., published on March 2013, confirmed the feasibility of adapting the Siemens turbine SST-900 for supercritical steam in concentrated solar power plants, with a live steam conditions 230-260 bar and output range between 140-200 MWe. In this context, this analysis is focused on integrating a line-focus solar field with a supercritical Rankine power cycle. For this purpose two heat transfer fluids were assessed: direct steam generation and molten salt Hitec XL. To isolate solar field from high pressure supercritical water power cycle, an intermediate heat exchanger was installed between linear solar collectors and balance of plant. Due to receiver selective coating temperature limitations, turbine inlet temperature was fixed 550ºC. The design-point conditions were 550ºC and 260 bar at turbine inlet, and 165 MWe Gross power output. Plant performance was assessed at design-point in the supercritical power plant (between 43-45% net plant efficiency depending on balance of plantconfiguration), and in the subcritical plant configuration (~40% net plant efficiency). Regarding the balance of plant configuration, direct reheating was adopted as the optimum solution to avoid any intermediate heat exchanger. One direct reheating stage between high pressure turbine and intermediate pressure turbine is the common practice; however, General Electric ultrasupercritical(350 bar) fossil power plants also considered doubled-reheat applications. In this study were analyzed heat balances with single-reheat, double-reheat and even three reheating stages. In all cases were adopted the proper reheating solar field configurations to limit solar collectors pressure drops. As main conclusion, it was confirmed net plant efficiency improvements in supercritical Rankine line-focus (parabolic or linear Fresnel) solar plant configurations are mainly due to the following two reasons: higher number of feed-water preheaters (up to seven)delivering hotter water at solar field inlet, and two or even three direct reheating stages (550ºC reheating temperature) in high or intermediate pressure turbines. However, the turbine manufacturer should confirm the equipment constrains regarding reheating stages and number of steam extractions to feed-water heaters.

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

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

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

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

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.

Recent progress in research on tungsten materials for nuclear fusion applications in Europe

The current magnetic confinement nuclear fusion power reactor concepts going beyond ITER are based on assumptions about the availability of materials with extreme mechanical, heat, and neutron load capacity. In Europe, the development of such structural and armour materials together with the necessary production, machining, and fabrication technologies is pursued within the EFDA long-term fusion materials programme. This paper reviews the progress of work within the programme in the area of tungsten and tungsten alloys. Results, conclusions, and future projections are summarized for each of the programme´s main subtopics, which are: (1) fabrication, (2) structural W materials, (3) W armour materials, and (4) materials science and modelling. It gives a detailed overview of the latest results on materials research, fabrication processes, joining options, high heat flux testing, plasticity studies, modelling, and validation experiments.

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

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

OS SENTIDOS DO FUTEBOL ESPETÁCULO PARA ESTUDANTES DE DISTINTAS CLASSES SOCIAIS

O presente estudo busca identificar em que medida o pertencimento de classe social interfere nos sentidos e perspectivas do jovem brasileiro frente ao futebol espetáculo, bem como compreender os mecanismos sociais que determinam a decisão de os sujeitos investirem na carreira profissional esportiva em detrimento da trajetória escolar longa. Começamos com uma abordagem sociológica, a análise crítica dos processos de difusão, massificação e profissionalização do futebol ocorridas no contexto da sociedade pós-industrial. Enfocamos a conflituosa mutação da modalidade, inicialmente elitizada com fins social-distintivos para esporte de massa ideal de ascensão social da classe popular , além da dependência com a mídia, das razões que levaram a caracterizar-se como produto da indústria cultural, culminando com a transformação do futebol em mercadoria submetida às leis e lógica da sociedade de consumo. Em seguida, entrelaçamos as relações de poder, aliança e concorrência dos agentes sociais que participam do complexo campo das práticas esportivas com os canais com que o público jovem estabelece contato com o esporte espetáculo. Neste aspecto, especial atenção foi dada à mídia, difusora da ideologia de uma sociedade capitalista aberta, que reforça a idéia do esporte como via de ascensão social para indivíduos de baixa renda, na mesma medida em que oculta em seu discurso as reais probabilidades de concretização do sucesso esportivo. A pesquisa de campo foi realizada em duas escolas do município de São Bernardo do Campo (SP), uma da rede pública estadual e outra da rede particular de ensino. Assim, constituímos dois grupos com alunos de distintas classes sociais, compostos por estudantes do 1º ano do Ensino Médio, sexo masculino, com 15 anos de idade e praticantes de futebol nas aulas de Educação Física. Metodologicamente, fizemos uso da observação participante e de entrevistas como instrumentos para a coleta de dados. Conjugadas aos objetivos do estudo, estruturamos a análise do material colhido em seis categorias, articulando questões sobre o prosseguimento nos estudos e o trabalho, as tendências para a pratica esportiva profissional, as representações sociais em torno do futebol, os usos e costumes no tempo livre e as expectativas da pratica esportiva implicadas pela herança cultural familiar. Como referencial teórico de análise, utilizamos de Pierre Bourdieu os conceitos de campo, habitus, estratégia, capital econômico, social e, principalmente, capital cultural, partindo da hipótese de que o nível cultural dos alunos e seus familiares interferem nos sentidos e formas de apropriação do esporte. Entre outras conclusões, obtivemos como resultado a configuração de uma trajetória esportiva profissional voltada para os alunos de baixa classe social, em oposição à trajetória escolar longa, estrategicamente adotada pelos alunos de classe social alta.(AU)

OS SENTIDOS DO FUTEBOL ESPETÁCULO PARA ESTUDANTES DE DISTINTAS CLASSES SOCIAIS

O presente estudo busca identificar em que medida o pertencimento de classe social interfere nos sentidos e perspectivas do jovem brasileiro frente ao futebol espetáculo, bem como compreender os mecanismos sociais que determinam a decisão de os sujeitos investirem na carreira profissional esportiva em detrimento da trajetória escolar longa. Começamos com uma abordagem sociológica, a análise crítica dos processos de difusão, massificação e profissionalização do futebol ocorridas no contexto da sociedade pós-industrial. Enfocamos a conflituosa mutação da modalidade, inicialmente elitizada com fins social-distintivos para esporte de massa ideal de ascensão social da classe popular , além da dependência com a mídia, das razões que levaram a caracterizar-se como produto da indústria cultural, culminando com a transformação do futebol em mercadoria submetida às leis e lógica da sociedade de consumo. Em seguida, entrelaçamos as relações de poder, aliança e concorrência dos agentes sociais que participam do complexo campo das práticas esportivas com os canais com que o público jovem estabelece contato com o esporte espetáculo. Neste aspecto, especial atenção foi dada à mídia, difusora da ideologia de uma sociedade capitalista aberta, que reforça a idéia do esporte como via de ascensão social para indivíduos de baixa renda, na mesma medida em que oculta em seu discurso as reais probabilidades de concretização do sucesso esportivo. A pesquisa de campo foi realizada em duas escolas do município de São Bernardo do Campo (SP), uma da rede pública estadual e outra da rede particular de ensino. Assim, constituímos dois grupos com alunos de distintas classes sociais, compostos por estudantes do 1º ano do Ensino Médio, sexo masculino, com 15 anos de idade e praticantes de futebol nas aulas de Educação Física. Metodologicamente, fizemos uso da observação participante e de entrevistas como instrumentos para a coleta de dados. Conjugadas aos objetivos do estudo, estruturamos a análise do material colhido em seis categorias, articulando questões sobre o prosseguimento nos estudos e o trabalho, as tendências para a pratica esportiva profissional, as representações sociais em torno do futebol, os usos e costumes no tempo livre e as expectativas da pratica esportiva implicadas pela herança cultural familiar. Como referencial teórico de análise, utilizamos de Pierre Bourdieu os conceitos de campo, habitus, estratégia, capital econômico, social e, principalmente, capital cultural, partindo da hipótese de que o nível cultural dos alunos e seus familiares interferem nos sentidos e formas de apropriação do esporte. Entre outras conclusões, obtivemos como resultado a configuração de uma trajetória esportiva profissional voltada para os alunos de baixa classe social, em oposição à trajetória escolar longa, estrategicamente adotada pelos alunos de classe social alta.(AU)

Entropy production and thermodynamic power of the squeezed thermal reservoir

We analyze the entropy production and the maximal extractable work from a squeezed thermal reservoir. The nonequilibrium quantum nature of the reservoir induces an entropy transfer with a coherent contribution while modifying its thermal part, allowing work extraction from a single reservoir, as well as great improvements in power and efficiency for quantum heat engines. Introducing a modified quantum Otto cycle, our approach fully characterizes operational regimes forbidden in the standard case, such as refrigeration and work extraction at the same time, accompanied by efficiencies equal to unity.