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

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

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

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

Incorporación de escorias de aluminio en la fabricación de productos de Arcilla cocida

Las sociedades desarrolladas generan una gran cantidad de residuos, que necesitan una adecuada gestión. Esta problemática requiere, de este modo, una atención creciente por parte de la sociedad, debido a la necesidad de proteger el medio ambiente. En este sentido, los esfuerzos se centran en reducir al máximo la generación de residuos y buscar vías de aprovechamiento de aquellos que son inevitables, soluciones mucho más aconsejables desde el punto de vista técnico, ecológico y económico que su vertido o destrucción. Las industrias deben adoptar las medidas precisas para fomentar la reducción de estos residuos, desarrollar tecnologías limpias que permitan el ahorro de los recursos naturales que poseemos, y sobre todo buscar métodos de reutilización, reciclado, inertización y valorización de los residuos generados en su producción. La industria de la construcción es un campo muy receptivo para el desarrollo de nuevos materiales en los que incorporar estos residuos. La incorporación de diferentes residuos industriales en matrices cerámicas se plantea como una vía barata de fijar las diferentes especies metálicas presentes en transformación de rocas ornamentales, lodos de galvanización o metalúrgicos, etc. En todos los casos, la adición de estos residuos requiere su caracterización previa y la optimización de las condiciones de conformado y cocción en el caso de su incorporación a la arcilla cocida. Entre los residuos incorporados en materiales de construcción se encuentran las escorias de aluminio. La industria metalúrgica produce durante sus procesos de fusión diferentes tipos de escorias. Su reciclado es una de las líneas de interés para estas industrias. En el caso de las escorias de aluminio, su tratamiento inicial consiste en una recuperación del aluminio mediante métodos mecánicos seguido de un tratamiento químico, o plasma. Este método conduce a que la escoria final apenas contenga aluminio y sea rica en sales solubles lo que limita su almacenamiento en escombreras. La escoria es una mezcla de aluminio metal y productos no metálicos como óxidos, nitruros y carburos de aluminio, sales y otros óxidos metálicos. En este estudio se ha analizado la posibilidad de la adición de escorias de aluminio procedentes de la metalurgia secundaria en materiales de construcción, de forma que tras un procesado de las mismas permita la obtención de materiales compuestos de matriz cerámica. En la presente Tesis Doctoral se ha analizado la viabilidad técnica de la incorporación de las escorias de aluminio procedentes de la metalurgia secundaria en una matriz de arcilla cocida. Para ello se han aplicado diferentes tratamientos a la escoria y se han aplicado diferentes variables en su procesado como la energía de molienda o la temperatura de sinterizacion, además del contenido de escoria. Su compactación con agua entre el 5-10 %, secado y sinterización permite obtener piezas rectangulares de diverso tamaño. Desde el punto de vista del contenido de la escoria, se incorporó entre un 10 y 40% de escoria TT, es decir sometida una calcinación previa a 750ºC en aire. Los mejores resultados alcanzados corresponden a un contenido del 20% ESC TT, sinterizada a 980ºC, por cuanto altos contenidos en escoria condicen a piezas con corazón negro. Los productos obtenidos con la adición de 20% de escoria de aluminio a la arcilla, presentan una baja expansión tras sinterización, mejores propiedades físicas y mecánicas, y mayor conductividad térmica que los productos obtenidos con arcilla sin adiciones. Aumenta su densidad, disminuye su absorción y aumenta sus resistencias de flexión y compresión, al presentar una porosidad cerrada y una interacción escoria-matriz. En todos los casos se produce una exudación superficial de aluminio metálico, cuyo volumen está relacionado con la cantidad de escoria adicionada. Mediante la incorporación de este contenido de escoria, tras un tratamiento de disolución de sales y posterior calcinación (ESC TTQ), se mejoran las propiedades del material compuesto, no sólo sobre la de la escoria calcinada (ESC TT), sino también, sobre la escoria sin tratamiento (ESC). Si además, la adición del 20% de escoria añadida, está tratada, no sólo térmicamente sino también químicamente (ESC TTQ), éstas mejoran aún más las propiedades del material compuesto, siendo el producto más compacto, con menos poros, por lo que los valores de densidad son más elevados, menores son las absorciones y mayores resistencias de flexión y compresión, que los productos obtenidos con la adición de escoria sólo tratada térmicamente. Alcanzando valores de resistencias características a compresión del orden de 109 MPa. Los valores de conductividad térmica obtenidos también son mayores. Los ensayos tecnológicos con piezas de 160 x 30 x 5 mm y el material compuesto optimizado de arcilla+ 20%ESCTTQ, consistieron en la determinación de su expansión por humedad, eflorescencia y heladicidad, mostrando en general un mejor comportamiento que la arcilla sin adiciones. Así, se han obtenido nuevos materiales compuestos de matriz cerámica para la construcción, mejorando sus propiedades físicas, mecánicas y térmicas, utilizando escorias de aluminio procedentes de la metalurgia secundaria, como opción de valorización de estos residuos, evitando así, que se viertan a vertederos y contaminen el medio ambiente. ABSTRACT Developed societies generate a lot of waste, which need proper management. Thus, this problem requires increased attention from the society, due to the need to protect the environment. In this regard, efforts are focused on to minimize the generation of waste and find ways of taking advantage of those who are inevitable, much more advisable solutions from the technical, ecological and economic viewpoint to disposal or destruction. Industries should adopt precise measures to promote waste reduction, develop clean technologies that allow the saving of natural resources that we possess, and above all seek methods of reuse, recycling, recovery and valorisation of the waste generated in their production. The industry of the construction is a very receptive field for the development of new materials in which to incorporate these residues. The incorporation of different industrial residues in ceramic counterfoils appears as a cheap route to fix the different metallic present species in transformation of ornamental rocks, muds of galvanization or metallurgical, etc. In all the cases, the addition of these residues needs his previous characterization and the optimization of the conditions of conformed and of baking in case of his incorporation to the baked clay. Residues incorporated into construction materials include aluminium slag. The metallurgical industry produces during their fusion processes different types of slags. Recycling is one of the lines of interest to these industries. In the case of aluminium slag, their initial treatment consists of a recovery of the aluminium using mechanical methods followed by chemical treatment, or plasma. This method leads to that final slag just contains aluminium and is rich in soluble salts which limits storage in dumps. The slag is a mixture of aluminium metal and non-metallic such as oxides, nitrides and carbides of aluminium salts products and other metal oxides. The present Doctoral thesis has analysed the technical viability of the incorporation of aluminium slag from secondary Metallurgy in an array of baked clay. So they have been applied different treatments to the slag and have been applied different variables in its processing as the temperature of sintering, in addition to the content of slag or energy grinding. Its compaction with water between 5-10%, drying and sintering allows rectangular pieces of different size. From the point of view of the content of the slag, it is incorporated between 10 and 40% slag TT, that is to say, submitted a calcination prior to 750 ° C in air. The best results achieved correspond to 20% ESC TT, sintered at 980 ° C, as high levels of slag in accordance to pieces with black heart. The products obtained with the addition of 20% of slag from aluminium to clay, present a low expansion after sintering, better physical properties and mechanical, and higher thermal conductivity than the products obtained with clay, without addictions. Its density increases, decreases its absorption and increases its resistance to bending and compression, introducing a closed porosity and slag-matrix interaction. In all cases there is a superficial exudation of metallic aluminium, whose volume is related to the amount of slag added. By incorporating this content of slag, following a treatment of salt solution and subsequent calcination (ESC TTQ), are improved the properties of composite material not only on the calcined slag (ESC TT), but also in the slag without treatment (ESC). If the addition of 20% of slag added, is also treated, not only thermally but also chemically (ESC TTQ), they further improve the properties of the composite material, the product is more compact, less porous, so the values are higher density, minors are absorptions and greater resistance in bending and compression, to the products obtained with the addition of slag only treated thermally. Reaching values of compressive resistance characteristic of the order of 109 MPa. The thermal conductivity values obtained are also higher. Testing technology with pieces of 160 x 30 x 5 mm and optimized composite material of clay 20% ESCTTQ, consisted in the determination of its expansion by moisture, efflorescence and frost resistance, in general, showing a better performance than the clay without additions. Thus, we have obtained new ceramic matrix composite materials for construction, improving its physical, mechanical and thermal properties, using aluminium slag secondary metallurgy, as an option Valuation of these wastes, thus preventing them from being poured to landfills and pollute environment.

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

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

A disciplina das sociedades comerciais no anteprojeto do código civil

Discorre sobre a disciplina das sociedades comerciais no anteprojeto de código civil, tecendo crítica a colocação da matéria no código, enfocando o conceito de empresário e sistema de registro, autorização para comérciar e sociedade entre conjuges; tipos de sociedades e sua diferenciação; registro constitutivo da personalidade; a classificação das sociedades no anteprojeto, as alterações contratuais nas sociedades simples; os excessos dos administradores relativamente a terceiros; a delegação do uso da firma; etc

A Possibilidade Jurídica da Declaração de Falência das Sociedades Civis com a Adoção da Teoria da Empresa no Direito Positivo Brasileiro

Inclui notas explicativas e bibliográficas

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

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

Empresas públicas e sociedades de economia mista exploradoras de atividade econômica : princípio de publicidade / Márcia Ferreira Cunha Farias. --

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Responsabilidade tributária dos sócios e dirigentes de sociedades

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Legitimação procedimental e modernidade : a problemática da legitimidade jurídico-política em sociedades complexas

Inclui notas explicativas, bibliográficas e bibliografia