Parroquia, cuentas y algunos abusos económicos

El estudio de la Iglesia colonial de la campaña de Buenos Aires ha sido abordado desde distintas perspectivas y aristas; desde el análisis de la recolección del diezmo hasta el funcionamiento de una estancia eclesiástica, desde el culto a la virgen de Luján hasta la conformación de cofradías. En este trabajo el tema es la parroquia de Magdalena y sus estrategias de subsistencia económicas en la zona de frontera. Intentado establecer a partir del análisis de los libros de fábrica algunas consideraciones en torno al manejo económico y social de la institución. Se señala la importancia que tiene el reducir la escala de análisis para realizar posibles estudios de comparación en toda la campaña de Buenos Aires y obtener una imagen particular que contribuya a la dilucidación de una imagen general.

"De celebración perpetua" : Fechas, héroes y fiestas para la Nación

Concluida la guerra de independencia y disuelta la unidad colombiana, desde el incipiente estado venezolano se pone especial empeño en fijar un conjunto de referentes históricos que contribuyan a afianzar el proceso de construcción de la Nación. El establecimiento de las fechas patrias, el culto al héroe y la celebración de fiestas cívicas, son parte fundamental de este esfuerzo de integración territorial y de cohesión política cuya finalidad es crear un ideario nacional único para todos los venezolanos. El propósito del artículo es identificar los mecanismos mediante los cuales se establecen estas referencias simbólicas, analizar sus contenidos y estudiar de qué manera se sostienen y se formalizan hasta constituirse en motivo "de celebración perpetua" para el conjunto de la sociedad venezolana.

Parroquia, cuentas y algunos abusos económicos

El estudio de la Iglesia colonial de la campaña de Buenos Aires ha sido abordado desde distintas perspectivas y aristas; desde el análisis de la recolección del diezmo hasta el funcionamiento de una estancia eclesiástica, desde el culto a la virgen de Luján hasta la conformación de cofradías. En este trabajo el tema es la parroquia de Magdalena y sus estrategias de subsistencia económicas en la zona de frontera. Intentado establecer a partir del análisis de los libros de fábrica algunas consideraciones en torno al manejo económico y social de la institución. Se señala la importancia que tiene el reducir la escala de análisis para realizar posibles estudios de comparación en toda la campaña de Buenos Aires y obtener una imagen particular que contribuya a la dilucidación de una imagen general.

"De celebración perpetua" : Fechas, héroes y fiestas para la Nación

Concluida la guerra de independencia y disuelta la unidad colombiana, desde el incipiente estado venezolano se pone especial empeño en fijar un conjunto de referentes históricos que contribuyan a afianzar el proceso de construcción de la Nación. El establecimiento de las fechas patrias, el culto al héroe y la celebración de fiestas cívicas, son parte fundamental de este esfuerzo de integración territorial y de cohesión política cuya finalidad es crear un ideario nacional único para todos los venezolanos. El propósito del artículo es identificar los mecanismos mediante los cuales se establecen estas referencias simbólicas, analizar sus contenidos y estudiar de qué manera se sostienen y se formalizan hasta constituirse en motivo "de celebración perpetua" para el conjunto de la sociedad venezolana.

Parroquia, cuentas y algunos abusos económicos

El estudio de la Iglesia colonial de la campaña de Buenos Aires ha sido abordado desde distintas perspectivas y aristas; desde el análisis de la recolección del diezmo hasta el funcionamiento de una estancia eclesiástica, desde el culto a la virgen de Luján hasta la conformación de cofradías. En este trabajo el tema es la parroquia de Magdalena y sus estrategias de subsistencia económicas en la zona de frontera. Intentado establecer a partir del análisis de los libros de fábrica algunas consideraciones en torno al manejo económico y social de la institución. Se señala la importancia que tiene el reducir la escala de análisis para realizar posibles estudios de comparación en toda la campaña de Buenos Aires y obtener una imagen particular que contribuya a la dilucidación de una imagen general.

"De celebración perpetua" : Fechas, héroes y fiestas para la Nación

Concluida la guerra de independencia y disuelta la unidad colombiana, desde el incipiente estado venezolano se pone especial empeño en fijar un conjunto de referentes históricos que contribuyan a afianzar el proceso de construcción de la Nación. El establecimiento de las fechas patrias, el culto al héroe y la celebración de fiestas cívicas, son parte fundamental de este esfuerzo de integración territorial y de cohesión política cuya finalidad es crear un ideario nacional único para todos los venezolanos. El propósito del artículo es identificar los mecanismos mediante los cuales se establecen estas referencias simbólicas, analizar sus contenidos y estudiar de qué manera se sostienen y se formalizan hasta constituirse en motivo "de celebración perpetua" para el conjunto de la sociedad venezolana.

Geochemistry of ODP Leg 125 peridotites

Ocean Drilling Program Leg 125 recovered serpentined harzburgites and dunites from a total of jive sites on the crests and flanks of two serpen finite seamounts, Conical Seamount in the Mariana forearc and Torishima Forearc Seamount in the Izu-Bonin forearc. These are some of the first extant forearc peridotites reported in the literature and they provide a window into oceanic, supra-subduction zone (SSZ) mantle processes. Harzbutrgites from both seamounts are very refractory with low modal clinopyroxene (<4%), chrome-rich spinels (cx-number = 0.40-0.80), very low incompatible element contents, and (with the exception of amphibole-bearing samples) U-shaped rare earth element (REE) profiles with positive Eu anomalies. Both sets of peridotites have olivine-spinel equilibration temperatures that are low compared with abyssal peridotites, possibly because of water-assisted diffusional equilibration in the SSZ environment However, other features indicate that the harzburgites from the two seamounts have very different origins. Harzburgites from Conical Seamount are characterized by calculated oxygen fugacities between FMQ (fayalite- magnetite- quartz) - 1.1 (log units) and FMQ + 0.4 which overlap those of mid-ocean ridge basalt (MORB) peridotites. Dunites from Conical Seamotmt contain small amounts of clinopyroxene, orthopyroxene and amphibole and are light REE (LREE) enriched. Moreover; they are considerably more oxidized than the harzburgites to which they are spatially related, with calculated oxygen fugacities of FMQ -0.2 toFMQ + 1.2. Using textural and geochemical evidence, we interpret these harzburgites as residual MORB mantle (from 15 to 20 % fractional melting) which has subsequently been modified by interaction with boninitic melt ivithin the mantle wedge, and these dunites as zones of focusing of this melt in which pyroxene has preferentially been dissolved from the harzbutgite protolith. In contrast, harzburgites from Torishima Forearc Seamount give calculated oxygen fugacities between FMQ + 0.8 and FMQ + l.6, similar to those calculated for other subduction-zone related peridotites and similar to those calculated for the dunites (FMQ + 1.2 to FMQ + 1.8) from the same seamount. In this case, we interpret both the harzburgites and dunites as linked to mantle melting (20-25 % fractional melting) in a supra-subduction zone environment The results thus indicate that the forearc is underlain by at least two types of mantle lithosphere, one being trapped or accreted oceanic lithosphere, the other being lithosphere formed by subduction-related melting. They also demonstrate that both types of mantle lithosphere may have undergone extensive interaction with subduction-derived magmas.

Isotopic prediction calculation methodologies: application to Vandellos-II Reactor cycles 7-11

Determining as accurate as possible spent nuclear fuel isotopic content is gaining importance due to its safety and economic implications. Since nowadays higher burn ups are achievable through increasing initial enrichments, more efficient burn up strategies within the reactor cores and the extension of the irradiation periods, establishing and improving computation methodologies is mandatory in order to carry out reliable criticality and isotopic prediction calculations. Several codes (WIMSD5, SERPENT 1.1.7, SCALE 6.0, MONTEBURNS 2.0 and MCNP-ACAB) and methodologies are tested here and compared to consolidated benchmarks (OECD/NEA pin cell moderated with light water) with the purpose of validating them and reviewing the state of the isotopic prediction capabilities. These preliminary comparisons will suggest what can be generally expected of these codes when applied to real problems. In the present paper, SCALE 6.0 and MONTEBURNS 2.0 are used to model the same reported geometries, material compositions and burn up history of the Spanish Van de llós II reactor cycles 7-11 and to reproduce measured isotopies after irradiation and decay times. We analyze comparisons between measurements and each code results for several grades of geometrical modelization detail, using different libraries and cross-section treatment methodologies. The power and flux normalization method implemented in MONTEBURNS 2.0 is discussed and a new normalization strategy is developed to deal with the selected and similar problems, further options are included to reproduce temperature distributions of the materials within the fuel assemblies and it is introduced a new code to automate series of simulations and manage material information between them. In order to have a realistic confidence level in the prediction of spent fuel isotopic content, we have estimated uncertainties using our MCNP-ACAB system. This depletion code, which combines the neutron transport code MCNP and the inventory code ACAB, propagates the uncertainties in the nuclide inventory assessing the potential impact of uncertainties in the basic nuclear data: cross-section, decay data and fission yields

Ruta del Peregrino

Artículo sobre la Ruta del Peregrino en Jalisco, México. La Ruta del Peregrino tiene 117 kilometros de largo, y es una ruta de peregrinación popular en México que antes tenía poca infraestructura. A través de nuevas estaciones de servicio y monumentos arquitectónicos, ahora es atractiva no sólo durante las fiestas religiosas. -------------------- ABSTRACT: "Every year, especially at Easter, more than 2 million people come from all over Mexico to walk along 117 kilometers of the western mountain range in Jalisco, from the village of Ameca to the sanctuary of the Virgin of the Rosary in Talpa de Allende." Recognizing the importance of this religious tourism the State of Jalisco "commissioned a master plan from Dereik Dellkamp and Tatiana Bilbao for the strategic incorporation of spaces for worship, leisure and services with functional infrastructure for the pilgrims' needs." As a result, 15 interventions have been created, including chapels, rest stops and pavilions. [Quotes from Arquine, Autumn 2010].

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.

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

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

Core physics and safety analysis of Generation-IV Sodium Fast Reactors using existing and newly developed computational tools

El futuro de la energía nuclear de fisión dependerá, entre otros factores, de la capacidad que las nuevas tecnologías demuestren para solventar los principales retos a largo plazo que se plantean. Los principales retos se pueden resumir en los siguientes aspectos: la capacidad de proporcionar una solución final, segura y fiable a los residuos radiactivos; así como dar solución a la limitación de recursos naturales necesarios para alimentar los reactores nucleares; y por último, una mejora robusta en la seguridad de las centrales que en definitiva evite cualquier daño potencial tanto en la población como en el medio ambiente como consecuencia de cualquier escenario imaginable o más allá de lo imaginable. Siguiendo estas motivaciones, la Generación IV de reactores nucleares surge con el compromiso de proporcionar electricidad de forma sostenible, segura, económica y evitando la proliferación de material fisible. Entre los sistemas conceptuales que se consideran para la Gen IV, los reactores rápidos destacan por su capacidad potencial de transmutar actínidos a la vez que permiten una utilización óptima de los recursos naturales. Entre los refrigerantes que se plantean, el sodio parece una de las soluciones más prometedoras. Como consecuencia, esta tesis surgió dentro del marco del proyecto europeo CP-ESFR con el principal objetivo de evaluar la física de núcleo y seguridad de los reactores rápidos refrigerados por sodio, al tiempo que se desarrollaron herramientas apropiadas para dichos análisis. Efectivamente, en una primera parte de la tesis, se abarca el estudio de la física del núcleo de un reactor rápido representativo, incluyendo el análisis detallado de la capacidad de transmutar actínidos minoritarios. Como resultado de dichos análisis, se publicó un artículo en la revista Annals of Nuclear Energy [96]. Por otra parte, a través de un análisis de un hipotético escenario nuclear español, se evalúo la disponibilidad de recursos naturales necesarios en el caso particular de España para alimentar una flota específica de reactores rápidos, siguiendo varios escenarios de demanda, y teniendo en cuenta la capacidad de reproducción de plutonio que tienen estos sistemas. Como resultado de este trabajo también surgió una publicación en otra revista científica de prestigio internacional como es Energy Conversion and Management [97]. Con objeto de realizar esos y otros análisis, se desarrollaron diversos modelos del núcleo del ESFR siguiendo varias configuraciones, y para diferentes códigos. Por otro lado, con objeto de poder realizar análisis de seguridad de reactores rápidos, son necesarias herramientas multidimensionales de alta fidelidad específicas para reactores rápidos. Dichas herramientas deben integrar fenómenos relacionados con la neutrónica y con la termo-hidráulica, entre otros, mediante una aproximación multi-física. Siguiendo este objetivo, se evalúo el código de difusión neutrónica ANDES para su aplicación a reactores rápidos. ANDES es un código de resolución nodal que se encuentra implementado dentro del sistema COBAYA3 y está basado en el método ACMFD. Por lo tanto, el método ACMFD fue sometido a una revisión en profundidad para evaluar su aptitud para la aplicación a reactores rápidos. Durante ese proceso, se identificaron determinadas limitaciones que se discutirán a lo largo de este trabajo, junto con los desarrollos que se han elaborado e implementado para la resolución de dichas dificultades. Por otra parte, se desarrolló satisfactoriamente el acomplamiento del código neutrónico ANDES con un código termo-hidráulico de subcanales llamado SUBCHANFLOW, desarrollado recientemente en el KIT. Como conclusión de esta parte, todos los desarrollos implementados son evaluados y verificados. En paralelo con esos desarrollos, se calcularon para el núcleo del ESFR las secciones eficaces en multigrupos homogeneizadas a nivel nodal, así como otros parámetros neutrónicos, mediante los códigos ERANOS, primero, y SERPENT, después. Dichos parámetros se utilizaron más adelante para realizar cálculos estacionarios con ANDES. Además, como consecuencia de la contribución de la UPM al paquete de seguridad del proyecto CP-ESFR, se calcularon mediante el código SERPENT los parámetros de cinética puntual que se necesitan introducir en los típicos códigos termo-hidráulicos de planta, para estudios de seguridad. En concreto, dichos parámetros sirvieron para el análisis del impacto que tienen los actínidos minoritarios en el comportamiento de transitorios. Concluyendo, la tesis presenta una aproximación sistemática y multidisciplinar aplicada al análisis de seguridad y comportamiento neutrónico de los reactores rápidos de sodio de la Gen-IV, usando herramientas de cálculo existentes y recién desarrolladas ad' hoc para tal aplicación. Se ha empleado una cantidad importante de tiempo en identificar limitaciones de los métodos nodales analíticos en su aplicación en multigrupos a reactores rápidos, y se proponen interesantes soluciones para abordarlas. ABSTRACT The future of nuclear reactors will depend, among other aspects, on the capability to solve the long-term challenges linked to this technology. These are the capability to provide a definite, safe and reliable solution to the nuclear wastes; the limitation of natural resources, needed to fuel the reactors; and last but not least, the improved safety, which would avoid any potential damage on the public and or environment as a consequence of any imaginable and beyond imaginable circumstance. Following these motivations, the IV Generation of nuclear reactors arises, with the aim to provide sustainable, safe, economic and proliferationresistant electricity. Among the systems considered for the Gen IV, fast reactors have a representative role thanks to their potential capacity to transmute actinides together with the optimal usage of natural resources, being the sodium fast reactors the most promising concept. As a consequence, this thesis was born in the framework of the CP-ESFR project with the generic aim of evaluating the core physics and safety of sodium fast reactors, as well as the development of the approppriated tools to perform such analyses. Indeed, in a first part of this thesis work, the main core physics of the representative sodium fast reactor are assessed, including a detailed analysis of the capability to transmute minor actinides. A part of the results obtained have been published in Annals of Nuclear Energy [96]. Moreover, by means of the analysis of a hypothetical Spanish nuclear scenario, the availability of natural resources required to deploy an specific fleet of fast reactor is assessed, taking into account the breeding properties of such systems. This work also led to a publication in Energy Conversion and Management [97]. In order to perform those and other analyses, several models of the ESFR core were created for different codes. On the other hand, in order to perform safety studies of sodium fast reactors, high fidelity multidimensional analysis tools for sodium fast reactors are required. Such tools should integrate neutronic and thermal-hydraulic phenomena in a multi-physics approach. Following this motivation, the neutron diffusion code ANDES is assessed for sodium fast reactor applications. ANDES is the nodal solver implemented inside the multigroup pin-by-pin diffusion COBAYA3 code, and is based on the analytical method ACMFD. Thus, the ACMFD was verified for SFR applications and while doing so, some limitations were encountered, which are discussed through this work. In order to solve those, some new developments are proposed and implemented in ANDES. Moreover, the code was satisfactorily coupled with the thermal-hydraulic code SUBCHANFLOW, recently developed at KIT. Finally, the different implementations are verified. In addition to those developments, the node homogenized multigroup cross sections and other neutron parameters were obtained for the ESFR core using ERANOS and SERPENT codes, and employed afterwards by ANDES to perform steady state calculations. Moreover, as a result of the UPM contribution to the safety package of the CP-ESFR project, the point kinetic parameters required by the typical plant thermal-hydraulic codes were computed for the ESFR core using SERPENT, which final aim was the assessment of the impact of minor actinides in transient behaviour. All in all, the thesis provides a systematic and multi-purpose approach applied to the assessment of safety and performance parameters of Generation-IV SFR, using existing and newly developed analytical tools. An important amount of time was employed in identifying the limitations that the analytical nodal diffusion methods present when applied to fast reactors following a multigroup approach, and interesting solutions are proposed in order to overcome them.