Performatividade homoerótica em práticas discursivas docentes

Práticas discursivas sobre o homoerotismo e docência são objetos de desejo nesta Tese produzida a partir do trabalho com narrativas docentes. Ao adotar-se uma investida em jogos discursivos subversivos que desmargeiam os centros e povoam as periferias na produção epistemológica, adveio perscrutar sobre docência e diferença e procurar em narrativas a produção da performatividade homoerótica na experiência do ensino superior. No encalce deste intento, rastros levaram ao pós-estruturalismo como teorização da diferença na busca de composições em devires e conduziram à produção de uma escritura que ocorre em uma conjunção epistemológica que considera a sua fragmentação, inconstância, deslizamentos e interpelamentos arquitetados enquanto tirocínios discursivos, orientados, e por vezes desorientados, por entendimentos deleuzianos e foucaultianos. Nas linhas de fuga dessas orientações se investe em uma experiência de escritura cartográfica multiplicadora de acontecimentos em jogos intensos de processualidades e experimentações para produzir uma poética da escrita com invenções, contos, poesias, devaneios e divagações. Atravessa o estudo a compreensão da experiência homoerótica na docência enquanto lugar da abjeção virtualizado e atualizado num continuum de problematizações e recolocações, achados e criações. A experiência homoerótica na docência opera, portanto, como um espaço móvel, provocativo, perturbador, instável e fronteiriço, atravessado por práticas discursivas que lhe imprimem governamento, performatividade e desproblematização, porém, lugar de onde emerge a possibilidade de dissensos. Por isso, quando o contrassenso da significação se instala no sítio da experiência docente, as performances são deslocadas e passam a operar de forma produtiva forjando sujeitos fronteiras, entre/através, na travessia de dois lugares simbólicos – o homoerotismo e a docência.

Nós, os degredados filhos de Eva: angústia religiosa e alteridade entre rezadeiras do terço

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior (CAPES)

As figurações da morte e da memória na poética de Manoel de Barros

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior (CAPES)

Solution of the relativistic Schrödinger equation for the δ ′ -Function potential in one dimension using cutoff regularization

We study the relativistic version of the Schrödinger equation for a point particle in one dimension with the potential of the first derivative of the delta function. The momentum cutoff regularization is used to study the bound state and scattering states. The initial calculations show that the reciprocal of the bare coupling constant is ultraviolet divergent, and the resultant expression cannot be renormalized in the usual sense, where the divergent terms can just be omitted. Therefore, a general procedure has been developed to derive different physical properties of the system. The procedure is used first in the nonrelativistic case for the purpose of clarification and comparisons. For the relativistic case, the results show that this system behaves exactly like the delta function potential, which means that this system also shares features with quantum filed theories, like being asymptotically free. In addition, in the massless limit, it undergoes dimensional transmutation, and it possesses an infrared conformal fixed point. The comparison of the solution with the relativistic delta function potential solution shows evidence of universality.

Autosuperación del Hombre

Según Nietzsche, a partir de la Revolución Francesa tenemos que estar preparados para 'conmociones fundamentales'; desde entonces se producen acontecimientos que anuncian modificaciones infra y superestructurales para el próximo milenio, con lo cual, el orden social se ajustará al rumbo de las ?nuevas ideas?. En la actualidad, los triunfos y logros de la civilización ponen en peligro el desarrollo mismo de la cultura; son tiempos de procesos políticos extraordinarios o en otras palabras, de grandes luchas por el dominio de la tierra. Es así que se aproxima el 'ocaso de los ídolos', es decir, la ruina de las verdades antiguas pues casi todo lo que hasta el presente se llama verdad es sólo mentira y, cuando la nueva realidad se enfrente a las fabulaciones milenarias, nuestra cosmovisión sufrirá terribles sacudidas; las guerras serán inevitables y todas las instituciones basadas en el engaño y la ilusión caerán ante el asombro de los sobrevivientes. Nietzsche inicia la desacralización o 'desenmascaramiento' de las verdades eternas y la transmutación de todos los valores que son, en definitiva, procesos ineluctables. Asimismo, no hay fenómenos morales sino una 'interpretación moral de los fenómenos' o, en todo caso, una falsa interpretación. Y la moral no es otra cosa que una coacción prolongada. En la medida en que la Humanidad se aleja de la fe, más se acerca a la Ciencia, porque mientras la primera significa no querer saber qué es la verdad, la segunda nos asemeja a Dios. Según Nietzsche, estamos en ese camino. Día tras día el Hombre se perfecciona mediante la investigación de la Naturaleza; forma un cuerpo físico, mental y espiritual cada vez más enaltecido, realiza experimentos para mejorar la nutrición, el modo de vivir, la manera de interpretar los fenómenos de la Naturaleza y la expansión de la conciencia; pero en última instancia, no se trata del Hombre, pues éste tiene que ser superado. En consecuencia con lo dicho, el propósito del presente trabajo consiste en brindar una interpretación de la propuesta nietzscheana de 'Autosuperación del Hombre' en relación con los diferentes períodos de la vida intelectual de Nietzsche; la misma se inscribe en el marco de una teoría política contraria a las doctrinas antes mencionadas: la filosofía de la historia hegeliana, el socialismo, el nacionalismo, el anarquismo, la democracia y el cristianismo

Autosuperación del Hombre

Según Nietzsche, a partir de la Revolución Francesa tenemos que estar preparados para 'conmociones fundamentales'; desde entonces se producen acontecimientos que anuncian modificaciones infra y superestructurales para el próximo milenio, con lo cual, el orden social se ajustará al rumbo de las ?nuevas ideas?. En la actualidad, los triunfos y logros de la civilización ponen en peligro el desarrollo mismo de la cultura; son tiempos de procesos políticos extraordinarios o en otras palabras, de grandes luchas por el dominio de la tierra. Es así que se aproxima el 'ocaso de los ídolos', es decir, la ruina de las verdades antiguas pues casi todo lo que hasta el presente se llama verdad es sólo mentira y, cuando la nueva realidad se enfrente a las fabulaciones milenarias, nuestra cosmovisión sufrirá terribles sacudidas; las guerras serán inevitables y todas las instituciones basadas en el engaño y la ilusión caerán ante el asombro de los sobrevivientes. Nietzsche inicia la desacralización o 'desenmascaramiento' de las verdades eternas y la transmutación de todos los valores que son, en definitiva, procesos ineluctables. Asimismo, no hay fenómenos morales sino una 'interpretación moral de los fenómenos' o, en todo caso, una falsa interpretación. Y la moral no es otra cosa que una coacción prolongada. En la medida en que la Humanidad se aleja de la fe, más se acerca a la Ciencia, porque mientras la primera significa no querer saber qué es la verdad, la segunda nos asemeja a Dios. Según Nietzsche, estamos en ese camino. Día tras día el Hombre se perfecciona mediante la investigación de la Naturaleza; forma un cuerpo físico, mental y espiritual cada vez más enaltecido, realiza experimentos para mejorar la nutrición, el modo de vivir, la manera de interpretar los fenómenos de la Naturaleza y la expansión de la conciencia; pero en última instancia, no se trata del Hombre, pues éste tiene que ser superado. En consecuencia con lo dicho, el propósito del presente trabajo consiste en brindar una interpretación de la propuesta nietzscheana de 'Autosuperación del Hombre' en relación con los diferentes períodos de la vida intelectual de Nietzsche; la misma se inscribe en el marco de una teoría política contraria a las doctrinas antes mencionadas: la filosofía de la historia hegeliana, el socialismo, el nacionalismo, el anarquismo, la democracia y el cristianismo

Autosuperación del Hombre

Según Nietzsche, a partir de la Revolución Francesa tenemos que estar preparados para 'conmociones fundamentales'; desde entonces se producen acontecimientos que anuncian modificaciones infra y superestructurales para el próximo milenio, con lo cual, el orden social se ajustará al rumbo de las ?nuevas ideas?. En la actualidad, los triunfos y logros de la civilización ponen en peligro el desarrollo mismo de la cultura; son tiempos de procesos políticos extraordinarios o en otras palabras, de grandes luchas por el dominio de la tierra. Es así que se aproxima el 'ocaso de los ídolos', es decir, la ruina de las verdades antiguas pues casi todo lo que hasta el presente se llama verdad es sólo mentira y, cuando la nueva realidad se enfrente a las fabulaciones milenarias, nuestra cosmovisión sufrirá terribles sacudidas; las guerras serán inevitables y todas las instituciones basadas en el engaño y la ilusión caerán ante el asombro de los sobrevivientes. Nietzsche inicia la desacralización o 'desenmascaramiento' de las verdades eternas y la transmutación de todos los valores que son, en definitiva, procesos ineluctables. Asimismo, no hay fenómenos morales sino una 'interpretación moral de los fenómenos' o, en todo caso, una falsa interpretación. Y la moral no es otra cosa que una coacción prolongada. En la medida en que la Humanidad se aleja de la fe, más se acerca a la Ciencia, porque mientras la primera significa no querer saber qué es la verdad, la segunda nos asemeja a Dios. Según Nietzsche, estamos en ese camino. Día tras día el Hombre se perfecciona mediante la investigación de la Naturaleza; forma un cuerpo físico, mental y espiritual cada vez más enaltecido, realiza experimentos para mejorar la nutrición, el modo de vivir, la manera de interpretar los fenómenos de la Naturaleza y la expansión de la conciencia; pero en última instancia, no se trata del Hombre, pues éste tiene que ser superado. En consecuencia con lo dicho, el propósito del presente trabajo consiste en brindar una interpretación de la propuesta nietzscheana de 'Autosuperación del Hombre' en relación con los diferentes períodos de la vida intelectual de Nietzsche; la misma se inscribe en el marco de una teoría política contraria a las doctrinas antes mencionadas: la filosofía de la historia hegeliana, el socialismo, el nacionalismo, el anarquismo, la democracia y el cristianismo

Propagation of nuclear data uncertainties in fuel cycle calculations using MONTE-CARLO Technique

The uncertainty propagation in fuel cycle calculations due to Nuclear Data (ND) is a important important issue for : issue for : • Present fuel cycles (e.g. high burnup fuel programme) • New fuel cycles designs (e.g. fast breeder reactors and ADS) Different error propagation techniques can be used: • Sensitivity analysis • Response Response Surface Method Surface Method • Monte Carlo technique Then, p p , , in this paper, it is assessed the imp y pact of ND uncertainties on the decay heat and radiotoxicity in two applications: • Fission Pulse Decay ( y Heat calculation (FPDH) • Conceptual design of European Facility for Industrial Transmutation (EFIT)

Ion Beam Analysis of He-implanted fusion solid breedes

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

La espacialidad radical: transmutando espacios de acción y reacción

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