Gestión de configuración y línea de productos para mejorar el proceso experimental en ingeniería del software

La Ingeniería del Software (IS) Empírica adopta el método científico a la IS para facilitar la generación de conocimiento. Una de las técnicas empleadas, es la realización de experimentos. Para que el conocimiento obtenido experimentalmente adquiera el nivel de madurez necesario para su posterior uso, es necesario que los experimentos sean replicados. La existencia de múltiples replicaciones de un mismo experimento conlleva la existencia de numerosas versiones de los distintos productos generados durante la realización de cada replicación. Actualmente existe un gran descontrol sobre estos productos, ya que la administración se realiza de manera informal. Esto causa problemas a la hora de planificar nuevas replicaciones, o intentar obtener información sobre las replicaciones ya realizadas. Para conocer con detalle la dimensión del problema a resolver, se estudia el estado actual de la gestión de materiales experimentales y su uso en replicaciones, así como de las herramientas de gestión de materiales experimentales. El estudio concluye que ninguno de los enfoques estudiados proporciona una solución al problema planteado. Este trabajo persigue como objetivo mejorar la administración de los materiales experimentales y replicaciones de experimentos en IS para dar soporte a la replicación de experimentos. Para satisfacer este objetivo, se propone la adopción en experimentación de los paradigmas de Gestión de Configuración del Software (GCS) y Línea de Producto Software (LPS). Para desarrollar la propuesta se decide utilizar el método de investigación acción (en inglés action research). Para adoptar la GCS a experimentación, se comienza realizando un estudio del proceso experimental como transformación de productos; a continuación, se realiza una adopción de conceptos fundamentada en los procesos del desarrollo software y de experimentación; finalmente, se desarrollan un conjunto de instrumentos, que se incorporan a un Plan de Gestión de Configuración de Experimentos (PGCE). Para adoptar la LPS a experimentación, se comienza realizando un estudio de los conceptos, actividades y fases que fundamentan la LPS; a continuación, se realiza una adopción de los conceptos; finalmente, se desarrollan o adoptan las técnicas, simbología y modelos para dar soporte a las fases de la Línea de Producto para Experimentación (LPE). La propuesta se valida mediante la evaluación de su: viabilidad, flexibilidad, usabilidad y satisfacción. La viabilidad y flexibilidad se evalúan mediante la instanciación del PGCE y de la LPE en experimentos concretos en IS. La usabilidad se evalúa mediante el uso de la propuesta para la generación de las instancias del PGCE y de LPE. La satisfacción evalúa la información sobre el experimento que contiene el PGCE y la LPE. Los resultados de la validación de la propuesta muestran mejores resultados en los aspectos de usabilidad y satisfacción a los experimentadores. ABSTRACT Empirical software engineering adapts the scientific method to software engineering (SE) in order to facilitate knowledge generation. Experimentation is one of the techniques used. For the knowledge generated experimentally to acquire the level of maturity necessary for later use, the experiments have to be replicated. As the same experiment is replicated more than once, there are numerous versions of all the products generated during a replication. These products are generally administered informally without control. This is troublesome when it comes to planning new replications or trying to gather information on replications conducted in the past. In order to grasp the size of the problem to be solved, this research examines the current state of the art of the management and use of experimental materials in replications, as well as the tools managing experimental materials. The study concludes that none of the analysed approaches provides a solution to the stated problem. The aim of this research is to improve the administration of SE experimental materials and experimental replications in support of experiment replication. To do this, we propose the adaptation of software configuration management (SCM) and software product line (SPL) paradigms to experimentation. The action research method was selected in order to develop this proposal. The first step in the adaptation of the SCM to experimentation was to analyse the experimental process from the viewpoint of the transformation of products. The concepts were then adapted based on software development and experimentation processes. Finally, a set of instruments were developed and added to an experiment configuration management plan (ECMP). The first step in the adaptation of the SPL to experimentation is to analyse the concepts, activities and phases underlying the SPL. The concepts are then adapted. Finally, techniques, symbols and models are developed or adapted in support of the experimentation product line (EPL) phases. The proposal is validated by evaluating its feasibility, flexibility, usability and satisfaction. Feasibility and flexibility are evaluated by instantiating the ECMP and the EPL in specific SE experiments. Usability is evaluated by using the proposal to generate the instances of the ECMP and EPL. The results of the validation of the proposal show that the proposal performs better with respect to usability issues and experimenter satisfaction.

Avances en investigación aplicada mediante modelación física y numérica en el diseño de la ingeniería de presas

En la actualidad, y en todo el mundo, hay en desarrollo un muy importante número de proyectos de obras hidráulicas de diversa naturaleza (presas, canales, desaladoras, tanques de tormentas, centrales hidroeléctricas, obras de saneamiento, etc.), donde España es, en muchas ocasiones, el marco de referencia. En este artículo, se presentan algunas de las principales investigaciones en curso en el campo de la modelación física y numérica de la ingeniería de presas, con el objetivo de mejorar el conocimiento de los fenómenos hidráulicos que intervienen en su gestión y desarrollar nuevas herramientas de diseño que permitan dar solución a problemas hidráulicos complejos.

Influencia del computador en la aparición de nuevos modelos en la ingeniería

Esta conferencia pertenece a la primera parte del curso de la Universidad Internacional Menéndez Pelayo "Impacto del computador y riesgos naturales en la ingeniería" celebrado en Santander del 16 al 27 de agosto de 1982. Se analiza la influencia del computador en el cálculo de estructuras, no sólo, en la velocidad de resolución y cálculo, sino en el grado de generalidad del análisis. El computador ha supuesto un importante cambio de planteamiento de todas las teorías de estructuras continuas con la introducción del método de los elementos finitos, que permite unificar y ampliar el tratamiento dado a las estructuras discretas (compuestas por barras) con los procedimientos de cálculo de placas y láminas

ArDIn: Arte, diseño e ingeniería

Si indagamos en el tiempo, como por ejemplo en el Renacimiento, descubriremos que el arte, el diseño y la ingeniería han estado relacionados entre sí y que esa unión ha favorecido la creación de grandes obras a lo largo de la historia. Para entender este proceso será necesario definir cada concepto para a continuación buscar el hilo conductor de un discurso que haga visibles las fuentes comunes de las que todos ellos se nutren. El propósito es abrir una línea de investigación que, indagando en el pasado y apoyándonos en el presente, nos permita ampliar las miras para que el arte, el diseño y la ingeniería retomen el espacio común que han compartido en diversas épocas.

Diseño del módulo de cálculo de potencia eléctrica para su aplicación en una CDF = Design of the power subsystem of a concurrent design facility (CFD) for satellite projects

El desarrollo del presente trabajo sigue, tanto una línea cronológica de las tareas realizadas, como una lógica, en la que se parte de un conocimiento mínimo de los sistemas espaciales hasta llegar al diseño completo de un Módulo de Cálculo de Potencia Eléctrica de un satélite para su aplicación en una instalación de diseño concurrente o CDF.

Desarrollo de competencias en las enseñanzas de ingeniería mediante la participación en programas con organizaciones sociales. El caso de la Unidad de Emprendimiento Social, Ética y Valores en la Ingeniería

El principal objetivo de este trabajo es establecer un marco teórico en el estudio de las competencias transversales en las enseñanzas de ingeniería, derivadas principalmente de la participación en programas con organizaciones sociales. Haciendo siempre especial hincapié en la situación de la Universidad Politécnica de Madrid (UPM), la primera intención es identificar los diferentes escenarios que presentan las universidades para desarrollar este tipo de competencias. El segundo cometido consiste en detallar el trabajo que se realiza desde la Unidad de Emprendimiento Social, Ética y Valores en la Ingeniería (UESEVI), una iniciativa innovadora que surge en el seno de la E.T.S.I. de Minas y Energía en el año 2006, con el fin de promover el análisis y el debate sobre la ética y los valores en las enseñanzas técnicas. En tercer lugar, se plantea la estrategia diseñada por la UESEVI para potenciar el aprendizaje social a través de la herramienta del Aprendizaje Servicio; mediante casos exploratorios, se transmiten la motivación y el compromiso social a través de la colaboración directa con entidades cualificadas como la Fundación Tomillo o Las Religiosas de María Inmaculada. Por último, se presenta un formulario de proyecto con el objetivo de aplicar la propuesta de la UESEVI en todas las Escuelas de la UPM, como una alternativa de futuro para dar solución a los retos que plantea el Espacio Europeo de Educación Superior.

Conceptualización e Infraestructura para la Investigación Experimental en Ingeniería del Software

Antecedentes: Esta investigación se enmarca principalmente en la replicación y secundariamente en la síntesis de experimentos en Ingeniería de Software (IS). Para poder replicar, es necesario disponer de todos los detalles del experimento original. Sin embargo, la descripción de los experimentos es habitualmente incompleta debido a la existencia de conocimiento tácito y a la existencia de otros problemas tales como: La carencia de un formato estándar de reporte, la inexistencia de herramientas que den soporte a la generación de reportes experimentales, etc. Esto provoca que no se pueda reproducir fielmente el experimento original. Esta problemática limita considerablemente la capacidad de los experimentadores para llevar a cabo replicaciones y por ende síntesis de experimentos. Objetivo: La investigación tiene como objetivo formalizar el proceso experimental en IS, de modo que facilite la comunicación de información entre experimentadores. Contexto: El presente trabajo de tesis doctoral ha sido desarrollado en el seno del Grupo de Investigación en Ingeniería del Software Empírica (GrISE) perteneciente a la Escuela Técnica Superior de Ingenieros Informáticos (ETSIINF) de la Universidad Politécnica de Madrid (UPM), como parte del proyecto TIN2011-23216 denominado “Tecnologías para la Replicación y Síntesis de Experimentos en Ingeniería de Software”, el cual es financiado por el Gobierno de España. El grupo GrISE cumple a la perfección con los requisitos necesarios (familia de experimentos establecida, con al menos tres líneas experimentales y una amplia experiencia en replicaciones (16 replicaciones hasta 2011 en la línea de técnicas de pruebas de software)) y ofrece las condiciones para que la investigación se lleve a cabo de la mejor manera, como por ejemplo, el acceso total a su información. Método de Investigación: Para cumplir este objetivo se opta por Action Research (AR) como el método de investigación más adecuado a las características de la investigación, para obtener resultados a través de aproximaciones sucesivas que abordan los problemas concretos de comunicación entre experimentadores. Resultados: Se formalizó el modelo conceptual del ciclo experimental desde la perspectiva de los 3 roles principales que representan los experimentadores en el proceso experimental, siendo estos: Gestor de la Investigación (GI), Gestor del Experimento (GE) y Experimentador Senior (ES). Por otra parte, se formalizó el modelo del ciclo experimental, a través de: Un workflow del ciclo y un diagrama de procesos. Paralelamente a la formalización del proceso experimental en IS, se desarrolló ISRE (de las siglas en inglés Infrastructure for Sharing and Replicating Experiments), una prueba de concepto de entorno de soporte a la experimentación en IS. Finalmente, se plantearon guías para el desarrollo de entornos de soporte a la experimentación en IS, en base al estudio de las características principales y comunes de los modelos de las herramientas de soporte a la experimentación en distintas disciplinas experimentales. Conclusiones: La principal contribución de la investigación esta representada por la formalización del proceso experimental en IS. Los modelos que representan la formalización del ciclo experimental, así como la herramienta ISRE, construida a modo de evaluación de los modelos, fueron encontrados satisfactorios por los experimentadores del GrISE. Para consolidar la validez de la formalización, consideramos que este estudio debería ser replicado en otros grupos de investigación representativos en la comunidad de la IS experimental. Futuras Líneas de Investigación: El cumplimiento de los objetivos, de la mano con los hallazgos alcanzados, han dado paso a nuevas líneas de investigación, las cuales son las siguientes: (1) Considerar la construcción de un mecanismo para facilitar el proceso de hacer explícito el conocimiento tácito de los experimentadores por si mismos de forma colaborativa y basados en el debate y el consenso , (2) Continuar la investigación empírica en el mismo grupo de investigación hasta cubrir completamente el ciclo experimental (por ejemplo: experimentos nuevos, síntesis de resultados, etc.), (3) Replicar el proceso de investigación en otros grupos de investigación en ISE, y (4) Renovar la tecnología de la prueba de concepto, tal que responda a las restricciones y necesidades de un entorno real de investigación. ABSTRACT Background: This research addresses first and foremost the replication and also the synthesis of software engineering (SE) experiments. Replication is impossible without access to all the details of the original experiment. But the description of experiments is usually incomplete because knowledge is tacit, there is no standard reporting format or there are hardly any tools to support the generation of experimental reports, etc. This means that the original experiment cannot be reproduced exactly. These issues place considerable constraints on experimenters’ options for carrying out replications and ultimately synthesizing experiments. Aim: The aim of the research is to formalize the SE experimental process in order to facilitate information communication among experimenters. Context: This PhD research was developed within the empirical software engineering research group (GrISE) at the Universidad Politécnica de Madrid (UPM)’s School of Computer Engineering (ETSIINF) as part of project TIN2011-23216 entitled “Technologies for Software Engineering Experiment Replication and Synthesis”, which was funded by the Spanish Government. The GrISE research group fulfils all the requirements (established family of experiments with at least three experimental lines and lengthy replication experience (16 replications prior to 2011 in the software testing techniques line)) and provides favourable conditions for the research to be conducted in the best possible way, like, for example, full access to information. Research Method: We opted for action research (AR) as the research method best suited to the characteristics of the investigation. Results were generated successive rounds of AR addressing specific communication problems among experimenters. Results: The conceptual model of the experimental cycle was formalized from the viewpoint of three key roles representing experimenters in the experimental process. They were: research manager, experiment manager and senior experimenter. The model of the experimental cycle was formalized by means of a workflow and a process diagram. In tandem with the formalization of the SE experimental process, infrastructure for sharing and replicating experiments (ISRE) was developed. ISRE is a proof of concept of a SE experimentation support environment. Finally, guidelines for developing SE experimentation support environments were designed based on the study of the key features that the models of experimentation support tools for different experimental disciplines had in common. Conclusions: The key contribution of this research is the formalization of the SE experimental process. GrISE experimenters were satisfied with both the models representing the formalization of the experimental cycle and the ISRE tool built in order to evaluate the models. In order to further validate the formalization, this study should be replicated at other research groups representative of the experimental SE community. Future Research Lines: The achievement of the aims and the resulting findings have led to new research lines, which are as follows: (1) assess the feasibility of building a mechanism to help experimenters collaboratively specify tacit knowledge based on debate and consensus, (2) continue empirical research at the same research group in order to cover the remainder of the experimental cycle (for example, new experiments, results synthesis, etc.), (3) replicate the research process at other ESE research groups, and (4) update the tools of the proof of concept in order to meet the constraints and needs of a real research environment.

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.

Problemas de homogeneización en la ingeniería. Una experimentación numérica

Se expone brevemente el problema matemático de homogeneización, en sus facetas: homogeneización en el dominio y en el contorno. Con respecto a esta última, se introducen los conceptos de talla crítica y problema límite. Los resultados obtenidos se aplican a un caso particular representado por un cilindro con condiciones de borde periódicas. Se comprueba la validez del desarrollo teórico mediante una experimentación numérica utilizando elementos finitos 3-D observándose la velocidad de convergencia que se obtiene en relación con el caso límite. Finalmente se comenta la posibilidad de utilizar la técnica de homogeneización para obtener unos criterios hacia un diseño eficiente y óptimo de los resultados de las barras corrugadas en el hormigón armado.

Docencia no presencial como alternativa a la clase magistral en los primeros cursos de ingeniería

La implantación de los nuevos grados en la Universidad Politécnica de Madrid ha supuesto la reducción del número de créditos destinados a las asignaturas básicas. En las titulaciones anteriores se dedicaban numerosas horas prácticas de matemáticas a la resolución de problemas en el aula por parte de los alumnos, con el apoyo de profesores y materiales. Estas tutorías colectivas tienen difícil encaje en nuestras nuevas titulaciones, dado que las asignaturas de matemáticas no sólo se han reducido en número de créditos, sino que también se ha reducido el número de horas presenciales de trabajo de los alumnos para facilitar su aprendizaje autónomo. Nuestro objetivo es, pues, conciliar una disminución de las horas presenciales con el aprendizaje autónomo, manteniendo las clases participativas de titulaciones anteriores. Para ello, hemos recurrido a nuestra experiencia previa de la enseñanza no presencial: los Cursos Masivos Online en Abierto (MOOC). En ellos, la clase magistral se desmenuza en vídeos y presentaciones cortas, de unos pocos minutos de duración, las llamadas píldoras educativas, al final de las cuales el alumno tiene que responder a unas pocas preguntas que muestren que ha captado las ideas que se desea transmitir.

Clase magistral y docencia no presencial en matemáticas en los primeros cursos de los grados de ingeniería

En esta comunicación se analizan los problemas detectados en la docencia de asignaturas de matemática aplicada en primeros cursos de los nuevos grados en ingeniería y se propone una iniciativa piloto en curso tendente a solventarlos., basada en el aprendizaje mixto y el uso de píldoras educativas, al estilo de los MOOC.

Análisis del uso de la metáfora en el contexto de la ingeniería

Diversos estudios realizados con anterioridad sobre el uso de la metáfora (Cameron and Low 1999; Cortazzi and Jin 1999; Littlemore and Low 2006; Low 1999) aseguran que la práctica pedagógica de la metáfora en el aula puede mejorar las destrezas comunicativas de los estudiantes de lenguas extranjeras. No obstante, poca atención se ha prestado hasta el momento al uso y aprendizaje de la metáfora por parte de los estudiantes de enseñanzas técnicas que a su vez aprenden inglés como lengua extranjera (Littlemore 2009). En este trabajo, se ha analizado el contenido metafórico de las respuestas proporcionadas por un grupo de estudiantes españoles de cuarto curso de ingeniería a los que se les pidió que describieran sucintamente diversas imágenes visuales de estructuras de ingeniería. Las respuestas de los estudiantes fueron a su vez cotejadas con las suministradas por diversos profesionales de la ingeniería con el fin de examinar diferencias y similitudes entre el campo académico y el profesional

La óptica no-lineal como parte de la ingeniería en la década de los noventa

En el presente artículo se analizan, desde un punto de vista expositivo, las consecuencias mas significativas que la introducción de la Óptica No-lineal puede tener sobre el desarrollo de una muy amplia serie de tecnologías que, de forma habitual, han sido desarrolladas hasta el presente, por técnicas convencionales. Se presentan algunos de los desarrollos realizados por el grupo del que el autor es el titular y que parecen confirmar las anteriores perspectivas.

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.