Aplicación de nuevas tecnologías en los sistemas de alumbrado

A medida que transcurre el tiempo la sociedad evoluciona, las ciudades crecen, se modernizan, mejoran su infraestructura y se ofrecen más y mejores servicios a sus ciudadanos. Esto ha hecho que durante muchos años las ciudades se hayan desarrollado sin pensar en lo que vendrá más adelante, contaminando el medio ambiente y consumiendo mucha energía y de forma ineficiente. Ante esta situación, y gracias a las innovaciones tecnológicas en materia de comunicaciones, se están adoptando medidas para dirigir la evolución de las ciudades hacia un modelo de ciudad inteligente y sostenible. Las redes de comunicaciones constituyen uno de los pilares sobre los que se asienta la sociedad, que se encuentra siempre en contacto con su entorno. Cada vez más, se tiene una mayor necesidad de conocer lo que ocurre en el entorno en tiempo real solicitando información climatológica en una determinada ubicación, permitiendo conocer el estado del tráfico para elegir la ruta hacia el trabajo, saber el tiempo que tardará el autobús en llegar a la parada, etc. Como éstos, se podrían citar muchos más ejemplos de necesidades y servicios que demandan hoy día la sociedad y que, seguramente, nadie pensaba que las iba a necesitar hace unos años. Muchos de estos servicios en tiempo real se consiguen gracias a las redes de sensores inalámbricas. Consiste en desplegar una serie de diminutos sensores en una zona determinada con el objetivo de recoger la información del medio, procesarla y modelarla para que esté disponible para los usuarios. Observando la tendencia seguida por las Tecnologías de la Información y de las Comunicaciones (TIC) se puede constatar una continua evolución hacia los dispositivos embedidos, de cada vez más pequeño tamaño y menor consumo y, al mismo tiempo, con mayor capacidad de proceso y memoria y facilidad para las comunicaciones. Siguiendo esta línea, se está construyendo la ciudad inteligente con capacidad para pensar y tomar decisiones, pero hay que dotarla de cierto grado de eficiencia. Se trata de aprovechar los recursos de la naturaleza para crear fuentes de energías limpias e ilimitadas. Empleando las tecnologías oportunas para transformar, por ejemplo, la energía del Sol o la energía del viento en electricidad, se puede alcanzar el modelo de ciudad que se pretende. ABSTRACT. As time passes society evolves, cities grow, modernize, improve their infrastructure and offer more and better services to their citizens. This has made for many years cities have developed without thinking about what will come later , polluting the environment and high energy consuming and inefficient . Given this situation, and thanks to the Technological innovations in communications, is being taken to direct the evolution of cities towards a smart city model sustainable. Communication networks are one of the pillars on which society rests, which is always in contact with their environment. Increasingly, there is a greater need to know what happens in the real-time environment requesting weather information in a certain location , allowing know the traffic to choose the route to work , namely the time take the bus to get to the bus stop, etc. . As these, you could cite many more Examples of needs and services that society demands today and, surely, no one thought that was going to need a few years ago. Many of these real-time services are achieved through networks wireless sensors. Is to deploy a series of sensors in a tiny given area in order to collect information from the environment, process and shape it to make it available to users. Observing the trend followed by the Information Technology and Communications (ICT ) can finding an evolving toward embeded devices of increasingly small size and lower power consumption and at the same time, higher capacity process and memory ease communications. Following this line, is under construction with capacity smart city to think and make decisions, but you have to give it some degree of efficiency. It seeks to harness the resources of nature to create clean energy sources and unlimited. Using appropriate technologies to transform, for example, energy from the sun or wind energy into electricity, it can achieve the model city intended.

La mirada de los porteros de fútbol-sala ante diferentes tipo de respuesta motriz.

En este estudio se exploró y analizó el comportamiento visual de un grupo de porteros expertos de fútbol sala con el objetivo de comprobar cómo el tipo de respuesta motriz solicitada influía en su comportamiento visual. Participaron 4 porteros a los que se les presentó un total de 48 clips de vídeo en una pantalla a tamaño real, bajo dos condiciones de respuesta: con movimiento de parada y sin movimiento de parada. Se registró su mirada con el pupilómetro ASL Mobile Eye durante dos condiciones de tiro de penalti. Se analizó la mirada en el intervalo de -250 a 205 ms en torno al disparo. Los resultados mostraron que cuando respondían con la acción habitual de parada, solo se encontraron fijaciones en la mitad de los casos, estas fijaciones eran de corta duración y localizadas principalmente en la zona del suelo justo enfrente del balón. Por el contrario, cuando se mantenían en posición estática, su mirada se dirigía hacia la zona entre el balón y la pierna de apoyo, empleando fijaciones de una duración más larga. Se puede concluir que el comportamiento visual fue diferente entre las dos condiciones como resultado de la adaptación a las demandas espacio-temporales específicas de cada condición, ya que el grado de movimiento en la respuesta solicitada tuvo influencia en el comportamiento visual asociado.

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.

Caracterización de la agitación local y la respuesta oscilatoria de un buque mediante el uso de técnicas de visión artificial : aplicación al análisis de los umbrales operativos en líneas de atraque y amarre

El desarrollo de actividades de carga y descarga son parte de la esencia de la naturaleza funcional de un puerto, de las cuales derivan en gran medida los ingresos del mismo y la eficiencia de la cadena logística en su conjunto. Las oscilaciones en el interior de una dársena y en un línea de atraque disminuyen la calidad de la estancia de las embarcaciones en puerto, reducen el rendimiento de la estiba de los buques y solicitan y fatigan las estructuras y los cuerpos flotantes amarrados. Si los parámetros que definen la agitación local se aproximan a regiones de fallo 0 parada, el subsistema pierde rendimiento, fiabilidad y finalmente se paralizan las operaciones, produciéndose de este modo tiempos de inactividad. Estas paradas operativas conllevan pérdidas económicas para la terminal y, consecuentemente, para el puerto. Hoy día se dispone vastas redes de monitorización destinadas a la caracterización del medio físico en el entorno de los puertos. Paralelamente, las operaciones de manipulación de cargas en las terminales se están dirigiendo hacia modelos de automatización o semi automatización, que permiten no sólo la sistematización de procesos, sino también un profundo conocimiento del flujo de tareas. En este contexto hay un déficit de información sobre cómo afectan los diferentes forzadores del medio físico al rendimiento, la seguridad funcionalidad del proceso de manipulación de carga y descarga. Esto se debe en gran medida a la falta de registros dilatados en el tiempo que permitan correlacionar todos los aspectos mencionados de un modo particularizado para cada línea de atraque y amarre de un puerto. En esta tesis se desarrolla una metodología de vídeo monitorización no intrusiva y de bajo coste basada en la aplicación de técnicas "pixel tool' y la obtención de los parámetros extrínsecos de una observación monofocal. Con ello pretende poner en valor las infraestructuras de vídeo vigilancia de los puertos y de los laboratorios de experimentación a escala reducida, con el objeto de facilitar el estudio los umbrales operativos de las áreas de atraque y amarre. The development of loading and unloading activities is an essential part of he functional nature of a port, which derive largely from he same income and the efficiency of he supply chain as a whole. The oscillations inside a dock and a mooring line diminish he quality of the stay of vessels in port reducing the performance of the stowage of ship and asking and fatigued structures and moored floating bodies. If the parameters defining the local al agitation regions are close to areas of failure or shutdown, he subsystem looses performance, reliability and eventually paralyzes the operations, thereby producing downtime. These operational stops entail economic 1osses to the terminal and, consequently for the port. Today vast networks of monitoring, aimed at he characterization of the physical environment in the vicinity of he ports, are available. In parallel, the cargo handling operations at terminals are moving towards automation or semi-automation models that allow not only the systematization of processes, but also a deep understanding of he workflow. In this context, there is a lack of information about how the different forcing agents of the physical environment affect the performance and he functional safety of the loading and unloading process. This is due largely to the lack of spread-over-time records which would allow to correlate all aspects mentioned, specifically, for each berthing and mooring of a port. This thesis develops a methodology for non-intrusive and low cost monitoring video based on the application of "pixel tool" techniques and on obtaining the extrinsic parameters of a monofocal observation. It seeks an enhancement of the video monitoring infrastructure at ports and at experimental laboratories of reduced scale, in order to facilitate the study of operational thresholds berthing and mooring areas.

Tecnología y equipos para redes ultrarrápidas

Este proyecto de fin de carrera se realiza bajo la supervisión y aprobación de la empresa BT S.A.U. Este documento pretende ser un manual básico para dar a conocer al lector los elementos, herramientas y procedimientos para llevar a cabo un proyecto de tendido de fibra óptica en España. Se compone de 5 temas cuyos contenidos paso a resumir a continuación. Tema 1. En él, se muestra una explicación a las redes de acceso y las distintas topologías FTTx necesarias para llegar al cliente, además de las tecnologías y elementos utilizados para su conexión. Tema 2. Se explicará la regulación española para el tendido de redes de acceso necesarios como son la Regulación OBA, coubicación en las centrales de Telefónica, y la Regulación MARCO, compartición de la infraestructura de Telefónica con otros operadores. Tema 3. Aquí se explica la herramienta NEON, necesaria para la “comunicación” con Telefónica para las peticiones de la compartición de su infraestructura y un apartado para la legislación municipal para el despliegue de redes de fibra. Tema 4. Expondremos el procedimiento de trabajo en campo. Hablaremos de los procedimientos del tendido de cable, las obras civiles, y finalmente las medidas para comprobar el enlace. Tema 5. Explicaremos un ejemplo de despliegue real, desde la viabilidad hasta finalmente el tendido. Tema 6. Por último, expondré mis conclusiones y trabajos futuros. Este proyecto está orientado desde un punto de vista de la infraestructura (Capa Física, Modelo OSI). ABSTRACT. This thesis project is carried out under the supervision and approval of the company BT S.A.U. This document is intended as a basic manual to expose the reader items, tools, and procedures to carry out a deployment of optical fiber project in Spain. It is composed of 5 topics whose contents I summarize below. Topic 1. In it, shows an explanation to access networks and different topologies FTTx necessary to reach the customer, as well as technologies and elements used for connection. Topic 2. In this topic will be explained the Spanish regulation for the access networks needed such as the regulation of OBA, co-location in Telefonica’s central, and the framework regulation, sharing of Telefonica infrastructure with other operators. Topic 3. Here we explain the tool NEON, necessary for the "communication" with Telefónica for requests for infrastructure sharing, and a section for municipal legislation for the deployment of fiber networks. Topic 4. We will exhibit work in field procedure. We will discuss the procedures of laying cable, civil works, and finally measures to check the link. Topic 5. We will present an example of an actual deployment, from viability until finally laying. Topic 6. Finally, I shall explain my conclusions and future work. This project is from a point of view of the infrastructure (physical layer, OSI model).

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

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

System failure prediction through rare-events elastic-net logistic regression

Predicting failures in a distributed system based on previous events through logistic regression is a standard approach in literature. This technique is not reliable, though, in two situations: in the prediction of rare events, which do not appear in enough proportion for the algorithm to capture, and in environments where there are too many variables, as logistic regression tends to overfit on this situations; while manually selecting a subset of variables to create the model is error- prone. On this paper, we solve an industrial research case that presented this situation with a combination of elastic net logistic regression, a method that allows us to automatically select useful variables, a process of cross-validation on top of it and the application of a rare events prediction technique to reduce computation time. This process provides two layers of cross- validation that automatically obtain the optimal model complexity and the optimal mode l parameters values, while ensuring even rare events will be correctly predicted with a low amount of training instances. We tested this method against real industrial data, obtaining a total of 60 out of 80 possible models with a 90% average model accuracy.

A methodology proposal to obtain operational parameter forecasts and operational risk assessment in container terminals

Las terminales de contenedores son sistemas complejos en los que un elevado número de actores económicos interactúan para ofrecer servicios de alta calidad bajo una estricta planificación y objetivos económicos. Las conocidas como "terminales de nueva generación" están diseñadas para prestar servicio a los mega-buques, que requieren tasas de productividad que alcanzan los 300 movimientos/ hora. Estas terminales han de satisfacer altos estándares dado que la competitividad entre terminales es elevada. Asegurar la fiabilidad de las planificaciones del atraque es clave para atraer clientes, así como reducir al mínimo el tiempo que el buque permanece en el puerto. La planificación de las operaciones es más compleja que antaño, y las tolerancias para posibles errores, menores. En este contexto, las interrupciones operativas deben reducirse al mínimo. Las principales causas de dichas perturbaciones operacionales, y por lo tanto de incertidumbre, se identifican y caracterizan en esta investigación. Existen una serie de factores que al interactuar con la infraestructura y/o las operaciones desencadenan modos de fallo o parada operativa. Los primeros pueden derivar no solo en retrasos en el servicio sino que además puede tener efectos colaterales sobre la reputación de la terminal, o incluso gasto de tiempo de gestión, todo lo cual supone un impacto para la terminal. En el futuro inmediato, la monitorización de las variables operativas presenta gran potencial de cara a mejorar cualitativamente la gestión de las operaciones y los modelos de planificación de las terminales, cuyo nivel de automatización va en aumento. La combinación del criterio experto con instrumentos que proporcionen datos a corto y largo plazo es fundamental para el desarrollo de herramientas que ayuden en la toma de decisiones, ya que de este modo estarán adaptadas a las auténticas condiciones climáticas y operativas que existen en cada emplazamiento. Para el corto plazo se propone una metodología con la que obtener predicciones de parámetros operativos en terminales de contenedores. Adicionalmente se ha desarrollado un caso de estudio en el que se aplica el modelo propuesto para obtener predicciones de la productividad del buque. Este trabajo se ha basado íntegramente en datos proporcionados por una terminal semi-automatizada española. Por otro lado, se analiza cómo gestionar, evaluar y mitigar el efecto de las interrupciones operativas a largo plazo a través de la evaluación del riesgo, una forma interesante de evaluar el effecto que eventos inciertos pero probables pueden generar sobre la productividad a largo plazo de la terminal. Además se propone una definición de riesgo operativo junto con una discusión de los términos que representan con mayor fidelidad la naturaleza de las actividades y finalmente, se proporcionan directrices para gestionar los resultados obtenidos. Container terminals are complex systems where a large number of factors and stakeholders interact to provide high-quality services under rigid planning schedules and economic objectives. The socalled next generation terminals are conceived to serve the new mega-vessels, which are demanding productivity rates up to 300 moves/hour. These terminals need to satisfy high standards because competition among terminals is fierce. Ensuring reliability in berth scheduling is key to attract clients, as well as to reduce at a minimum the time that vessels stay the port. Because of the aforementioned, operations planning is becoming more complex, and the tolerances for errors are smaller. In this context, operational disturbances must be reduced at a minimum. The main sources of operational disruptions and thus, of uncertainty, are identified and characterized in this study. External drivers interact with the infrastructure and/or the activities resulting in failure or stoppage modes. The later may derive not only in operational delays but in collateral and reputation damage or loss of time (especially management times), all what implies an impact for the terminal. In the near future, the monitoring of operational variables has great potential to make a qualitative improvement in the operations management and planning models of terminals that use increasing levels of automation. The combination of expert criteria with instruments that provide short- and long-run data is fundamental for the development of tools to guide decision-making, since they will be adapted to the real climatic and operational conditions that exist on site. For the short-term a method to obtain operational parameter forecasts in container terminals. To this end, a case study is presented, in which forecasts of vessel performance are obtained. This research has been entirely been based on data gathered from a semi-automated container terminal from Spain. In the other hand it is analyzed how to manage, evaluate and mitigate disruptions in the long-term by means of the risk assessment, an interesting approach to evaluate the effect of uncertain but likely events on the long-term throughput of the terminal. In addition, a definition for operational risk evaluation in port facilities is proposed along with a discussion of the terms that better represent the nature of the activities involved and finally, guidelines to manage the results obtained are provided.

Arquitectura industrial tabacalera en la España peninsular: secaderos y fábricas

La Arquitectura industrial del tabaco en España está representada por dos tipos de construcciones, que corresponden a las dos fases en las que se divide el proceso de producción del tabaco: los secaderos (arquitectura bioclimática donde se realiza el secado), y las fábricas (centros donde se elabora el tabaco procedente de los secaderos). Las fábricas se repartieron por todo el territorio español, ocupando preferiblemente los lugares costeros, aunque existen casos en los que su localización obedecía a razones políticas. Estos edificios, en su mayoría, incluidos en los centros históricos de las ciudades, han cambiando de uso, y las antiguas fábricas de tabaco se han transformado en su mayoría, en centros de cultura, o centros sociales y representativos. La tesis surge del análisis de las características constructivas de la arquitectura industrial del tabaco: de los secaderos y de las fábricas, por tratarse de una tipología con suficiente entidad y un ejemplo de arquitectura bioclimática de producción en el caso de los secaderos, y por conseguir haberse adaptado a otros usos en el caso de las fábricas. La arquitectura de producción emplea un lenguaje acorde con los avances de la industrialización, anticipando materiales y estructuras, y condensando en una tipología específica las complejas relaciones establecidas entre producto, hombres y espacio. Estos edificios tuvieron una extensa implantación en el territorio, y se caracterizan por una serie de valores tecnológicos, arquitectónicos, sociológicos y paisajísticos, que hacen de ellos un documento de primera magnitud para conocer: la evolución e implantación de las técnicas constructivas (materiales y estructuras), los procesos de innovación tipológica y la estructura económica y procedimientos técnicos utilizados. El territorio en el que se insertan constituye su contexto territorial, por lo que no sería adecuado considerar estos edificios como elementos aislados, sin analizar la relación con el entorno en el que se generaron. Por este motivo, se analizan las condiciones higrotérmicas ambientales de los secaderos para compararlas con las de confort humano y establecer relaciones y parámetros compatibles. Los ejemplos analizados de secaderos son todos de fábrica. El uso del ladrillo como módulo principal para la elaboración de un edificio, supone la consideración de un “grado cero” de todo el aparato constructivo y compositivo de la arquitectura. Dejar el ladrillo visto, supone hacer explícitos todos los procesos acumulativos. Este elemento mínimo, permite unas posibilidades enormemente abiertas, pero no absolutamente aleatorias, que definen su propia lógica combinatoria. La exigencia de sinceridad, característica de la arquitectura industrial, en la exposición de los materiales, exhibiéndolos en su propia naturaleza y en el modo real de ser utilizados, se hace patente en este tipo de construcción. Se realiza un estudio de permeabilidad en las fachadas de los secaderos, para determinar el grado de ventilación y su relación con la orientación, el patrón de celosía empleado y el volumen total. Este sistema de acondicionamiento climático específico, puede servir de recurso a otras construcciones, por lo que se podría trasladar el sistema constructivo y formal de los secaderos a otros usos, desde una doble vertiente: Arquitectura para la adaptación climática al entorno. Arquitectura como generadora de condiciones climáticas específicas, en el interior. La utilidad de los secaderos es fundamentalmente: proporcionar sombra, ventilación y un espacio cubierto, pero permeable en sus fachadas. La arquitectura industrial debe ser reconocida dentro del conjunto patrimonial, debido a sus características propias que permiten su diferenciación del resto de la arquitectura. Conocer la estructura productiva permite analizar correctamente estas construcciones, ya que el programa inicial es básico para entender la organización del espacio interior. Las fábricas no se situaron cerca de las zonas de producción del tabaco, excepto en dos casos: Cádiz y Palazuelo, en los que existen secaderos y campos de cultivo de hoja de tabaco en las áreas cercanas. La principal causa de esta separación es que el proceso de obtención de tabaco es un proceso dividido en dos fases principales: proceso primario y proceso secundario. En el proceso primario la hoja de tabaco se seca en los secaderos, en los que es determinante el clima, pero únicamente en el caso del secado del tabaco al aire. En el proceso secundario sin embargo, el tabaco llega previamente tratado a las fábricas, por lo que no influye el clima en esta parte del proceso. Esta razón determina que en las áreas climáticas donde se centra el estudio, haya zonas en las que existen fábrica y secaderos y otras en las que únicamente existe fábrica, o sólo secaderos. La localización de las fábricas atendía a razones de muy diferente índole, las más importantes fueron: geográficas, estratégicas, y políticas. En la mayoría de las fábricas la elección de la ciudad de emplazamiento estaba ligada a la recepción de la materia prima, que principalmente se hacía por vía marítima, o acuática (el caso de Sevilla), y por vía terrestre, utilizando como medio de transporte el ferrocarril. Sólo dos casos, de las antiguas fábricas, corresponden a razones políticas, son las dos únicas que no están en la costa: Madrid y Logroño. La de Madrid se construyó por centralidad política, y porque geográficamente ocupaba el punto central de todas las comunicaciones terrestres por carretera y ferrocarril. Muchas de las fábricas se situaron cercanas a las estaciones de ferrocarril. La de Logroño atendió, sin embargo, a razones políticas. Para finalizar, se realiza un estudio comparativo de las fábricas de Sevilla, Madrid y San Sebastián. Las razones que justifican esta elección son: - La de Sevilla fue históricamente la primera fábrica y la más importante. - La de Madrid fue la más importante a nivel administrativo, la sede de Tabacalera se instaló en la capital, y después de la de Sevilla, fue la que sirvió de modelo al resto de las fábricas. - La de San Sebastián era la más grande del Norte. Los análisis que se han realizado son de: volumen y superficies de patios, superficies de cubierta, permeabilidad o huecos en fachadas, orientación y soleamiento de patios, distribución espacial interior y organización, y evolución de usos. Podemos observar que en la mayoría de estas fábricas ha habido una transformación en el uso, pasando de ser edificios industriales a edificios culturales. Estas construcciones se pueden considerar como infraestructuras adaptables, por ser útiles, sostenibles y funcionales. ABSTRACT The Spanish industrial architecture of tobacco is represented by two construction types that correspond to the two phases of tobacco production: the drying sheds (bioclimatic constructions where the drying process takes place) and factories (centres where tobacco is processed after the drying process). The factories were distributed throughout the Spanish territory, preferably occupying coastal locations, although some of them were located elsewhere following political reasons. Most of the buildings inside city centres have suffered changes in their use, becoming cultural, social or representative centres. This thesis attempts the analysis of the constructive systems employed in tobacco industrial architecture, from drying sheds to factories. The drying sheds are an example of bioclimatic industrial architecture. The factories are a typology that have successfully adapted to new uses. Industrial architecture uses a language that follows the advances in industrialization, anticipating new materials and structures, and merging the complex relationships established among products, human beings, space and locations. These buildings were promoted extensively in the country. They are characterized by technological architectural sociological and landscaping innovations. They are considered as important examples of the evolution and the implementation of construction techniques (building materials and structures). They are also considered as examples of innovation in the building typology, in their economic structure and in the technologies that they have applied. The settings in which the drying sheds are placed have an important influence in them. They cannot be considered as isolated elements. Instead, there is a close relationship between drying sheds and the surroundings in which they are located. Drying sheds’ hygrotermal and environmental conditions are analyzed in this thesis to compare them with the values of human comfort and find suitable relationships and parameters. All the drying sheds that have been analyzed are constructed with brick. This implies a consideration of “zero degree” for both the construction and the composition of the architectural process. The detailing - entails making all the accumulative processes explicit as the brick walls are left exposed. This minimal component allows a wide range of options that are never random but based on the logic of the way in which it is combined. The “sincerity” in the exposition of material, displaying them in their very nature and showing how they are really used, is a basic characteristic of industrial architecture, and it is even more expressive in these types of buildings. The walls of the drying sheds undergo a permeability assessment in order to determine the degree of ventilation and orientation, the lattice pattern used and the overall volume. This specific conditioning system can serve as a resource for other buildings, and consequently, it could be transferred to other uses within a two-pronged approach: -Climatically adapted architecture that takes into account the surroundings. -Architecture as a generator of specific climatic conditions indoors. Drying sheds’ main purposes / aims deal with how to provide shade, ventilation and a covered space as well as permeability. The industrial architecture must be recognized as historical valuable buildings due to its intrinsic and distinctive characteristics. Knowing the productive structure, allow us to make a proper analysis of these buildings, since the basic aim, is to understand the spatial organization indoors. Factories did not come close to the tobacco production, with the exception of Cádiz and Palazuelo, where there are sheds and tobacco croplands nearby. The main reason for this separation is that the process of obtaining tobacco has two processes: the primary process and the secondary process. In the primary process tobacco leaves are left to dry. In the secondary process, previously manufactured tobacco allocated in the factories where the weather conditions are not important. This fact determines that in the climate areas where this study tales place there are some cases in which we can find both factories and drying sheds, and others where there are either factories or drying sheds only. The location of these factories met various demands, being the most outstanding the ones related to geographic, strategic and political reasons. In most factories the choice of its location was often linked to the incoming of raw goods, mainly delivered through waterways –it is the case of Seville,) and by land, using railways. The location of the factories was linked to political reasons in only two cases Madrid and Logroño, which are the only ones that are not placed near the coast. The one in Madrid was built due to its political centrality and because geographically speaking, it was the reference landmark of means of land and rail transports. Many factories, in fact, were settled nearby rail stations. For the factory in Logroño, only political reasons were taken into consideration. I should like to close by undertaking a comparative study of factories in Seville, Madrid and San Sebastian. There are a number of reasons to substantiate this choice: -The factory in Seville was historically speaking the first that was built and the most important one. -The factory in Madrid was the most important one administratively. This factory was the headquarters as well as being, after Seville, the one which provided a model for other factories. -The factory in San Sebastian is the biggest in the North of Spain. The analysis carried out are related to the volume of the buildings and the surface areas of the courtyards, the surface of the roofs, the permeability of the walls and the openings of the façade, the orientation and the sun exposure, the indoor spatial distribution and organization and evolution of the uses (formerly and currently) I observe that in most of these factories there has been a change in the use of the buildings, from industrial cultural purposes. These buildings can be considered as adaptable infrastructures based on a combination of architectural practicability, sustainability and functionality.

Juego de gestión económico-deportiva de fórmula 1 para Android

Formula Racing Team Manager (FRTM) se trata de un juego de un solo jugador, para Android, donde el jugador tendrá como objetivo principal ascender desde la quinta división inicial hasta la primera y lograr allí ganar la clasificación por equipos ante 19 equipos manejados por el sistema. Por el camino tendrá que gestionar una gran cantidad de tareas distintas en el juego, desde la gestión del equipo en sí a la gestión estratégica de las carreras. Para conseguir el objetivo será básico lograr una buena gestión económica, la fuente principal de ganancias son los patrocinadores, pudiendo contar con un total de cuatro simultáneamente. El dinero conseguido se utilizará en mejorar el equipo (empleados, coche y pilotos) lo máximo posible para conseguir mejores resultados en carrera. Hay una gran cantidad de circuitos disponibles, todos reales, combinando circuitos históricos del calendario de Fórmula 1 con actuales y con circuitos otros populares en otras categorías (a destacar la inclusión de carreras de resistencia como las 500 millas de Indianápolis o las 24 horas de Le Mans). Será importante entender bien los parámetros de cada circuito para lograr un buen resultado en todos ellos. La temporada se divide en 20 grandes premios, formado cada uno por tres sesiones (entrenamientos, clasificación y carrera). En los entrenamientos el jugador podrá, durante dos horas, dar todas las vueltas que cree oportuno hasta que su tiempo se agote, para encontrar así la mejor configuración posible para el coche, y obtener los datos de consumos y desgastes que encuentre necesarios para emplearlos en carrera. En la sesión de clasificación (separada en tres rondas), se decidirán las posiciones de salida en carrera Antes de la carrera el jugador deberá decidir qué estrategia utilizar en ella, escogiendo la configuración del coche, los compuestos de neumáticos y las cargas de combustible a utilizar en cada parada. Durante la carrera también podrá cambiar ciertos parámetros en caso de que la situación de carrera no se adapte a sus expectativas, teniendo así un control total de lo sucedido en carrera, como si de un director deportivo de un equipo real de Fórmula 1 se tratase. Durante la carrera, se irán simulando las vueltas cuando el jugador así lo desee y lo indique mediante un reproductor disponible. Posteriormente, al terminar la carrera volverá a predominar la gestión económica del equipo por parte del jugador, teniendo que controlar los desgastes de cada una de las diez piezas distintas del coche para evitar roturas, y volviendo a poder entrenar a pilotos y empleados. El juego está disponible tanto en español como en inglés. ABSTRACT. Formula Racing Team Manager (FRTM) is a single player game, for Android, where the player has the main objective of promoting from the initial fifth division to the first one, and winning there the championship against 19 teams managed by the system. On the way, the player will have to manage a different number of tasks in the game, from the team management to the race strategic management. To complete that objective a basic key is to achieve a good economic management, the main source of incomes are the sponsors; being able to have a total of four at the same time. The money received will have to be spent on improving the team (staff, car and drivers) the best as possible to try to achieve even better race results. There are a lot of available circuits throughout the game, all of them real, combining some historical from Formula 1 calendar with actual ones, and also with some popular circuits from other categories (to highlight the inclusion of endurance races like the 500miles from Indianapolis and the 24 hours of Le Mans). It will be basic to fully understand the parameters from each circuit to achieve a good result in all of them. The season is divided in 20 Grand Prix, every one of them composed by three sessions (free practice, qualifying and race). In the Free Practice session the player will get the chance to driver all the laps he can in two hours, to try to get the best possible setup for the car and to obtain data from tyres wear and fuel consumption. On the qualifying session (composed by three rounds), the starting grid for the race will be decided. Before the race, the player will have to choose the strategy to use, deciding the car setup, the tyres compound and the fuel inputs for every pit stop to do. Also, throughout the race, the player will get the chance to change some parameters of that strategy in case of the race not going as expected. On the race, every lap will be simulated when the player decides. And, after the race is finished, the player will have to work again on the economy and team management, controlling the wear of every car part to avoid malfunctions, and being able to train drivers and staff. The game is available in both spanish and english.

Supervisión de un sistema de tiempo real distribuido

En el presente proyecto se propone la definición e implementación de un subsistema de monitorización para un sistema de tiempo real distribuido. Este monitor supervisará el estado de todos los componentes software y hardware del sistema original, y permitirá el arranque y parada de cada componente individualmente o del subsistema completo. Constará de dos componentes básicos: un supervisor local para cada subsistema, y un supervisor central con interfaz gráfica. El supervisor local es un componente software asociado a cada subsistema que realizará las funciones de monitorización, arranque/parada de los componentes y envío de informes al supervisor central. Atenderá además a los comandos de arranque y parada provenientes del supervisor central. El supervisor central recibirá los informes de estado de cada uno de los supervisores locales y permitirá el arranque y parada de los subsistemas. Contará con un interfaz gráfico a modo de posición de control. El sistema será desarrollado íntegramente (salvo la posición gráfica) en ADA95, y podrá ejecutarse en cualquiera de las distribuciones Linux más extendidas. En el contexto de Ingeniería de Software, se seguirá un desarrollo en cascada, aportándose los requisitos, el diseño, la codificación y un plan de pruebas. Abstract In this project, the definition and implementation of a monitoring system is proposed for a previously defined real-time distributed system. This supervisory system will monitor the status of each subsystem and its software and hardware components. This new system will also be able to start and stop each individual component and start or stop the entire system. It will consist of two basic components: a local supervisor for each subsystem, and a central supervisor with a graphical unit interface (GUI). The local supervisor will be a software component attached to each original subsystem, which will perform functions such as components monitoring, start and stop the associated subsystem, and sending reports to the central supervisor. It also will attend the start and stop commands from the central supervisor. The central supervisor will receive status reports from each of the local supervisors and will allow starting and stopping the subsystems. It will offer a graphical interface to be used as a main control panel. The system will be developed in ADA 95 (except the graphical position), and should work on any of the most common Linux distributions. In the context of Software Engineering, the project will be developed following a waterfall life cycle. Reports on the stages of requirements, design, coding and testing plan shall be provided.

Perfil antropométrico y respuesta psico-fisiológica en escalada deportiva en roca: Diferencias entre modalidades

En la literatura se ha descrito el perfil antropométrico y la respuesta psicofisiológica en escalada deportiva en roca, pero hasta la fecha, no se habían analizado las diferencias existentes entre sus principales modalidades. El objetivo de la presente tesis fue describir las características antropométricas del escalador de competición y comprobar la existencia de diferencias entre los participantes de distintas modalidades, así como analizar la respuesta psico-fisiológica durante la ejecución de un búlder y una vía, además de evaluar las diferencias entre su realización a vista o tras un ensayo. Para ello, efectuamos dos estudios diferentes: en el primero participaron voluntariamente 61 hombres y 18 mujeres, participantes en cuatro pruebas del circuito nacional de competición de escalada durante el año 2009, tres de ellas de la modalidad de dificultad a vista y una de búlder. Se realizaron mediciones antropométricas, prueba de fuerza de prensión manual antes y después de competir, y se cumplimentó un cuestionario donde se evaluaba la percepción del esfuerzo y la experiencia deportiva. En el segundo estudio, 23 escaladores, 15 hombres y 8 mujeres, divididos en tres grupos en función de su nivel de rendimiento, realizaron de manera voluntaria distintas pruebas durante tres días separados entre sí al menos 48 horas. El primer día rellenaron un cuestionario sobre su experiencia deportiva y nivel de rendimiento, fueron pesados, tallados y sometidos a un escáner de cuerpo completo en densitómetro con objeto de medir la composición corporal. El segundo día realizaron previo calentamiento, un búlder a vista y, tras un descanso de 15 minutos, escalaron una vía a vista acorde con su nivel. El tercer día, después de calentar y disponer de 20 minutos para ensayarlo, repitieron la escalada del búlder. Tras un descanso de 15 minutos y 20 minutos de ensayo, realizaron un segundo intento a la vía. Se registraron los valores en la respuesta cardiorrespiratoria, se obtuvieron muestras de lactato en sangre del lóbulo de la oreja y se realizaron pruebas de fuerza de prensión manual antes y después de la escalada. También se pasó un cuestionario para medir la ansiedad y autoconfianza así como el esfuerzo percibido. Los resultados no mostraron diferencias antropométricas significativas entre los participantes en competiciones de búlder y los que participaron en competiciones de escalada de dificultad a vista. Se dieron diferencias en la pérdida de fuerza antes y después de escalar entre dichos participantes. Las mujeres obtuvieron menor fuerza de prensión manual que los hombres pero la misma pérdida de fuerza entre el instante antes de competir y el posterior. La respuesta fisiológica durante la ejecución del búlder fue menor que la obtenida durante la ejecución de la vía. Hubo pérdida de fuerza de prensión manual entre el instante anterior y el posterior a ejecutar la vía, pero no al hacer el búlder. Sin embargo, no se dieron diferencias en la ansiedad y la autoestima provocada por ambas modalidades, por lo que deducimos que la ejecución de un búlder y una vía presentan una respuesta fisiológica distinta. Proponemos que la respuesta está relacionada, sobre todo, con las variables de ejecución, de tal manera que a mayor distancia y/o tiempo recorrido en la escalada, mayor será la contribución anaeróbica al esfuerzo y la fatiga manifestada como pérdida de fuerza que, en el caso del búlder, fue mínima o inexistente. En el segundo intento, tras un ensayo de 20 minutos en el búlder, se consiguió mejorar el rendimiento respecto al primer intento, que se manifestó con un aumento en la distancia recorrida. Sin embargo, en la vía no se dieron diferencias entre ambos intentos, ni en la ejecución, ni en la respuesta fisiológica, ni en la ansiedad, ni siquiera en la fuerza de prensión manual. ABSTRACT It has been described in the literature the anthropometric profile and psychophysiological response in rock climbing, but so far not been analyzed differences between its main modalities. The aim of this thesis was to describe the anthropometric characteristics of the climber competitor and check for differences between participants of different modalities and to analyze the psycho-physiological response during the execution of a boulder and a route also to assess differences between on sight and redpoint attempts. We made two different studies: in the first 61 men and 18 women who attended four competitions of national climbing circuit in 2009, three of them on-sight difficulty competitions and a boulder competition participated voluntarily. Anthropometric measurements, a hand grip strength test before and after competing were registered for each climber, and a questionnaire which assessed perception of effort and the climbing experience was fulfilled. In the second study, various tests were conducted on 23 volunteer climbers, 15 men and 8 women, during three days separated for, at least, 48 hours of resting, divided into three groups according to their performance. The first day, climbers completed a questionnaire on their experience and performance level. It was recorded weight, height and they underwent a full body scan densitometer in order to measure body composition. The second day, after previous warming-up, they climbed a boulder on sight and, after a break of 15 minutes, climbed a route on-sight according to their level. The third day, after warming-up and have 20 minutes to try it, they repeated the bouldering climbing. After a break of 15 minutes and 20 minutes of essaying, they made a second attempt at the route. Values in the cardiorespiratory response were recorded, blood lactate samples were obtained from earlobe, and hand grip strength was tested before and after the climb. They also filled a questionnaire to measure anxiety and self-confidence and perceived exertion. The results showed no significant anthropometric differences between participants in bouldering competitions and participants in competitions on-sight difficulty climbing. There were found differences in strength loss before and after climbing between those participants. Women had less hand grip strength than men but the same loss of strength between the records carried out before and after competing. The physiological response recorded for boulder climbing was lower than the obtained for the route. There was loss of hand grip strength between the time before and after running the route but not for bouldering. However, there were no differences in anxiety and self-esteem caused by both modalities, so we conclude that the implementation of a boulder and a route have different physiological responses. We think that this response is mainly related to performance variables, as a greater distance and/or travel time on the climb, the higher the anaerobic contribution to the effort and fatigue as manifested by loss of strength in the case of the boulder was minimal or nonexistent. In the second attempt after 20 minutes in the boulder better performance was achieved on the first attempt, which was manifested by an increment of climbing distance. However, there were the differences in the route between the two attempts, either in execution or in the physiological response, or anxiety, or even in hand grip strength.

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

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

Targeted deletion of all isoforms of the trkC gene suggests the use of alternate receptors by its ligand neurotrophin-3 in neuronal development and implicates trkC in normal cardiogenesis

We have generated null mutant mice that lack expression of all isoforms encoded by the trkC locus. These mice display a behavioral phenotype characterized by a loss of proprioceptive neurons. Neuronal counts of sensory ganglia in the trkC mutant mice reveal less severe losses than those in NT-3 null mutant mice, strongly suggesting that NT-3, in vivo, may signal through receptors other than trkC. Mice lacking either NT-3 or all trkC receptor isoforms die in the early postnatal period. Histological examination of trkC-deficient mice reveals severe cardiac defects such as atrial and ventricular septal defects, and valvular defects including pulmonic stenosis. Formation of these structures during development is dependent on cardiac neural crest function. The similarities in cardiac defects observed in the trkC and NT-3 null mutant mice indicate that the trkC receptor mediates most NT-3 effects on the cardiac neural crest.