El Outsourcing en la dinámica de sistemas hacia mercados extranjeros

Este trabajo recopila literatura académica relevante sobre estrategias de entrada y metodologías para la toma de decisión sobre la contratación de servicios de Outsourcing para el caso de empresas que planean expandirse hacia mercados extranjeros. La manera en que una empresa planifica su entrada a un mercado extranjero, y realiza la consideración y evaluación de información relevante y el diseño de la estrategia, determina el éxito o no de la misma. De otro lado, las metodologías consideradas se concentran en el nivel estratégico de la pirámide organizacional. Se parte de métodos simples para llegar a aquellos basados en la Teoría de Decisión Multicriterio, tanto individuales como híbridos. Finalmente, se presenta la Dinámica de Sistemas como herramienta valiosa en el proceso, por cuanto puede combinarse con métodos multicriterio.

Zeta potential and doping in polyaniline dispersions

Polyaniline (PAni) has been classified as an intractable polymer, particularly in its conducting form, the emeraldine salt (ES). Therefore one can consider the mixture of water and PAni as a suspension. The conducting form of PAni can be obtained by a doping process known as acid doping, in which a strong acid turns PAni from its insulating form, the emeraldine base (EB), into the conducting form, the emeraldine salt. With the objective of establishing a correlation between the doping level and the zeta potential of polyaniline dispersions, polyaniline + HCl aqueous suspensions were prepared. Positive zeta potential values for the various suspensions of PAni showed that it acquired positive charges after the doping process. It was also observed an increase in zeta potential values as HCl concentration increased, which could be correlated to UV-visible spectra of PAni suspensions.

Radiocarbon impact in a nearby tree of a light-water VVER type nuclear power plant, Paks, Hungary

Tree-ring series were collected for radiocarbon analyses from the vicinity of Paks nuclear power plant (NPP) and a background area (Dunaföldvár) for a 10-yr period (2000–2009). Samples of holocellulose were prepared from the wood and converted to graphite for accelerator mass spectrometry (AMS) 14C measurement using the MICADAS at ETH Zürich. The 14C concentration data from these tree rings was compared to the background tree rings for each year. The global decreasing trend of atmospheric 14C activity concentration was observed in the annual tree rings both in the background area and in the area of the NPP. As an average of the past 10 yr, the excess 14C emitted by the pressurized-water reactor (PWR) NPP to the atmosphere shows only a slight systematic excess (~6‰) 14C in the annual rings. The highest 14C excess was 13‰ (in 2006); however, years with the same 14C level as the background were quite frequent in the tree-ring series.

Accident Management Actions In An Upper-Head Small-Break Loss-Of-Coolant Accident With High-Pressure Safety Injection Failed

Since the Three Mile Island accident, an important focus of pressurized water reactor (PWR) transient analyses has been a small-break loss-of-coolant accident (SBLOCA). In 2002, the discovery of thinning of the vessel head wall at the Davis Besse nuclear power plant reactor indicated the possibility of an SBLOCA in the upper head of the reactor vessel as a result of circumferential cracking of a control rod drive mechanism penetration nozzle - which has cast even greater importance on the study of SBLOCAs. Several experimental tests have been performed at the Large Scale Test Facility to simulate the behavior of a PWR during an upper-head SBLOCA. The last of these tests, Organisation for Economic Co-operation and Development Nuclear Energy Agency Rig of Safety Assessment (OECD/NEA ROSA) Test 6.1, was performed in 2005. This test was simulated with the TRACE 5.0 code, and good agreement with the experimental results was obtained. Additionally, a broad analysis of an upper-head SBLOCA with high-pressure safety injection failed in a Westinghouse PWR was performed taking into account different accident management actions and conditions in order to check their suitability. This issue has been analyzed also in the framework of the OECD/NEA ROSA project and the Code Applications and Maintenance Program (CAMP). The main conclusion is that the current emergency operating procedures for Westinghouse reactor design are adequate for these kinds of sequences, and they do not need to be modified.

Dynamic chanel model LMS updating for RSS-based localization

Received signal strength-based localization systems usually rely on a calibration process that aims at characterizing the propagation channel. However, due to the changing environmental dynamics, the behavior of the channel may change after some time, thus, recalibration processes are necessary to maintain the positioning accuracy. This paper proposes a dynamic calibration method to initially calibrate and subsequently update the parameters of the propagation channel model using a Least Mean Squares approach. The method assumes that each anchor node in the localization infrastructure is characterized by its own propagation channel model. In practice, a set of sniffers is used to collect RSS samples, which will be used to automatically calibrate each channel model by iteratively minimizing the positioning error. The proposed method is validated through numerical simulation, showing that the positioning error of the mobile nodes is effectively reduced. Furthermore, the method has a very low computational cost; therefore it can be used in real-time operation for wireless resource-constrained nodes.

A proposed parameterization of interface discontinuity factors depending on neighborhood for pin-by-pin diffusion computations for LWR

There exists an interest in performing full core pin-by-pin computations for present nuclear reactors. In such type of problems the use of a transport approximation like the diffusion equation requires the introduction of correction parameters. Interface discontinuity factors can improve the diffusion solution to nearly reproduce a transport solution. Nevertheless, calculating accurate pin-by-pin IDF requires the knowledge of the heterogeneous neutron flux distribution, which depends on the boundary conditions of the pin-cell as well as the local variables along the nuclear reactor operation. As a consequence, it is impractical to compute them for each possible configuration. An alternative to generate accurate pin-by-pin interface discontinuity factors is to calculate reference values using zero-net-current boundary conditions and to synthesize afterwards their dependencies on the main neighborhood variables. In such way the factors can be accurately computed during fine-mesh diffusion calculations by correcting the reference values as a function of the actual environment of the pin-cell in the core. In this paper we propose a parameterization of the pin-by-pin interface discontinuity factors allowing the implementation of a cross sections library able to treat the neighborhood effect. First results are presented for typical PWR configurations.

Assessment of CTF boiling transition and critical heat flux modeling capabilities using the OECD/NRC BFBT and PSBT benchmark databases

The need to refine models for best-estimate calculations, based on good-quality experimental data, has been expressed in many recent meetings in the field of nuclear applications. The modeling needs arising in this respect should not be limited to the currently available macroscopic methods but should be extended to next-generation analysis techniques that focus on more microscopic processes. One of the most valuable databases identified for the thermalhydraulics modeling was developed by the Nuclear Power Engineering Corporation (NUPEC), Japan. From 1987 to 1995, NUPEC performed steady-state and transient critical power and departure from nucleate boiling (DNB) test series based on the equivalent full-size mock-ups. Considering the reliability not only of the measured data, but also other relevant parameters such as the system pressure, inlet sub-cooling and rod surface temperature, these test series supplied the first substantial database for the development of truly mechanistic and consistent models for boiling transition and critical heat flux. Over the last few years the Pennsylvania State University (PSU) under the sponsorship of the U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) has prepared, organized, conducted and summarized the OECD/NRC Full-size Fine-mesh Bundle Tests (BFBT) Benchmark. The international benchmark activities have been conducted in cooperation with the Nuclear Energy Agency/Organization for Economic Co-operation and Development (NEA/OECD) and Japan Nuclear Energy Safety (JNES) organization, Japan. Consequently, the JNES has made available the Boiling Water Reactor (BWR) NUPEC database for the purposes of the benchmark. Based on the success of the OECD/NRC BFBT benchmark the JNES has decided to release also the data based on the NUPEC Pressurized Water Reactor (PWR) subchannel and bundle tests for another follow-up international benchmark entitled OECD/NRC PWR Subchannel and Bundle Tests (PSBT) benchmark. This paper presents an application of the joint Penn State University/Technical University of Madrid (UPM) version of the well-known subchannel code COBRA-TF, namely CTF, to the critical power and departure from nucleate boiling (DNB) exercises of the OECD/NRC BFBT and PSBT benchmarks

Métodos avanzados multiescala núcleo-celdas en geometrías tridimensionales y multigrupos para el cálculo de Reactores de Agua Ligera

La importancia de la seguridad en la aplicación de la tecnología nuclear impregna todas las tareas asociadas a la utilización de esta fuente de energía, comenzando por la fase de diseño, explotación y posterior desmantelamiento o gestión de residuos. En todos estos pasos, las herramientas de simulación computacional juegan un papel esencial como guía para el diseño, apoyo durante la operación o predicción de la evolución isotópica de los materiales del reactor. Las constantes mejoras en cuanto a recursos computacionales desde mediados del siglo XX hasta este momento así como los avances en los métodos de cálculo utilizados, permiten tratar la complejidad de estas situaciones con un detalle cada vez mayor, que en ocasiones anteriores fue simplemente descartado por falta de capacidad de cálculo o herramientas adecuadas. El presente trabajo se centra en el desarrollo de un método de cálculo neutrónico para reactores de agua ligera basado en teoría de difusión corregida con un nivel de detalle hasta la barra de combustible, considerando un número de grupos de energía mayor que los tradicionales rápido y térmico, y modelando la geometría tridimensional del núcleo del reactor. La capacidad de simular tanto situaciones estacionarias con posible búsqueda de criticidad, como la evolución durante transitorios del flujo neutrónico ha sido incluida, junto con un algoritmo de cálculo de paso de tiempo adaptativo para mejorar el rendimiento de las simulaciones. Se ha llevado a cabo un estudio de optimización de los métodos de cálculo utilizados para resolver la ecuación de difusión, tanto en el lazo de iteración de fuente como en los métodos de resolución de sistemas lineales empleados en las iteraciones internas. Por otra parte, la cantidad de memoria y tiempo de computación necesarios para resolver problemas de núcleo completo en malla fina obliga a introducir un método de paralelización en el cálculo; habiéndose aplicado una descomposición en subdominios basada en el método alternante de Schwarz acompañada de una aceleración nodal. La aproximación de difusión debe ser corregida si se desea reproducir los valores con una precisión cercana a la obtenida con la ecuación de transporte. Los factores de discontinuidad de la interfase utilizados para esta corrección no pueden en la práctica ser calculados y almacenados para cada posible configuración de una barra de combustible de composición determinada en el interior del reactor. Por esta razón, se ha estudiado una parametrización del factor de discontinuidad según la vecindad que permitiría tratar este factor como una sección eficaz más, parametrizada en función de valores significativos del entorno de la barra de material. Por otro lado, también se ha contemplado el acoplamiento con códigos termohidráulicos, lo que permite realizar simulaciones multifísica y producir resultados más realistas. Teniendo en cuenta la demanda creciente de la industria nuclear para que los resultados realistas sean suministrados junto con sus márgenes de confianza, se ha desarrollado la posibilidad de obtener las sensibilidades de los resultados mediante el cálculo del flujo adjunto, para posteriormente propagar las incertidumbres de las secciones eficaces a los cálculos de núcleo completo. Todo este trabajo se ha integrado en el código COBAYA3 que forma parte de la plataforma de códigos desarrollada en el proyecto europeo NURESIM del 6º Programa Marco. Los desarrollos efectuados han sido verificados en cuanto a su capacidad para modelar el problema a tratar; y la implementación realizada en el código ha sido validada numéricamente frente a los datos del benchmark de transitorio accidental en un reactor PWR con combustible UO2/MOX de la Agencia de Energía Nuclear de la OCDE, así como frente a otros benchmarks de LWR definidos en los proyectos europeos NURESIM y NURISP.

Problemática del ruido neutrónico

El objetivo del presente proyecto es identificar y definir la problemática del ruido neutrónico en el tratamiento y procesamiento de los canales de medida y tratamiento del flujo neutrónico interno y externo en los sistemas de control y protección de los reactores nucleares tipo PWR (que trabajan con agua a presión) que dan lugar a actuaciones indeseadas de los sistemas de vigilancia y control no relacionadas con situaciones reales del proceso como cambios significativos en los parámetros de temperatura y por lo tanto de potencia del reactor que reducen la disponibilidad de operación de la central y provocan transitorios no justificados por dichas actuaciones. Finalmente, se proponen algunas soluciones. Abstract The aim of this project is to identify and define the problem of neutron noise in PWR nuclear power plants, its influence on the treatment and processing of the measurement channels and external neutron flux treatment, its contributions to the control and protection systems that result in undesired actions of monitoring and control systems that are not related to the actual process conditions. These actions reduce the availability of plant operation and unjustified transient causes. Finally, some possible solutions are proposed

Neighborhood-corrected interface discontinuity factors for multi-group pin-by-pin diffusion calculations for LWR

Performing three-dimensional pin-by-pin full core calculations based on an improved solution of the multi-group diffusion equation is an affordable option nowadays to compute accurate local safety parameters for light water reactors. Since a transport approximation is solved, appropriate correction factors, such as interface discontinuity factors, are required to nearly reproduce the fully heterogeneous transport solution. Calculating exact pin-by-pin discontinuity factors requires the knowledge of the heterogeneous neutron flux distribution, which depends on the boundary conditions of the pin-cell as well as the local variables along the nuclear reactor operation. As a consequence, it is impractical to compute them for each possible configuration; however, inaccurate correction factors are one major source of error in core analysis when using multi-group diffusion theory. An alternative to generate accurate pin-by-pin interface discontinuity factors is to build a functional-fitting that allows incorporating the environment dependence in the computed values. This paper suggests a methodology to consider the neighborhood effect based on the Analytic Coarse-Mesh Finite Difference method for the multi-group diffusion equation. It has been applied to both definitions of interface discontinuity factors, the one based on the Generalized Equivalence Theory and the one based on Black-Box Homogenization, and for different few energy groups structures. Conclusions are drawn over the optimal functional-fitting and demonstrative results are obtained with the multi-group pin-by-pin diffusion code COBAYA3 for representative PWR configurations.

Analysis of different uncertainty activation cross section data libraries for LWR, ADS and DEMO neutron spectra

This work is aimed to present the main differences of nuclear data uncertainties among three different nuclear data libraries: EAF-2007, EAF-2010 and SCALE-6.0, under different neutron spectra: LWR, ADS and DEMO (fusion). To take into account the neutron spectrum, the uncertainty data are collapsed to onegroup. That is a simple way to see the differences among libraries for one application. Also, the neutron spectrum effect on different applications can be observed. These comparisons are presented only for (n,fission), (n,gamma) and (n,p) reactions, for the main transuranic isotopes (234,235,236,238U, 237Np, 238,239,240,241Pu, 241,242m,243Am, 242,243,244,245,246,247,248Cm, 249Bk, 249,250,251,252Cf). But also general comparisons among libraries are presented taking into account all included isotopes. In other works, target accuracies are presented for nuclear data uncertainties; here, these targets are compared with uncertainties on the above libraries. The main results of these comparisons are that EAF-2010 has reduced their uncertainties for many isotopes from EAF-2007 for (n,gamma) and (n,fission) but not for (n,p); SCALE-6.0 gives lower uncertainties for (n,fission) reactions for ADS and PWR applications, but gives higher uncertainties for (n,p) reactions in all applications. For the (n,gamma) reaction, the amount of isotopes which have higher uncertainties is quite similar to the amount of isotopes which have lower uncertainties when SCALE-6.0 and EAF-2010 are compared. When the effect of neutron spectra is analysed, the ADS neutron spectrum obtained the highest uncertainties for (n,gamma) and (n,fission) reactions of all libraries.

Optimización de librerías tabuladas de secciones eficaces mediante el empleo de coeficientes de sensibilidad

Los códigos de difusión en multigrupos para an álisis tridimensional de núcleos PWR emplean como datos de entrada librerías de parámetros equivalentes homogeneizados y condensados (secciones eficaces y factores de discontinuidad), que dependen de las variables de estado como temperaturas o densidades. Típicamente, esos pará metros se pre-generan para cada tipo de celda o elemento combustible con un código de transporte determinista, dependiendo en gran medida la precisión de los cálculos neutrónicos acoplados con la termohidráulica de la calidad de la librería generada. Las librerías tabuladas son la forma más extendida de compilar las secciones eficaces pre-generadas. Durante el cálculo de núcleo, el código de difusión simplemente obtiene las secciones eficaces por interpolación de los valores en los puntos de la malla. Como los errores de interpolación dependen de la distancia entre esos puntos, se requiere un considerable refinamiento de la malla –con todas las posibles combinaciones de las variables de estado– para conseguir una precisión adecuada, lo que conduce a requisitos elevados de almacenamiento y un gran número de cálculos de transporte para su generación. Para evitar este inconveniente, se ha desarrollado un procedimiento de optimización de librerías tabuladas que permite seleccionar el menor número de puntos de malla para cada variable de estado independiente, manteniendo un error objetivo en la constante de multiplicación k-efectiva. El procedimiento consiste en determinar, aplicando teoría de perturbaciones, los coeficientes de sensibilidad de la k-efectiva con las secciones eficaces. Ello permite evaluar la influencia de los errores de interpolación de cada sección eficaz en la constante de multiplicación para cualquier combinación de las variables de estado. La medida de esta influencia o sensibilidad permite establecer una distancia óptima entre puntos de interpolación dado un error objetivo sobre la constante de multiplicación. Distintos números de grupos de energía, composiciones del elemento combustible y escalas de homogeneización, han sido estudia dos para conocer su efecto sobre la optimización. Asimismo se ha comprobado la influencia de variar el error objetivo o el grado del polinomio de interpolación entre puntos. Finalmente, se realiza un cálculo con la librería optimizada, y se verifica que el error en la k-efectiva está limitado. Se reduce así el tamaño de la librería sin comprometer su grado de precisión en todo el rango de interés.

Boron dilution benchmark using COBAYA3/FLICA4 coupled codes within the NURISP European Project

Within the subproject 3 of the NURISP project three neutron kinetic codes have been implemented into the NURESIM platform. For all three codes (CRONOS2, COBAYA3 and DYN3D) the coupling with the thermal hydraulic code FLICA4 was accomplished using the features of the NURESIM platform. This paper contains the results obtained with COBAYA3/FLICA4 coupled codes for the PWR boron dilution benchmark defined within the sub project 3 of the NURISP project. Results are provided for all the scenarios.

Diagnóstico de las vibraciones del barrilete y de los elementos combustibles en los PWRs de Ringhals, Suecia

El diagnóstico de las estructuras internas de los PWR, en particular del barrilete del núcleo y su soporte se pueden realizar por medio del análisis de las señales de los detectores de neutrones extra-nucleares. Se han elaborado varios procedimientos que se han usado en diversas plantas en todo el mundo [1], [2]. El objetivo es la vigilancia de la integridad de la estructura del núcleo y la detección temprana y la cuantificación de signos de fatiga, desgaste, etc en las diferentes estructuras tales como el muelle, la placa de sujeción del barrilete del núcleo, etc. Esta vigilancia se ha venido realizando en las tres unidades PWR 2, 3 y 4 de la central sueca de Ringhals desde 1970. Durante las últimas dos décadas el trabajo se ha llevado a cabo en el contexto de un contrato de colaboración entre la Universidad de Chalmers y Ringhals. Esta actividad de colaboración ha consistido tanto en el desarrollo de nuevos métodos, la mejora de éstos así como su aplicación continuada para diagnóstico, vigilancia, incluyendo un análisis de tendencia a lo largo del tiempo. Este trabajo describe el desarrollo realizado en los últimos años con un énfasis especial en los tres últimos.

Análisis de un accidente de rotura de tubos de GV mediante la utilización del SGI de Zorita

En el año 2008 la Universidad Politécnica de Madrid y la empresa Gas Natural Fenosa firmaron un acuerdo por el que se creaba el Aula José Cabrera en el Departamento de Ingeniería Nuclear de la UPM. Dicho aula cuenta con el simulador gráfico interactivo de la central nuclear José Cabrera, que es un simulador de alcance total de una central nuclear PWR de un lazo. El objetivo de la ponencia es demostrar la gran aplicación didáctica que tiene dicho aula. El simulador es una herramienta de uso interactivo para trabajo individual o en grupo con los alumnos. Dentro de la asignatura de “Fiabilidad y Análisis del Riesgo” del Máster Ciencia y Tecnología Nuclear de la ETSII-UPM, se propuso la realización de un árbol de eventos para un accidente propuesto por los alumnos. El trabajo que se presenta en esta ponencia ha consistido en el análisis del accidente de rotura de tubos en el generador de vapor usando el simulador gráfico interactivo.