Comportamiento estructural de tuberías forzadas y blindajes en saltos hidroeléctricos : propuestas de diseño y cálculo

En los últimos años ha aumentado el interés en el desarrollo de proyectos en el ámbito de las centrales hidroeléctricas y en concreto en las centrales reversibles. Estas centrales están diseñadas para grandes caudales y saltos, lo cual conlleva túneles de gran diámetro y alta presión y a menudo son esquemas subterráneos. Por ello, los estudios relativos a revestimientos de túneles en presión y los referentes a los blindajes de acero han cobrado una mayor relevancia. En las décadas de los 60 y 70 se realizó una importante labor de investigación coincidiendo con el desarrollo hidroeléctrico en Europa y Norteamérica, que sin embargo ha quedado sin continuidad hasta esta década, en la que se ha experimentado un impulso debido al desarrollo de nuevos proyectos hidroeléctricos de gran magnitud. La adecuación de los métodos de cálculo de blindajes supone una herramienta imprescindible en el correcto desarrollo técnico de los nuevos proyectos hidroeléctricos, así como para la evaluación de la seguridad de los saltos hidroeléctricos existentes en operación. En la presente Tesis se realiza un análisis del comportamiento estructural de las galerías en presión de saltos hidroeléctricos, así como una discusión y revisión de los métodos de cálculo existentes. En concreto se analizan los siguientes aspectos: •Descripción y comparación de las formulaciones existentes para el cálculo de blindajes tanto a presión exterior como interior. •Aplicación del Método de Elementos Finitos para la modelización y cálculo resistente y frente a inestabilidad de blindajes sometidos a presión exterior. •Análisis de un caso real, en el que se ha producido un fallo estructural en un blindaje sometido a presión exterior. Discusión sobre el comportamiento de blindajes con rigidizadores. Estudio paramétrico de la capacidad resistente y de la estabilidad de los blindajes con rigidizadores. •Estudio del comportamiento diferenciado entre un rigidizador y un conector. •Detalles constructivos y de durabilidad de las galerías en presión. •Desarrollo de una metodología para el cálculo de blindajes y tuberías forzadas a fatiga derivada de las variaciones de presión de la conducción. •Análisis de un caso real de una tubería forzada sometida a procesos de variación de carga, evaluando su seguridad frente a la fatiga. El cálculo de blindajes en galerías forzadas presenta una serie de aspectos complejos, y que no permiten la definición del problema con exactitud, tales como las características del macizo rocoso y su permeabilidad, la determinación del nivel freático, la holgura existente entre el blindaje y el revestimiento del trasdós y sus posibles defectos geométricos. Por estas incertidumbres, el cálculo de blindajes supone una materia compleja y que debe ser abordada desde la cautela y el análisis de otros trabajos y/o análisis realizados con anterioridad. En cualquier caso, debe realizarse un análisis de sensibilidad de los diversos parámetros que intervienen en el cálculo. En esta tesis se han descrito las principales formulaciones de cálculo de blindajes de galerías forzadas sometidas a presión interior y exterior; se ha constatado que existe una gran diversidad y que de su aplicación no se llega a resultados concluyentes. Las formulaciones clásicas utilizadas en el cálculo de blindajes lisos y con rigidizadores sometidos a presión exterior (Amstutz y Jacobsen) no resultan del todo adecuadas ni son de aplicación general. Además, pueden arrojar resultados no conservadores o conducir a un sobredimensionamiento del blindaje en otros casos. En las formulaciones tradicionales de diseño se han tenido en cuenta como imperfecciones la holgura del blindaje y la ovalidad del mismo. En la presente tesis, se han analizado imperfecciones de tipo ondulatorio derivadas de los procesos de soldadura y la existencia de espesores reducidos en zonas de corrosión. En el caso práctico analizado sometido a presión exterior, se ha comprobado el funcionamiento real del blindaje mediante los modelos realizados con elementos finitos. Se desprende que los rigidizadores no han funcionado como tales, puesto que para blindajes lisos se obtienen presiones más bajas de pandeo y para el caso de funcionamiento correcto de los rigidizadores se habría obtenido un coeficiente de seguridad suficiente. Por este motivo, se ha analizado el posible funcionamiento de los rigidizadores, que en determinados casos pueden actuar como conectores. En estos casos deben dimensionarse de forma adecuada las soldaduras para soportar las tensiones entre chapa y conector. Por otra parte, tradicionalmente no se han tenido en cuenta los efectos de fatiga que pueden ocasionar los golpes de ariete y las pulsaciones de presión debidas a la regulación secundaria de la red. En esta tesis se ha establecido un procedimiento de comprobación de tuberías forzadas y blindajes sometidos a procesos de fatiga. Adicionalmente, se ha estudiado el caso real de las tuberías forzadas de una central reversible real (Bolarque II) en funcionamiento de regulación secundaria. Se ha concluido, como en otros casos analizados en la bibliografía, que las pulsaciones derivadas de la regulación secundaria no son significativas como para tener en cuenta la fatiga del acero. Por otra parte, las maniobras de arranque y parada (golpe de ariete) suponen una variación importante de la presión en la conducción. Sin embargo, el moderado número de ciclos permite asegurar la integridad de la tubería frente a fenómenos de fatiga. Nowadays, there is a significant concern in the development of projects in the field of hydroelectric power plants, particularly in the pump-storage projects. These plants are designed for high flow rates and heads, which entails large-diameter tunnels and high pressure ratios), and often as underground schemes. Therefore, this concern has reactivated studies about penstocks and in particular those related to steel liners. During the 1960s and 1970s due to hydropower-engineering development in Europe and North America, a major research effort was done. However, the increasing development of new large-scale hydropower projects has involved a renewed research effort during this decade. The adequacy of steel liner calculation methods is a very important issue in the proper technical development of new hydroelectric projects, and for the safety assessment of existing hydroelectric power plants in operation. In this work, an analysis of the structural behavior of pressure galleries in hydroelectric schemes was carried out. Also, a discussion and a review of existing calculation methods are included. In particular, the following issues have been considered: •Description and comparison of existing formulations for calculating the liner response to both external and internal pressure. •Analysis of an actual case study of a steel liner which failed due to external pressure. •Application of the Finite Element Method to liner modeling and analysis subjected to external pressure. •A parametric study of the shielding with stiffeners and discussion about the behavior of liner with stiffeners. •Constructive aspects and durability of pressure galleries. •Development of a methodology for estimating fatigue effects on penstocks and liners sue to pressure changes. •Analysis of an actual case study of a penstock under varying load and assessment of its safety against fatigue. The project of a hydropower penstock is a complex issue, due to the uncertainties in the definition of the problem data, such as the characteristics of the rock mass and its permeability, the determination of the water table, the existing gap between the steel liner and the concrete of the backfill, the geometric imperfections... Hence, the design and analysis of a steel liner must be addressed cautiously and take into account a review of previous studies performed. Ever, a sensitivity analysis of the various parameters involved in the calculation should be performed. In this work, some of the most relevant formulations for liner design subjected to inside and outside pressure have been studied. As a whole, there is a wide variety and its application does not lead to conclusive results. The classical formulations used in the steel liner calculation either with or without stiffeners under external pressure (Amstutz and Jacobsen) are not entirely adequate Also, those can yield both conservative and non-conservative results in large ranges of application. Traditionally design approaches only considered initial gap and ovality as the most relevant geometric imperfections. Thus, little attention was paid to those caused either by welding or by thickness loss in corroded areas. In the case study analyzed in this thesis, the actual working of the liner under external pressure has been simulated by the Finite Element Method. Results show that the stiffeners have not performed as such, since for unstiffened liner lower buckling pressures are obtained and for proper performance of the stiffeners would give a sufficient safety factor. Hence, it must be pointed out that stiffeners may perform either as such or as connectors. For the latter, welding must be designed to properly withstand stresses between the shell and the stiffener. Likewise, the potential fatigue effects due to both water hammer and pressure pulsations due to secondary regulation of the network have not been considered in many studies. It has been included in this work a procedure for checking penstocks and liners under fatigue processes. Additionally, the penstock fatigue response of an actual pump storage project (Bolarque II, Spain) subjected to secondary control operation has been assessed. As in other cases discussed in the literature, pulsations derived from the secondary control are not significant to account for fatigue of steel. Moreover, the start and stop manoeuvres (water hammer) cause a significant change in penstock pressure. However, the moderate number of cycles ensures the integrity of the penstock against fatigue phenomena.

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.

Compatibilidad de Betunes Modificados con SBS en Función de la Estructura del Betún

Los betunes modificados con polímeros (BMP) son ampliamente utilizados en la pavimentación de carreteras sometidas a gran afluencia de vehículos y a condiciones extremas de temperatura. La presencia de polímero en contacto con el betún amplía notablemente el intervalo de temperaturas en las que el betún mantiene sus prestaciones. En general los betunes modificados con polímero presentan un aumento significativo de la resistencia a la deformación permanente en el intervalo de elevadas temperaturas, sin que su compo rtamiento sufra deterioro a bajas temperaturas. Cuando un polímero se añade al betún tiene lugar su hinchamiento a partir de las moléculas de aromáticos ligeros presentes en el betún. A bajas concentraciones de polímero, aparece una morfología bifásica en la que una fase rica en polímero se dispersa en una matriz malténica enriquecida en asfaltenos. La existencia de esta estructura bifásica es la llave que controla la mejora en las propiedades de los BMP en relación al betún puro. En la literatura existen muchos trabajos dedicados a investigar las propiedades y morfología de los BMP, sin embargo en pocos se hace referencia a la influencia de la estructura del betún. Este trabajo está enfocado a relacionar la estructura/composición del betún con la compatibilidad del sistema SBS/betún/azufre. Para ello se han elegido cuatro betunes de distinta procedencia denominados, A17, A500, M18, M170, que mezclados convenientemente han sido utilizados en la preparación de betún modificado con SBS y vulcanizado con azufre. La fracción en peso de SBS, en relación al contenido de betún, ha sido del 3%. Se han determinado propiedades tales como viscosidad, penetración y temperatura anillo-bola, así como la estabilidad en almacenamiento a elevada temperatura. Finalmente la estabilidad de estos sistemas se ha analizado en función de la estructura y la composición de los betunes utilizados en su preparación

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.

Determinación de la calidad interna del kiwi mediante técnicas no destructivas: impacto e imagen hiperspectral.

El kiwi es un fruto con epidermis pilosa de color pardo-verdoso cuyo aspecto externo no sufre cambios significativos a lo largo del proceso de maduración. El objetivo de este trabajo fue evaluar el potencial de distintas técnicas no destructivas para la determinación de la calidad interna de kiwi. Se trabajó con frutos de pulpa verde (Actinidia deliciosa) ?Hayward? y de pulpa amarilla (Actinidia chinensis) ?Hort16A? y tres estados de madurez. Se realizaron determinaciones mecánicas y acústicas con el impactador lateral LPF y el equipo comercial AWETA, ambos para la estimación no destructiva de la firmeza, y se adquirieron imágenes con cámara hiperespectral (rango 400-1000 nm), como herramienta para la estimación global del estado de madurez del fruto. Se encontró que existe una correlación positiva y significativa (0,94? rpearson ?0,97) entre las variables Fuerzamáx. (impactador) y Frecuenciaresonante máx. (AWETA) con la Fuerzamáx registrada en el ensayo de referencia ?compresión con bola? realizado sobre los mismos frutos con una máquina universal de ensayos. Las imágenes hiperespectrales permitieron evidenciar el distinto nivel de madurez de los frutos en evolución y dentro de cada lote e incluso en distintas zonas de un mismo fruto, apreciándose cierto patrón espacial común en la evolución de la madurez dentro de los frutos.

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).

[Figura femenina] [Material gráfico]

Inscripción en la parte inferior: "Cours progressif de dessin par J. Carot. Pl. 22"

Sir Joseph Banks, Bart. [Material gráfico] : Proof.

Resumen: Descripción: retrato de tres cuartos de figura de frente, mirando ligeramente hacia la izquierda. Con la mano derecha nos muestra una pequeña bola

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.

Nª Sª de Monserrate [Material gráfico]

Resumen: Descripción: imagen de la Virgen de Monserrat sedente con el Niño en su regazo, en su mano derech. sujeta una bola y un ramo de lirio. El Niño en actitud de bendecir y con la bola del mundo en su mano izqda. Rodeado de montañas y al fondo el pueblo de Monserrat. Estampa enmarcada por una orla con motivos geométricos

¿Qué conocemos sobre el comportamiento anticipatorio de los jugadores de tenis expertos durante el resto de un primer servicio?

En el caso específico de la tarea de resto de un primer servicio en tenis, el defensor debe hacer frente a enormes exigencias temporales. El 50 – 70 % de todos los puntos de un partido dependen de la calidad del servicio o del resto. Los servidores profesionales de excelencia logran 8 – 14 aces en un partido al mejor de tres set. Los cuales equivalen al 10.2 – 17.9 % de todos los primeros servicios ejecutados (Schonborn, 1999). Además, ellos son capaces deimprimirle a la bola una velocidad media de 202 km/h (Michikami y cols., 2003). Por este motivo, parece de manera evidente que el tiempo de reacción del jugador debe ser el más corto posible y el dinamismo de su respuesta viene a ser un requisito fundamental porque la bola tarda aproximadamente 0.4 segundos en llegar a la zona del restador (USPTA, 2005). Por lo tanto, de un punto de vista comportamental, los jugadores de tenis aprenden a emplear una secuencia muy particular y sistemática que consiste en efectuar un split step (despegue) en los instantes previos al golpe del oponente para retomar el contacto con el suelo (caída) en los momentos consecutivos al golpe adverso y así contribuir a un explosivo desplazamiento lateral hacia la dirección de la bola. Según Schmidt (1993) el jugador utiliza dos tipos diferentes de anticipación. En primer lugar, la anticipación temporal, relacionada a un evento evidente que va a suceder donde el sujeto debe ser capaz de prever en que instante ocurrirá. Por ejemplo "anticipar el instante del contacto bola-raqueta ». Segundo, la anticipación espacial (o del evento) que permite ayudar al jugador a predecir lo que posiblemente va a pasar en el ambiente para organizar su movimiento con antelación. Por ejemplo, « pr edecir si el atacante en tenis va a dirigir la bola hacia la izquierda o hacia la derecha ».

Nª Sª de Porta Coeli [Material gráfico]

Resumen: Descripción: la Virgen de Portacoeli de pie con el niño Jesús en brazos y una pequeña bola del mundo. Arrodillados a sus pies, dos religiosos, uno con vestiduras de Obispo y el otro, un santo cartujo con el hábito de la congregación