Investigación sobre fermentaciones metánicas de desechos estacionales

En el campo agrícola se producen una serie de desechos orgánicos, que por un lado representan serios problemas de contaminación ambiental y por otro el desperdicio de valores energéticos importantes. Es decir una acción contraria a la sostenibilidad que debe buscarse en este siglo XXI. Entre estos productos agrícolas pueden citarse la pulpa de café, residuos herbáceos, bagazo de caña y la fracción insoluble de estiércol de ganado porcino conocida como cerdaza. Un problema añadido para dar solución adecuada es la disponibilidad de estos solo en cortas épocas del año. Todo lo anterior ha sido el origen de la presente investigación, para dar solución adecuada tanto en el aprovechamiento de biogás como en la reducción de la contaminación. La investigación descrita en este documento contempla el desarrollo de los siguientes aspectos: 1) Caracterización y problemática de cada uno de los productos señalados, 2) la solución al problema mediante el proceso de digestión anaerobia con fases separadas con el aprovechamiento del biogás generados y 3) recomendaciones para el arranque del proceso de digestión anaerobia y su mantenimiento en una alternancia de los productos citados. En la primera etapa de la fase experimental se estimó el rendimiento específico de metano para los diferentes sustratos, utilizando reactores batch configurados en una y dos fases concluyendo que la digestión anaerobia en dos fases presenta diferentes ventajas sobre la digestión monoetapa. En general se obtuvo un mayor rendimiento en la producción de metano, una reducción en los tiempos de retención, mayor eficiencia en la eliminación de los sólidos volátiles agregados, y una mayor estabilidad en el proceso reflejado en el mantenimiento de valores de pH en los rangos de operación recomendados. Seguidamente, al comparar dos procesos para la puesta en marcha de digestores metanogénicos operados en forma continua, se concluye que las variables determinantes en la estabilidad del sistema son la alcalinidad total presente en el digestor, el establecimiento de la población de microorganismos y la carga orgánica aplicada. Las dos primeras están determinadas por la calidad y proporción del inóculo suministrado al inicio del proceso. La alternación de sustratos suministrados al sistema de digestión en dos fases, permitió determinar el impacto sobre el desempeño del mismo, registrando una reducción en la producción de biogás, la riqueza de metano y la eficiencia de eliminación de sólidos volátiles durante los primeros días de operación luego del cambio de sustrato. Este periodo corresponde al proceso de aclimatación de los microorganismos el cual requirió de 20 días para asimilar los componentes del nuevo sustrato. Finalmente, entre los sustratos analizados, la menor carga orgánica de operación para mantener la operación del sistema en continuo corresponde a la pulpa de café con 0.1 kg SV/m3. La composición de este sustrato favorece la rápida acumulación de acidez volátil en el sistema, proporcionando una tendencia a la acidificación. Sin embargo, al controlar las cargas orgánicas volumétricas, el sistema permaneció operando sin necesidad de adición de alcalinizantes. La aplicación de los resultados de la presente investigación a la problemática de residuos de café es alentadora, comprobando que el sistema puede ser operado en continuo alternando residuos boreales y pulpa de café, ambos sustratos disponibles en las plantas de procesamiento de la cereza de café. ABSTRACT In the agricultural field there are series of organic wastes, which in one hand are the source of serious problems of environmental pollution and in the other, they represent a residue that could be used as a feedstock with significant energy values. These actions are contrary to efforts towards sustainability, which should be a priority in this century. Among agricultural residues with significant abundance, the coffee pulp, herbaceous waste, sugarcane bagasse and the insoluble fraction of pig manure can be mentioned. An added problem to the development of appropriate treatment systems, which provides a solution to the disposal of such wastes, is the limited availability of these feedstocks only in short seasons. These arguments have been the source of our research, in order to provide properly measures to biogas usage and pollution reduction. The research presented in this document includes the approaches to the following aspects. 1) Characterization and problems regarding the selected feedstocks 2) the solution to the problem by anaerobic digestion process with separate phases and 3) recommendations for starting the process of anaerobic digestion and its maintenance with alternation of the products listed For the first stage of the experimental phase, the specific methane yield of the selected feedstocks was estimated using batch reactors configured in one and two phases. It was concluded that two-phase anaerobic digestion offered distinct advantages over the single-stage digestion. In general a higher methane production yields, lower retention times, higher efficiency in volatile solids removal, and increased stability among the process were obtained. When comparing two processes for starting up methanogenic digesters, it is concluded that the variables that determine the stability of the system are the total alkalinity in the digester, the establishment of the population of microorganisms and the organic load. The first variables are influenced by the proportion and quality of the inoculum supplied at the beginning of the process. The alternation of substrates gave as a result a negative impact on system performance, recording a reduction on biogas production, the methane concentration and the efficiency of volatile solids removal. The situation was observed during the first days of operation after the change of feeding. This period corresponds to the process of acclimatization of the microorganisms which required 20 days to assimilate new substrate components. Finally, among substrates studied, the lowest organic load applied to maintain a continuous operation of the system, corresponds to the coffee pulp with 0.1 kg VS / m3. The composition of this substrate promotes a rapid accumulation of volatile acidity within the system, providing a tendency to acidification. However, by controlling organic loads, the operating system remained stable without addition of alkalizing components. The application of the results of this research to the problem of coffee waste is promising, proving that an anaerobic system can be operated continuously by alternating boreal waste and coffee pulp, both substrates available in coffee processing plants.

Eliminación de nutrientes mediante tratamientos biopelícula : corrientes actuales y necesidades de investigación

Los tratamientos biopelícula fueron unos de los primeros tratamientos biológicos que se aplicaron en las aguas residuales. Los tratamientos biopelícula presentan importantes ventajas frente a los cultivos en suspensión, sin embargo, el control de los tratamientos biopelícula es complicado y su modelización también. Las bases teóricas del comportamiento de las biopelículas empezaron a desarrollarse fundamentalmente a partir de los años 80. Dado que el proceso es complejo con ecuaciones de difícil resolución, estas conceptualizaciones han sido consideradas durante años como ejercicios matemáticos más que como herramientas de diseño y simulación. Los diseños de los reactores estaban basados en experiencias de plantas piloto o en comportamientos empíricos de determinadas plantas. Las ecuaciones de diseño eran regresiones de los datos empíricos. La aplicabilidad de las ecuaciones se reducía a las condiciones particulares de la planta de la que provenían los datos empíricos. De tal forma que existía una gran variedad y diversidad de ecuaciones empíricas para cada tipo de reactor. La investigación médica durante los años 90 centró su atención en la formación y eliminación de las biopelículas. Gracias al desarrollo de nuevas prácticas de laboratorio que permitían estudiar el interior de las biopelículas y gracias también al aumento de la capacidad de los ordenadores, la simulación del comportamiento de las biopelículas tomó un nuevo impulso en esta década. El desarrollo de un tipo de biopelículas, fangos granulares, en condiciones aerobias realizando simultaneamente procesos de eliminación de nutrientes ha sido recientemente patentado. Esta patente ha recibido numerosos premios y reconocimientos internacionales tales como la Eurpean Invention Award (2012). En 1995 se descubrió que determinadas bacterias podían realizar un nuevo proceso de eliminación de nitrógeno denominado Anammox. Este nuevo tipo de proceso de eliminación de nitrógeno tiene el potencial de ofrecer importantes mejoras en el rendimiento de eliminación y en el consumo de energía. En los últimos 10 años, se han desarrollado una serie de tratamientos denominados “innovadores” de eliminación de nutrientes. Dado que no resulta posible el establecimiento de estas bacterias Anammox en fangos activos convencionales, normalmente se recurre al uso de cultivos biopelícula. La investigación se ha centrado en el desarrollo de estos procesos innovadores en cultivos biopelícula, en particular en los fangos granulares y MBBR e IFAs, con el objeto de establecer las condiciones bajo las cuales estos procesos se pueden desarrollar de forma estable. Muchas empresas y organizaciones buscan una segunda patente. Una cuestión principal en el desarrollo de estos procesos se encuentra la correcta selección de las condiciones ambientales y de operación para que unas bacterias desplacen a otras en el interior de las biopelículas. El diseño de plantas basado en cultivos biopelícula con procesos convencionales se ha realizado normalmente mediante el uso de métodos empíricos y semi-empíricos. Sin embargo, los criterios de selección avanzados aplicados en los Tratamientos Innovadores de Eliminación de Nitrógeno unido a la complejidad de los mecanismos de transporte de sustratos y crecimiento de la biomasa en las biopelículas, hace necesario el uso de herramientas de modelización para poder conclusiones no evidentes. Biofilms were one of the first biological treatments used in the wastewater treatment. Biofilms exhibit important advantages over suspended growth activated sludge. However, controlling biofilms growth is complicated and likewise its simulation. The theoretical underpinnings of biofilms performance began to be developed during 80s. As the equations that govern the growth of biofilms are complex and its resolution is challenging, these conceptualisations have been considered for years as mathematical exercises instead of practical design and simulation tools. The design of biofilm reactors has been based on performance information of pilot plants and specific plants. Most of the times, the designing equations were simple regressions of empirical data. The applicability of these equations were confined to the particular conditions of the plant from where the data came from. Consequently, there were a wide range of design equations for each type of reactor During 90s medical research focused its efforts on how biofilm´s growth with the ultimate goal of avoiding it. Thanks to the development of new laboratory techniques that allowed the study the interior of the biofilms and thanks as well to the development of the computers, simulation of biofilms’ performance had a considerable evolution during this decade. In 1995 it was discovered that certain bacteria can carry out a new sort of nutrient removal process named Anammox. This new type of nutrient removal process potentially can enhance considerably the removal performance and the energy consumption. In the last decade, it has been developed a range of treatments based on the Anammox generally named “Innovative Nutrient Removal Treatments”. As it is not possible to cultivate Anammox bacteria in activated sludge, normally scientists and designers resort to the use of biofilms. A critical issue in the development of these innovative processes is the correct selection of environment and operation conditions so as to certain bacterial population displace to others bacteria within the biofilm. The design of biofilm technology plants is normally based on the use of empirical and semi-empirical methods. However, the advanced control strategies used in the Innovative Nutrient Removal Processes together with the complexity of the mass transfer and biomass growth in biofilms, require the use of modeling tools to be able to set non evident conclusions.

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.

Análisis de Ruido en Reactores PWR

Esta tesis se ha llevado a cabo persiguiendo dos objetivos principales: uno de ellos es el desarrollo y la aplicación de modelos para el mantenimiento predictivo de sensores en centrales nucleares, y el otro es profundizar en el entendimiento de los fenómenos que tienen influencia en el ruido de la señal de los detectores de neutrones de los reactores de agua a presión con ayuda de herramientas de simulación 3D. Para el desarrollo de los trabajos se ha contado con medidas de ruido de reactores PWR actualmente en operación registradas en el curso de la tesis. El análisis de estas medidas ha permitido desarrollar los modelos de los sensores a partir de sus señales reales y comparar lo obtenido en las simulaciones con la realidad. El estudio de los sensores y la elaboración de los modelos se han llevado a cabo mediante la aplicación de técnicas autorregresivas a las señales tomadas en planta. Para la reproducción de los fenómenos que tienen lugar en el núcleo del reactor y que pueden influir en el ruido neutrónico se ha contado con códigos neutrónicos ampliamente utilizados en la industria y con modelos actualizados y validados de las plantas. ABSTRACT There are two goals in this thesis. The first one is the development of models and its application for predictive maintenance of sensors in nuclear power plants. The second one is to improve the understanding of the phenomena that influence the neutron noise in pressurized water reactors by using 3D simulators. Real plant measurements recorded during this thesis have been used to achieve such goals. The information provided by the data led the development of the models and the comparison of the results provided by the computational simulations. Sensor models were obtained by applying autorregresive techniques to the signals recorded in the plant. Wide known codes in the nuclear industry as well as updated and validated models have been used for the reproduction of the phenomena that take place in the core an may influence the neutron noise.

Análisis de secuencias de accidente de pérdida de refrigerante en centrales nucleares de agua a presión mediante la metodología ISA

El accidente de pérdida de refrigerante (LOCA) en un reactor nuclear es uno de los accidentes Base de Diseño más preocupantes y estudiados desde el origen del uso de la tecnología de fisión en la industria productora de energía. El LOCA ocupa, desde el punto de vista de los análisis de seguridad, un lugar de vanguardia tanto en el análisis determinista (DSA) como probabilista (PSA), cuya diferenciada perspectiva ha ido evolucionando notablemente en lo que al crédito a la actuación de las salvaguardias y las acciones del operador se refiere. En la presente tesis se aborda el análisis sistemático de de las secuencias de LOCA por pequeña y mediana rotura en diferentes lugares de un reactor nuclear de agua a presión (PWR) con fallo total de Inyección de Seguridad de Alta Presión (HPSI). Tal análisis ha sido desarrollado en base a la metodología de Análisis Integrado de Seguridad (ISA), desarrollado por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) y consistente en la aplicación de métodos avanzados de simulación y PSA para la obtención de Dominios de Daño, que cuantifican topológicamente las probabilidades de éxito y daño en función de determinados parámetros inciertos. Para la elaboración de la presente tesis, se ha hecho uso del código termohidráulico TRACE v5.0 (patch 2), avalado por la NRC de los EEUU como código de planta para la simulación y análisis de secuencias en reactores de agua ligera (LWR). Los objetivos del trabajo son, principalmente: (1) el análisis exhaustivo de las secuencias de LOCA por pequeña-mediana rotura en diferentes lugares de un PWR de tres lazos de diseño Westinghouse (CN Almaraz), con fallo de HPSI, en función de parámetros de gran importancia para los transitorios, tales como el tamaño de rotura y el tiempo de retraso en la respuesta del operador; (2) la obtención y análisis de los Dominios de Daño para transitorios de LOCA en PWRs, de acuerdo con la metodología ISA; y (3) la revisión de algunos de los resultados genéricos de los análisis de seguridad para secuencias de LOCA en las mencionadas condiciones. Los resultados de la tesis abarcan tres áreas bien diferenciadas a lo largo del trabajo: (a) la fenomenología física de las secuencias objeto de estudio; (b) las conclusiones de los análisis de seguridad practicados a los transitorios de LOCA; y (c) la relevancia de las consecuencias de las acciones humanas por parte del grupo de operación. Estos resultados, a su vez, son de dos tipos fundamentales: (1) de respaldo del conocimiento previo sobre el tipo de secuencias analizado, incluido en la extensa bibliografía examinada; y (2) hallazgos en cada una de las tres áreas mencionadas, no referidos en la bibliografía. En resumidas cuentas, los resultados de la tesis avalan el uso de la metodología ISA como método de análisis alternativo y sistemático para secuencias accidentales en LWRs. ABSTRACT The loss of coolant accident (LOCA) in nuclear reactors is one of the most concerning and analized accidents from the beginning of the use of fission technology for electric power production. From the point of view of safety analyses, LOCA holds a forefront place in both Deterministic (DSA) and Probabilistic Safety Analysis (PSA), which have significantly evolved from their original state in both safeguard performance credibility and human actuation. This thesis addresses a systematic analysis of small and medium LOCA sequences, in different places of a nuclear Pressurized Water Reactor (PWR) and with total failure of High Pressure Safety Injection (HPSI). Such an analysis has been grounded on the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Regulatory Body (CSN). ISA involves the application of advanced methods of simulation and PSA for obtaining Damage Domains that topologically quantify the likelihood of success and damage regarding certain uncertain parameters.TRACE v5.0 (patch 2) code has been used as the thermalhydraulic simulation tool for the elaboration of this work. Nowadays, TRACE is supported by the US NRC as a plant code for the simulation and analysis of sequences in light water reactors (LWR). The main objectives of the work are the following ones: (1) the in-depth analysis of small and medium LOCA sequences in different places of a Westinghouse three-loop PWR (Almaraz NPP), with failed HPSI, regarding important parameters, such as break size or delay in operator response; (2) obtainment and analysis of Damage Domains related to LOCA transients in PWRs, according to ISA methodology; and (3) review some of the results of generic safety analyses for LOCA sequences in those conditions. The results of the thesis cover three separated areas: (a) the physical phenomenology of the sequences under study; (b) the conclusions of LOCA safety analyses; and (c) the importance of consequences of human actions by the operating crew. These results, in turn, are of two main types: (1) endorsement of previous knowledge about this kind of sequences, which is included in the literature; and (2) findings in each of the three aforementioned areas, not reported in the reviewed literature. In short, the results of this thesis support the use of ISA-like methodology as an alternative method for systematic analysis of LWR accidental sequences.

Manufacturing of self-passivating tungsten based alloys by different powder metallurgical routes

Self-passivating tungsten based alloys will provide a major safety advantage compared to pure tungsten when used as first wall armor of future fusion reactors, due to the formation of a protective oxide layer which prevents the formation of volatile and radioactive WO3 in case of a loss of coolant accident with simultaneous air ingress. Bulk WCr10Ti2 alloys were manufactured by two different powder metallurgical routes: (1) mechanical alloying (MA) followed by hot isostatic pressing (HIP) of metallic capsules, and (2) MA, compaction, pressureless sintering in H2 and subsequent HIPing without encapsulation. Both routes resulted in fully dense materials with homogeneous microstructure and grain sizes of 300 nm and 1 μm, respectively. The content of impurities remained unchanged after HIP, but it increased after sintering due to binder residue. It was not possible to produce large samples by route (2) due to difficulties in the uniaxial compaction stage. Flexural strength and fracture toughness measured on samples produced by route (1) revealed a ductile-to-brittle-transition temperature (DBTT) of about 950 °C. The strength increased from room temperature to 800 °C, decreasing significantly in the plastic region. An increase of fracture toughness is observed around the DBTT.

The effects of tantalum addition on the microtexture and mechanical behaviour of tungsten for ITER applications

Tungsten (W) and its alloys are very promising materials for producing plasma-facing components (PFCs) in the fusion power reactors of the near future, even as a structural part in them. However, whereas the properties of pure tungsten are suitable for a PFC, its structural applications are still limited due to its low toughness, ductile to brittle transition temperature and recrystallization behaviour. Therefore, many efforts have been made to improve its performance by alloying tungsten with other elements. Hence, in this investigation, the thermo-mechanical performance of two new tungsten-tantalum materials has been evaluated. Materials with We5wt.%Ta and We15wt.%Ta were processed by mechanical alloying (MA) and later consolidation by hot isostatic pressing (HIP), with distinct settings for each composition. Thus, it was possible to determine the relationship between the microstructure and the addition of Ta with the macroscopic mechanical properties. These were measured by means of hardness, flexural strength and fracture toughness, in the temperature range of 300e1473 K. The microstructure and the fracture surfaces features of the tested materials were analysed by Field Emission Scanning Electron Microscopy (FESEM).

The influence of the flow of the reacting gas on the conditions for a thermal explosion

The classical problem of thermal explosion is modified so that the chemically active gas is not at rest but is flowing in a long cylindrical pipe. Up to a certain section the heat-conducting walls of the pipe are held at low temperature so that the reaction rate is small and there is no heat release; at that section the ambient temperature is increased and an exothermic reaction begins. The question is whether a slow reaction regime will be established or a thermal explosion will occur. The mathematical formulation of the problem is presented. It is shown that when the pipe radius is larger than a critical value, the solution of the new problem exists only up to a certain distance along the axis. The critical radius is determined by conditions in a problem with a uniform axial temperature. The loss of existence is interpreted as a thermal explosion; the critical distance is the safe reactor’s length. Both laminar and developed turbulent flow regimes are considered. In a computational experiment the loss of the existence appears as a divergence of a numerical procedure; numerical calculations reveal asymptotic scaling laws with simple powers for the critical distance.

Intrinsic noise in gene regulatory networks

Cells are intrinsically noisy biochemical reactors: low reactant numbers can lead to significant statistical fluctuations in molecule numbers and reaction rates. Here we use an analytic model to investigate the emergent noise properties of genetic systems. We find for a single gene that noise is essentially determined at the translational level, and that the mean and variance of protein concentration can be independently controlled. The noise strength immediately following single gene induction is almost twice the final steady-state value. We find that fluctuations in the concentrations of a regulatory protein can propagate through a genetic cascade; translational noise control could explain the inefficient translation rates observed for genes encoding such regulatory proteins. For an autoregulatory protein, we demonstrate that negative feedback efficiently decreases system noise. The model can be used to predict the noise characteristics of networks of arbitrary connectivity. The general procedure is further illustrated for an autocatalytic protein and a bistable genetic switch. The analysis of intrinsic noise reveals biological roles of gene network structures and can lead to a deeper understanding of their evolutionary origin.

Avaliação do crescimento de Ankistrodesmus braunii em reator tubular empregando diferentes concentrações de nitrato em diferentes condições de cultivo

Microalgas são organismos unicelulares, eucariontes, fotossintetizantes e eficientes fixadores de gás carbônico que apresentam grande potencial para produção de ácidos graxos além de pigmentos, como os carotenóides e a clorofila, de interesse nas indústrias de alimentos, química, farmacêutica e de cosméticos. Dentre as microalgas, o microrganismo Ankistrodesmus braunii vem sendo citado como capaz de produzir grandes quantidades de lipídios, podendo corresponder a até 73% de sua massa seca, com produção de ácidos graxos insaturados, como o ácido linolênico. Esse microrganismo se destaca do ponto de vista industrial por poder ser conduzido em reatores e em meios de cultivo complexos. As fontes de nitrogênio, as concentrações empregadas destes nutrientes, bem como o tipo de processo de cultivo interferem na composição de biomassas fotossintetizantes. O uso de reatores tubulares tem sido estudado e tem se apresentado interessante por permitir a obtenção de altas concentrações celulares. Nesse sentido, este trabalho teve a finalidade de estudar o crescimento de Ankistrodesmus braunii em reator tubular com uso de diferentes quantidades de nitrato de sódio por processos descontínuo, descontínuo alimentado e semi-contínuo. Nos cultivos descontínuos, a máxima concentração celular (Xm) encontrada foi de 1588 ± 11 mg.L-1 com uso de 20 mM de NaNO3. O uso do processo descontínuo alimentado, o qual teve adição de 20 mM de NaNO3 feito num intervalo a cada 48 horas sendo iniciada a adição no primeiro dia, permitiu a obtenção de Xm = 2753 ± 7 mg.L-1; porém não foi possível eliminar a fase lag do cultivo, levando a uma produtividade em células (Px) de 351 ± 1 mg.L-1.dia-1. O processo semi-contínuo foi eficiente para eliminar a fase lag do cultivo, permitindo a obtenção de Xm = 2399 ± 5 mg.L-1 e um aumento de até 50% em Px, que chegou a valores de 525 ± 1 mg.L-1.dia-1 em cultivos com uso de 20 mM de NaNO3. Nesta condição os teores de proteínas e lipídios nas biomassas foram de 34,8 ± 0,2% e 38,6 ± 0,2%, respectivamente. Foi observado que, independentemente do tipo de processo empregado, há um decréscimo do valor do fator de conversão de nitrogênio em células (YX/N) com o aumento da adição de NaNO3. O maior valor de YX/N foi obtido no experimento com processo semi-contínuo e uso de 2 mM de NaNO3 no meio de cultivo, com valor médio de 29,1 ± 0,1 mg mg-1 ao final do segundo ciclo. Porém, nesta condição, o teor de proteínas da biomassa foi de 17,3 ± 0,4%. Já os maiores valores de YX/N encontrados nos processos descontínuo e descontínuo alimentado foram, respectivamente, de 22,5 ± 1,6 e 7,1 ± 0,1 mg mg-1. Os resultados obtidos neste trabalho evidenciam o potencial de Ankistrodesmus braunii como fonte de proteínas e lipídios para uso industrial.

Estratégia operacional de sistema formado por reator não compartimentado com setores com aeração/sem aeração precedido por reator anaeróbio

A opção por sistemas biológicos prevalece para o tratamento do esgoto sanitário. Nas décadas recentes, sistemas que possuem regiões e/ou zonas anaeróbia, anóxica e aeróbia têm-se mostrado como alternativas atraentes para remoção simultânea de matéria orgânica, nitrogênio e fósforo. No entanto, os aspectos operacionais ainda merecem ser objeto de estudo para alcançar desempenho otimizado. Nesse cenário, com intuito de comparar alternativas para a operação das unidades de tratamento de esgoto, o presente trabalho propôs-se a estudar estratégias operacionais associadas ao monitoramento, em tempo real, sem adição de fonte externa de carbono, para um reator aerado não compartimentado com crescimento suspenso e fluxo contínuo precedido de reator anaeróbio. O sistema experimental, em escala de bancada, era constituído de um reator anaeróbio, com volume útil de 43,54 L, e reator aerado, com volume útil de 68,07 L; sendo que este era formado por sete setores, em série, sem separação física. O estudo foi dividido em duas etapas: I - estudo da variação dos volumes da região aerada e da não aerada; II - estudo da aeração intermitente com ciclo de aeração/agitação pré-fixado e controlado em tempo real por sistema informatizado. Em todas as Etapas do estudo ocorreu elevada remoção de DBO e conversão de NTK para nitrato, contudo não se conseguiu obter desnitrificação em nível desejado. O uso de reatores com setores sequenciais sem divisão física (Etapa I) dificultou a obtenção de regiões distintas predominantemente anóxica e aeróbia, comprometendo a remoção de nitrogênio (principalmente a desnitrificação). A maior eficiência média de remoção de nitrogênio alcançada no reator aerado foi de 35,6% (Etapa II), quando o reator era operado com aeração intermitente sendo o ciclo de aeração/agitação controlado em tempo real. A estratégia de operação com aeração intermitente, estudada na Etapa II, favoreceu a remoção de nitrogênio. A aeração intermitente demonstrou ser uma opção promissora comparada à aeração contínua em setores específicos do reator. O controle automatizado e informatizado em tempo real dos ciclos de aeração/agitação pode ser aplicado no aperfeiçoamento da operação dos sistemas de tratamento de esgoto sanitário.

Produção de biohidrogênio a partir de soro de leite em AnSBBR com recirculação da fase líquida

O presente estudo investigou a aplicação de dois tipos de AnSBBR (reatores anaeróbio com biofilme e operados em batelada e batelada alimentada sequenciais: com recirculação da fase líquida e com agitação) para produção de biohidrogênio tratando água residuária sintética (a base de soro de leite e lactose, respectivamente). O AnSBBR com recirculação da fase líquida, que foi o estudo principal do presente trabalho, apresentou problemas na produção de hidrogênio utilizando soro de leite como substrato. Algumas alternativas, como adaptação da biomassa com substratos puros de degradação mais fácil, controle do pH em valores muito baixos e diferentes formas de inoculação foram testadas, entretanto, sem obtenção de sucesso. A solução do problema foi obtida ao refrigerar o meio de alimentação a 4ºC para evitar a fermentação no frasco de armazenamento, retirar a ureia e a suplementação de nutrientes, e realizar lavagens periódicas do material suporte para retirada de parte da biomassa. Dessa forma eliminaram-se indícios de produção de H2S por possível ação de bactérias redutoras de sulfato (BRS) e atingiu-se uma produção estável de hidrogênio sem, entretanto, eliminar completamento o metano, que foi produzido em baixas concentrações. Depois de atingida a estabilidade, investigou-se a influência da concentração afluente de substrato, do tempo de enchimento e da temperatura na produção de biohidrogênio no AnSBBR com recirculação da fase líquida tratando soro de leite. O estudo da concentração afluente apresentou um ponto ótimo para a concentração de 5400 mgDQO.L-1, atingindo valores de 0,80 mol H2.mol-1 lactose e de 660 mL H2.L-1.d-1. O estudo do tempo de enchimento apresentou resultados similares para as condições analisadas. Com relação à temperatura, os melhores resultados foram obtidos com a temperatura mais baixa testada de 15ºC (1,12 mol H2.mol lactose-1 e 1080 mL H2.L-1.d-1), sendo que na temperatura mais alta testada (45°C) não ocorreu produção de hidrogênio. Para o AnSBBR com agitação mecânica, que foi um estudado complementar realizado pelo fato da lactose ser o principal complemento do soro de leite, o desempenho do biorreator foi avaliado de acordo com influência conjunta do tempo de ciclo (tC – 2, 3 e 4 h), da concentração afluente (CSTA – 3600-5400 mgDQO.L-1) e da carga orgânica volumétrica aplicada (COAV – 9,3, 12,3, 13,9, 18,5 e 27,8 mgDQO.L-1.d-1). Foram obtidos excelentes resultados: consumos de carboidratos (lactose), com valores médios sempre acima de 90% e uma produção estável de biohidrogênio em todas as condições estudadas, com metano em baixas concentrações apenas na condição de maior COAV. A diminuição do tC apresentou tendência clara de melhora sobre o RMCRC,n (rendimento molar entre hidrogênio produzido e carboidrato removido) apenas para as condições com menor concentração CSTA, havendo uma relação direta entre CSTA, e RMCRC,n em todos os valores de tC, exceto para o tempo de ciclo de 3 h, exatamente onde ocorreu produção de metano. O melhor valor de RMCRC,n obtido na operação com lactose (1,65 mol H2.mol Carboidrato-1) foi superior aos obtidos em outros trabalhos utilizando a mesma configuração de reator e sacarose como substrato. As análises filogenéticas mostraram que a maioria dos clones analisados foi semelhante à Clostridium. Além destes, clones filogeneticamente semelhantes com a Família Lactobacilaceae, especificamente Lactobacillus rhamnosus foram observados em menor porcentagem no reator, assim como clones com sequências semelhantes a Acetobacter indonesiensis.

Influência da configuração da célula combustível microbiana na geração de energia elétrica a partir da degradação de compostos orgânicos

Nessa pesquisa foram testadas tanto CCM com membranas e sem membranas que tinham por característica reproduzir sistemas de tratamento de esgoto sanitário. A etapa experimental desse trabalho foi dividida entre o Brasil (ensaios com CCM sem a MTP e utilizando esgoto sanitário) e Portugal (ensaios com CCM tradicionais de uma e duas câmaras, utilizando água residuária sintética e a bactéria Lactobacillus pentosus). A execução em dois locais diferentes resultou em um maior aprofundamento e desenvolvimento da pesquisa. As CCM foram avaliadas principalmente quanto ao potencial elétrico e eficiência da degradação de compostos orgânicos (esgoto sanitário e água residuária sintética). Para os dados obtidos no Brasil, as três configurações apresentaram maior diferença na potência em função do modo de operação. A operação intermitente apresentou a maior potência (11 mW/m2) para a CCM cilíndrica de fluxo ascendente, enquanto que operação continua a maior potência (4,2 mW/m2) foi obtida para a CCM retangular de fluxo horizontal, a qual também apresentava uma maior facilidade na manutenção quanto aos eletrodos (adição/remoção). A CCM cúbica de fluxo ascendente devido a sua concepção simples demandava um sistema complementar para o aumento da remoção de DQO. Apesar da baixa potência mensurada para os ensaios realizados no Brasil há de se pontuar que os mesmos foram obtidos para reatores sem membranas e utilizando o esgoto sanitário, o qual apresentou grande sazonalidade. Para a etapa realizada em Portugal, foi possível realizar quinze diferentes ensaios e mais um ensaio específico de crescimento. A maior potência (10,37 mW/m2) foi obtida para CCM de câmara dupla operada de modo contínuo para um tempo de detenção hidráulico (TDH) de 20 horas. A maior potência obtida para a CCM de câmara única foi de 5,53 mW/m2 quando houve a adição do extrato de levedura (função teórica de mediador). A potência da CCM, na maioria das vezes, esteve relacionada à proporção de sólidos voláteis e totais, SV/ST, quantidade de bactérias, pH, características de operação e por fim a configuração da CCM. O ensaio de crescimento revelou a correlação da potência em função da quantidade de bactérias inseridas da massa do biofilme (SV) e mostra-se como uma ferramenta na avaliação da potência das CCM.

PCRELAP5 - Programa de cálculo para os dados de entrada do código RELAP5

Após os acidentes nucleares ocorridos no mundo, critérios e requisitos extremamente rígidos para a operação das instalações nucleares foram determinados pelos órgãos internacionais que regulam essas instalações. A partir da ocorrência destes eventos, as operadoras de plantas nucleares necessitam simular alguns acidentes e transientes, por meio de programas computacionais específicos, para obter a licença de operação de uma planta nuclear. Com base neste cenário, algumas ferramentas computacionais sofisticadas têm sido utilizadas como o Reactor Excursion and Leak Analysis Program (RELAP5), que é o código mais utilizado para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos em reatores nucleares no Brasil e no mundo. Uma das maiores dificuldades na simulação usando o código RELAP5 é a quantidade de informações geométricas da planta necessárias para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos. Para a preparação de seus dados de entrada é necessário um grande número de operações matemáticas para calcular a geometria dos componentes. Assim, a fim de realizar estes cálculos e preparar dados de entrada para o RELAP5, um pré-processador matemático amigável foi desenvolvido, neste trabalho. O Visual Basic for Applications (VBA), combinado com o Microsoft Excel, foi utilizado e demonstrou ser um instrumento eficiente para executar uma série de tarefas no desenvolvimento desse pré-processador. A fim de atender as necessidades dos usuários do RELAP5, foi desenvolvido o Programa de Cálculo do RELAP5 PCRELAP5 onde foram codificados todos os componentes que constituem o código, neste caso, todos os cartões de entrada inclusive os opcionais de cada um deles foram programados. Adicionalmente, uma versão em inglês foi criada para PCRELAP5. Também um design amigável do PCRELAP5 foi desenvolvido com a finalidade de minimizar o tempo de preparação dos dados de entrada e diminuir os erros cometidos pelos usuários do código RELAP5. Nesse trabalho, a versão final desse pré-processador foi aplicada com sucesso para o Sistema de Injeção de Emergência (SIE) da usina Angra 2.