Tres construcciones de realce y un patrón entonativo

El enfoque cognitivo-prototípico sostiene que la intención comunicativa motiva otros aspectos del lenguaje: la sintaxis, la fonética y la fonología. En el marco de esa hipótesis, el presente trabajo, propone una síntesis evaluativa y comparativa de resultados obtenidos previamente con el fin de sugerir figuras entonativas que parecen funcionar con suficiente sistematicidad como para considerarlas patrones fonológicos. Estos emergen, precisamente, de una motivación semántico pragmática común que también motiva la sintaxis: la intención del hablante de realzar un aspecto de su mensaje. Se analizan ejemplos del español rioplatense que contienen segmentos con construcciones con tal/tan....que, cláusulas relativas con un(a)(s)...que, y construcciones hendidas propiamente dichas con esquema es...el/la/los/las que. Se confeccionaron corpora con un total de 1.028 oraciones que fueron grabadas en forma especial por 12 hablantes, seis mujeres y seis varones, cuatro por cada corpus, sin problemas de habla y con un nivel de formación educativa media y terciaria. Se caracterizaron los siguientes ítems prosódicos: a) Tonos de frontera (juntura) (Inicio y fin de la frase entonativa); b) Tonos nucleares (acentos más característicos); c) Duración de pausas; d) Frecuencia fundamental y e) Picos de energía. De la transcripción tonal alineada temporalmente surgen contornos entonativos que pueden considerarse por su sistematicidad como patrones fonológicos de estas estructuras. Los contornos tonales muestran una frase entonativa delimitada por un acento de juntura inicial alto y un acento de juntura final M (medio). El tono subyacente L+H* marca contrastivamente los constituyentes de la oración portadora del elemento de realce y emerge en todas las frases entonativas detectadas, con repetición del mismo tipo de acento tonal, como indicador de la modulación que el hablante ejerce sobre su frecuencia fundamental. Se observa en los tres casos la presencia fuerte de picos de F0. El efecto de las pausas previas al que se observa en todos los casos

La poesía de Luis García Montero : Una historia de todos en primera persona

En el escenario poético español de las últimas décadas, asistimos a unos postulados teóricos y una praxis distintiva, que replantean algunos de los mitos más acendrados de la "tradición de la ruptura" vanguardista del género lírico. Repasaré aquí las categorías nucleares que constituyen ese desafío a través de una visión sintética de la poesía del granadino Luis García Montero, quien ha protagonizado algunos de los debates más fructíferos del campo estético peninsular.

El sujeto autobiográfico y su diáspora, protocolos de lectura

La autobiografía emerge como una natural consecuencia de dos preocupaciones nucleares: la construcción de la subjetividad en el discurso y la naturaleza de la referencia como operación constructiva de los textos. Ambas cuestiones se instalan en el dilema del borde. La problemática relación que construye la fisura vida/texto emerge en cuestiones puntuales que la autobiografía plantea: el problema de la identidad y su fijación (construcción) es una, la ilusión (proyección) referencial es la otra. Se trata de un problema que excede los marcos del debate acerca de la autobiografía como género, para recalar en una polémica epistemológica compleja acerca de la naturaleza del sujeto y la referencia. El propósito del presente trabajo es analizar la articulación de una teoría coherente sobre estas cuestiones, más que delimitar la autobiografía como género o tipo discursivo, atendiendo a sus 'protocolos teóricos de lectura' y diseñando dentro de los órdenes generales de autos, byos y graphé otros niveles tipológicos que orientan nuestra lectura crítica de la narratividad autobiográfica: las fisuras del yo (desplazamiento y disyunción), el emblema del nombre propio, el simulacro referencial, la especularidad autorreflexiva, la memoria como función discursiva, el incipit o 'escena arcaica', el topos de lo privado frente al espacio de lo público

Aplicación de métodos bibliométricos a la evaluación de colecciones : el caso de la Biblioteca del Instituto Argentino de Radioastronomía

La evaluación es una herramienta de gestión que permite a las instituciones obtener información fiable para la toma de decisiones de distinta naturaleza. En la última década los procesos evaluativos se han venido desarrollando en diferentes organizaciones públicas y privadas. Las bibliotecas no han sido ajenas a estas cuestiones y han debido llevar adelante la evaluación de su gestión con el objetivo de justificar su utilidad en las instituciones de las que dependen. En nuestro país las bibliotecas de los institutos de investigación han sido históricamente relegadas considerándoselas meros reservorios bibliográficos, por tal motivo la evaluación de la gestión en este ámbito puede constituirse en un punto de partida para mejorar la visión que tienen los gestores de las instituciones mayores con respecto a sus bibliotecas. Llevar adelante un plan de evaluación de la colección puede constituirse en una herramienta de análisis y diagnóstico que facilite la elaboración de políticas y que mejore la calidad de los servicios que brindan las bibliotecas científicas. La determinación del grupo de publicaciones nucleares a considerar en el desarrollo de la colección de la Biblioteca del Instituto Argentino de Radioastronomía (IAR) es un elemento de relevancia en los procesos anteriormente mencionados. Para ello se realiza un estudio bibliométrico de la producción y el consumo de literatura científica de los investigadores de la institución a partir del análisis de referencias. Se determinan los índices de obsolescencia y la utilidad para la literatura consultada. Se determinan los frentes de investigación del instituto a partir del análisis de co-ocurrencia de palabras y el análisis de redes sociales.

Aplicación de métodos bibliométricos a la evaluación de colecciones : El caso de la Biblioteca del Instituto Argentino de Radioastronomía

Con el objetivo de determinar el grupo de publicaciones nucleares a considerar en el desarrollo de la colección de la Biblioteca del IAR, se realiza un estudio bibliométrico de la producción y del consumo de literatura científica de los investigadores de la institución a la que la biblioteca pertenece. A partir del análisis de referencias de los trabajos publicados por los investigadores se determinan la obsolescencia y la utilidad de la literatura consultada. Mediante la extracción de palabras clave y de los autores se determinan también los frentes de investigación del instituto y los grupos de investigadores que trabajan en esos frentes, aplicando los métodos de análisis de co-ocurrencia de palabras, coautorías y análisis de redes sociales. Los resultados dan cuenta de una baja obsolescencia para la literatura consultada, de una elevada preferencia para consultar y publicar en dos o tres títulos de publicaciones periódicas de la disciplina, y demuestran finalmente la existencia de dos frentes de investigación dentro de la institución

Intransitividad, transitividad y bitransitividad en los verbos del ranquel

En el siguiente trabajo se pretende señalar la estructura sintáctica de la frase ranquel. Específicamente, el número y las características de los argumentos admitidos por los verbos de esta lengua. Antes de emprender el estudio de la construcción argumental, se definirán necesariamente algunos conceptos preliminares, como los elementos nucleares que intervienen en la noción predicativa del verbo. Para llevar a cabo este trabajo, nos basaremos en material teórico que explique el tema a desarrollar. Asimismo, reuniremos un corpus de oraciones de la lengua ranquel que nos sirva de ejemplo para dar mayor claridad sobre el tema a presentar

Desarrollo de códigos neutrónicos propios para la simulación del núcleo de reactores PWR

La simulación de la física del núcleo de los reactores nucleares por su complejidad requiere del uso de computadores y del software adecuado, y su evolución es ir hacía métodos y modelos de los llamados best-estimate, con el objeto de aumentar la disponibilidad de la central manteniendo los márgenes de seguridad. Para ello el Departamento de Ingeniería Nuclear (UPM), ha desarrollado el Sistema SEANAP en uso en varias centrales nucleares españolas, que realiza la simulación en 3D y con detalle de barrita combustible del quemado nominal y real del núcleo del reactor, hace el seguimiento en línea de la operación, y ayuda a la planificación óptima de las maniobras operacionales

Estudio de caso "incidencias radiológicas y de impacto, ante un posible siniestro en el transporte por carretera en España de residuos radiactivos de alta actividad"

Los aspectos relacionados con el transporte de residuos radiactivos de alta actividad (RAA) hacia el futuro almacén temporal centralizado (ATC) están de actualidad, por el propio trasiego que se espera en un futuro próximo, el compromiso adquirido de estas actividades con el medio ambiente, la seguridad de las personas [1], así como su normativa reguladora. En España se prevé una larga “ruta radiactiva” de más de 2.000 kilómetros, por la que el combustible nuclear gastado se transportará presumiblemente por carretera desde las centrales nucleares hasta el ATC, así como los residuos vitrificados procedentes del reprocesado del combustible de la central nuclear Vandellos I, que en la actualidad están en Francia. Proponemos como hipótesis el siniestro de uno de estos transportes con combustible nuclear gastado en una ruta definida y nos preguntamos: ¿Qué impacto radiológico se podría generar en el medio ambiente o en individuos tipo cercanos al siniestro, el público en general…?

From Secondary School To University: Attracting Young Students Towards A Career In Nuclear

From its creation, Spanish Young Generation in Nuclear (Jóvenes Nucleares, JJNN), a non-profit organization that depends on the Spanish Nuclear Society (SNE), has as an important scope to help spread knowledge about nuclear energy, not only pointing out its advantages and its role in our society, but also trying to correct some of the ideas that are due to the biased information and to the lack of knowledge. To try to have success in that goal, some high school lectures were taught and it has been organized regularly a Basic Course on Nuclear Science and Technology

Evaluación de la peligrosidad sísmica en España para aplicaciones relacionadas con la seguridad nuclear. Resultados preliminares.

En este trabajo se presentan los avances realizados en el marco del proyecto “Evaluación de la Peligrosidad Sísmica en España para aplicaciones relacionadas con la seguridad nuclear” financiado por el Consejo de Seguridad Nuclear. La finalidad última del proyecto es ahondar en el conocimiento de la peligrosidad sísmica y de su incertidumbre en los emplazamientos de instalaciones críticas como instalaciones nucleares y almacenamientos de residuos radiactivos en nuestro país. Con ese propósito, una primera fase del proyecto está destinada a recopilar y estructurar toda la información generada en proyectos previos financiados por el CSN (DAÑOS, SIGMA, PRIOR, EXPEL y DATACIÓN) concerniente a estudio de fallas activas, análisis de paleosismicidad, catálogos sísmicos y de movimiento fuerte del suelo, etc.. Esta información está siendo integrada y unificada en una Base de Datos y en un Sistema de Información Geográfica. Paralelamente, el código informático desarrollado en el proyecto EXPEL está siendo actualizado para desarrollar cálculos de peligrosidad sísmica siguiendo la metodología PSHA de una forma eficiente, incluyendo formulación de un árbol lógico, cuantificación de incertidumbres epistémicas y aleatorias, análisis de sensibilidad de diferentes opciones en los resultados y desagregación. Los resultados preliminares del proyecto son presentados en esta comunicación, dando una orientación hacia futuros desarrollos y toma de decisiones relacionados con la seguridad nuclear.

Impacto radiológico asociado al transporte de material radiactivo por carretera en España.

Las cuestiones relacionadas con el transporte de materiales radiactivos constituyen un objeto de renovada actualidad, por el continuo incremento en la movilidad de materiales relacionados con el ciclo del combustible nuclear u otros (e.g. el propio combustible, equipos de inspección, fuentes radiactivas, residuos, etc.), el compromiso creciente de estas actividades con el medio ambiente, la seguridad y protección de las personas [1], así como el actual marco legal. Cabe preguntarse: ¿Cuáles son las rutas más activas? ¿Qué impacto radiológico se genera en el medio o en individuos tipo, como el trabajador de suministro de combustible, los ocupantes de un vehículo particular, en situaciones de retención del tráfico, el público en general ? ? En España hay una ?larga ruta radiactiva? de más de 10.000 kilómetros. El combustible nuclear se transporta por carretera desde Juzbado (Salamanca) hasta las centrales nucleares, y desde estas los residuos generados son transportados también por carretera a las instalaciones de El Cabril, en Córdoba. Además, también hay que tener en cuenta los transportes que generan los equipos y materiales, con origen o destino en las plantas nucleares, necesarios para la buena operación de las mismas.

Impacto radiológico asociado al transporte por carretera de residuos radiactivos de alta actividad en España.

Las cuestiones relacionadas con el transporte de residuos radiactivos de alta actividad, en adelante (RAA), al previsto almacén centralizado (ATC) constituyen un objeto de renovada actualidad, por la movilidad que se espera de estos materiales en un futuro próximo, por el compromiso creciente de estas actividades con el medio ambiente, por la seguridad y protección de las personas, así como por el actual marco legal [1]. Cabe preguntarse: ¿Cuáles serán las rutas más activas? ¿Qué impacto radiológico se generará en el medio ambiente o en individuos tipo, como los ocupantes de un vehículo particular o industrial que puedan coincidir con el transporte, en las poblaciones y el público en general … ? En España se prevé una larga “ruta radiactiva” de más de 2.000 kilómetros, por la que el combustible nuclear gastado se transportará presumiblemente por carretera desde las centrales nucleares hasta el ATC, así como los residuos vitrificados procedentes del reprocesado del combustible de la central nuclear Vandellos I, que en la actualidad están en Francia

Herramienta web para calcular el impacto radiologico asociado al transporte de residuos radiactivos al ATC

Técnicos de TECNATOM, S.A. e Investigadores de la (UPM), han desarrollado un programa para analizar la logística y los impactos potenciales del transporte por carretera de materiales radiactivos en España. El transporte de materiales radiactivos es un tema de renovado interés en nuestro país debido a la creciente movilidad que cabe esperar, sobre todo tras la entrada en operación del almacén temporal centralizado (ATC) previsto para los próximos años. Este almacén está destinado a residuos de alta actividad, principalmente combustibles gastados de las plantas nucleares españolas, que hasta ahora se han venido depositando en las propias instalaciones generadoras o se enviaban a Francia. Pero ninguna de ambas opciones resulta sostenible técnica o económicamente en el futuro, y de ahí la necesidad del nuevo (ATC)

Problemática del ruido neutrónico

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

Neutronics design and radiological aspects of HiPER facilities

En este trabajo se han cubierto diferentes asuntos del diseño neutrónico de los aspectos radiológicos de las dos instalaciones del proyecto HiPER. El proyecto HiPER es un proyecto europeo concebido en el marco del programa ESFRI (European Scientific Facilities Research Infrastructure). Está destinado al desarrollo de la energía de fusión nuclear inercial mediante el uso de láseres y el esquema iluminación directa. Consecuentemente, se trata de una instalación con fines exclusivamente civiles. Se divide en dos fases, correspondientes con dos instalaciones: HiPER Engineering y HiPER Reactor. La instalación HiPER Engineering desarrollará las tecnologías implicadas en la ignición de alta repetición de cápsulas de DT por iluminación directa. El HiPER Reactor será una planta demostradora que produzca electricidad haciendo uso de las tecnologías desarrolladas durante la fase HiPER Engineering. El HiPER Engineering se centrará en las tecnologías relevantes para las igniciones a alta repetición de cápsulas de DT usando la iluminación directa. El principal esfuerzo de desarrollo tecnológico se hará en todos los asuntos directamente relacionados con la ignición: láseres, óptica, inyector, y fabricación masiva de cápsulas entre otros. Se espera una producción de entre 5200 MJ/año y 120000 MJ/año dependiendo del éxito de la instalación. Comparado con la energía esperada en NIF, 1200 MJ/año, se trata de un reto y un paso más allá en la protección radiológica. En este trabajo se ha concebido una instalación preliminar. Se ha evaluado desde el punto de vista de la protección radiológica, siendo las personas y la óptica el objeto de protección de este estudio. Se ha establecido una zonificación durante la operación y durante el mantenimiento de la instalación. Además, se ha llevado a cabo una evaluación de la selección de materiales para la cámara de reacción desde el punto de vista de gestión de residuos radiactivos. El acero T91 se ha seleccionado por, siendo un acero comercial, presentar el mismo comportamiento que el acero de baja activación EUROFER97 al evaluarse como residuo con el nivel de irradiación de HiPER Engineering. Teniendo en cuenta los resultados obtenidos para la instalación preliminar y las modificaciones de la instalación motivadas en otros campos, se ha propuesto una instalación avanzada también en este trabajo. Un análisis más profundo de los aspectos radiológicos, así como una evaluación completa de la gestión de todos los residuos radiactivos generados en la instalación se ha llevado a cabo. La protección radiológica se ha incrementado respecto de la instalación preliminar, y todos los residuos pueden gestionarse en un plazo de 30 sin recurrir al enterramiento de residuos. El HiPER Reactor sera una planta demostradora que produzca electricidad basada en las tecnologías de ignición desarrolladas durante la fase HiPER Engineering. El esfuerzo de desarrollo tecnológico se llevará a cabo en los sistemas relacionados con la generación de electricidad en condiciones económicas: manto reproductor de tritio, ciclos de potencia, vida y mantenimiento de componentes, o sistemas de recuperación de tritio entre otros. En este trabajo la principal contribución a HiPER Reactor está relacionada con el diseño de la cámara de reacción y sus extensiones en la planta. La cámara de reacción es la isla nuclear más importante de la planta, donde la mayoría de las reacciones nucleares tienen lugar. Alberga la primera pared, el manto reproductor de tritio y la vasija de vacío. Todo el trabajo realizado aquí ha pivotado en torno al manto reproductor de tritio y sus interacciones con el resto de componentes de la planta. Tras una revisión profunda de la bibliografía de los diseños recientes de cámaras de reacción con características similares a HiPER Reactor, se ha propuesto y justificado un esquema tecnológico innovador para el manto reproductor de tritio. El material fértil selecconado es el eutéctico 15.7 at.% Litio – 84.3 at.% Plomo, LiPb, evitando el uso de berilio como multiplicador neutrónico mientras se garantiza el ajuste online de la tasa de reproducción de tritio mediante el ajuste en el enriquecimiento en 6Li. Aunque se podría haber elegido Litio purom el LiPb evita problemas relacionados con la reactividad química. El precio a pagar es un reto materializado como inventario radiactivo de Z alto en el lazo de LiPb que debe controlarse. El material estructural seleccionado es el acero de baja activación EUROFER97, que estará en contacto directo con le LiPb fluyendo a alta velocidad. En este esquema tecnológico, el LiPb asegurará la autosuficiente de tritio de la planta mientras el propio LiPb extrae del manto el calor sobre él depositado por los neutrones. Este esquema recibe el nombre de manto de Litio-Plomo auto-refrigerado (SCLL por sus siglas en inglés). Respecto de los conceptos SCLL previos, es destacable que nos e requieren componentes del SiC, puesto que no hay campos magnéticos en la cámara de reacción. Consecuentemente, el manto SCLL propuesto para HiPER presenta riesgo tecnológicos moderados, similares a otros dispositivos de fusión magnética, como el HCLL, e incluso inferiores a los del DCLL, puesto que no se require SiC. Los retos que se deben afrontar son el control del inventario de Z alto así como las tasas de corrosión derivadas de la interacción del LiPb con el EUROFE97. En este trabajo se abordan ambos aspectos, y se presentan los respectivos análisis, junto con otros aspectos neutrónicos y de activación, tales como la protección de la vasija de vacío por parte del material fértil para garantizar la resoldabilidad de por vida en la cara externa de la vasija. También se propone y se estudio un ciclo de potencia de Brayton de Helio para dos configuraciones diferentes de refrigeración del sistema primera pared-manto reproductor. Las principales conclusiones de estos estudios son: i) el inventario de Z alto puede controlarse y es comparable al que se encuentra en dispositivos de fusión similares, ii)la vasija de vacío requiere una mayor protección frente a la radiación neutrónica y iii) las tasas de corrosión son demasiado altas y la temperatura media de salida del LiPb es demasiado baja. Tiendo en cuenta estos resultados juntos con otras consideraciones relacionadas con el mantenimiento de componentes y la viabilidad constructiva, se ha propuesto una evolución de la cámara de reacción. Las evoluciones más destacables son la introducción de un reflector neutrónico de grafito, la modificación de la configuración de la óptica final, la forma y el tamaño de la cámara de vacío y una nueva subdivisión modular del manto. Se ha evaluado desde el punto de vista neutrónico, y su análisis y posterior evolución queda fuera del objeto de este trabajo. Los códigos utilizados en este trabajo son: CATIA para la generación de geometrías 3D complejas MCAM para la traducción de archivos de CATIA a formato de input de MCNP MCNP para el transporte de la radiación (neutrones y gammas) y sus respuestas asociadas ACAB para la evolución del inventario isotópico y sus respuestas asociadas MC2ACAB para acoplar MCNP y ACAB para el cómputo de dosis en parada usando la metodología R2S basada en celda. Moritz para visualizar los reultados de MCNP FLUENT para llevar a cabo cálculos de fluido-dinámica Para llevar a cabo este trabajo, han sido necesarias unas destrezas computacionales. Las más relevantes utilizadas son: generación de geometrás 3D complejas y transmisión a MCNP, diferentes tñecnica de reducción de varianza como importancia por celdas y weight windows basado en malla, metodología Rigorous-two-Steps basada en celdas para el cálculo de dosis en parada y la modificación del código ACAB para el cálculos con múltiples espectros en la misma simulación. Como resumen, la contribución de este trabajo al proyecto HiPER son dos diseños conceptuales de instalación: una para HiPER Engineering y otra para HiPER Reactor. La primera se ha estudio en profundidad desde el punto de vista de protección radiológica y gestión de residuos, mientras que la segunda se ha estudiado desde el punto de vista de operación: seguridad, comportamiento, vida y mantenimiento de componentes y eficiencia del ciclo de potencia.