Caracterización de poblaciones de vid silvestre de la Península Ibérica

La vid silvestre se considera como el ancestro autóctono de las vides cultivadas y una enorme reserva genética en peligro de extinción. La prospección llevada a cabo entre 2003 y 2004 permitió catalogar 51 localizaciones de vides silvestres españolas, la mayoría de ellas ubicadas en riberas de ríos. Estos ejemplares se incluyeron en el Banco de Germoplasma de la Finca "El Encín" (BGVCAM - Alcalá de Henares, Madrid, España). En primer lugar, se caracterizó la cantidad y la distribución de su diversidad genética utilizando 25 loci empleando microsatélites nucleares (SSR). Hemos analizado también la posible coexistencia en el hábitat natural de vides silvestres con vides cultivadas naturalizadas y portainjertos. De este modo, los análisis fenotípicos y genéticos identificaron el 19% de las muestras recogidas como derivadas de genotipos cultivados, siendo, o bien vides cultivadas naturalizadas o genotipos híbridos derivados de cruces espontáneos entre vides silvestres y cultivadas. La diversidad genética de las poblaciones de vides silvestres fue similar a la observada en el grupo de las cultivadas. El análisis molecular mostró que el germoplasma de cultivadas y silvestres es genéticamente divergente con bajo nivel de introgresión. Se ha identificado cuatro grupos genéticos, con dos de ellos fundamentalmente representados por los genotipos de vides cultivadas y dos por las accesiones silvestres. El análisis de los vínculos genéticos entre las vides silvestres y cultivadas podría sugerir una contribución genética de las accesiones silvestres españolas a las actuales variedades occidentales. En segundo lugar, se realizó un profundo estudio morfológico "ex situ " y se contrastaron con los resultados de la caracterización realizada en 182 variedades comerciales españolas de la misma colección. Todos los individuos silvestres mostraron diferencias morfológicas con Vitis vinifera L subsp. vinifera, pero no se encontraron diferencias significativas dentro Vitis vinifera L. subsp. sylvestris, ni por localización geográfica ni por sexo. Los resultados de este estudio describen las principales características morfológicas de las vides silvestres españolas y sus rasgos diferenciales con su pariente cultivada. Por último, se analizó la composición antociánica presente en 21 accesiones de vides silvestres de la Península Ibérica conservadas en el BGVCAM de la Finca "El Encín" y seleccionadas basándose en diferencias ampelográficas y caracterización molecular. La concentración de antocianinas es similar la encontrad en vides cultivadas con destino a la vinificación. Las accesiones estudiadas mostraron una variabilidad considerable en su perfil antociánico y fue posible distinguir varios grupos. Sin embargo, la presencia de material silvestre con perfiles antociánicos poco comunes o inexistentes en variedades españolas, sugiere que la variabilidad genética relacionada con antocianinas en poblaciones españolas de vides silvestres podría ser más alta que la de variedades cultivadas comúnmente consideradas de origen español. ABSTRACT The wild grapevine is considered an autochthonous relative of cultivated vines and a huge gene pool endangered in Europe. Prospecting carried out between 2003 and 2004 enabled to inventory 51 Spanish sites with wild grapevines, most of them located near rivers. These individuals were grafted in the collection of "El Encín" (BGVCAM - Alcalá de Henares, Madrid, Spain). Firstly, werw characterized the amount and distribution of their genetic diversity using 25 nuclear SSR loci. We have also analysed the possible coexistence in the natural habitat of wild grapevines with naturalized grapevine cultivars and rootstocks. In this way, phenotypic and genetic analyses identified 19% of the collected samples as derived from cultivated genotypes, being either naturalized cultivars or hybrid genotypes derived from spontaneous crosses between wild and cultivated grapevines. The genetic diversity of wild grapevine populations was similar than that observed in the cultivated group. The molecular analysis showed that cultivated germplasm and wild germplasm are genetically divergent with low level of introgression. We identified four genetic groups, with two of them fundamentally represented among cultivated genotypes and two among wild accessions. The analyses of genetic relationships between wild and cultivated grapevines could suggest a genetic contribution of wild accessions from Spain to current Western cultivars. Secondly, a morphological study was done "ex situ" and were compared with data from 182 Spanish commercial cultivars grown in the same collection. All wild individuals showed morphological differences with Vitis vinifera L. ssp. vinifera but no significant differences were found within Vitis vinifera L subsp. sylvestris neither by geographic origin nor by sex. A pattern with the main characteristics of Spanish wild grapevines is suggested. Ultimately, were investigated the anthocyanin composition of 21 mostly Spanish wild grapevine accessions preserved at BGVCAM "El Encín" and selected in consideration of observed ampelographic differences and molecular characterization. Total anthocyanin concentration was similar to that found in winegrape cultivars. The accessions studied showed considerable variability in their anthocyanin fingerprints and it was possible to distinguish several groups, similar to previous reports on the anthocyanin fingerprint of winegrapes. The anthocyanin composition of wild grapevine accessions was similar to that of cultivated grapes. Nevertheless, the presence of wild accessions with anthocyanin fingerprints uncommon or nonexistent in Spanish cultivated varieties suggests that the genetic variability related to anthocyanins in Spanish wild grapevine populations may be higher than that of cultivated varieties commonly considered of Spanish origin.

Desarrollo de métodos para la evaluación integrada de propiedades mecánicas y superficiales inducidas en materiales metálicos mediante tratamiento superficial por ondas de choque generadas por láser

El tratamiento superficial por ondas de choque generadas por láser, LSP, es una técnica cuyo principal objetivo es el de la modificación del estado tensional de las primeras micras en profundidad de materiales metálicos. En sus comienzos está técnica fue empleada para inducir tensiones residuales de compresión en superficie, pero mientras se avanzaba en su desarrollo se empezaron a observar otros efectos. Profundizando en ellos se llega a la conclusión de que existe una fuerte relación entre todos, pero dependiendo de la aplicación a la que se vea sometido un componente tratado con LSP será necesario una serie de características que bien pueden ser ajustadas “a priori”. Para ello se ha de tener una buena caracterización del proceso láser y de las modificaciones que produce en las propiedades de un material determinado. Y es en este punto donde surge el problema: las modificaciones introducidas por el tratamiento láser son dependientes de la interacción de la energía del pulso láser con el material, es decir, para cada material es necesaria una caracterización previa de cómo sus propiedades son modificadas con las diferentes configuraciones del tratamiento LSP, encontrando para cada material un óptimo en los parámetros láser. En esta Tesis se pretende desarrollar una metodología para evaluar las modificaciones en las propiedades mecánicas y superficiales inducidas en materiales metálicos debido al tratamiento superficial por ondas de choque. De esta manera y avanzando de una manera lógica con la línea de investigación del grupo, se ha querido aplicar todo el conocimiento adquirido de la técnica para desarrollar esa metodología sobre un caso práctico: el empleo de dos configuraciones de tratamiento LSP sobre el acero inoxidable AISI 316L. Estas dos configuraciones elegidas se hacen en base a estudios previos, por parte del grupo de investigación, donde se han optimizados los parámetros para obtener el óptimo en lo que a perfil de tensiones residuales en profundidad se refiere. El material elegido como caso característico para llevar acabo la evaluación integrada del tratamiento LSP, de acuerdo con el propósito de esta Tesis, ha sido el acero inoxidable AISI 316L, debido a que este tipo de acero tiene una excelente resistencia a la corrosión en un amplio rango de atmosferas corrosivas, y es conocido como el grado estándar para un importante número de aplicaciones tecnológicas. La resistencia a la oxidación es buena incluso a altas temperaturas de servicio y la soldabilidad es excelente. Los aceros austeníticos son empleados en aplicaciones que soportan condiciones de alta temperatura y medios altamente corrosivos, como en reactores nucleares. Estos aceros resisten la corrosión en el agua de un reactor y procesos químicos en plantas que operan a temperaturas superiores a los 900 ˚C. En concreto el acero 316L se utiliza en la industria de equipamiento alimentario, en ambientes donde haya presencia de cloruros, en aplicaciones farmacéuticas, en la industria naval, en arquitectura, sector energético, centrales nucleares y en implantes médicos. Es decir, es un material ampliamente implantado en la industria, tanto en industrias tradicionales, como en industrias emergentes como la biomédica. El objetivo marcado para el desarrollo de la presente Tesis es caracterizar de forma precisa cómo el tratamiento superficial por ondas de choque generadas por láser es capaz de mejorar las propiedades de los materiales y cómo de estables son estas con la temperatura. Este punto es importante puesto que a la hora de introducir el proceso LSP en la industria no solo se tiene que tener en cuenta que las propiedades del material sean mejoradas, sino que también es necesario comprobar si esas mejoras se mantienen después de ser sometido el material a un tratamiento térmico ya que las condiciones de servicio de los materiales y componentes empleados no tienen por qué trabajar a temperatura ambiente. Para lograr el objetivo mencionado, el trabajo experimental realizado en la aleación seleccionada bajo todas las condiciones a estudio (material según fue recibido de fábrica, tratado con las dos configuraciones LSP y después de haber sido sometido al tratamiento térmico) ha consistido en lo siguiente: i) Estudios microestructural, morfológico y de composición química. ii) Medida de las tensiones residuales introducidas. iii) Caracterización superficial del material. iv) Estudio de las propiedades mecánicas: ensayos de tracción, ensayos de dureza, cálculo de la densidad de dislocaciones y ensayos de fatiga. v) Caracterización tribológica: ensayos de fricción y cálculo de la tasa de desgaste y volumen eliminado. vi) Caracterización electro-química para el material base y tratado con las dos configuraciones LSP. Se realizan medidas a circuito abierto, curvas de polarización (OCP), ensayos potenciostáticos y espectroscopia de impedancia electroquímica (EIS). El trabajo se ha llevado a cabo en los laboratorios del Centro Láser de la Universidad Politécnica de Madrid.

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.

Aplicación de la metodología ISA al análisis de la secuencia de pérdida del sistema de agua de refrigeración de componentes en una central nuclear con reactor de agua a presión

La metodología Integrated Safety Analysis (ISA), desarrollada en el área de Modelación y Simulación (MOSI) del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), es un método de Análisis Integrado de Seguridad que está siendo evaluado y analizado mediante diversas aplicaciones impulsadas por el CSN; el análisis integrado de seguridad, combina las técnicas evolucionadas de los análisis de seguridad al uso: deterministas y probabilistas. Se considera adecuado para sustentar la Regulación Informada por el Riesgo (RIR), actual enfoque dado a la seguridad nuclear y que está siendo desarrollado y aplicado en todo el mundo. En este contexto se enmarcan, los proyectos Safety Margin Action Plan (SMAP) y Safety Margin Assessment Application (SM2A), impulsados por el Comité para la Seguridad de las Instalaciones Nucleares (CSNI) de la Agencia de la Energía Nuclear (NEA) de la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económicos (OCDE) en el desarrollo del enfoque adecuado para el uso de las metodologías integradas en la evaluación del cambio en los márgenes de seguridad debidos a cambios en las condiciones de las centrales nucleares. El comité constituye un foro para el intercambio de información técnica y de colaboración entre las organizaciones miembro, que aportan sus propias ideas en investigación, desarrollo e ingeniería. La propuesta del CSN es la aplicación de la metodología ISA, especialmente adecuada para el análisis según el enfoque desarrollado en el proyecto SMAP que pretende obtener los valores best-estimate con incertidumbre de las variables de seguridad que son comparadas con los límites de seguridad, para obtener la frecuencia con la que éstos límites son superados. La ventaja que ofrece la ISA es que permite el análisis selectivo y discreto de los rangos de los parámetros inciertos que tienen mayor influencia en la superación de los límites de seguridad, o frecuencia de excedencia del límite, permitiendo así evaluar los cambios producidos por variaciones en el diseño u operación de la central que serían imperceptibles o complicados de cuantificar con otro tipo de metodologías. La ISA se engloba dentro de las metodologías de APS dinámico discreto que utilizan la generación de árboles de sucesos dinámicos (DET) y se basa en la Theory of Stimulated Dynamics (TSD), teoría de fiabilidad dinámica simplificada que permite la cuantificación del riesgo de cada una de las secuencias. Con la ISA se modelan y simulan todas las interacciones relevantes en una central: diseño, condiciones de operación, mantenimiento, actuaciones de los operadores, eventos estocásticos, etc. Por ello requiere la integración de códigos de: simulación termohidráulica y procedimientos de operación; delineación de árboles de sucesos; cuantificación de árboles de fallos y sucesos; tratamiento de incertidumbres e integración del riesgo. La tesis contiene la aplicación de la metodología ISA al análisis integrado del suceso iniciador de la pérdida del sistema de refrigeración de componentes (CCWS) que genera secuencias de pérdida de refrigerante del reactor a través de los sellos de las bombas principales del circuito de refrigerante del reactor (SLOCA). Se utiliza para probar el cambio en los márgenes, con respecto al límite de la máxima temperatura de pico de vaina (1477 K), que sería posible en virtud de un potencial aumento de potencia del 10 % en el reactor de agua a presión de la C.N. Zion. El trabajo realizado para la consecución de la tesis, fruto de la colaboración de la Escuela Técnica Superior de Ingenieros de Minas y Energía y la empresa de soluciones tecnológicas Ekergy Software S.L. (NFQ Solutions) con el área MOSI del CSN, ha sido la base para la contribución del CSN en el ejercicio SM2A. Este ejercicio ha sido utilizado como evaluación del desarrollo de algunas de las ideas, sugerencias, y los algoritmos detrás de la metodología ISA. Como resultado se ha obtenido un ligero aumento de la frecuencia de excedencia del daño (DEF) provocado por el aumento de potencia. Este resultado demuestra la viabilidad de la metodología ISA para obtener medidas de las variaciones en los márgenes de seguridad que han sido provocadas por modificaciones en la planta. También se ha mostrado que es especialmente adecuada en escenarios donde los eventos estocásticos o las actuaciones de recuperación o mitigación de los operadores pueden tener un papel relevante en el riesgo. Los resultados obtenidos no tienen validez más allá de la de mostrar la viabilidad de la metodología ISA. La central nuclear en la que se aplica el estudio está clausurada y la información relativa a sus análisis de seguridad es deficiente, por lo que han sido necesarias asunciones sin comprobación o aproximaciones basadas en estudios genéricos o de otras plantas. Se han establecido tres fases en el proceso de análisis: primero, obtención del árbol de sucesos dinámico de referencia; segundo, análisis de incertidumbres y obtención de los dominios de daño; y tercero, cuantificación del riesgo. Se han mostrado diversas aplicaciones de la metodología y ventajas que presenta frente al APS clásico. También se ha contribuido al desarrollo del prototipo de herramienta para la aplicación de la metodología ISA (SCAIS). ABSTRACT The Integrated Safety Analysis methodology (ISA), developed by the Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), is being assessed in various applications encouraged by CSN. An Integrated Safety Analysis merges the evolved techniques of the usually applied safety analysis methodologies; deterministic and probabilistic. It is considered as a suitable tool for assessing risk in a Risk Informed Regulation framework, the approach under development that is being adopted on Nuclear Safety around the world. In this policy framework, the projects Safety Margin Action Plan (SMAP) and Safety Margin Assessment Application (SM2A), set up by the Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI) of the Nuclear Energy Agency within the Organization for Economic Co-operation and Development (OECD), were aimed to obtain a methodology and its application for the integration of risk and safety margins in the assessment of the changes to the overall safety as a result of changes in the nuclear plant condition. The committee provides a forum for the exchange of technical information and cooperation among member organizations which contribute their respective approaches in research, development and engineering. The ISA methodology, proposed by CSN, specially fits with the SMAP approach that aims at obtaining Best Estimate Plus Uncertainty values of the safety variables to be compared with the safety limits. This makes it possible to obtain the exceedance frequencies of the safety limit. The ISA has the advantage over other methods of allowing the specific and discrete evaluation of the most influential uncertain parameters in the limit exceedance frequency. In this way the changes due to design or operation variation, imperceptibles or complicated to by quantified by other methods, are correctly evaluated. The ISA methodology is one of the discrete methodologies of the Dynamic PSA framework that uses the generation of dynamic event trees (DET). It is based on the Theory of Stimulated Dynamics (TSD), a simplified version of the theory of Probabilistic Dynamics that allows the risk quantification. The ISA models and simulates all the important interactions in a Nuclear Power Plant; design, operating conditions, maintenance, human actuations, stochastic events, etc. In order to that, it requires the integration of codes to obtain: Thermohydraulic and human actuations; Even trees delineation; Fault Trees and Event Trees quantification; Uncertainty analysis and risk assessment. This written dissertation narrates the application of the ISA methodology to the initiating event of the Loss of the Component Cooling System (CCWS) generating sequences of loss of reactor coolant through the seals of the reactor coolant pump (SLOCA). It is used to test the change in margins with respect to the maximum clad temperature limit (1477 K) that would be possible under a potential 10 % power up-rate effected in the pressurized water reactor of Zion NPP. The work done to achieve the thesis, fruit of the collaborative agreement of the School of Mining and Energy Engineering and the company of technological solutions Ekergy Software S.L. (NFQ Solutions) with de specialized modeling and simulation branch of the CSN, has been the basis for the contribution of the CSN in the exercise SM2A. This exercise has been used as an assessment of the development of some of the ideas, suggestions, and algorithms behind the ISA methodology. It has been obtained a slight increase in the Damage Exceedance Frequency (DEF) caused by the power up-rate. This result shows that ISA methodology allows quantifying the safety margin change when design modifications are performed in a NPP and is specially suitable for scenarios where stochastic events or human responses have an important role to prevent or mitigate the accidental consequences and the total risk. The results do not have any validity out of showing the viability of the methodology ISA. Zion NPP was retired and information of its safety analysis is scarce, so assumptions without verification or approximations based on generic studies have been required. Three phases are established in the analysis process: first, obtaining the reference dynamic event tree; second, uncertainty analysis and obtaining the damage domains; third, risk quantification. There have been shown various applications of the methodology and advantages over the classical PSA. It has also contributed to the development of the prototype tool for the implementation of the ISA methodology (SCAIS).

La unidad de lo dual : tradición y modernidad en la obra de Tadao Ando y Toyo Ito

La referencia a la tradición como una fuerza capaz de aportar unidad, al abarcar tanto la continuidad como los cambios en las expresiones al margen de la época o las técnicas empleadas, ha sido siempre un componente muy importante de las manifestaciones artísticas de Japón y es la sutil ligazón que las conecta desde el pasado hasta la actualidad. Se entiende aquí que tradición no equivale simplemente a preservación, sino que se trata de una transmisión con una vertiente dual, pues permite una constante evolución sin que se altere su esencia básica. Es de esta forma que la cultura japonesa de la era Edo (1600-1868), con su alto grado de innovación, riqueza y sofisticación, pero además como epílogo histórico previo a la Restauración Meiji de 1868, ha sido la referencia clave en lo relativo a esa mirada a la tradición nipona para el desarrollo de esta tesis. A partir de la segunda mitad del siglo XIX, todas estas características tan genuinas del período Edo quedaron en suspenso y, desde entonces, Japón ha seguido la vía de la modernización (que en muchos aspectos ha sido también la de la occidentalización). Los entrelazamientos de otras dualidades provocados en Japón por los ataques nucleares de 1945 condujeron a una inevitable fusión de aquel mundo físico con el mundo metafísico, de aquella terrible presencia con un tremendo sentimiento de ausencia y, en definitiva, de Oriente con Occidente. El consiguiente impacto sobre la cultura de la nación tuvo una especial repercusión en el ámbito arquitectónico. En este sentido, el pensamiento francés ha desempeñado un papel fundamental en el replanteamiento radical de muchos supuestos esenciales, de muchos conceptos y valores de la cultura occidental, incluyendo los procedentes de la Ilustración, en este mundo contemporáneo que es cada vez más complejo y plural. Éstos y otros hechos otorgan a la cultura japonesa tradicional una cualidad multidimensional (frente a la marcada bidimensionalidad que suele caracterizar a las culturas occidentales) que, tal y como esta tesis doctoral pretende poner de manifiesto, podría revelarse como una «síntesis de contradicciones» en la obra de los arquitectos japoneses Tadao Ando (Osaka, 1941-) y Toyo Ito (Keijo, actual Seúl, 1941-). En el pensamiento oriental una dualidad es entendida como la complementariedad entre dos polos, sólo en apariencia opuestos, que integra dos vertientes de un único concepto. Al igual que la idea de «parejas» budista, concebida según esta doctrina como una unidad entre dos extremos inevitablemente interrelacionados, el objetivo principal sería el de poner de manifiesto cómo la obra de ambos arquitectos trata de resolver los mismos conflictos partiendo de puntos de vista polarizados. ABSTRACT The reference to tradition as a force for unity, encompassing both continuity and changes in expressions regardless of the time or techniques used, has always been a very important component of the artistic manifestations of Japan and it is the subtle link that connects them from the past to the present. It is understood here that tradition does not mean simply preservation, but it is a transmission with a dual aspect, because it allows a constant evolution without altering its basic essence. It is thus that the Japanese culture of the Edo era (1600-1868), with its high degree of innovation, wealth and sophistication, but also as a historical epilogue prior to the Meiji Restoration of 1868 has been the key reference concerning that look to the Japanese tradition for the development of this thesis. From the second half of the 19th century, all these as genuine features of the Edo period remained at a standstill and, since then, Japan has followed the path of modernization (which has also been that of Westernization in many ways). The interlacements of other dualities caused in Japan by the 1945 nuclear attacks led to an inevitable fusion of the physical with the metaphysical world, of that terrible presence with a tremendous sense of absence and, eventually, of East with West. The resulting impact on the culture of the nation had a special repercussion on the architectural field. In this sense, the French thought has played a key role in the radical rethinking of many core assumptions, many concepts and values of Western thought, including those from the Age of Enlightenment, in this contemporary world that is increasingly complex and plural. These and other facts give the traditional Japanese culture a multidimensional quality (opposed to the marked two-dimensionality that usually characterizes Western cultures). As this thesis aims to highlight, this could prove to be a «synthesis of contradictions» in the work of Japanese architects Tadao Ando (Osaka, 1941-) and Toyo Ito (Keijo, current Seoul, 1941-). In the Eastern thought a duality is understood as the complementarity between two poles, only apparently opposite, which integrates two aspects of a single concept. Like the Buddhist notion of «couples» (conceived according to this doctrine as a unity between two inevitably interlinked extremes) the main objective would be to show how the work of both architects tries to resolve the same conflicts starting with polarized viewpoints.

Enseñanzas derivadas del Benchmark SMART 2013

El CEA francés, junto con EDF y la OIEA, recientemente organizaron un benchmark internacional y posterior workshop para evaluar las capacidades de simulación del comportamiento mecánico de estructuras nucleares de hormigón armado sometidas a acciones sísmicas. Principia, que fue el único participante español en el workshop, contribuyó a tres de las cuatro fases del ejercicio, que esencialmente consistía en simular los efectos de terremotos en un modelo a escala de una estructura nuclear típica, y en comparar los resultados con ensayos posteriores en mesa vibrante y con las predicciones de otros participantes. El artículo presenta algunas conclusiones obtenidas en los cálculos pre-ensayo, enriquecidas con observaciones producidas por las simulaciones adicionales llevadas a cabo una vez que se hicieron públicos los resultados de los ensayos.

A DETECÇÃO DE SINAIS E SINTOMAS DA VIOLÊNCIA NA FASE DIAGNÓSTICA DA PSICOTERAPIA BREVE

Investiga as interferências da violência doméstica na fase diagnóstica, que antecede a Psicoterapia Breve, sua importância no quadro clínico apresentado pelo paciente, se a violência foi verbalizada pelo paciente e a forma como ela foi captada pelo terapeuta e levada em consideração na fase diagnóstica da Psicoterapia Breve Infantil. Foram investigados sinais e sintomas de 29 pacientes de Psicoterapia Breve Infantil. A avaliação das entrevistas iniciais que compõem a fase diagnóstica da Psicoterapia Breve, foi realizada por dois juizes independentes, com índice de concordância igual a 0,87. Foram detectados sinais e sintomas de violência doméstica em 24 dos 29 casos analisados, o que corresponde a 83% do total de pacientes. A violência doméstica foi considerada significativa para uma situação-problema a ser trabalhada em análise em 54% dos casos, o que mostra que é uma situação de limiar, em que 50% das percepções são verdadeiras e a outra metade são falsas. Dos 13 casos em que a violência doméstica foi significativa pelos juízes, apenas 54% estavam incluídas na compreensão psicodinâmica da queixa, pelo terapeuta. A inclusão da violência doméstica no foco da Psicoterapia Breve foi observada somente em 2 casos, o que corresponde a 07% da amostra geral, muito perto da incidência de mecanismos psicóticos que prejudicam a socialização (08%). Os resultados obtidos foram discutidos segundo a literatura psicanalítica, que considera a violência como a parte agressiva do self que ainda não está integrada ao self, permanecendo dissociada do conluio da família e às vezes do próprio psicoterapeuta. Tais resistências em lidar com a violência não permitem que a agressividade seja usada de forma construtiva pelo self, promovendo a socialização da criança pelo fortalecimento dos sentimentos de amizade e favorecendo o desenvolvimento de vínculos emocionais saudáveis na dupla criança e psioterapeuta.(AU)

A DETECÇÃO DE SINAIS E SINTOMAS DA VIOLÊNCIA NA FASE DIAGNÓSTICA DA PSICOTERAPIA BREVE

Investiga as interferências da violência doméstica na fase diagnóstica, que antecede a Psicoterapia Breve, sua importância no quadro clínico apresentado pelo paciente, se a violência foi verbalizada pelo paciente e a forma como ela foi captada pelo terapeuta e levada em consideração na fase diagnóstica da Psicoterapia Breve Infantil. Foram investigados sinais e sintomas de 29 pacientes de Psicoterapia Breve Infantil. A avaliação das entrevistas iniciais que compõem a fase diagnóstica da Psicoterapia Breve, foi realizada por dois juizes independentes, com índice de concordância igual a 0,87. Foram detectados sinais e sintomas de violência doméstica em 24 dos 29 casos analisados, o que corresponde a 83% do total de pacientes. A violência doméstica foi considerada significativa para uma situação-problema a ser trabalhada em análise em 54% dos casos, o que mostra que é uma situação de limiar, em que 50% das percepções são verdadeiras e a outra metade são falsas. Dos 13 casos em que a violência doméstica foi significativa pelos juízes, apenas 54% estavam incluídas na compreensão psicodinâmica da queixa, pelo terapeuta. A inclusão da violência doméstica no foco da Psicoterapia Breve foi observada somente em 2 casos, o que corresponde a 07% da amostra geral, muito perto da incidência de mecanismos psicóticos que prejudicam a socialização (08%). Os resultados obtidos foram discutidos segundo a literatura psicanalítica, que considera a violência como a parte agressiva do self que ainda não está integrada ao self, permanecendo dissociada do conluio da família e às vezes do próprio psicoterapeuta. Tais resistências em lidar com a violência não permitem que a agressividade seja usada de forma construtiva pelo self, promovendo a socialização da criança pelo fortalecimento dos sentimentos de amizade e favorecendo o desenvolvimento de vínculos emocionais saudáveis na dupla criança e psioterapeuta.(AU)

COMUNICAÇÃO POPULAR-ALTERNATIVA DESENVOLVIDA POR JOVENS INDÍGENAS DAS ALDEIAS DO JAGUAPIRU E BORORÓ EM DOURADOS / MS

Trata-se de um estudo de caso em que analisamos a comunicação alternativa desenvolvida pela AJI (Ação dos Jovens Indígenas), em Dourados/MS, nas aldeias do Jaguapiru e Bororó. Os jovens, que produzem audiovisuais, fotografias, blog, fotolog e um jornal impresso, encontraram na comunicação uma alternativa ante à marginalidade com que os índios são tratados na cidade, e buscarem seus direitos à voz e ao espaço social, em suas próprias tribos, já que os jovens indígenas solteiros ocupam um não-lugar na Reserva, pois não pertencem à organização tradicional indígena, tampouco estão inseridos entre os brancos. A partir das características e limitações da comunicação alternativa no Jornal AJIndo, por meio de pesquisa bibliográfica, entrevistas semi-estruturadas e análise de conteúdo, buscamos verificar o impacto da utilização desta comunicação nas aldeias para os jovens que a produzem, levando em conta interferências nas formas tradicionais de hierarquia e comunicação entre os indígenas e a função social da comunicação alternativa para eles. Embora não seja o objetivo principal do AJIndo, destaca-se o desenvolvimento da auto-estima como resultado desse processo. Soma-se a esta função, a mobilização por transformação social e a formação crítico-educativa. Após o esforço de organização, os jovens começaram a se sentir pertencentes aos indígenas e a serem ouvidos pelos brancos, mesmo que acreditem ser por interesses políticos da comunidade como um todo.

COMUNICAÇÃO POPULAR-ALTERNATIVA DESENVOLVIDA POR JOVENS INDÍGENAS DAS ALDEIAS DO JAGUAPIRU E BORORÓ EM DOURADOS / MS

Trata-se de um estudo de caso em que analisamos a comunicação alternativa desenvolvida pela AJI (Ação dos Jovens Indígenas), em Dourados/MS, nas aldeias do Jaguapiru e Bororó. Os jovens, que produzem audiovisuais, fotografias, blog, fotolog e um jornal impresso, encontraram na comunicação uma alternativa ante à marginalidade com que os índios são tratados na cidade, e buscarem seus direitos à voz e ao espaço social, em suas próprias tribos, já que os jovens indígenas solteiros ocupam um não-lugar na Reserva, pois não pertencem à organização tradicional indígena, tampouco estão inseridos entre os brancos. A partir das características e limitações da comunicação alternativa no Jornal AJIndo, por meio de pesquisa bibliográfica, entrevistas semi-estruturadas e análise de conteúdo, buscamos verificar o impacto da utilização desta comunicação nas aldeias para os jovens que a produzem, levando em conta interferências nas formas tradicionais de hierarquia e comunicação entre os indígenas e a função social da comunicação alternativa para eles. Embora não seja o objetivo principal do AJIndo, destaca-se o desenvolvimento da auto-estima como resultado desse processo. Soma-se a esta função, a mobilização por transformação social e a formação crítico-educativa. Após o esforço de organização, os jovens começaram a se sentir pertencentes aos indígenas e a serem ouvidos pelos brancos, mesmo que acreditem ser por interesses políticos da comunidade como um todo.

Diversificação de espécies e da morfologia em serpentes da família Viperidae: padrões e processos

A diversidade de espécies e fenotípica pode variar consideravelmente entre grupos taxonômicos e ao longo do tempo em uma mesma linhagem. O estudo de tais variações tornou-se um dos principais objetivos da biologia evolutiva fornecendo informações importantes a respeito dos possíveis mecanismos que regulam a biodiversidade. Dessa forma, o objetivo geral da presente tese foi investigar os padrões da diversificação de espécies e da morfologia em um grupo cosmopolita de serpentes, a família Viperidae, e os potenciais processos subjacentes. Primeiramente, (1) reconstruímos as relações filogenéticas e estimamos os tempos de divergência entre as linhagens da família Viperidae utilizando uma abordagem Bayesiana. (2) Aplicando um método recentemente desenvolvido (BAMM), exploramos como as taxas de especiação e extinção variaram ao longo da radiação do grupo inferindo os possíveis processos reguladores. Por fim, (3) analisamos se a evolução do tamanho do corpo e as taxas de especiação variam nos diferentes habitats ocupados pelos viperídeos (terrestres vs arborícola). Nesta tese geramos a filogenia molecular de viperídeos mais completa até o momento utilizando sequências para 11 genes mitocondriais e nucleares abrangendo 79% das espécies viventes (264 terminais) e todos com exceção de um gênero. De maneira geral, foi possível obter relações filogenéticas robustas para o grupo com a maioria dos gêneros sendo monofilética. Os tempos de divergência obtidos indicam que os viperídeos começaram a diversificar em meados do Paleoceno tardio/meio do Eoceno inferindo idades um pouco mais tardias que o encontrado em estudos anteriores. Durante a radiação do grupo, um aumento nas taxas de especiação parece ter ocorrido durante a diversificação dos crotalíneos (pit vipers) em decorrência não só da evolução das fossetas loreais mas também como resultado de mudanças geológicas e climáticas na Ásia e da invasão do novo mundo. Após este rápido aumento inicial, as taxas de especiação desaceleraram em direção ao presente. Por fim, os resultados aqui apresentados indicam que apesar dos habitats arborícolas limitarem a evolução morfológica nos viperídeos, a evolução da arborealidade parece não afetar as taxas de especiação que permanecem similares entre linhagens arborícolas e terrestres. Isto sugere dois cenários: (1) a especiação acontece de forma independente das mudanças morfológicas nos viperídeos; ou (2) o isolamento geográfico seria um mecanismo importante na diversificação de linhagens arborícolas contrabalançando decréscimos nas oportunidades de especiação possivelmente relacionados às pressões seletivas impostas pelo ambiente arborícola. A presente tese contribui para entendermos mais sobre como evoluíram os viperídeos ao longo dos seus ∼50 milhões de anos. Além de propor cenários e hipóteses a serem futuramente explorados com os viperídeos, elaboramos uma discussão ampla e conceitual a respeito dos possíveis mecanismos por trás da diversificação de espécies e da morfologia que poderiam também ser contemplados para outros grupos de organismos. Portanto, a presente tese contribui não só para entendermos os mecanismos que geram e mantém a diversidade de serpentes, mas também para enriquecer a discussão dos mecanismos que geram e mantém a biodiversidade como um todo

Apoio como dispositivo: conexões, invenções e provocações à produção coletiva do cuidado e da gestão no município de São Bernardo do Campo

A transformação nos modos de organizar e produzir atenção em saúde exige a invenção de dispositivos com potência para proporcionar espaços coletivos de análise acerca da produção da gestão e do cuidado. O apoio é tecido por múltiplas relações, interesses, projetos e agenciamentos. Fabricado no encontro, é um intercessor que pode favorecer reflexões sobre a micropolítica do trabalho, sobre os encontros entre trabalhadores e usuários, entre trabalhadores e entre trabalhadores e gestão, agenciando possibilidades de análise do cotidiano e interferências sobre os modos de cuidar e de gerir. As interrogações sobre o cuidado podem abrir zonas de visibilidade aos processos de trabalho, discursos, práticas e relações de poder. A pesquisa procurou analisar o processo de fabricação do apoio na rede de atenção à saúde no município de São Bernardo do Campo e seus efeitos. O município organizou nove núcleos territoriais em saúde, cada qual com um grupo de até cinco apoiadores constituído por trabalhadores com formações variadas. Ademais, conta com uma dupla de facilitadores de educação permanente, ligados à gestão nos diferentes departamentos da Secretaria de Saúde e orientadores de educação permanente que tem a função de dar suporte aos apoiadores e facilitar os processos de educação permanente nos territórios. No desenho de São Bernardo, o apoio é uma ferramenta estratégica para a construção do cuidado em rede e para a análise das práticas de saúde. Há uma forte aposta da gestão na criação de espaços coletivos e dispositivos de conexão entre os departamentos, serviços, gestores e trabalhadores na intenção de suscitar transversalidade e combater a estrutura vertical de sua organização. O município vive uma intensa criação de dispositivos mobilizadores de encontros, propostos para a construção de redes e de gestão compartilhada do cuidado. Por meio de andanças com os apoiadores em variados territórios, conversas, afecções, registros em diário de campo, narrativas e documentos, tecemos uma cartografia: composição de cenários, de perspectivas e de analisadores, sentidos abertos, múltiplos e conectáveis. A abordagem cartográfica acompanha processos, persegue rastros e traçados, se movimenta entre linhas, sustenta problemáticas; nela, somos pesquisadores in-mundos, nos infectamos, nos misturamos, sempre implicados e em produção com os mundos pesquisados. Mesmo sendo uma aposta de governo, tensionamentos e conflitos acontecem no cotidiano, relacionados a diferentes prioridades, agendas, quebra de acordos, interrupção de projetos. As produções do apoio vêm fomentando conexões entre os serviços, contribuindo com o matriciamento de saúde mental e de outras especialidades na atenção básica e entre os trabalhadores da atenção especializada, fortalecendo redes, estimulando análises coletivas sobre o cuidado, criando estratégias e ferramentas, transformações em fluxos e na regulação. O apoio não é função somente do apoiador, pode ser agenciado por variados atores. Por fim, a auto-análise, quando acontece, potencializa o apoio como dispositivo, provisório, ativador de processos e de protagonismo coletivo.

A educação permanente em saúde para a institucionalização de uma rede-rizoma

Esta dissertação é resultado de uma pesquisa-intervenção cuja produção de dados ocorreu com o Grupo Condutor Regional da Rede Cegonha (GCR) no DRS III de Araraquara - SP, parte do Projeto de Pesquisa para o Sistema Único de Saúde (PPSUS): O processo de implantação da rede de atenção à saúde materno infantil no DRS III de Araraquara: a atenção básica como ordenadora da atenção em rede. Nosso objetivo foi compreender este coletivo como espaço de Educação Permanente em Saúde (EPS) para a institucionalização dessa Rede, e também caracterizar a EPS no território de abrangência deste DRS, compreender suas fragilidades-potencialidades e também os processos de EPS produzidos no interior do GCR para a implementação da Rede Cegonha (RC), diante de desafios como a redução da morbimortalidade materno infantil e o atendimento integral e humanizado a mulheres e crianças. Esta pesquisa qualitativa compreendeu a análise de documentos e a pesquisa-intervenção, utilizando método cartográfico, e a produção dos dados ocorreu no ano de 2014 com os integrantes do GCR e outros pesquisadores PPSUS. As análises tiveram como referenciais o Processo de Trabalho em Saúde e conceitos do movimento institucionalista, das correntes da Análise Institucional e da Esquizoanálise. Esta pesquisa de cunho cartográfico explorou o contexto sócio-histórico da EPS e da RC no DRS III e paisagens que compõem o mapa do aprendizado no que chamamos Rede-rizoma, entremeadas por análises de implicações e aprendizados na experiência, tanto de construção da pesquisa como da RC. Nos planos do rizoma houve momentos de aprendizado significativo, ecos nos municípios, interferências da pesquisa-intervenção, dentre outros componentes de tessitura da rede que envolveram seus atores, seus pontos de conexão, de tensão, de apoio. Nesse emaranhado quente e frio, interessou-nos explorar as singularidades do encontro e os movimentos de forças instituintes e do instituído com o compromisso de entender a EPS como ferramenta de trabalho para a institucionalização da RC. Percebemos a existência de microprocessos de institucionalização disparados no cotidiano do GCR, caracteristicamente paralisantes e mobilizadores, como a importância da participação social, ainda tímida, as tensões com a imobilidade municipal, as fragilidades-potencialidades dos recursos humanos e financeiros, e também resultados que refletem em alargamento e participação de novos atores, cooperação intermunicipal, fortalecimento dos Grupos Condutores Municipais da rede cegonha e uma gestão estadual disposta a deflagrar processos de formação participativos. Trata-se de movimentos que se revelaram em implicações de múltiplas bifurcações e em processos de EPS que se fazem de forma mutante, conformando a rede-rizoma

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.