Fabricación y caracterización de wolframio nanoestructurado como material de primera pared en reactores de fusión nuclear

El trabajo que se llevará a cabo se basa en el desarrollo de nuevos materiales que sean capaces de resistir las condiciones extremas a las que estarían expuestos en el interior de un reactor de fusión nuclear, como son los altos choques térmicos y los altos flujos iónicos. Actualmente se está investigando en el potencial del wolframio nanoestructurado como material de primera pared (en inglés PFM: Plasma Facing Material). La principal ventaja de éste frente al wolframio masivo radica en su gran densidad de fronteras de grano que hacen que el material sea más resistente a la irradiación. El objetivo de este trabajo será la búsqueda de las condiciones óptimas para la fabricación de recubrimientos de wolframio nanoestructurado mediante la técnica de pulverización catódica ("sputtering") en diferentes configuraciones, continuo ("Direct Current Magnetron Sputtering" o DCMS) y/o pulsado ("High Power Impulse Magnetron Sputtering" o HiPIMS) y caracterizar sus propiedades como PFM mediante perfilometría, microscopía óptica, microscopía electrónica de barrido ("Scanning Electron Microscope" o SEM) y difracción de rayos X ("X-Ray Diffraction" o XRD). A su vez, se realizará un ensayo de implantación con un plasma pulsado de He para analizar los efectos de la irradiación en uno de los recubrimientos. Abstract: The work that will be carried out is based on the development of new materials capable of withstanding the extreme conditions that they will have to face inside a nuclear fusion reactor, such as high thermal loads and high ion fluxes. Currently, nanostructured tungsten potential is being investigated as a plasma facing material (PFM). The main advantage over coarse grain tungsten is its high density of grain boundaries which make the material more resistant to irradiation. The project´s main objective will be the search of the optimal conditions that will allow us to fabricate nanostructured tungsten thin films by using the sputtering technique in different configurations, such as DCMS (Direct Current Magnetron Sputtering) and/or HiPIMS (High Power Impulse Magetron Sputtering) and characterize their properties as a PFM by perfilometry, optical microscopy, SEM (Scanning Electron Microcopy) and XRD (X-Ray Diffracion) analysis. Moreover, an implantation test with a He pulsed plasma will be carried out to analyze the effects of irradiation on one of the coatings.

Sistema de simulación de escenarios de ciclos avanzados de combustible nuclear en transición = Simulation system for advanced fuel cycle transition scenarios

El estudio de los ciclos del combustible nuclear requieren de herramientas computacionales o "códigos" versátiles para dar respuestas al problema multicriterio de evaluar los actuales ciclos o las capacidades de las diferentes estrategias y escenarios con potencial de desarrollo en a nivel nacional, regional o mundial. Por otra parte, la introducción de nuevas tecnologías para reactores y procesos industriales hace que los códigos existentes requieran nuevas capacidades para evaluar la transición del estado actual del ciclo del combustible hacia otros más avanzados y sostenibles. Brevemente, esta tesis se centra en dar respuesta a las principales preguntas, en términos económicos y de recursos, al análisis de escenarios de ciclos de combustible, en particular, para el análisis de los diferentes escenarios del ciclo del combustible de relativa importancia para España y Europa. Para alcanzar este objetivo ha sido necesaria la actualización y el desarrollo de nuevas capacidades del código TR_EVOL (Transition Evolution code). Este trabajo ha sido desarrollado en el Programa de Innovación Nuclear del CIEMAT desde el año 2010. Esta tesis se divide en 6 capítulos. El primer capítulo ofrece una visión general del ciclo de combustible nuclear, sus principales etapas y los diferentes tipos utilizados en la actualidad o en desarrollo para el futuro. Además, se describen las fuentes de material nuclear que podrían ser utilizadas como combustible (uranio y otros). También se puntualizan brevemente una serie de herramientas desarrolladas para el estudio de estos ciclos de combustible nuclear. El capítulo 2 está dirigido a dar una idea básica acerca de los costes involucrados en la generación de electricidad mediante energía nuclear. Aquí se presentan una clasificación de estos costos y sus estimaciones, obtenidas en la bibliografía, y que han sido evaluadas y utilizadas en esta tesis. Se ha incluido también una breve descripción del principal indicador económico utilizado en esta tesis, el “coste nivelado de la electricidad”. El capítulo 3 se centra en la descripción del código de simulación desarrollado para el estudio del ciclo del combustible nuclear, TR_EVOL, que ha sido diseñado para evaluar diferentes opciones de ciclos de combustibles. En particular, pueden ser evaluados las diversos reactores con, posiblemente, diferentes tipos de combustibles y sus instalaciones del ciclo asociadas. El módulo de evaluaciones económica de TR_EVOL ofrece el coste nivelado de la electricidad haciendo uso de las cuatro fuentes principales de información económica y de la salida del balance de masas obtenido de la simulación del ciclo en TR_EVOL. Por otra parte, la estimación de las incertidumbres en los costes también puede ser efectuada por el código. Se ha efectuado un proceso de comprobación cruzada de las funcionalidades del código y se descrine en el Capítulo 4. El proceso se ha aplicado en cuatro etapas de acuerdo con las características más importantes de TR_EVOL, balance de masas, composición isotópica y análisis económico. Así, la primera etapa ha consistido en el balance masas del ciclo de combustible nuclear actual de España. La segunda etapa se ha centrado en la comprobación de la composición isotópica del flujo de masas mediante el la simulación del ciclo del combustible definido en el proyecto CP-ESFR UE. Las dos últimas etapas han tenido como objetivo validar el módulo económico. De este modo, en la tercera etapa han sido evaluados los tres principales costes (financieros, operación y mantenimiento y de combustible) y comparados con los obtenidos por el proyecto ARCAS, omitiendo los costes del fin del ciclo o Back-end, los que han sido evaluado solo en la cuarta etapa, haciendo uso de costes unitarios y parámetros obtenidos a partir de la bibliografía. En el capítulo 5 se analizan dos grupos de opciones del ciclo del combustible nuclear de relevante importancia, en términos económicos y de recursos, para España y Europa. Para el caso español, se han simulado dos grupos de escenarios del ciclo del combustible, incluyendo estrategias de reproceso y extensión de vida de los reactores. Este análisis se ha centrado en explorar las ventajas y desventajas de reprocesado de combustible irradiado en un país con una “relativa” pequeña cantidad de reactores nucleares. Para el grupo de Europa se han tratado cuatro escenarios, incluyendo opciones de transmutación. Los escenarios incluyen los reactores actuales utilizando la tecnología reactor de agua ligera y ciclo abierto, un reemplazo total de los reactores actuales con reactores rápidos que queman combustible U-Pu MOX y dos escenarios del ciclo del combustible con transmutación de actínidos minoritarios en una parte de los reactores rápidos o en sistemas impulsados por aceleradores dedicados a transmutación. Finalmente, el capítulo 6 da las principales conclusiones obtenidas de esta tesis y los trabajos futuros previstos en el campo del análisis de ciclos de combustible nuclear. ABSTRACT The study of the nuclear fuel cycle requires versatile computational tools or “codes” to provide answers to the multicriteria problem of assessing current nuclear fuel cycles or the capabilities of different strategies and scenarios with potential development in a country, region or at world level. Moreover, the introduction of new technologies for reactors and industrial processes makes the existing codes to require new capabilities to assess the transition from current status of the fuel cycle to the more advanced and sustainable ones. Briefly, this thesis is focused in providing answers to the main questions about resources and economics in fuel cycle scenario analyses, in particular for the analysis of different fuel cycle scenarios with relative importance for Spain and Europe. The upgrade and development of new capabilities of the TR_EVOL code (Transition Evolution code) has been necessary to achieve this goal. This work has been developed in the Nuclear Innovation Program at CIEMAT since year 2010. This thesis is divided in 6 chapters. The first one gives an overview of the nuclear fuel cycle, its main stages and types currently used or in development for the future. Besides the sources of nuclear material that could be used as fuel (uranium and others) are also viewed here. A number of tools developed for the study of these nuclear fuel cycles are also briefly described in this chapter. Chapter 2 is aimed to give a basic idea about the cost involved in the electricity generation by means of the nuclear energy. The main classification of these costs and their estimations given by bibliography, which have been evaluated in this thesis, are presented. A brief description of the Levelized Cost of Electricity, the principal economic indicator used in this thesis, has been also included. Chapter 3 is focused on the description of the simulation tool TR_EVOL developed for the study of the nuclear fuel cycle. TR_EVOL has been designed to evaluate different options for the fuel cycle scenario. In particular, diverse nuclear power plants, having possibly different types of fuels and the associated fuel cycle facilities can be assessed. The TR_EVOL module for economic assessments provides the Levelized Cost of Electricity making use of the TR_EVOL mass balance output and four main sources of economic information. Furthermore, uncertainties assessment can be also carried out by the code. A cross checking process of the performance of the code has been accomplished and it is shown in Chapter 4. The process has been applied in four stages according to the most important features of TR_EVOL. Thus, the first stage has involved the mass balance of the current Spanish nuclear fuel cycle. The second stage has been focused in the isotopic composition of the mass flow using the fuel cycle defined in the EU project CP-ESFR. The last two stages have been aimed to validate the economic module. In the third stage, the main three generation costs (financial cost, O&M and fuel cost) have been assessed and compared to those obtained by ARCAS project, omitting the back-end costs. This last cost has been evaluated alone in the fourth stage, making use of some unit cost and parameters obtained from the bibliography. In Chapter 5 two groups of nuclear fuel cycle options with relevant importance for Spain and Europe are analyzed in economic and resources terms. For the Spanish case, two groups of fuel cycle scenarios have been simulated including reprocessing strategies and life extension of the current reactor fleet. This analysis has been focused on exploring the advantages and disadvantages of spent fuel reprocessing in a country with relatively small amount of nuclear power plants. For the European group, four fuel cycle scenarios involving transmutation options have been addressed. Scenarios include the current fleet using Light Water Reactor technology and open fuel cycle, a full replacement of the initial fleet with Fast Reactors burning U-Pu MOX fuel and two fuel cycle scenarios with Minor Actinide transmutation in a fraction of the FR fleet or in dedicated Accelerator Driven Systems. Finally, Chapter 6 gives the main conclusions obtained from this thesis and the future work foreseen in the field of nuclear fuel cycle analysis.

Recent progress in research on tungsten materials for nuclear fusion applications in Europe

The current magnetic confinement nuclear fusion power reactor concepts going beyond ITER are based on assumptions about the availability of materials with extreme mechanical, heat, and neutron load capacity. In Europe, the development of such structural and armour materials together with the necessary production, machining, and fabrication technologies is pursued within the EFDA long-term fusion materials programme. This paper reviews the progress of work within the programme in the area of tungsten and tungsten alloys. Results, conclusions, and future projections are summarized for each of the programme´s main subtopics, which are: (1) fabrication, (2) structural W materials, (3) W armour materials, and (4) materials science and modelling. It gives a detailed overview of the latest results on materials research, fabrication processes, joining options, high heat flux testing, plasticity studies, modelling, and validation experiments.

Desarrollo de modelos 3D de los edificios de contención de la Central Nuclear de Almaraz y de la Central Nuclear de Trillo con el código GOTHIC 8.0

El análisis de los accidentes tipo LOCA o MSLB en una contención PWR-W normalmente se simulan con la opción de volúmenes de control con parámetros agrupados en GOTHIC, ya que es lo que hasta ahora se ha considerado adecuado para el análisis de licencia. Sin embargo, para el estudio de detalle del comportamiento termo-hidráulico de cada recinto de la contención, podría ser más adecuado contar con un modelo tridimensional que representase más fielmente la geometría de la contención. El objetivo de la primera fase del proyecto de investigación de CNAT y la UPM es la construcción de varios modelos tridimensionales detallados con el código GOTHIC 8.0 de los edificios de contención de una planta tipo PWR-W y KWU, correspondientes a la Central Nuclear de Almaraz (CNA) y Trillo (CNT) respectivamente.

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).

Japan´s energy future: Between a return to nuclear energy and a turn to renewables

After the triple disaster of 11 March 2011, Japan is at an energy crossroad. In the short and medium run it depends on fossil fuel imports to ensure its energy security, but the long term will be determined by the decisions taken at present. For Japan energy security is a national security challenge, as stated in its National Security Strategy. The article reviews the Japanese nuclear path, studies the factors shaping the Japanese electricity market and analyzes the current energy situation. Moreover, it also assesses the principles that have marked Japan’s energy policy and the two last Strategic Energy Plans -one prior to Fukushima and the other after it- before tackling the debate on the optimal future energy mix that Japan should adopt to meet its energy security trilemma, marked by its environmental commitment.

Política de ubicación de centrales nucleares

La cuestión nuclear, tradicionalmente tratada en su vertiente estrictamente tecnológica, tiene también importantes dimensiones de carácter no técnico que están resultando trascendentales en el proceso de aceptación e incorporación de esta tecnología a las estrategias energéticas de la humanidad. Por una parte, los llamados “usos pacíficos” del átomo arrastran el hándicap de haber nacido precedidos por los usos no pacíficos o bélicos con que esta energía se incorporó a nuestra civilización. Ambos usos alternativos permanecen inequívocamente vinculados no sólo a nivel simbólico, sino también en su escala tecnológica. Por otro lado, la energía nuclear fue promocionada en sus inicios como la gran panacea de la abundancia, impregnada de un halo salvador que intentaba borrar su ingrato y catastrófico nacimiento. Y así se presentó como la gran revolución tecnológica de nuestro siglo, de gran complejidad, perfección y sofisticación, haciéndola abordable sólo por unos pocos elegidos.

Elaboración de materiales didácticos para la asignatura de Ciencias para el mundo contemporáneo.

Seleccionado en la convocatoria: Licencias por estudios destinadas a funcionarios docentes no universitarios, Gobierno de Aragón 2009-10

El Acuerdo de Cooperación Regional para la Promoción de la Ciencia y la Tecnología Nucleares en América Latina y el Caribe "ARCAL" como estrategia de integración regional en América Latina, 2002 - 2007

Partiendo de la idea de que no todos los usos de la Energía Nuclear son bélicos, el análisis de un Acuerdo de vital trascendencia para Latinoamérica tal como lo es el El Acuerdo de Cooperación Regional Para la Promoción de la Ciencia y la Tecnología Nucleares en América Latina y el Caribe (ARCAL) , nos da una visión mas amplia no solo de cuáles son los usos pacíficos de la energía nuclear mas significativos a nivel mundial, sino a demás, de cómo son trascendentales para lograr un desarrollo social y sostenible que resulte en cierto grado de integración regional en América Latina, gracias a los lineamientos propios con los cuales fue creado el Acuerdo.

Análisis de la amenaza de Corea del Norte en la modificación de políticas de Seguridad y Defensa de Japón (2003-2013)

La presente investigación tiene como objetivo analizar cómo desde 2003 las acciones militares de Corea de Norte han modificado las políticas de Seguridad y Defensa del Estado japonés, llevándolo a aumentar su poder militar mediante el fortalecimiento de sus fuerzas de auto-defensa. A su vez, se estudiará cómo la amenaza norcoreana ha creado dentro del gobierno nipón la idea de un ejército ofensivo y la utilización de la energía nuclear con fines armamentistas, sin cambiar su objetivo pacifista para la solución de controversias. Se utilizarán las teorías constructivista y de los complejos regionales de seguridad con el fin de ver cómo se fue construyendo la amenaza que hoy representa Corea del Norte a la Seguridad de Japón, y entender las dinámicas en materia de seguridad que se dan entre los dos Estados mencionados.

La matèria per dins. L'elaboració. El dubte sistemàtic. 'La materia por dentro. La elaboración. La duda sistemática'.

Crédito de ciencias experimentales para alumnos de 12-16 años. Se pretende desarrollar la capacidad de imaginar modelos para explicar diferentes fenómenos, comprender las noticias referentes a la radioactividad y la energía nuclear, darse cuenta de la dificultad de emitir juicios con bases únicamente científicas, saber cuando un argumento tiene base científica, relacionar las propiedades de un material con su estructura. Los temas que se tratan son los siguientes: modelo discontinuo de la materia, radioactividad, estudio de sustancias formado por moléculas, estudio de sustancias iónicas, ácidos y bases. Propone una serie de actividades de aprendizaje, de evaluación y material de ayuda para el profesor.

Conocer el norte de la provincia de Burgos.

Desarrollado en el C. La Visitación de Nuestra Señora de Burgos con alumnos de Educación Secundaria tiene como objetivo conocer la zona norte de la Provincia de Burgos en sus aspectos geográfico, histórico, artístico, medios de vida, etc., con especial atención a la energía nuclear conociendo y visitando la central nuclear y localidades signficativas del norte de Burgos. Desarrollan la actividad en el aula y realizado visitas, trabajan en grupo profundizando sobre los temas y elaboran monográficos, sobre los lugares visitados, realizan sesiones de evaluación. La valoran como interesante desarrollando en los alumnos una actitud de seguir profundizando en el conocimiento de la Región. El trabajo no está publicado..

Con otros ojos : la no proliferación de armas nucleares.

Se trata el uso de la energía nuclear con otros fines que no sean los bélicos a partir de 1970 cuando entra en vigor el Tratado de no Proliferación de Armas Nucleares. Y en 1968, se crea la Agencia Internacional para la Energía Atómica, encargada de controlar los riesgos de desviación de esta energía para fines militares.

Europa y su labor política hacia el desarrollo económico.

Después de la segunda guerra mundial Europa estaba destrozada y se iniciaba la reconstruccion. Era un etapa larga y difícil, teniendo en cuenta que sus economías estaban destrozadas y que Estados Unidos y Japón eran países predominantes en el mercado económico internacional. La verdad es que en el momento de la paz muchos se preguntaban si realmente había valido la pena seis años de lucha, para encontrarse al final los europeos totalmente bloqueados por los dos colosos en disputa. Había pues que actuar y pronto en busca de una unidad de acción que hiciera posible una política de subsistencia económica. Y política. Pensar en otro tipo de hegemonía no hubiera resultado. Un primer antecedente en Europa es el Benelux, aunque solo arancelario, no económico. En 1952 se funda la CECA, comunidad económica del carbón y del acero, primer mercado común creado por seis países europeos. En 1958 se creó el EURATOM, segunda comunidad europea de la energía nuclear y en 1959 la CEE. Está claro que esta unión pretendidamente europea ha sido muy difícil y por ello, se han ido gestando uniones pequeñas porque las diferencias entre los seis países son importantes y es imposible en un principio. Habrá que ir poco a poco hasta conseguir esa unidad política y económica.

El subdesarrollo y sus problemas.

Después de la segunda guerra mundial Europa estaba destrozada y se iniciaba la reconstruccion. Era un etapa larga y difícil, teniendo en cuenta que sus economías estaban destrozadas y que Estados Unidos y Japón eran países predominantes en el mercado económico internacional. La verdad es que en el momento de la paz muchos se preguntaban si realmente había valido la pena seis años de lucha, para encontrarse al final los europeos totalmente bloqueados por los dos colosos en disputa. Había pues que actuar y pronto en busca de una unidad de acción que hiciera posible una política de subsistencia económica. Y política. Pensar en otro tipo de hegemonía no hubiera resultado. Un primer antecedente en Europa es el Benelux, aunque solo arancelario, no económico. En 1952 se funda la CECA, comunidad económica del carbón y del acero, primer mercado común creado por seis países europeos. En 1958 se creó el EURATOM, segunda comunidad europea de la energía nuclear y en 1959 la CEE. Está claro que esta unión pretendidamente europea ha sido muy difícil y por ello, se han ido gestando uniones pequeñas porque las diferencias entre los seis países son importantes y es imposible en un principio. Habrá que ir poco a poco hasta conseguir esa unidad política y económica.