1000 resultados para COMERCIO DEL COMBUSTIBLE - VENEZUELA - 2003-2009
Resumo:
Las cuestiones relacionadas con el transporte de residuos radiactivos de alta actividad (RAA) al previsto almacn temporal centralizado (ATC) en Villar de Caas (Cuenca) estn de actualidad, debido a la movilidad que se espera en un futuro prximo, el compromiso con el medio ambiente, la proteccin de las personas, as, como la normativa legal reguladora. En esta tesis se ha evaluado el impacto radiolgico asociado a este tipo de transportes mediante una nueva herramienta de procesamiento de datos, que puede ser de utilidad y servir como documentacin complementaria a la recogida en el marco legal del transporte. Adems puede facilitar el anlisis desde una perspectiva ms cientfica, para investigadores, responsables pblicos y tcnicos en general, que pueden utilizar dicha herramienta para simular distintos escenarios de transportes radiactivos basados nicamente en datos de los materiales de entrada y las rutas elegidas. As, conociendo el nivel de radiacin a un metro del transporte y eligiendo una ruta, obtendremos los impactos asociados, tales como las poblaciones afectadas, la dosis recibida por la persona ms expuesta, el impacto radiolgico global, las dosis a la poblacin en el trayecto y el posible detrimento de su salud. En Espaa se prev una larga ruta radiactiva de ms de 2.000 kilmetros, por la que el combustible nuclear gastado se transportar presumiblemente por carretera desde las centrales nucleares hasta el ATC, as como los residuos vitrificados procedentes del reprocesado del combustible de la central nuclear Vandellos I, que en la actualidad estn en Francia. Como conclusin ms importante, se observa que la emisin de radiaciones ionizantes procedentes del transporte de residuos radiactivos de alta actividad en Espaa, en operacin normal, no es significativa a la hora de generar efectos adversos en la salud humana y su impacto radiolgico puede considerarse despreciable. En caso de accidente, aunque la posibilidad del suceso es remota, las emisiones, no sern determinantes a la hora de generar efectos adversos en la salud humana. Issues related to the transport of high level radioactive wastes (HLW) to the new centralised temporary storage facility to be built in Villar de Caas (Cuenca) are attracting renewed attention due to the mobility expected in the near future for these materials, the commitment to the environment, the protection of persons and the legal regulatory standards. This study assesses the radiological impacts associated with this type of transport by means of a new dataprocessing tool, which may be of use and serve as documentation complementary to that included in the legal framework covering transport. Furthermore, it may facilitate analysis from a more scientific perspective for researchers, public servants and technicians in general, who may use the tool to simulate different radioactive transport scenarios based only on input materials data and the routes selected. Thus, by knowing the radiation level at a distance of one metre from the transport and selecting a route, it is possible to obtain the associated impacts, such as the affected populations, the dose received by the most exposed individual, the overall radiological impact and the doses to the public en route and the possible detriment to their health. In Spain a long radioactive route of more than 2,000 kilometres is expected, along which spent nuclear fuels will be transported foreseeably by road from the nuclear power plants to the CTS facility. The route will also be used for the vitrified wastes from fuel reprocessing of the fuel from Vandells I nuclear power plant, which are currently in France. In conclusion, it may be observed that the emission of ionising radiations from transport of high level radioactive wastes in Spain is insignificant, in normal operations, as regards the generation of adverse effects for human health, and that the radiological impact may be considered negligible. In the event of an accident, the possibility of which is remote, the emissions will not be also a very determining factor as regards adverse effects for human health.
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Se describen de forma panormica los pasos e hitos principales que comprende el plan de estabilizacin y recuperacin de la central de Fukushima-Daiichi, con los logros alcanzados hasta conseguir una refrigeracin estable y llegar a la parada fra de los reactores, mantener la refrigeracin de las piscinas, detener prcticamente por completo de las descargas radiactivas, gestionar y reutilizar cantidades enormes de agua contaminada, limpiar el emplazamiento y aislar la unidad 1. Tambin se presentan sucintamente las etapas previstas posteriormente hasta llegar al desmantelamiento de la central, pasando por la extraccin del combustible de las piscinas, y en una fase posterior mucho ms delicada, del material fundido de los ncleos de los reactores y el resto de materiales y residuos altamente radiactivos.
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Dentro de la Metrologa de los hidrocarburos lquidos (gasolinas, gasleos y querosenos), el instrumento que como patrn proporciona las mejores exactitudes es el medidor volumtrico de desplazamiento positivo (MDP). El MDP es un instrumento mecnico de medida basado en una cavidad de paredes deslizantes que mide el paso de una sucesin de cantidades discretas de volumen. El ciclo logstico de los combustibles lquidos requiere asegurar la trazabilidad y minimizar la incertidumbre de sus mediciones para garantizar la transferencia de custodia entre los propietarios del combustible y el operador logstico. Estas operaciones tienen gran incidencia econmica y fiscal; En los cargaderos, los MDP que miden la cantidad de hidrocarburo como volumen equivalente a 15 C deben calibrarse frecuentemente para verificar el error mximo legalmente permitido. Para ello, el MDP de cargadero se acopla en serie con un MDP patrn y se realiza la calibracin de aqul por comparacin con ste. Las lecturas del MDP patrn deben corregirse por temperatura, pero ni los fabricantes ni la literatura (normas o publicaciones) especifican cmo aplicar la correccin. En el presente trabajo, se propone un modelo semiemprico para caracterizar el sistema mecnico de medida del MDP. Uno de los parmetros del modelo coincide directamente con el coeficiente de temperatura del equipo y permite cuantificar la correccin a aplicar. El modelo se valida analizando estadsticamente los histricos de calibracin de un nmero suficientemente representativo de MDP patrn de un mismo tipo. El valor del parmetro correspondiente al coeficiente de temperatura se obtiene empricamente; ensayando, a tal efecto, dos MDP patrn de un mismo tipo a diferentes temperaturas.
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El frijol (Phaseolus vulgaris L.) es una leguminosa muy importante en la dieta diaria en Honduras, representa el segundo grano bsico en importancia nacional. En la Escuela Agrcola Panamericana se encuentra localizado el Banco de Germoplasma de frijol de Honduras, donde se conservan 497 accesiones. Para este estudio se han seleccionado 56 de esas accesiones, 30 de ellas denominadas Vaina Blanca, 20 con el nombre de Arbolito, cuatro Arbolito Vaina Blanca y dos Vaina Blanca Arbolito, lo cual representa el 11% de la coleccin. Para la identificacin y deteccin de homonimias en dicho material vegetal mediante marcadores moleculares, se han utilizado 12 microsatlites previamente descritos en P. vulgaris. Los resultados obtenidos muestran la existencia de una gran variabilidad en las 56 accesiones estudiadas. Se han detectado 48 genotipos diferentes, de manera que resulta imposible asignar un genotipo concreto tanto para el cultivar Vaina Blanca como para Arbolito.
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El artculo propone un ejemplo de arquitectura audiovisual, que apoye la hiptesis del valor de lo virtual frente a lo real. Un elemento intercambiable capaz de superar la seduccin que ofrece el mundo presencial, por el hecho de ser intransferible.
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De la cueva a la cabaa. Sobre lo estereotmico y lo tectnico en arquitectura
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Un escenario habitualmente considerado para el uso sostenible y prolongado de la energa nuclear contempla un parque de reactores rpidos refrigerados por metales lquidos (LMFR) dedicados al reciclado de Pu y la transmutacin de actnidos minoritarios (MA). Otra opcin es combinar dichos reactores con algunos sistemas subcrticos asistidos por acelerador (ADS), exclusivamente destinados a la eliminacin de MA. El diseo y licenciamiento de estos reactores innovadores requiere herramientas computacionales prcticas y precisas, que incorporen el conocimiento obtenido en la investigacin experimental de nuevas configuraciones de reactores, materiales y sistemas. A pesar de que se han construido y operado un cierto nmero de reactores rpidos a nivel mundial, la experiencia operacional es todava reducida y no todos los transitorios se han podido entender completamente. Por tanto, los anlisis de seguridad de nuevos LMFR estn basados fundamentalmente en mtodos deterministas, al contrario que las aproximaciones modernas para reactores de agua ligera (LWR), que se benefician tambin de los mtodos probabilistas. La aproximacin ms usada en los estudios de seguridad de LMFR es utilizar una variedad de cdigos, desarrollados a base de distintas teoras, en busca de soluciones integrales para los transitorios e incluyendo incertidumbres. En este marco, los nuevos cdigos para clculos de mejor estimacin ("best estimate") que no incluyen aproximaciones conservadoras, son de una importancia primordial para analizar estacionarios y transitorios en reactores rpidos. Esta tesis se centra en el desarrollo de un cdigo acoplado para realizar anlisis realistas en reactores rpidos crticos aplicando el mtodo de Monte Carlo. Hoy en da, dado el mayor potencial de recursos computacionales, los cdigos de transporte neutrnico por Monte Carlo se pueden usar de manera prctica para realizar clculos detallados de ncleos completos, incluso de elevada heterogeneidad material. Adems, los cdigos de Monte Carlo se toman normalmente como referencia para los cdigos deterministas de difusin en multigrupos en aplicaciones con reactores rpidos, porque usan secciones eficaces punto a punto, un modelo geomtrico exacto y tienen en cuenta intrnsecamente la dependencia angular de flujo. En esta tesis se presenta una metodologa de acoplamiento entre el conocido cdigo MCNP, que calcula la generacin de potencia en el reactor, y el cdigo de termohidrulica de subcanal COBRA-IV, que obtiene las distribuciones de temperatura y densidad en el sistema. COBRA-IV es un cdigo apropiado para aplicaciones en reactores rpidos ya que ha sido validado con resultados experimentales en haces de barras con sodio, incluyendo las correlaciones ms apropiadas para metales lquidos. En una primera fase de la tesis, ambos cdigos se han acoplado en estado estacionario utilizando un mtodo iterativo con intercambio de archivos externos. El principal problema en el acoplamiento neutrnico y termohidrulico en estacionario con cdigos de Monte Carlo es la manipulacin de las secciones eficaces para tener en cuenta el ensanchamiento Doppler cuando la temperatura del combustible aumenta. Entre todas las opciones disponibles, en esta tesis se ha escogido la aproximacin de pseudo materiales, y se ha comprobado que proporciona resultados aceptables en su aplicacin con reactores rpidos. Por otro lado, los cambios geomtricos originados por grandes gradientes de temperatura en el ncleo de reactores rpidos resultan importantes para la neutrnica como consecuencia del elevado recorrido libre medio del neutrn en estos sistemas. Por tanto, se ha desarrollado un mdulo adicional que simula la geometra del reactor en caliente y permite estimar la reactividad debido a la expansin del ncleo en un transitorio. ste mdulo calcula automticamente la longitud del combustible, el radio de la vaina, la separacin de los elementos de combustible y el radio de la placa soporte en funcin de la temperatura. ste efecto es muy relevante en transitorios sin insercin de bancos de parada. Tambin relacionado con los cambios geomtricos, se ha implementado una herramienta que, automatiza el movimiento de las barras de control en busca d la criticidad del reactor, o bien calcula el valor de insercin axial las barras de control. Una segunda fase en la plataforma de clculo que se ha desarrollado es la simulaci dinmica. Puesto que MCNP slo realiza clculos estacionarios para sistemas crticos o supercrticos, la solucin ms directa que se propone sin modificar el cdigo fuente de MCNP es usar la aproximacin de factorizacin de flujo, que resuelve por separado la forma del flujo y la amplitud. En este caso se han estudiado en profundidad dos aproximaciones: adiabtica y quasiesttica. El mtodo adiabtico usa un esquema de acoplamiento que alterna en el tiempo los clculos neutrnicos y termohidrulicos. MCNP calcula el modo fundamental de la distribucin de neutrones y la reactividad al final de cada paso de tiempo, y COBRA-IV calcula las propiedades trmicas en el punto intermedio de los pasos de tiempo. La evolucin de la amplitud de flujo se calcula resolviendo las ecuaciones de cintica puntual. Este mtodo calcula la reactividad esttica en cada paso de tiempo que, en general, difiere de la reactividad dinmica que se obtendra con la distribucin de flujo exacta y dependiente de tiempo. No obstante, para entornos no excesivamente alejados de la criticidad ambas reactividades son similares y el mtodo conduce a resultados prcticos aceptables. Siguiendo esta lnea, se ha desarrollado despus un mtodo mejorado para intentar tener en cuenta el efecto de la fuente de neutrones retardados en la evolucin de la forma del flujo durante el transitorio. El esquema consiste en realizar un clculo cuasiestacionario por cada paso de tiempo con MCNP. La simulacin cuasiestacionaria se basa EN la aproximacin de fuente constante de neutrones retardados, y consiste en dar un determinado peso o importancia a cada ciclo computacial del clculo de criticidad con MCNP para la estimacin del flujo final. Ambos mtodos se han verificado tomando como referencia los resultados del cdigo de difusin COBAYA3 frente a un ejercicio comn y suficientemente significativo. Finalmente, con objeto de demostrar la posibilidad de uso prctico del cdigo, se ha simulado un transitorio en el concepto de reactor crtico en fase de diseo MYRRHA/FASTEF, de 100 MW de potencia trmica y refrigerado por plomo-bismuto. ABSTRACT Long term sustainable nuclear energy scenarios envisage a fleet of Liquid Metal Fast Reactors (LMFR) for the Pu recycling and minor actinides (MAs) transmutation or combined with some accelerator driven systems (ADS) just for MAs elimination. Design and licensing of these innovative reactor concepts require accurate computational tools, implementing the knowledge obtained in experimental research for new reactor configurations, materials and associated systems. Although a number of fast reactor systems have already been built, the operational experience is still reduced, especially for lead reactors, and not all the transients are fully understood. The safety analysis approach for LMFR is therefore based only on deterministic methods, different from modern approach for Light Water Reactors (LWR) which also benefit from probabilistic methods. Usually, the approach adopted in LMFR safety assessments is to employ a variety of codes, somewhat different for the each other, to analyze transients looking for a comprehensive solution and including uncertainties. In this frame, new best estimate simulation codes are of prime importance in order to analyze fast reactors steady state and transients. This thesis is focused on the development of a coupled code system for best estimate analysis in fast critical reactor. Currently due to the increase in the computational resources, Monte Carlo methods for neutrons transport can be used for detailed full core calculations. Furthermore, Monte Carlo codes are usually taken as reference for deterministic diffusion multigroups codes in fast reactors applications because they employ point-wise cross sections in an exact geometry model and intrinsically account for directional dependence of the ux. The coupling methodology presented here uses MCNP to calculate the power deposition within the reactor. The subchannel code COBRA-IV calculates the temperature and density distribution within the reactor. COBRA-IV is suitable for fast reactors applications because it has been validated against experimental results in sodium rod bundles. The proper correlations for liquid metal applications have been added to the thermal-hydraulics program. Both codes are coupled at steady state using an iterative method and external files exchange. The main issue in the Monte Carlo/thermal-hydraulics steady state coupling is the cross section handling to take into account Doppler broadening when temperature rises. Among every available options, the pseudo materials approach has been chosen in this thesis. This approach obtains reasonable results in fast reactor applications. Furthermore, geometrical changes caused by large temperature gradients in the core, are of major importance in fast reactor due to the large neutron mean free path. An additional module has therefore been included in order to simulate the reactor geometry in hot state or to estimate the reactivity due to core expansion in a transient. The module automatically calculates the fuel length, cladding radius, fuel assembly pitch and diagrid radius with the temperature. This effect will be crucial in some unprotected transients. Also related to geometrical changes, an automatic control rod movement feature has been implemented in order to achieve a just critical reactor or to calculate control rod worth. A step forward in the coupling platform is the dynamic simulation. Since MCNP performs only steady state calculations for critical systems, the more straight forward option without modifying MCNP source code, is to use the flux factorization approach solving separately the flux shape and amplitude. In this thesis two options have been studied to tackle time dependent neutronic simulations using a Monte Carlo code: adiabatic and quasistatic methods. The adiabatic methods uses a staggered time coupling scheme for the time advance of neutronics and the thermal-hydraulics calculations. MCNP computes the fundamental mode of the neutron flux distribution and the reactivity at the end of each time step and COBRA-IV the thermal properties at half of the the time steps. To calculate the flux amplitude evolution a solver of the point kinetics equations is used. This method calculates the static reactivity in each time step that in general is different from the dynamic reactivity calculated with the exact flux distribution. Nevertheless, for close to critical situations, both reactivities are similar and the method leads to acceptable practical results. In this line, an improved method as an attempt to take into account the effect of delayed neutron source in the transient flux shape evolutions is developed. The scheme performs a quasistationary calculation per time step with MCNP. This quasistationary simulations is based con the constant delayed source approach, taking into account the importance of each criticality cycle in the final flux estimation. Both adiabatic and quasistatic methods have been verified against the diffusion code COBAYA3, using a theoretical kinetic exercise. Finally, a transient in a critical 100 MWth lead-bismuth-eutectic reactor concept is analyzed using the adiabatic method as an application example in a real system.
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La ebullicin en pelcula es el mecanismo de transferencia de calor bsico que acopla trmicamente un lquido y una superficie caliente cuando existe una gran diferencia de temperatura entre ambos. El conocimiento preciso del comportamiento de este mecanismo trmico en torno a esferas es necesario para el anlisis de seguridad de escenarios industriales en los que exista contacto entre un lquido y un material fundido fragmentado, generalmente en piezas esferoidales, y resulta esencial para garantizar la seguridad de los reactores nucleares ante escenarios accidentales de muy baja probabilidad, pero de gran severidad, en los que se postule la rotura en guillotina del circuito de refrigeracin del reactor simultnea al fallo total activo del sistema de refrigeracin de emergencia del ncleo. En tal hipottico escenario, se producira la fusin del combustible en el plazo de algunas horas, con dispersin y relocalizacin de fragmentos slidos esferoidales a muy alta temperatura. Para hacer frente a este escenario se precisa desarrollar procedimientos automticos y manuales de operacin de emergencia, resultando imprescindible disponer de modelos trmicos confiables, con un calificado soporte experimental, que permitan analizar de forma realista la refrigeracin por ebullicin en pelcula, en modo ebullicin en piscina, de las geometras esferoidales slidas resultantes. En el presente trabajo UNET-UPM abordan la verificacin de las correlaciones ms conocidas para ebullicin en pelcula en piscina en torno a esferas, mediante la comparacin de las mismas con los resultados experimentales obtenidos por Liu-Theofanous. Algunos de los aspectos resaltantes son la limitada aplicabilidad de la correlacin emprica de Frederking-Clark, el buen ajuste que muestran las correlaciones de Tou- Tso y de Grigoriew frente a los datos experimentales usados, y las deficiencias que muestran las correlaciones que toman en cuenta el subenfriamiento del lquido, sobre todo a altos niveles de subenfriamiento. En una futura segunda fase de esta investigacin, de tipo analtica-numrica-experimental, se abordar en el desarrollo de nuevas correlaciones semi-empricas, de mejor ajuste, que permitan una mejor capacidad predictiva en los modelos.
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Durante el desarrollo de un accidente severo en un reactor PWR, se pueden generar grandes cantidades de hidrgeno por la oxidacin de los metales presentes en el ncleo, principalmente el zirconio de las vainas del combustible. Este hidrgeno, junto con vapor y otros gases, puede ser liberado a la atmsfera de la contencin por una fuga o rotura en el circuito primario y alcanzar condiciones en las que pueda darse combustin. La combustin provoca cargas trmicas y de presin que pueden daar los sistemas de seguridad y la integridad del edificio de contencin, ltima barrera de confinamiento de los materiales radiactivos. La principal condicin que define las caractersticas de la combustin es la concentracin de especies, por lo que el conocimiento detallado de la distribucin de hidrgeno resulta muy importante para predecir correctamente los posibles daos en la contencin en el caso de que se produjera combustin.
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El sistema de energa elica-diesel hbrido tiene un gran potencial en la prestacin de suministro de energa a comunidades remotas. En comparacin con los sistemas tradicionales de diesel, las plantas de energa hbridas ofrecen grandes ventajas tales como el suministro de capacidad de energa extra para "microgrids", reduccin de los contaminantes y emisiones de gases de efecto invernadero, y la cobertura del riesgo de aumento inesperado del precio del combustible. El principal objetivo de la presente tesis es proporcionar nuevos conocimientos para la evaluacin y optimizacin de los sistemas de energa hbrido elico-diesel considerando las incertidumbres. Dado que la energa elica es una variable estocstica, sta no puede ser controlada ni predecirse con exactitud. La naturaleza incierta del viento como fuente de energa produce serios problemas tanto para la operacin como para la evaluacin del valor del sistema de energa elica-diesel hbrido. Por un lado, la regulacin de la potencia inyectada desde las turbinas de viento es una difcil tarea cuando opera el sistema hbrido. Por otro lado, el bene.cio econmico de un sistema elico-diesel hbrido se logra directamente a travs de la energa entregada a la red de alimentacin de la energa elica. Consecuentemente, la incertidumbre de los recursos elicos incrementa la dificultad de estimar los beneficios globales en la etapa de planificacin. La principal preocupacin del modelo tradicional determinista es no tener en cuenta la incertidumbre futura a la hora de tomar la decisin de operacin. Con lo cual, no se prev las acciones operativas flexibles en respuesta a los escenarios futuros. El anlisis del rendimiento y simulacin por ordenador en el Proyecto Elico San Cristbal demuestra que la incertidumbre sobre la energa elica, las estrategias de control, almacenamiento de energa, y la curva de potencia de aerogeneradores tienen un impacto significativo sobre el rendimiento del sistema. En la presente tesis, se analiza la relacin entre la teora de valoracin de opciones y el proceso de toma de decisiones. La opcin real se desarrolla con un modelo y se presenta a travs de ejemplos prcticos para evaluar el valor de los sistemas de energa elica-diesel hbridos. Los resultados muestran que las opciones operacionales pueden aportar un valor adicional para el sistema de energa hbrida, cuando esta flexibilidad operativa se utiliza correctamente. Este marco se puede aplicar en la optimizacin de la operacin a corto plazo teniendo en cuenta la naturaleza dependiente de la trayectoria de la poltica ptima de despacho, dadas las plausibles futuras realizaciones de la produccin de energa elica. En comparacin con los mtodos de valoracin y optimizacin existentes, el resultado del caso de estudio numrico muestra que la poltica de operacin resultante del modelo de optimizacin propuesto presenta una notable actuacin en la reduccin del con- sumo total de combustible del sistema elico-diesel. Con el .n de tomar decisiones ptimas, los operadores de plantas de energa y los gestores de stas no deben centrarse slo en el resultado directo de cada accin operativa, tampoco deberan tomar decisiones deterministas. La forma correcta es gestionar dinmicamente el sistema de energa teniendo en cuenta el valor futuro condicionado en cada opcin frente a la incertidumbre. ABSTRACT Hybrid wind-diesel power systems have a great potential in providing energy supply to remote communities. Compared with the traditional diesel systems, hybrid power plants are providing many advantages such as providing extra energy capacity to the micro-grid, reducing pollution and greenhouse-gas emissions, and hedging the risk of unexpected fuel price increases. This dissertation aims at providing novel insights for assessing and optimizing hybrid wind-diesel power systems considering the related uncertainties. Since wind power can neither be controlled nor accurately predicted, the energy harvested from a wind turbine may be considered a stochastic variable. This uncertain nature of wind energy source results in serious problems for both the operation and value assessment of the hybrid wind-diesel power system. On the one hand, regulating the uncertain power injected from wind turbines is a difficult task when operating the hybrid system. On the other hand, the economic profit of a hybrid wind-diesel system is achieved directly through the energy delivered to the power grid from the wind energy. Therefore, the uncertainty of wind resources has increased the difficulty in estimating the total benefits in the planning stage. The main concern of the traditional deterministic model is that it does not consider the future uncertainty when making the dispatch decision. Thus, it does not provide flexible operational actions in response to the uncertain future scenarios. Performance analysis and computer simulation on the San Cristobal Wind Project demonstrate that the wind power uncertainty, control strategies, energy storage, and the wind turbine power curve have a significant impact on the performance of the system. In this dissertation, the relationship between option pricing theory and decision making process is discussed. A real option model is developed and presented through practical examples for assessing the value of hybrid wind-diesel power systems. Results show that operational options can provide additional value to the hybrid power system when this operational flexibility is correctly utilized. This framework can be applied in optimizing short term dispatch decisions considering the path-dependent nature of the optimal dispatch policy, given the plausible future realizations of the wind power production. Comparing with the existing valuation and optimization methods, result from numerical example shows that the dispatch policy resulting from the proposed optimization model exhibits a remarkable performance in minimizing the total fuel consumption of the wind-diesel system. In order to make optimal decisions, power plant operators and managers should not just focus on the direct outcome of each operational action; neither should they make deterministic decisions. The correct way is to dynamically manage the power system by taking into consideration the conditional future value in each option in response to the uncertainty.
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La categora de incivilidades aparece en el campo de estudios sobre violencia y conflictividad escolar en el marco de una bsqueda activa por parte de las Ciencias Sociales de conceptualizaciones acerca de la violencia capaces de contemplar determinados fenmenos que exceden la asociacin clsica entre violencia y agresin fsica. En Argentina algunos trabajos, tanto de corte cualitativo como cuantitativo, han recurrido a este concepto. Sin embargo su utilizacin es controvertida en algunos aspectos. En esta comunicacin expongo la potencialidad que encuentro en cierto uso del mismo para la investigacin cualitativa. Para ello recurro a dos "incidentes crticos" en la dinmica de dos establecimientos educativos y los analizo a partir de aportes del enfoque dramatrgico de Erving Goffman y de tradiciones terico-metodolgicas afines a ste. Asimismo advertir acerca del riesgo a que un uso poco cauto de este concepto puede conducir: referir especficamente a lo que ha sido denominado transcripcin mecnica del discurso nativo (Noel 2009).
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Edited by Juan M. Garro.
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"200/2007"
