Desarrollo de morteros ligeros base cemento portland con propiedades térmicas optimizadas mediante la incorporación de un micro co-polímero.

Tesis (Maestría en Ciencias con especialidad en Materiales de Construcción) UANL, 2014.

Evaluación de las propiedades térmicas de las rocas de la zona noroccidental del Volcán Nevado del Ruiz e impactos ambientales asociados a proyectos geotérmicos

Esta investigación tuvo como objetivo realizar una evaluación preliminar del potencial geo-térmico de la zona norte y noroccidental del Volcán Nevado del Ruiz (VNR), mediante la medición de la conductividad térmica y la capacidad calorífica de muestras de roca, e identificar los principales impactos ambientales asociados al aprovechamiento de los re-cursos geotérmicos en zonas volcánicas. El VNR es un estratovolcán activo, ubicado en el Parque Nacional Natural Los Nevadas, en los límites entre los departamentos de Caldas y Tolima. La explotación de los recursos geotérmicos en esta área podría suplir las necesi-dades energéticas locales, particularmente para la agricultura basada principalmente en el cultivo de café. La conductividad térmica y la capacidad calorífica fueron determinadas en 62 muestras de roca colectadas en la zona norte y noroccidental del VNR durante una salida de campo realizada en noviembre del 2014; la conductividad térmica fue medida utilizando una son-da de aguja, y la capacidad calorífica fue estimada de acuerdo con el tipo de roca. Estos datos, junto con el flujo de calor, se utilizaron para estimar la temperatura a profundidad y posteriormente calcular el potencial geotérmico a lo largo de un perfil geológico inferido trazado en el área del estudio. Los impactos ambientales fueron identificados a partir de una revisión bibliográfica que permitió seleccionar tres centrales geotérmicas en opera-ción ubicadas en zonas volcánicas, similar a la futura central geotérmica planeada en el área del VNR, para las cuales algunos impactos habían sido caracterizados.

Modelación de la carburización y temple en aceros [por] Manuel Guillermo Palafox Martínez

Tesis (Maestría en Ciencias de la Ingeniería Mecánica con Especialidad en Materiales) - U.A.N.L, 1996

Modelación de la transferencia de calor en una aleación Al-Si tipo 319 [por] Jesús Talamantes Silva

Tesis (Maestría en Ciencias de la Ingeniería Mecánica con Especialidad en Materiales) U.A.N.L.

Caracterización microestructural y superficial de aceros laminados en caliente y en frío

Tesis (Maestro en Ciencias de la Ingeniería Mecánica con Especialidad en Materiales) U.A.N.L.

Propiedades mecánicas en aceros de bajo Carbono laminados en frío

Tesis ( Maestro en Ciencias de la Ingeniería Mecánica con Especialidad en Materiales) U.A.N.L.

Conocer los materiales : ideas y actividades para el estudio de la Física, Química y Tecnología en la Educación Secundaria.

Se presenta una recopilación de actividades sobre los materiales, dirigidas al alumnado y al profesorado del área de Ciencias de la Naturaleza y Tecnología de Educación Secundaria Obligatoria. Tras unas recomendaciones metodológicas se presentan actividades introductorias y de caracter general sobre la historia y el uso de los materiales. Las actividades se estructuran en seis bloques en los que se analizan las propiedades térmicas, eléctricas, químicas y de luz y color de sólidos, líquidos y gases. El último bloque se dedica al estudio monográfico de los metales, presentando actividades con materiales de construcción, y de los plásticos.

Monte Carlo Neutronics and Thermal-hydraulics coupling applied to Fast Reactors

Un escenario habitualmente considerado para el uso sostenible y prolongado de la energía nuclear contempla un parque de reactores rápidos refrigerados por metales líquidos (LMFR) dedicados al reciclado de Pu y la transmutación de actínidos minoritarios (MA). Otra opción es combinar dichos reactores con algunos sistemas subcríticos asistidos por acelerador (ADS), exclusivamente destinados a la eliminación de MA. El diseño y licenciamiento de estos reactores innovadores requiere herramientas computacionales prácticas y precisas, que incorporen el conocimiento obtenido en la investigación experimental de nuevas configuraciones de reactores, materiales y sistemas. A pesar de que se han construido y operado un cierto número de reactores rápidos a nivel mundial, la experiencia operacional es todavía reducida y no todos los transitorios se han podido entender completamente. Por tanto, los análisis de seguridad de nuevos LMFR están basados fundamentalmente en métodos deterministas, al contrario que las aproximaciones modernas para reactores de agua ligera (LWR), que se benefician también de los métodos probabilistas. La aproximación más usada en los estudios de seguridad de LMFR es utilizar una variedad de códigos, desarrollados a base de distintas teorías, en busca de soluciones integrales para los transitorios e incluyendo incertidumbres. En este marco, los nuevos códigos para cálculos de mejor estimación ("best estimate") que no incluyen aproximaciones conservadoras, son de una importancia primordial para analizar estacionarios y transitorios en reactores rápidos. Esta tesis se centra en el desarrollo de un código acoplado para realizar análisis realistas en reactores rápidos críticos aplicando el método de Monte Carlo. Hoy en día, dado el mayor potencial de recursos computacionales, los códigos de transporte neutrónico por Monte Carlo se pueden usar de manera práctica para realizar cálculos detallados de núcleos completos, incluso de elevada heterogeneidad material. Además, los códigos de Monte Carlo se toman normalmente como referencia para los códigos deterministas de difusión en multigrupos en aplicaciones con reactores rápidos, porque usan secciones eficaces punto a punto, un modelo geométrico exacto y tienen en cuenta intrínsecamente la dependencia angular de flujo. En esta tesis se presenta una metodología de acoplamiento entre el conocido código MCNP, que calcula la generación de potencia en el reactor, y el código de termohidráulica de subcanal COBRA-IV, que obtiene las distribuciones de temperatura y densidad en el sistema. COBRA-IV es un código apropiado para aplicaciones en reactores rápidos ya que ha sido validado con resultados experimentales en haces de barras con sodio, incluyendo las correlaciones más apropiadas para metales líquidos. En una primera fase de la tesis, ambos códigos se han acoplado en estado estacionario utilizando un método iterativo con intercambio de archivos externos. El principal problema en el acoplamiento neutrónico y termohidráulico en estacionario con códigos de Monte Carlo es la manipulación 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 aproximación de pseudo materiales, y se ha comprobado que proporciona resultados aceptables en su aplicación con reactores rápidos. Por otro lado, los cambios geométricos originados por grandes gradientes de temperatura en el núcleo de reactores rápidos resultan importantes para la neutrónica como consecuencia del elevado recorrido libre medio del neutrón en estos sistemas. Por tanto, se ha desarrollado un módulo adicional que simula la geometría del reactor en caliente y permite estimar la reactividad debido a la expansión del núcleo en un transitorio. éste módulo calcula automáticamente la longitud del combustible, el radio de la vaina, la separación de los elementos de combustible y el radio de la placa soporte en función de la temperatura. éste efecto es muy relevante en transitorios sin inserción de bancos de parada. También relacionado con los cambios geométricos, 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 inserción axial las barras de control. Una segunda fase en la plataforma de cálculo que se ha desarrollado es la simulació dinámica. Puesto que MCNP sólo realiza cálculos estacionarios para sistemas críticos o supercríticos, la solución más directa que se propone sin modificar el código fuente de MCNP es usar la aproximación de factorización de flujo, que resuelve por separado la forma del flujo y la amplitud. En este caso se han estudiado en profundidad dos aproximaciones: adiabática y quasiestática. El método adiabático usa un esquema de acoplamiento que alterna en el tiempo los cálculos neutrónicos y termohidráulicos. MCNP calcula el modo fundamental de la distribución de neutrones y la reactividad al final de cada paso de tiempo, y COBRA-IV calcula las propiedades térmicas en el punto intermedio de los pasos de tiempo. La evolución de la amplitud de flujo se calcula resolviendo las ecuaciones de cinética puntual. Este método calcula la reactividad estática en cada paso de tiempo que, en general, difiere de la reactividad dinámica que se obtendría con la distribución de flujo exacta y dependiente de tiempo. No obstante, para entornos no excesivamente alejados de la criticidad ambas reactividades son similares y el método conduce a resultados prácticos aceptables. Siguiendo esta línea, se ha desarrollado después un método mejorado para intentar tener en cuenta el efecto de la fuente de neutrones retardados en la evolución de la forma del flujo durante el transitorio. El esquema consiste en realizar un cálculo cuasiestacionario por cada paso de tiempo con MCNP. La simulación cuasiestacionaria se basa EN la aproximación de fuente constante de neutrones retardados, y consiste en dar un determinado peso o importancia a cada ciclo computacial del cálculo de criticidad con MCNP para la estimación del flujo final. Ambos métodos se han verificado tomando como referencia los resultados del código de difusión COBAYA3 frente a un ejercicio común y suficientemente significativo. Finalmente, con objeto de demostrar la posibilidad de uso práctico del código, se ha simulado un transitorio en el concepto de reactor crítico en fase de diseño MYRRHA/FASTEF, de 100 MW de potencia térmica 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.

Optimization of Organic-Inorganic Inter-phase in Hybrid Systems Based on Waterborne Polyurethanes and Silica Nanostructures

215 p.

Nanocomposites de Poliuretanos Elastoméricos y Nanotubos de Carbono Multipared

218p. -- Tesis con mención "Doctor europeus" realizada en el periodo de Octubre 2005-Mayo 2010, en el Grupo "Materiales+Tecnologías" (GMT).

Estrategias para una VENTANA eficaz: Forma geométrica del HUECO - Diseño de la VENTANA-UH

V.1. 219 p.; V. 2. 589 p.

Cuadernos de Física : V Física Térmica. VI Teoría Electromagnética.

Este cuaderno, engloba dos tomos; el primero de ellos se corresponde con el quinto de la serie y desarrolla el tema de la Física Térmica a lo largo de siete lecciones: Introducción a la termodinámica, Propiedades térmicas de la materia, Ecuaciones de estado, Primer y segundo principio de la termodinámica, Transiciones de fase y fenómenos de transferencia de calor. El segundo tomo se corresponde con el sexto de la serie y desarrolla el tema de la Teoría Electromagnética a lo largo de otras siete lecciones: Campo y potencial electrostático en el vacío, Estudio de conductores en equilibrio, Estudio de medios dieléctricos, Corrientes eléctricas estacionarias, Campo magnético estático, Inducción electromagnética y Circuitos de corriente alterna. Tras una breve introducción, el autor explica los conceptos, principios y teorías de cada tema, utilizando ejemplos aclaratorios en los casos oportunos.

Modelización por métodos numéricos de la degradación térmica de un elemento estructural de madera en situación de incendio

La cuantificación de la reducción de las propiedades resistentes y de la sección de un elemento estructural en situación de incendio es fundamental de cara a garantizar la estabilidad estructural en situación de incendio. Existen investigaciones que tratan de determinar la variación de las propiedades térmicas y mecánicas de la madera sometida a cargas térmicas, y la reducción de sección transversal de un elemento estructural de madera. La normativa europea en materia de construcción con madera, el Eurocódigo 5, propone unas simplificaciones para determinar la sección residual de un elemento estructural de madera en situación de incendio. Los objetivos de este trabajo comprenden una revisión de algunos trabajos realizados en el campo de la variación en función de la temperatura de las propiedades térmicas de la madera (calor específico, densidad y conductividad térmica), y la construcción con los distintos valores propuestos de varios modelos de elementos finitos que se someterán a cargas térmicas definidas por la curva ISO 834-1. Los resultados se compararán con un modelo construido con los valores que el Eurocódigo propone y con un ensayo experimental. Como resultado final, se propone finalmente un modelo de elementos finitos que emule el comportamiento del ensayo experimental. The quantification of the decrease of strength properties and section of a structural element in a fire situation is critical in order to guarantee the structural stability in such a fire event. There are some researches in literature trying to find the variation of thermal and mechanical properties of wood subjected to thermal loads, and the decrease of cross section of a wooden structural element. The European legislation on timber construction, Eurocode 5, proposes a simplification to determine the residual section of a wooden structural element in a fire situation. This paper objectives consist in a review of some researches in the field of variations, depending on the temperature, of the thermal properties of wood (specific heat, density and thermal conductivity); and in the construction of a few finite element models of timber structural elements affected by thermal loads according to ISO 834-1. The results were compared with a model based in Eurocode 5 and with an experimental test. As final result, at last, we propose a finite element model that simulates the behavior of the experimental tested element.

Modelización y simulación numérica de sistemas geotérmicos planos

En el presente proyecto se estudiará la conveniencia de utilizar simulación numérica para evaluar, diseñar y mejorar el diseño de instalaciones geotérmicas planas. Para ello, se modelizará el conjunto de terreno y sistema geotérmico mediante el acoplamiento de un modelo tridimensional (terreno) y un modelo unidimensional, formado por la red de tubería geotérmica, que estará dispuesta en un plano cuya orientación dependerá de las aplicaciones. Para la simulación numérica se utilizará un software de análisis y resolución por elementos finitos tipo comercial. Finalmente, se definirán unos parámetros geométricos de diseño y, teniendo en cuenta las propiedades térmicas de cada material, se realizarán estudios paramétricos para determinar la influencia de cada grupo de parámetros. Ello requerirá la realización de cientos de simulaciones numéricas que permitirán optimizar el rendimiento de sistemas geotérmicos planos tanto horizontales (soleras), como verticales (muros pantalla). ABSTRACT In this project it is going to be studied the convenience of numerical simulation as to evaluate, design and improve the design of geothermal planar installations. With this purpose, the terrain and the geothermal system will be modeled by coupling a three-dimensional model (terrain) and a one-dimensional model formed by the geothermal piping network disposed in a plane with an orientation which will depend on the applications. For the numerical simulation commercial software of analyzing and resolving by finite elements will be used. Finally, geometric design parameters will be defined, and taking into account the thermal properties of each material, parametric studies will be performed to determine the influence of each group of parameters. This will require the completion of hundreds of numerical simulations which will enhance the performance of both horizontal (slabs) and vertical (diaphragm walls) geothermal systems.

Esfuerzos inducidos en presas, arco-gravedad en operación por la acción térmica medioambiental : una aportación a su análisis y evaluación

Cyclic fluctuations of the atmospheric temperature on the dam site, of the water temperature in the reservoir and of the intensity of solar radiation on the faces of the dam cause significant stresses in the body of concrete dams. These stresses can be evaluated first by introducing in analysis models a linear temperature distribution statically equivalent to the real temperature distribution in the dam; the stress valúes obtained from this first step must be complemented (especially in the área of dam faces) with the stress valúes resuiting from the difference between the real temperature law and the linear law at each node. In the case of arch gravity dams, and because of their characteristics of arch dam featuring a thick section, both types of temperature-induced stresses are of similar importance. Thermal stress valúes are directly linked to a series of factors: atmospheric and water temperature and intensity of solar radiation at dam site, site latitude, azimuth of the dam, as well as geometrical characteristics of the dam and thermal properties of concrete. This thesis first presents a complete study of the physical phenomenon of heat exchange between the environment and the dam itself, and establishes the participation scheme of all parameters involved in the problem considered. A detailed documental review of available methods and techniques is then carried out both for the estimation of environmental thermal loads and for the evaluation of the stresses induced by these loads. Variation ranges are also established for the main parameters. The definition of the geometrical parameters of the dam is provided based on the description of a wide set of arch gravity dams built in Spain and abroad. As a practical reference of the parameters defining the thermal action of the environment, a set of zones, in which thermal parameters reach homogeneous valúes, was established for Spain. The mean valué and variation range of atmospheric temperature were then determined for each zone, based on a series of historical valúes. Summer and winter temperature increases caused by solar radiation were also defined for each zone. Since the hypothesis of thermal stratification in the reservoir has been considered, máximum and mínimum temperature valúes reached at the bottom of the reservoir were determined for each climatic zone, as well as the law of temperature variation in function of depth. Various dam-and-foundation configurations were analysed by means of finite element 3D models, in which the dam and foundation were each submitted to different load combinations. The seasonal thermal behaviour of sections of variable thickness was analysed through the application of numerical techniques to one-dimensional models. Contrasting the results of both analyses led to conclusions on the influence of environmental thermal action on the stress conditions of the structure. Las oscilaciones periódicas de la temperatura ambiente en el emplazamiento y de la temperatura del agua en el embalse, así como de la incidencia de la radiación solar sobre los paramentos de la presa, son causa de tensiones importantes en el cuerpo de las presas de hormigón. Estas tensiones pueden ser evaluadas en primer lugar introduciendo en los modelos tridimensionales de análisis, distribuciones lineales de temperatura estáticamente equivalentes a las correspondientes distribuciones reales en el cuerpo de la presa; las tensiones así obtenidas han de complementarse (sobre todo en las cercanías de los paramentos) con tensiones cuyo origen está en la temperatura diferencia entre la ley real y la lineal en cada punto. En el caso de las presas arco-gravedad y en razón de su doble característica de presas arco y de sección gruesa, ambas componentes de la tensión inducida por la temperatura son de magnitud similar. Los valores de estas tensiones de origen térmico están directamente relacionados con la temperatura del emplazamiento y del embalse, con la intensidad de la insolación, con la latitud y el azimut de la presa, con las características geométricas de la estructura y con las propiedades térmicas del hormigón. En esta tesis se realiza, en primer lugar, un estudio completo del fenómeno físico del intercambio de calor entre el medio ambiente y el cuerpo de la presa, estableciendo el mecanismo de participación de todos los parámetros que configuran el problema. En segundo lugar se realiza a cabo una revisión documental detallada de los métodos y técnicas utilizables tanto en la estimación de las cargas térmicas ambientales como en la evaluación de las tensiones inducidas por dichas cargas. En tercer lugar se establecen rangos de variación para los principales parámetros que configuran el problema. Los parámetros geométricos de la presa se definen a partir de la descripción de un amplio conjunto de presas arco-gravedad tanto españolas como del resto del mundo. Como referencia práctica de los parámetros que definen la acción térmica ambiental se establecen en España un conjunto de zonas caracterizadas por que, en cada una de ellas, los parámetros térmicos alcanzan valores homogéneos. Así, y en base a series de valores históricos, se establecen la media y la amplitud de la variación anual de la temperatura ambiental en cada una de las zonas. Igualmente, se han definido para cada zona los incrementos de temperatura que, en invierno y en verano, produce la insolación. En relación con el agua del embalse y en la hipótesis de estratificación térmica de este, se han definido los valores, aplicables en cada una de las zonas, de las temperaturas máxima y mínima en el fondo así como la ley de variación de la temperatura con la profundidad. Utilizando modelos tridimensionales de elementos finitos se analizan diferentes configuraciones de la presa y la cimentación sometidas, cada una de ellas, a diferentes combinaciones de carga. Aplicando técnicas numéricas a modelos unidimensionales se analiza el comportamiento térmico temporal de secciones de espesor variable. Considerando conjuntamente los resultados de los análisis anteriores se obtienen conclusiones parametrizadas de detalle sobre la influencia que tiene en el estado tensional de la estructura la consideración de la acción térmica ambiental.