Diseño del blindaje de una sala de radiografía.

[ES]Este trabajo trata sobre el diseño del blindaje de una sala de rayos X. Concretamente se ha centrado en el procedimiento para diseñar el blindaje de una sala de radiografías del tórax. Para ello, se ha tomado como punto de partida una posible sala de radiografía de un centro sanitario y se le han aplicado a este caso las pautas que se deben seguir a la hora de hacer estos cálculos con el objetivo de reducir las dosis de radiación recibidas por el personal de operación y asegurar el bienestar del paciente y de los trabajadores Primero y todo para situar en el tema expuesto se ha descrito el contexto, donde se hace un breve resumen del desarrollo que han tenido los rayos X en el ámbito de la medicina. A continuación en el apartado de alcance se han explicado los campos que se van a abarcar en este proyecto. Por último y para acabar la introducción se han escrito lo beneficios del proyecto y su importancia. Para empezar el proyecto se ha presentado la sala de radiografía torácica tomada como ejemplo y se le han hecho los cálculos pertinentes a sus paredes, puertas y ventanas. A continuación se ha expuesto el aspecto económico y de la distribución y para ello se ha realizado un presupuesto y el diagrama de Gantt. Por último se han escrito unas conclusiones generales sobre todo el proyecto.

Verificación de efectividad de blindaje electromagnético porteorema de reciprocidad [por] Manuel Reta Hernández

Tesis (Maestría en Ciencias de la Ingeniería con especialidad en Sistemas Eléctricos de Potencia)

Verificación de efectividad de blindaje electromagnético por teorema de reciprocidad [por] Guillermo Romo Guzmán

Tesis (Maestría en Ciencias de la Ingeniería Eléctrica, con especialidad en Sistemas Eléctricos de Potencia) U.A.N.L.

La moral y los modelos de optimización económica : una reflexión acerca de la antropología en la teoría económica neoclásica

Resumen: Luego de la crisis financiera global de 2008, el blindaje conceptual del paradigma neoclásico, edificado sobre un atractivo formalismo matemático, ha dejado entrever sus falencias. En ese contexto, este artículo plantea la necesidad de revisar sus fundamentos, en especial la concepción antropológica y la metodología que subyace detrás del modelo. El autor analiza al mainstream como un modelo reduccionista de la naturaleza humana, y postula la necesidad de modificar el rumbo de la ciencia económica hacia una dirección personalista, enfocada en el bienestar social de las personas, que considere la importancia de la moral en la toma de decisiones. Asimismo, el economista debería desarrollar su trabajo desde una perspectiva reflexiva y de diálogo con el resto de las ciencias sociales.

Diseño de recintos blindados para gammagrafía industrial.

[ES]El proyecto incluido en este trabajo de fin de grado trata sobre el diseño de una instalación blindada para realización de gammagrafía industrial. Para poder realizar este ensayo es necesario un escudo que haga frente a la radiación de manera efectiva, con el fin de reducir la posibilidad de daños en la salud de aquellos individuos que se encuentren en las inmediaciones. Para calcular el espesor necesario se usará el software MCNPX, herramienta para el estudio de interacción de radiación con la materia. Debido a la naturaleza invisible e indetectable por medios naturales son necesarios unos protocolos de uso muy estrictos y grandes medidas de seguridad con la finalidad de evitar problemas de salud o accidentes

Uruguay logístico: plataforma público-privada (PP) de innovación y competitividad. Hoja de ruta público privada (1985-2015)

Incluye Bibliografía

Gripe aviar: los impactos comerciales de las barreras sanitarias y los desafíos para América Latina y el Caribe

Incluye Bibliografía

Evolución y crisis del sistema financiero colombiano

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Comportamiento estructural de tuberías forzadas y blindajes en saltos hidroeléctricos : propuestas de diseño y cálculo

En los últimos años ha aumentado el interés en el desarrollo de proyectos en el ámbito de las centrales hidroeléctricas y en concreto en las centrales reversibles. Estas centrales están diseñadas para grandes caudales y saltos, lo cual conlleva túneles de gran diámetro y alta presión y a menudo son esquemas subterráneos. Por ello, los estudios relativos a revestimientos de túneles en presión y los referentes a los blindajes de acero han cobrado una mayor relevancia. En las décadas de los 60 y 70 se realizó una importante labor de investigación coincidiendo con el desarrollo hidroeléctrico en Europa y Norteamérica, que sin embargo ha quedado sin continuidad hasta esta década, en la que se ha experimentado un impulso debido al desarrollo de nuevos proyectos hidroeléctricos de gran magnitud. La adecuación de los métodos de cálculo de blindajes supone una herramienta imprescindible en el correcto desarrollo técnico de los nuevos proyectos hidroeléctricos, así como para la evaluación de la seguridad de los saltos hidroeléctricos existentes en operación. En la presente Tesis se realiza un análisis del comportamiento estructural de las galerías en presión de saltos hidroeléctricos, así como una discusión y revisión de los métodos de cálculo existentes. En concreto se analizan los siguientes aspectos: •Descripción y comparación de las formulaciones existentes para el cálculo de blindajes tanto a presión exterior como interior. •Aplicación del Método de Elementos Finitos para la modelización y cálculo resistente y frente a inestabilidad de blindajes sometidos a presión exterior. •Análisis de un caso real, en el que se ha producido un fallo estructural en un blindaje sometido a presión exterior. Discusión sobre el comportamiento de blindajes con rigidizadores. Estudio paramétrico de la capacidad resistente y de la estabilidad de los blindajes con rigidizadores. •Estudio del comportamiento diferenciado entre un rigidizador y un conector. •Detalles constructivos y de durabilidad de las galerías en presión. •Desarrollo de una metodología para el cálculo de blindajes y tuberías forzadas a fatiga derivada de las variaciones de presión de la conducción. •Análisis de un caso real de una tubería forzada sometida a procesos de variación de carga, evaluando su seguridad frente a la fatiga. El cálculo de blindajes en galerías forzadas presenta una serie de aspectos complejos, y que no permiten la definición del problema con exactitud, tales como las características del macizo rocoso y su permeabilidad, la determinación del nivel freático, la holgura existente entre el blindaje y el revestimiento del trasdós y sus posibles defectos geométricos. Por estas incertidumbres, el cálculo de blindajes supone una materia compleja y que debe ser abordada desde la cautela y el análisis de otros trabajos y/o análisis realizados con anterioridad. En cualquier caso, debe realizarse un análisis de sensibilidad de los diversos parámetros que intervienen en el cálculo. En esta tesis se han descrito las principales formulaciones de cálculo de blindajes de galerías forzadas sometidas a presión interior y exterior; se ha constatado que existe una gran diversidad y que de su aplicación no se llega a resultados concluyentes. Las formulaciones clásicas utilizadas en el cálculo de blindajes lisos y con rigidizadores sometidos a presión exterior (Amstutz y Jacobsen) no resultan del todo adecuadas ni son de aplicación general. Además, pueden arrojar resultados no conservadores o conducir a un sobredimensionamiento del blindaje en otros casos. En las formulaciones tradicionales de diseño se han tenido en cuenta como imperfecciones la holgura del blindaje y la ovalidad del mismo. En la presente tesis, se han analizado imperfecciones de tipo ondulatorio derivadas de los procesos de soldadura y la existencia de espesores reducidos en zonas de corrosión. En el caso práctico analizado sometido a presión exterior, se ha comprobado el funcionamiento real del blindaje mediante los modelos realizados con elementos finitos. Se desprende que los rigidizadores no han funcionado como tales, puesto que para blindajes lisos se obtienen presiones más bajas de pandeo y para el caso de funcionamiento correcto de los rigidizadores se habría obtenido un coeficiente de seguridad suficiente. Por este motivo, se ha analizado el posible funcionamiento de los rigidizadores, que en determinados casos pueden actuar como conectores. En estos casos deben dimensionarse de forma adecuada las soldaduras para soportar las tensiones entre chapa y conector. Por otra parte, tradicionalmente no se han tenido en cuenta los efectos de fatiga que pueden ocasionar los golpes de ariete y las pulsaciones de presión debidas a la regulación secundaria de la red. En esta tesis se ha establecido un procedimiento de comprobación de tuberías forzadas y blindajes sometidos a procesos de fatiga. Adicionalmente, se ha estudiado el caso real de las tuberías forzadas de una central reversible real (Bolarque II) en funcionamiento de regulación secundaria. Se ha concluido, como en otros casos analizados en la bibliografía, que las pulsaciones derivadas de la regulación secundaria no son significativas como para tener en cuenta la fatiga del acero. Por otra parte, las maniobras de arranque y parada (golpe de ariete) suponen una variación importante de la presión en la conducción. Sin embargo, el moderado número de ciclos permite asegurar la integridad de la tubería frente a fenómenos de fatiga. Nowadays, there is a significant concern in the development of projects in the field of hydroelectric power plants, particularly in the pump-storage projects. These plants are designed for high flow rates and heads, which entails large-diameter tunnels and high pressure ratios), and often as underground schemes. Therefore, this concern has reactivated studies about penstocks and in particular those related to steel liners. During the 1960s and 1970s due to hydropower-engineering development in Europe and North America, a major research effort was done. However, the increasing development of new large-scale hydropower projects has involved a renewed research effort during this decade. The adequacy of steel liner calculation methods is a very important issue in the proper technical development of new hydroelectric projects, and for the safety assessment of existing hydroelectric power plants in operation. In this work, an analysis of the structural behavior of pressure galleries in hydroelectric schemes was carried out. Also, a discussion and a review of existing calculation methods are included. In particular, the following issues have been considered: •Description and comparison of existing formulations for calculating the liner response to both external and internal pressure. •Analysis of an actual case study of a steel liner which failed due to external pressure. •Application of the Finite Element Method to liner modeling and analysis subjected to external pressure. •A parametric study of the shielding with stiffeners and discussion about the behavior of liner with stiffeners. •Constructive aspects and durability of pressure galleries. •Development of a methodology for estimating fatigue effects on penstocks and liners sue to pressure changes. •Analysis of an actual case study of a penstock under varying load and assessment of its safety against fatigue. The project of a hydropower penstock is a complex issue, due to the uncertainties in the definition of the problem data, such as the characteristics of the rock mass and its permeability, the determination of the water table, the existing gap between the steel liner and the concrete of the backfill, the geometric imperfections... Hence, the design and analysis of a steel liner must be addressed cautiously and take into account a review of previous studies performed. Ever, a sensitivity analysis of the various parameters involved in the calculation should be performed. In this work, some of the most relevant formulations for liner design subjected to inside and outside pressure have been studied. As a whole, there is a wide variety and its application does not lead to conclusive results. The classical formulations used in the steel liner calculation either with or without stiffeners under external pressure (Amstutz and Jacobsen) are not entirely adequate Also, those can yield both conservative and non-conservative results in large ranges of application. Traditionally design approaches only considered initial gap and ovality as the most relevant geometric imperfections. Thus, little attention was paid to those caused either by welding or by thickness loss in corroded areas. In the case study analyzed in this thesis, the actual working of the liner under external pressure has been simulated by the Finite Element Method. Results show that the stiffeners have not performed as such, since for unstiffened liner lower buckling pressures are obtained and for proper performance of the stiffeners would give a sufficient safety factor. Hence, it must be pointed out that stiffeners may perform either as such or as connectors. For the latter, welding must be designed to properly withstand stresses between the shell and the stiffener. Likewise, the potential fatigue effects due to both water hammer and pressure pulsations due to secondary regulation of the network have not been considered in many studies. It has been included in this work a procedure for checking penstocks and liners under fatigue processes. Additionally, the penstock fatigue response of an actual pump storage project (Bolarque II, Spain) subjected to secondary control operation has been assessed. As in other cases discussed in the literature, pulsations derived from the secondary control are not significant to account for fatigue of steel. Moreover, the start and stop manoeuvres (water hammer) cause a significant change in penstock pressure. However, the moderate number of cycles ensures the integrity of the penstock against fatigue phenomena.

Desarrollo de tecnologías de telemanipulación con alto grado de escalado orientadas a la interacción hombre-robot en entornos nucleares

Esta tesis se centra en desarrollo de tecnologías para la interacción hombre-robot en entornos nucleares de fusión. La problemática principal del sector de fusión nuclear radica en las condiciones ambientales tan extremas que hay en el interior del reactor, y la necesidad de que los equipos cumplan requisitos muy restrictivos para poder aguantar esos niveles de radiación, magnetismo, ultravacío, temperatura... Como no es viable la ejecución de tareas directamente por parte de humanos, habrá que utilizar dispositivos de manipulación remota para llevar a cabo los procesos de operación y mantenimiento. En las instalaciones de ITER es obligatorio tener un entorno controlado de extrema seguridad, que necesita de estándares validados. La definición y uso de protocolos es indispensable para regir su buen funcionamiento. Si nos centramos en la telemanipulación con algo grado de escalado, surge la necesidad de definir protocolos para sistemas abiertos que permitan la interacción entre equipos y dispositivos de diversa índole. En este contexto se plantea la definición del Protocolo de Teleoperación que permita la interconexión entre dispositivos maestros y esclavos de distinta tipología, pudiéndose comunicar bilateralmente entre sí y utilizar distintos algoritmos de control según la tarea a desempeñar. Este protocolo y su interconectividad se han puesto a prueba en la Plataforma Abierta de Teleoperación (P.A.T.) que se ha desarrollado e integrado en la ETSII UPM como una herramienta que permita probar, validar y realizar experimentos de telerrobótica. Actualmente, este Protocolo de Teleoperación se ha propuesto a través de AENOR al grupo ISO de Telerobotics como una solución válida al problema existente y se encuentra bajo revisión. Con el diseño de dicho protocolo se ha conseguido enlazar maestro y esclavo, sin embargo con los niveles de radiación tan altos que hay en ITER la electrónica del controlador no puede entrar dentro del tokamak. Por ello se propone que a través de una mínima electrónica convenientemente protegida se puedan multiplexar las señales de control que van a través del cableado umbilical desde el controlador hasta la base del robot. En este ejercicio teórico se demuestra la utilidad y viabilidad de utilizar este tipo de solución para reducir el volumen y peso del cableado umbilical en cifras aproximadas de un 90%, para ello hay que desarrollar una electrónica específica y con certificación RadHard para soportar los enormes niveles de radiación de ITER. Para este manipulador de tipo genérico y con ayuda de la Plataforma Abierta de Teleoperación, se ha desarrollado un algoritmo que mediante un sensor de fuerza/par y una IMU colocados en la muñeca del robot, y convenientemente protegidos ante la radiación, permiten calcular las fuerzas e inercias que produce la carga, esto es necesario para poder transmitirle al operador unas fuerzas escaladas, y que pueda sentir la carga que manipula, y no otras fuerzas que puedan influir en el esclavo remoto, como ocurre con otras técnicas de estimación de fuerzas. Como el blindaje de los sensores no debe ser grande ni pesado, habrá que destinar este tipo de tecnología a las tareas de mantenimiento de las paradas programadas de ITER, que es cuando los niveles de radiación están en sus valores mínimos. Por otro lado para que el operador sienta lo más fielmente posible la fuerza de carga se ha desarrollado una electrónica que mediante el control en corriente de los motores permita realizar un control en fuerza a partir de la caracterización de los motores del maestro. Además para aumentar la percepción del operador se han realizado unos experimentos que demuestran que al aplicar estímulos multimodales (visuales, auditivos y hápticos) aumenta su inmersión y el rendimiento en la consecución de la tarea puesto que influyen directamente en su capacidad de respuesta. Finalmente, y en referencia a la realimentación visual del operador, en ITER se trabaja con cámaras situadas en localizaciones estratégicas, si bien el humano cuando manipula objetos hace uso de su visión binocular cambiando constantemente el punto de vista adecuándose a las necesidades visuales de cada momento durante el desarrollo de la tarea. Por ello, se ha realizado una reconstrucción tridimensional del espacio de la tarea a partir de una cámara-sensor RGB-D, lo cual nos permite obtener un punto de vista binocular virtual móvil a partir de una cámara situada en un punto fijo que se puede proyectar en un dispositivo de visualización 3D para que el operador pueda variar el punto de vista estereoscópico según sus preferencias. La correcta integración de estas tecnologías para la interacción hombre-robot en la P.A.T. ha permitido validar mediante pruebas y experimentos para verificar su utilidad en la aplicación práctica de la telemanipulación con alto grado de escalado en entornos nucleares de fusión. Abstract This thesis focuses on developing technologies for human-robot interaction in nuclear fusion environments. The main problem of nuclear fusion sector resides in such extreme environmental conditions existing in the hot-cell, leading to very restrictive requirements for equipment in order to deal with these high levels of radiation, magnetism, ultravacuum, temperature... Since it is not feasible to carry out tasks directly by humans, we must use remote handling devices for accomplishing operation and maintenance processes. In ITER facilities it is mandatory to have a controlled environment of extreme safety and security with validated standards. The definition and use of protocols is essential to govern its operation. Focusing on Remote Handling with some degree of escalation, protocols must be defined for open systems to allow interaction among different kind of equipment and several multifunctional devices. In this context, a Teleoperation Protocol definition enables interconnection between master and slave devices from different typologies, being able to communicate bilaterally one each other and using different control algorithms depending on the task to perform. This protocol and its interconnectivity have been tested in the Teleoperation Open Platform (T.O.P.) that has been developed and integrated in the ETSII UPM as a tool to test, validate and conduct experiments in Telerobotics. Currently, this protocol has been proposed for Teleoperation through AENOR to the ISO Telerobotics group as a valid solution to the existing problem, and it is under review. Master and slave connection has been achieved with this protocol design, however with such high radiation levels in ITER, the controller electronics cannot enter inside the tokamak. Therefore it is proposed a multiplexed electronic board, that through suitable and RadHard protection processes, to transmit control signals through an umbilical cable from the controller to the robot base. In this theoretical exercise the utility and feasibility of using this type of solution reduce the volume and weight of the umbilical wiring approximate 90% less, although it is necessary to develop specific electronic hardware and validate in RadHard qualifications in order to handle huge levels of ITER radiation. Using generic manipulators does not allow to implement regular sensors for force feedback in ITER conditions. In this line of research, an algorithm to calculate the forces and inertia produced by the load has been developed using a force/torque sensor and IMU, both conveniently protected against radiation and placed on the robot wrist. Scaled forces should be transmitted to the operator, feeling load forces but not other undesirable forces in slave system as those resulting from other force estimation techniques. Since shielding of the sensors should not be large and heavy, it will be necessary to allocate this type of technology for programmed maintenance periods of ITER, when radiation levels are at their lowest levels. Moreover, the operator perception needs to feel load forces as accurate as possible, so some current control electronics were developed to perform a force control of master joint motors going through a correct motor characterization. In addition to increase the perception of the operator, some experiments were conducted to demonstrate applying multimodal stimuli (visual, auditory and haptic) increases immersion and performance in achieving the task since it is directly correlated with response time. Finally, referring to the visual feedback to the operator in ITER, it is usual to work with 2D cameras in strategic locations, while humans use binocular vision in direct object manipulation, constantly changing the point of view adapting it to the visual needs for performing manipulation during task procedures. In this line a three-dimensional reconstruction of non-structured scenarios has been developed using RGB-D sensor instead of cameras in the remote environment. Thus a mobile virtual binocular point of view could be generated from a camera at a fixed point, projecting stereoscopic images in 3D display device according to operator preferences. The successful integration of these technologies for human-robot interaction in the T.O.P., and validating them through tests and experiments, verify its usefulness in practical application of high scaling remote handling at nuclear fusion environments.

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.

Comportamiento de alambres de una aleación de aluminio 5154A durante la deformación en frío

Los procesos en los que se involucra la deformación plástica en la industria de los metales son usados para la fabricación en masa de productos. Una de las metas mas ambiciosas de la industria es la de validar la teoría de la deformación de los materiales con el objetivo de controlar los factores que afectan el comportamiento del material sometido a deformación para asegurar sus propiedades mecánicas, para implementar los mas eficientes métodos de producción y sobre todo, para obtener productos de alta calidad. Por todo esto, la presente investigación es una aproximación experimental que busca describir el comportamiento de un alambrón de sección circular de aluminio 5154A sometida a deformación en frío hasta obtener una cinta. Las características y propiedades deseadas de dicha cinta incluyen las dimensiones 0.381mm de espesor y 9.54mm de ancho; una resistencia mecánica entre 260-300 MPa y un valor mínimo de deformación de 7.8%. La aplicación final de la cinta será la de blindaje de cables eléctricos. El proceso de laminación se llevó a cabo sobre dos alambrones de diferente diámetro inicial. Se usó un molino dúo en ambos casos. Para el alambrón de 9.5mm de diámetro inicial, se realizaron 9 pases hasta obtener una cinta de 0.38mm de espesor con recocidos parciales intercalados entre los pases de laminación. Para el alambre de 5.12mm de diámetro se realizó una serie de cinco pases para obtener la cinta. El recocido de la cinta final se hizo hasta después del último pase de laminación. Se estudió la velocidad de giro de los molinos durante el proceso de laminación. Esta variable tuvo una influencia casi nula en el comportamiento de deformación aunque al mismo tiempo fue posible determinar un valor máximo sugerido para evitar el agrietamiento del alambre a deformar, esto es, una velocidad de 0.20 m/s. El análisis de la evolución microestructural se realizó por microscopía óptica con la cual se pudo evidenciar el cambio en la morfología de los granos debido a la deformación. Los ensayos de tensión se usaron para determinar las propiedades mecánicas; éstos se hicieron para el conjunto de muestras obtenidas de la laminación tanto del alambrón de 9.5 mm de diámetro como en el de 5.12mm. Las propiedades finales de la cinta dependen principalmente del tiempo de recocido. En menor medida, el orden en que se intercalaron los recocidos parciales, también tuvo afectación en las propiedades finales. La técnica de difracción de electrones retrodispersados se usó para el análisis de la textura del material sometido a diferentes porcentajes de reducción, es decir, 14, 34 y 58 %. Con esta deformación no fue posible determinar si existe una orientación que se pueda considerar preferencial. Sin embargo, fue posible identificar la presencia de las componentes que forman la fibra b, las cuales son las componentes Cúbica, Cobre, Goss, Latón y S. La intensidad de dichas componentes se ve afectada por el grado de deformación.

Diseño de un programa de intervención secundaria dirigido a militares en condición de discapacidad

140 p.