En la presente memoria se describe el estudio sobre la preparación y reactividad de derivados carbocíclicos de litio, y la preparación y reactividad de derivados de carbenos N-heterocíclicos de paladio y de rodio. En el primer capítulo se estudia la reacción de litiación del clorometilciclopropano y del bromometilciclobutano empleando litio metálico y una cantidad subestequiométrica de un areno, y la posterior reacción de los intermedios de litio generados con distintos compuestos carbonílicos. El uso de DTBB (4,4’-di-terc-butilbifenilo) en THF a –78 oC y en presencia del electrófilo (condiciones de reacción tipo Barbier) dio lugar, tras hidrólisis, a los correspondientes cicloalquilmetilalcanoles. Por el contrario, llevando a cabo el proceso de litiación con naftaleno en dietil éter a 0 ó 25 oC, el intermedio de litio sufre reordenamiento hacia el derivado homoalil-litio o bishomoalil-litio. La posterior reacción con compuestos carbonílicos permite la preparación de alcoholes insaturados. En el segundo capítulo se estudia en primer lugar la preparación de sales de imidazolio funcionalizadas con un grupo hidroxilo, por apertura de epóxidos con imidazol y posterior reacción con haluros de alquilo. A continuación, estas sales se han empleado en la preparación de complejos metálicos de paladio y rodio con un ligando carbeno N-heterocíclico. Los complejos, bien definidos, biscarbénico de paladio [(NHC)2PdCl2] y monocarbénico de rodio [(NHC)Rh(COD)Cl] han sido preparados por metalación directa empleando precursores básicos tanto de paladio como de rodio. Finalmente, se ha estudiado la actividad catalítica de estos complejos en diferentes procesos. El complejo de paladio se ha empleado en la reacción de acoplamiento de Hiyama, en ausencia de fluoruros y por irradicación en microondas, de diferentes (trialcoxi)arilsilanos con bromuros y cloruros de arilo. También se estudio la reacción de acoplamiento de Heck-Matsuda, catalizada por NHC-Pd, de diferentes tetrafluoroboratos de bencenodiazonio con acrilatos, acrilamida, estireno y ciclohexeno. Por otra parte, el complejo de NHC-Rh se ha mostrado activo en la reacción de adición conjugada de ácidos arilborónicos a cetonas α,β-insaturadas.

Magíster en Análisis Sistémico aplicado a la Sociedad / Esta investigación analiza la informalidad laboral presente en el trabajo de los recuperadores de residuos domiciliarios o recuperadores de base, a través de la observación de sus observaciones, para determinar la informalidad laboral como una exclusión del trabajador como persona social, aunque también emergen espacios de inclusión social en el aporte económico, social y medioambiental de su trabajo. Los principales resultados de la investigación concluyen que el recuperador base, según sus observaciones, posee un oficio complejo que se aprende solo en la práctica, multidimensional, riesgoso, familiar, inserto en un flujo económico imperfecto, con imposibilidad de ser reconocido legalmente, imposibilidad de construir un equipamiento bajo todas las normas sanitarias, prejuicios sociales negativos por parte de la comunidad, uso de imagen verde para beneficio de organizaciones e instituciones relacionadas con el medioambiente, exclusión de las comunicaciones legales que afectan a su trabajo pero con inclusión informal en mesas de conversación (Gremio de Recicladores), y no reconocimiento económico de las externalidades positivas que genera a la sociedad; además de las características propias y más generales del trabajo informal o independiente de autosustento, como lo son la falta de seguros laborales (cesantía o incapacidad temporal de trabajar por una enfermedad), e imposibilidad de acceder a créditos y seguros en general por ser considerado un trabajo riesgoso, como créditos para inversión, seguros de vida, catastróficos o de invalidez. Los recuperadores también observan las ventajas de su trabajo, como la independencia de horarios laborales y de jerarquías organizacionales, e ingresos sobre el sueldo mínimo y mejor que trabajos anteriores. Se valora el conocer mucha gente y trabajar en la calle, así como ir renovando el vestuario y artículos domésticos gracias a lo recolectado. La posibilidad de proyectar un ingreso les otorga estabilidad económica, y solo la práctica va mostrando nuevas formas de ejercer bien el oficio de manera de maximizar en calidad y cantidad lo recolectado, minimizando el esfuerzo y evitando los riesgos asociados. Desde la Teoría de Sistemas Sociales de Luhmann (Corsi, Esposito y Baraldi, 1995) la informalidad laboral residiría en espacios de exclusiones sociales, según Keith Hart (1973) fuera del mercado laboral regulado y como trabajo de autosustento independiente (Portes y Haller, 2004), con una organización mínima o inexistente (OIT, 2002), y de baja especialización (Bertranou y Gasparini, 2004). Se enmarca teóricamente desde un enfoque metodológico sistémico-constructivista, bajo la premisa epistemológica de Observación de Segundo Orden (Arnold, 1998), utilizando la entrevista en profundidad como técnica de recolección de datos (Hammersley y Atkinson, 1994; Valles, 2003; Velasco y Díaz de la Rada, 1999). El análisis se sustenta en la metodología de sistemas fundamentada (Flores, 2009) que permite acoplar la teoría de sistemas sociales con una metodología de análisis fundamentada

Ministerio de Ciencia y Tecnología (BQU2001-0724-C02-01)

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In recent years, in parallel with advances in computer technology, a multitude of computer tools have been developed through which it is possible to obtain a detailed description of the phenomena occurring in the core of nuclear reactors. The final ob-jective of these new tools is to perform safety analysis using best estimate techniques. The best estimate techniques, as opposed to the conservative ones, allow the operation of the reactor with narrower safety margins, and thus greater core economy. In this context, in this work is developed an multiphysics computer platform that inte-grates simulation codes that cover most of the physics that take place in nuclear reac-tors. For the integration of the different feedback phenomena between thermal-hydraulics, neutronics and heat transfer, a series of couplings have been developed between the codes that compose the platform. All the developments carried out are intended to realistically represent the design and behavior of the nuclear facility, in-cluding the control system, fuel elements and fuel rods. The computer platform includes some of the state-of-the-art codes for reactor analysis. The thermal-hydraulics is covered with a developed coupled code, consisting of the semi-implicit coupling between the TRACE system code and the subchannel code COBRA-TF (CTF), whose parallel version has been created in this work. In transients where three-dimensional neutron calculations are necessary, the explicit coupling be-tween the three-dimensional PARCS core simulator and the subchannel code CTF has been developed. For the analysis of the integrity of the fuel rods, the FRAPCON and FRAPTRAN codes are used, coupling the latter explicitly with CTF. All the developed tools have been included in the same computer platform that en-compasses and coordinates the simulations under the user's guidelines. The platform has enough flexibility to perform safety studies in a multitude of operational or acci-dental scenarios, and it is hoped that in the future it may be used for supporting li-cense calculations. The developed tools have been verified through a series of practical applications in different transient and accidental scenarios in light water reactors. The results obtained have been compared with actual plant measurements and with the results of other simulation codes showing adequate predictive capacity. The work carried out in this doctoral thesis is part of the research line financed by the Ministerio de Economía y Competitividad in the NUC-MULTPHYS project (ENE2012-34585) and the interdisciplinary collaboration projects of the Universitat Politècnica de Valencia COBRA_PAR (PAID-05-11-2810) and Open-NUC (PAID-05-12). / En los últimos años, paralelamente a los avances en tecnología informática, se están desarrollando multitud de herramientas informáticas mediante las que es posible obte-ner una descripción detallada de los fenómenos que tienen lugar en el núcleo de los reactores nucleares. El objeto de estas nuevas herramientas es el de realizar análisis de seguridad en reactores nucleares utilizando técnicas de mejor estimación. Las técnicas de mejor estimación, en contraposición con las conservadoras, permiten la operación del reactor con márgenes de seguridad más estrechos, y por tanto mayor economía del núcleo. En este contexto, en la presente tesis doctoral se desarrolla una plataforma informática que integra códigos informáticos que cubren la mayor parte de las físicas que tienen lugar en los reactores nucleares. Para la integración de los diferentes fenómenos de realimentación entre termohidráulica, neutrónica, mecánica y transmisión de calor se han desarrollado una serie de acoplamientos entre los códigos que componen la plata-forma. Todos los desarrollos realizados tienen por objetivo representar de forma rea-lista el diseño y comportamiento de la instalación nuclear, incluyendo el sistema de control, los elementos y las varillas de combustible. En la plataforma informática se incluyen algunos de los códigos de última generación (estado de arte) para el análisis del comportamiento de reactor. En el plano termohi-dráulico se utiliza el código acoplado desarrollado, formado por el acople semi-implícito entre el código de sistema TRACE y el de subcanal COBRA-TF (CTF), cuya versión paralela ha sido creada en este trabajo. En transitorios en los que resultan ne-cesarios los cálculos de neutrónica tridimensional, se ha desarrollado el acople explíci-to entre el simulador tridimensional de núcleos PARCS y el código de subcanal CTF. Para el análisis de la integridad de las varillas de combustible se emplean los códigos FRAPCON y FRAPTRAN, acoplando este último de forma temporalmente explícita con CTF. Todos los desarrollos realizados se han incluido en una misma plataforma informática que los engloba y coordina las simulaciones bajo las directrices del usuario. La plata-forma posee suficiente flexibilidad para realizar estudios de seguridad en multitud de escenarios operacionales o accidentales, y se desea que en un futuro pueda ser utilizada en cálculos de apoyo a licencia. Las herramientas desarrolladas han sido verificadas mediante una serie de aplicaciones prácticas en distintos transitorios y escenarios acci-dentales en reactores de agua ligera. Los resultados obtenidos se han comparado con medidas reales de planta y con los resultados de otros códigos de simulación mostran-do una adecuada capacidad predictiva. El trabajo realizado en la presente tesis doctoral se enmarca dentro de la línea de in-vestigación financiada por el Ministerio de Economía y Competitividad en el proyec-to NUC-MULTPHYS (ENE2012-34585) y los proyectos de colaboración interdisci-plinar de la Universitat Politècnica de Valencia COBRA_PAR (PAID-05-11-2810) y Open-NUC (PAID-05-12) / En els últims anys, paral·lelament als avanços en tecnologia informàtica, s'estan desenvolupant multitud de ferramentes informàtiques mitjançant les quals és possible obtindre una descripció detallada dels fenòmens que tenen lloc en el nucli dels reactors nuclears. L'objecte final d'aquestes noves ferramentes és el de realitzar anàlisis de segu-retat a reactors nuclears utilitzant tècniques de millor estimació. Les tècniques de mi-llor estimació, en contraposició amb les conservadores, permeten l'operació del reactor amb marges de seguretat més estrets, i per tant una major economia del nucli. En aquest context, en el present treball de tesi es desenvolupa una plataforma in-formàtica que integra codis informàtics que cobreixen la major part de les físiques que tenen lloc als reactors nuclears. Per a la integració dels diferents fenòmens de reali-mentació entre termohidràulica, neutrònica i transmissió de calor s'han desenvolupat una sèrie d'acoblaments entre els codis que componen la plataforma. Tots els desenvo-lupaments realitzats tenen per objectiu representar de forma realista el disseny i com-portament de la instal·lació nuclear, incloent el sistema de control, els elements i les varetes de combustible. A la plataforma informàtica s'inclouen alguns dels codis d'última generació (estat de l'art) per a l'anàlisi del comportament de reactor. En el pla termohidràulic s'utilitza el codi acoblat desenvolupat, format per l'acoblament semi-implícit entre el codi de sis-tema TRACE i el de subcanal COBRA-TF (CTF), en una versió paral·lela creada en aquest treball. En transitoris en els que resulten necessaris els càlculs de neutrònica tridimensional, s'ha desenvolupat l'acoblament explícit entre el simulador tridimensio-nal de nuclis PARCS i el codi de subcanal CTF. Per a l'anàlisi de la integritat de les varetes de combustible s'empren els codis FRAPCON i FRAPTRAN, acoblant aquest últim de forma temporalment explícita amb CTF. Tots els desenvolupaments realitzats s'han inclòs en una mateixa plataforma informàti-ca que els engloba i coordina les simulacions sota les directrius de l'usuari. La plata-forma posseeix suficient flexibilitat per realitzar estudis de seguretat en multitud d'es-cenaris operacionals o accidentals, i es desitja que en un futur pugui ser utilitzada en càlculs de suport a llicència. Les ferramentes desenvolupades han sigut verificades mitjançant una sèrie d'aplicacions pràctiques en diferents transitoris i escenaris acci-dentals en reactors d'aigua lleugera. Els resultats obtinguts s'han comparat amb mesu-res reals de planta i amb els resultats obtinguts amb altres codis de simulació, mostrant una adequada capacitat predictiva. El treball realitzat en la present tesi doctoral s'emmarca dins de la línia d'investigació finançada pel Ministeri d'Economia i Competitivitat en el projecte NUC-MULTPHYS (ENE2012-34585) i els projectes de col·laboració interdisciplinar de la Universitat Politècnica de València COBRA_PAR (PAID-2810.11.05) i Open-NUC (PAID-05-12). / Abarca Giménez, A. (2017). Desarrollo y verificación de una plataforma multifísica de altas prestaciones para análisis de seguridad en ingeniería nuclear [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/88399

Doctor en Ciencias con Mención en Biología Molecular, Celular y Neurociencias. / Dans plusieurs neurones du SNC l'activité somato-dendritique infraliminaire peut se propager passivement dans l'axone et augmenter transitoirement la transmission synaptique spontanée et évoquée par le potentiel d'action de manière dépendante du Ca2+. Les mécanismes sousjacents à ce type de plasticité synaptique, appelée facilitation "analogique" ou "analogo-digitale", restent largement inconnus pour la plupart des synapses centrales, principalement en raison de la difficulté à réaliser des enregistrements directs des petits boutons présynaptiques. Ici, nous utilisons de la photolyse de Ca2+ et de l'imagerie aux niveau des terminaisons présynaptiques individuelles des interneurones de la couche moléculaire du cervelet (ICM), combinées à des enregistrements électrophysiologiques avec la technique du patch. Nous décrivons un nouveau mécanisme de facilitation analogo-digitale qui est dépendant du Ca2+ infraliminaire et dans lequel la fraction et la cinétique du pool de vésicules dites “prêtes à être libérées” (readily releasable pool ou RRP en anglais), est modulée par des modifications de la probabilité d'occupation des sites d'ancrage dans des contacts synaptiques individuels. Nos résultats ajoutent une nouvelle dimension à la compréhension de la manière dont l'activité infraliminaire module le flux d'information dans les circuits neuronaux / In several neurons of the CNS, subthreshold somatodendritic activity can spread passively into the axon and transiently enhance spontaneous and spike-evoked synaptic transmission in a Ca2+-dependent and graded manner. Available evidence about the underlying mechanism of this type of synaptic plasticity, called “analog” or “analog to digital” facilitation (ADF), remains largely incomplete for the majority of central synapses, mainly due to the experimental inaccessibility to the small presynaptic boutons. Here we use both Ca2+ photolysis and imaging at individual presynaptic terminals of the rat cerebellar molecular layer interneurons (MLIs), combined with whole-cell paired recordings from synaptically connected MLIs, to report a novel subthreshold Ca2+-dependent mechanism for ADF whereby the fraction and the kinetics of the pool of vesicles available for immediate release, the readily releasable pool (RRP), are modulated by changing the docking site occupancy probability in single synaptic contacts. Our results add a new dimension in the understanding of how subthreshold activity modulates information flow in neuronal circuits. / 31 de diciembre, 2019

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