DATOS PERSONALES
Apellido: Ventura
Nombres: Mirta Alicia
Fecha de Nacimiento: 1/1/1946
DATOS LABORALES
Institución: Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN), Gerencia Seguridad Radiológica y Nuclear, Subgerencia de Reactores Nucleares
Domicilio: Avda. del Libertador 8250 (1429), Capital Federal, Argentina
TITULOS OBTENIDOS
Licenciada en Física: expedido por la Universidad Nacional de Buenos Aires (UBA). 1974.
TRABAJOS PROFESIONALES
· Ministerio de Economía: técnica en econometría. 1968-1974.
· Instituto Nacional de Tecnología Industrial (INTI): técnica profesional. Departamento de Física. División Termodinámica. 1974-1976.
· Instituto Nacional de Tecnología Industrial (INTI): técnica profesional. Departamento de Termodinámica. 1976-1981.
· Consejo Nacional de Investigaciones Científicas y Técnicas (CONICET): Carrera del Investigador 1981-1987
· Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA): Gerencia Protección Radiológica y Seguridad Nuclear. 1984-1994.
· Ente Nacional Regulador Nuclear (ENREN): Gerencia de Apoyo Científico y Técnico. (1995-1997).
· Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN): Gerencia Apoyo Científico y Técnico. (1997-2000 )
· Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN): Gerencia de Seguridad Radiológica y Nuclear, Subgerencia de Reactores Nucleares. (2000- 2009)
. Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN): Asesor Consulto. (2009-2011)
NOMINA DE TRABAJOS PUBLICADOS
1. “CODIF, una técnica implícita para la solución de algunas ecuaciones no lineales de carácter particular”, R. D. Rosso, M. A. Ventura y J. C. Ferreri, Revista Latinoamericana de Ingeniería Química y Química Aplicada, Vol. 7, No 2, 1977, p. p. 135-148.
2. ”Aplicación Adicional de CODIF, transporte tridimensional de un escalar con reacción de segundo orden”, M. A. Ventura, R. D. Rosso y J. C. Ferreri, Revista Latinoamericana de Ingeniería Química y Química Aplicada, Vol. 8, No1, 1978, p.p. 73-77.
Parte de estos resultados fueron publicados en “Métodos Numéricos
en Mecánica Continuo”, EUDEBA, 1978.
3. ”Cómputo de la historia térmica en procesos de esterilización de productos cárneos envasados”. M. A. Ventura y J. C. Ferreri, DF-78-2, Depto. Termodinámica, INTI, 1980.
4. ”Cómputo de la conducción de calor en Corned Beef”, M.A, Ventura y J. Fiora, DF-80-1, Depto. Termodinámica, INTI, 1980.
5. ”Cómputo de la conducción de calor no estacionaria en sólidos con propiedades variables con la temperatura”, M. A. Ventura y J.C. Ferreri, Revista Latinoamericana de Transferencia de Calor y Materia, Vol. 3/4, 1980, p.p. 121-131.
6. “Revisión evaluativa: El método de diferencias finitas en problemas no estacionarios de conducción de calor”, J. C. Ferreri y M. A. Ventura, Cuaderno No 9 del CAMAT, 1981, p. p. 3-57.
7. ”Cómputo de la conducción de calor en procesos de esterilización de productos cárneos envasados con aplicación en especial en Corned Beef”, M. A. Ventura, A. Svensen, NOTICITECA 71, Vol.12, No 71, 1982, p. p. 80-86.
8. ”On the accuracy of boundary fitted finite-difference calculations”, J. C. Ferreri y M. A. Ventura, International Journal Numerical Methods in Fluids, Vol. 4, No 4, 1984, p. p. 359-375.
9. ”Evolución temporal de un macizo granítico bajo cargas térmicas generadas por productos de fisión”, M. A. Ventura y J.C. Ferreri, REPO-3, CNEA-NT 23/85, 1985.
10. ”Evolución temporal de un macizo granítico bajo cargas térmicas generadas por productos de fisión. Estudio paramétrico”, M. a. Ventura y J.C. Ferreri, REPO-4, CNEA-NT 24/85, 1985.
11. ”Numerical aspects of the study of the regional thermal impact of radioactive waste repository”, J. C. Ferreri y M. A. Ventura, Nuclear Engineering and Design, Vol. 86, p. p. 253-266, 1985.
12. ”Aspectos numéricos del modelado de los efectos locales de un repositorio de residuos radioactivos de alta actividad, J. C. Ferreri y M. A. Ventura, REPO-4, CNEA-NT 25/85, 1985.
13. ”Predicción de la migración de radionucleidos en un medio rocoso, Parte 1”. M. A. Ventura, REPO-3, CNEA-NT 28/87, 1987.
14. ”Predicción de la migración de radionucleidos en un medio rocoso. Parte 2, Caso bidimensional”, M. A. Ventura. REPO-33, CNEA-NT 29/87, 1987.
15. ”Caracterización conceptual del sistema de fracturas del medio rocoso de Sierra del Medio (Chubut)”, M. A. Ventura, REPO-45. CNEA-NT 45/89, 1989.
16. ”Experiencia en el uso de modelos computacionales en seguridad radiológica”, J. C. Ferreri, G. M. Grandi, M. A. Ventura, A. Doval, Revista Brasileira de Engenheria, Vol. 1/2, 1990.
17. ”Cálculo térmico de los silos para el proyecto de almacenamiento en seco de elementos combustibles irradiados en la CNE, proyecto ASECQ”, M. A. Ventura, J.C. Ferreri, G.M. Grandi, REPORT-GSRN, 1990.
18. ”PERSA: Programa de Evaluaciones Rápidas ante Situaciones Anormales”, M. A. Ventura, ARCAL-CNEA-ARG,1991.
19. ”Sensitivity Calculations for PHEBUS FP Tests using the ICARE-2 Code”, M. A. Ventura (CNEA), Y. Shepherd (JRC), F. Serre (CEA). Joint Research Centre, Institute for Safety Technology, T.N N.I.93.27, 1993.
20. “Thermal- Hydraulic and Aerosol Study for Core Melt Down Accident in a Large PWR”. M. A. Ventura, Inst. Fur Neutronenphysicc und Reaktortechnic, IP, 1994.
21. "Computation of flow in porous media in the presence of concentrated heat sources and isolated fractures" J. C. Ferreri, G. Grandi, M. A. Ventura, Procc. ofr SMIRT 13 Post conference seminar 10, on waste repository technology & management, Iguazú, Argentina, p.p 113-128, 1995.
22. ”Análisis de un loop convectivo en una contención usando el código RELAP5-Mod 3”, M. A. Ventura, ENREN PI-10/96, 1996.
23. “Incidente de pérdida de bombas principales en la Central Nuclear Atucha-I. Modelización con RELAP5/Mod. 3.2”, M. A. Ventura, R. D. Rosso, ARN PI-21/98, 1998 y Memorias del 4to Congreso de Seguridad Radiológica y Nuclear, Congreso Regional IRPA; I Congreso Iberoamericano de Sociedades de Protección Radiológica, La Habana (Cuba), tomo 2, Tema 5, 1998, pp 5/1- 5/5.
24. “Conducción de calor radial en un elemento combustible de un reactor de potencia”, M. A. Ventura, ARN PI-22/98, 1998.
25. “Modelización con RELAP5/3.2. Simulación del comportamiento termohidráulico resultante, ante la pérdida de bombas principales en la Central Nuclear Atucha I, Ventura M. A. y Rosso R. D., ARN PI-9/99.
26. “Modelos para conducción de calor estacionaria y transiente en un elemento combustible de un reactor de potencia”, Mirta Ventura, Memorias del V Regional Congress on Radiation Protection and Safety, Recife (Brasil), 2001.
27. “Cálculos termohidráulicos en accidentes de sobre-enfriamiento para una rotura en la rama fría de la central nuclear Atucha I (CNA-I)”, Mirta Ventura, Ricardo Rosso, Juan Carlos Ferreri, Memorias del V Regional Congress on Radiation Protection and Safety, Recife (Brasil), 2001.
28. “Accidentes de sobre-enfriamiento. Transitorio termohidráulico provocado por una rotura de 60 cm2 en la rama fría de la CNA-I”. Ventura, M.A; Rosso, RD. Y Ferreri, J.C, ARN PI-2/01.
29. “Transitorio producido por la pérdida o reducción de la capacidad de refrigeración del sistema UK en la CNA-I incompatible con la operación a potencia, con RELAP5/MOD3. Ventura M.A, ARN PI-2/02.
30. “Shock térmico presurizado. Condiciones termohidráulicas en el recipiente de presión de la CNA-I”, Ventura, M. A y Rosso, R. D, ARN PI-3/02.
31. “Shock térmico presurizado. Comportamiento de la CNA-I frente a una rotura en la rama caliente de 50 cm2, Rosso, R. D y Ventura, M. A, ARN-PI 4/02.
32. “Natural Circulation in the CNA-I PHWR NPP: Characterization Based On Flow Maps”, J.C. Ferreri, O. Mazzantini, M.A. Ventura, R.D. Rosso and F. D'Auria, published in: Proceedings of The 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), Seoul, Korea, 2003.
33. “Algunas conclusiones obtenidas del análisis del comportamiento termohidráulico de Atucha I, en accidentes con pérdida de refrigerante con segundo sumidero de calor”. Ventura, M.A. ARN-PI 8/03.
34. “Permiso de Cambio de Límites en los GVs de la CNA-I”, Ventura, M. A.
VII Congreso Regional de Seguridad Radiológica y Nuclear, Acapulco,
Méjico, 3-8 de septiembre, 2006.
35. “Shock Térmico Presurizado (PTS)”, Rosso, R, Ventura, M, PI/06, 2006.
TRABAJOS PRESENTADOS EN CONFRONTACIONES CIENTIFICAS
1. I Simposio sobre métodos numéricos en mecánica del continuo, Buenos Aires, Arg, 1977: "Aplicación adicional de CODIF: Transporte tridimensional de un escalar con reacción de segundo orden", M. A. Ventura, R. D. Rosso y J. C. Ferreri.
2. II Simposio nacional sobre ciencia y tecnología de carnes, F. C. E. N. UBA, Arg, 1978: "Cálculo de la historia térmica en procesos de esterilización de productos cárneos envasados", M. A. Ventura y J.C. Ferreri.
3. X Jornadas sobre investigaciones en ciencias de la ingeniería y química aplicada, Santa Fé,Arg, 1978: "Cómputo de la conducción de calor no estacionaria en en sólidos con propiedades variables con la temperatura", M. A. Ventura y J. C. Ferreri.
4. XI Jornadas sobre investigaciones en ciencias de la ingeniería y química aplicada, Buenos Aires, Arg, 1980: "Computo de la conducción de calor en corned beef", M. A. Ventura y J. A. Fiora.
5. Seminario de CAMAT, Buenos Aires, Arg, 1981: "Revisión evaluativa: El método de diferencias finitas en procesos no estacionarios de conducción de calor", J. C. Ferreri y M. A. Ventura.
6. III Congreso latinoamericano sobre métodos computacionales para ingeniería, Buenos Aires, Arg, 1982, "On the accuracy of boundary fitted finite-difference calculations", J. C. Ferreri y M. A. Ventura.
7. I Congreso latinoamericano de transferencia de calor y materia, La Plata, Arg, 1982: "Cálculo de la convección natural en cavidades, parte I: flujo bidimensional en cavidades rectangulares", J. C. Ferreri y M. A. Ventura.
8. I Congreso latinoamericano de transferencia de calor y materia, La Plata, Arg, 1982: "Cálculo de la convección natural en cavidades, parte II: flujo bidimensional en cavidades circulares", M. A. Ventura, J.C. Ferreri.
9. XII Reunión científica de la asociación argentina de tacnología Nuclear, Buenos Aires, Arg, 1984: "Aspectos numéricos del modelado de los efectos locales de un repositorio de residuos radioactivos de alta actividad", J. C. Ferreri y M. A. Ventura.
10. Primer congreso regional de seguridad radiológica y nuclear, ARCAL, Buenos Aires, Arg, 1991: "PERSA: Programa de Evaluaciones Rápidas Ante Situaciones Anormales", M. A. Ventura.
11. Cuarto congreso argentino de radioprotección, SAR, Mendoza, Arg, 1993: "Desarrollo de modelos macroscópicos para un simulador de transitorios en reactores nucleares". M. A. Ventura, A. Pérez, E. Marino y J. C. Ferreri.
12. SMIRT 13, Post conference seminar 10, On waste repository technology and management, Iguazú, Arg, 1995: "Computation of flow in porous media in the presence of concentrated heat sources and isolated fractures", J. C. Ferreri, G. Grandi, M. A. Ventura.
13. 7th CAMP meeting, Pennsylvania, U.S.A, 1995: "CAMP related activities in Argentina", M. A. Ventura and J. C. Ferreri.
14. Work-Shop ARN, Uso de códigos termohidrúlicos en análisis de seguridad, CNA, Arg, 1997: "Modelizaciones de la CNA-I con RELAP5/3.2", R. D. Rosso, M. A. Ventura.
15. 1977 CAMP meeting, Budapest, Hungary, 1977: "Prediction of observed ATUCHA I, PWHR main pumps loss to assess code simulation capabilities during a forced to natural circulation transition", R. D. Rosso and M.A. Ventura.
16. Fall 1977 CAMP meeting, Bethesda (MD), USA , 1977: "Prediction of observed ATUCHA I, PWHR main pumps loss to assess code simulation capabilities during a forced to natural circulation transition", Parte II, R. D. Rosso and M..A. Ventura.
17. 1998 CAMP meeting, Ankara, Turkey, 1998: “CAMP-related activities in Argentina”, M. A. Ventura.
18. 1998 CAMP meeting, Ankara, Turkey, 1998: “ Simulation of a main pumps loss incident in the ATUCHA-I Nuclear Power plant using RELAP/MOD3.2 code”., Final Report, M. A. Ventura, R. D. Rosso, J. C. Ferreri.
19. VI Congreso Argentino de Protección Radiológica y Seguridad Nuclear, Buenos Aires, Argentina, Septiembre 1998: “Incidente de pérdida de bombas principales en la Central Nuclear ATUCHA-I. Modelización con RELAP5 -3.2”, M. A. Ventura y R. D. Rosso.
20. IV Congreso de Seguridad Radiológica y Nuclear, Congreso Regional IRPA, I Congreso Iberoamericano de Sociedades de Protección Radiológica, Octubre 1998: “Incidente depérdida de bombas principales en la Central Nuclear ATUCHA-I. Modelización con RELAP-5-3.2”, M. A. Ventura y R. D. Rosso.
21. 14th CAMP Meeting, , San Carlos de Bariloche, Argentina, Abril 1999: “Prediction of observed CNA-I PHWR NPP Steam-generators coupled oscillations. Preliminary results”. J.C. Ferreri y M. A. Ventura.
22. Jornadas sobre protección radiológica y seguridad Nuclear, SAR, 9 y 10 de noviembre, 2000. “Criterios de Uso y Validación de Códigos en Evaluaciones de Seguridad Nuclear”, Mirta Ventura.
23. 16th CAMP Meeting, Annapolis, MD, USA, November 7th – 10th, 2000, “CNA-I PHWR NPP Safety Analysis, Thermal-hydraulic analysis of postulated accident to PTS phenomena”, M. Ventura.
24. V Regional Congress on Radiation Protection and Safety, Recife (Brasil), 2001, “Modelos para conducción de calor estacionaria y transiente en un elemento combustible de un reactor de potencia”, Mirta Ventura.
25. V Regional Congress on Radiation Protection and Safety, Recife (Brasil), 2001, “Cálculos termohidráulicos en accidentes de sobre-enfriamiento para una rotura en la rama fría de la central nuclear Atucha I (CNA-I)”, Mirta Ventura, Ricardo Rosso, Juan Carlos Ferreri.
26. 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics
(NURETH-10), Seoul, Korea, October 5-9 2003, “Natural Circulation in
the CNA-I PHWR NPP: Characterization Based On Flow Maps”, J.C.
Ferreri, O. Mazzantini, M.A. Ventura, R.D. Rosso and F. D'Auria.
27. VII Congreso Argentino de Protección Radiológica y Seguridad Nuclear,
Buenos Aires (Argentina), 30-31 octubre, 2003, “Análisis determinístico de
la secuencia “ Pérdida del sistema UK” (circuito complementario
refrigeración asegurada) de la APS, en la CNA-I, Mirta Ventura.
28. VI Congreso Regional sobre Seguridad radiológica y Nuclear, Lima, Perú, 9-13 Noviembre, 2003, “Pérdida de capacidad de refrigeración del sistema UK (circuito complementario de refrigeración asegurada de agua de río) en la CNA-I”, Mirta Ventura.
29. VII Congreso Regional de Seguridad Radiológica y Nuclear, Acapulco,
Méjico, 3-8 de septiembre, 2006, “Permiso de Cambio de Límites en los
GVs de la CNA-I”, Ventura, M. A.
30. Exposición en la NRC, Washington, septiembre 2008. ”Technical Echange
between Argentine Nuclear Regulatory Authority (ARN) and the U.S.
Nuclear Regulatory Comission. Atucha II PHWR NPP”. Mirta Ventura.
PRINCIPALES INFORMES Y MEMORANDOS DE TRABAJO DESDE 2006
· Nodalización detallada en la distribución de potencia en los canales combustibles del núcleo del reactor de la CNA-I con RELAP5. PE-MT-06-08. Noviembre 2006. M. Ventura.
· Análisis del Informe Preliminar de la evaluación de diseño de la CNA II, para su licenciamiento, realizado por el GRS, Capítulo termohidráulico. PE-MT-07-07. Febrero 2007. M. Ventura.
· Análisis del Informe Final de la evaluación de diseño de la CNA II, para su licenciamiento, realizado por el GRS, Task 4. Diseño termohidráulico. PE-MT-11-07. Marzo 2007. M. Ventura.
· Estado de los contratos con la Universidad de PURDUE. PE-MT-08-07. Marzo 2007. M. Ventura.
· Informes realizados en el marco de los acuerdos con PURDUE. PE-MT-12-07. Marzo 2007. M. Ventura.
· Evaluación térmica de un nuevo diseño de bulto tipo B(U) para contenido de sustancias fisionables, modelo denominado MC1, realizada por INVAP SE. PE-IT-11-07. Agosto 2007. M. Ventura.
· Análisis del evento Rotura Guillotina en un tubo del Generador de vapor JEA20-PE-IT-06-08. Febrero 2008. M. Ventura.
· Análisis de Informe “Large Break LOCA in Atucha II”, realizado por UNIPI. PE-MT-10-08. Junio 2008. M. Ventura.
· Informe de viaje de la comisión de servicio cumplida por la lic. Mirta Ventura y el lic. Alejandro Lazarte en la universidad de PURDUE (USA) entre el 25/05/2008 y el 8/06/2008. PE-MT-11-08. Junio 2008. M. Ventura, A. Lazarte.
PERFECCIONAMIENTO
· Curso de postgrado: "Técnicas computacionales para la resolución de ecuaciones diferenciales a derivadas parciales por diferencias", FCEN, UNLP, Arg, agosto-septiembre 1977.
· Curso de postgrado: "Técnicas numéricas para la resolución de ecuaciones diferenciales
parciales", Dpto de Industrias, FCEN, UBA, Arg, septiembre-diciembre 1979.
· I Seminario internacional de mecánica de fluidos, INTEC, Santa Fé, Arg, agosto 1981.
· Curso: "Fluidodinámica computacional: diferencias finitas", Dpto Seguridad nuclear, CNEA, Arg, abril 1983.
· Curso de postgrado: "Teoría de lenguajes, metodología de la programación", CLAMI, Buenos Aires, Arg, abril 1983.
· Curso: "Mecánica computacional", Centro de cómputos científicos, CAC, CNEA, Buenos Aires, Arg, abril-noviembre 1984.
· Beca de entrenamiento otorgada por el OIEA, en el Joint Research Centre, Institute for Safety Technology, ISPRA, Italia, junio-noviembre 1992.
· Beca de entrenamiento otorgada por el OIEA, en el Kernforschungszentrum, Institut fur Neutronenphysik und Reaktortechnik, Karlsruhe, Alemania, abril-julio 1994.
· Taller: “Protección radiológica del trabajador en medicina nuclear y biomedicina”, Sociedad Argentina de Radioprotección , septiembre 1998.
· Taller: “Protección radiológica del paciente”, Sociedad Argentina de Radioprotección, septiembre 1998.
· Curso de Capacitación Reguladores, Proyecto Calidad, Autoridad Regulatoria Nuclear, Noviembre 2002.
· Curso de Tramix-Gestión Operativa, Mayo 2005.
· Seminario “Mejorando el Desempeño Humano” y “Comunicaciones”, Septiembre 2005.
OTROS ANTECEDENTES
· Responsable por el Dpto. de Termodinámica en el convenio INTA-INTI, sobre conservas, 1978-1980.
· Responsable de la división termohidráulica del Dpto Termodinámica del INTI, 1978-1980.
· Miembro individual del Comité Argentino de Transferencia de Calor y Materia (CAMAT), desde 1980.
· Investigador científico del CONICET, 1981-1987.
· Miembro de la Sociedad Argentina de Radio Protección, desde 1985.
· Member, Organising Committee Thermal-Hydraulics Code Applications and
Maintenance Program (CAMP) in Bariloche, Argentina, April 27-30, 1999.
· Miembro de la Comisión Directiva de la Sociedad Argentina de Radio protección, 2002-2003.
· Curso de Capacitación de Reguladores (Sistemas de Calidad) Diciembre 2002.
· Miembro del Comité Organizador del VII Congreso Argentino de Protección Radiológica y Seguridad Nuclear, Buenos Aires, Argentina, Octubre 30-31, 2003.
· Docente en el Curso de Técnicos de la ARN, años 2002 y 2003.
. Docente en el curso de Post Grado de la ARN 2003-2007
· Responsable de Termohidráulica en el Licenciamiento de Atucha II. 2008.
LIBROS PUBLICADOS
- Más que un destello. El renacer de la política. Mirta Ventura. Editorial Dunken, Buenos Aires. 2011.
- La Palabra y la Mística, Motor necesario del Proyecto Nacional y Popular. Mirta Ventura. Editorial Dunken, Buenos Aires. 2014.
Mirta Ventura
