Properties and applications of high electron density structures based on InN and related compounds

El objetivo principal del presente trabajo es estudiar y explotar estructuras que presentan un gas bidimensional de electrones (2DEG) basadas en compuestos nitruros con alto contenido de indio. Existen muchas preguntas abiertas, relacionadas con el nitruro de indio y sus aleaciones, algunas de las cuales se han abordado en este estudio. En particular, se han investigado temas relacionados con el análisis y la tecnología del material, tanto para el InN y heteroestructuras de InAl(Ga)N/GaN como para sus aplicaciones a dispositivos avanzados. Después de un análisis de la dependencia de las propiedades del InN con respecto a tratamientos de procesado de dispositivos (plasma y térmicos), el problema relacionado con la formación de un contacto rectificador es considerado. Concretamente, su dificultad es debida a la presencia de acumulación de electrones superficiales en la forma de un gas bidimensional de electrones, debido al pinning del nivel de Fermi. El uso de métodos electroquímicos, comparados con técnicas propias de la microelectrónica, ha ayudado para la realización de esta tarea. En particular, se ha conseguido lamodulación de la acumulación de electrones con éxito. En heteroestructuras como InAl(Ga)N/GaN, el gas bidimensional está presente en la intercara entre GaN y InAl(Ga)N, aunque no haya polarización externa (estructuras modo on). La tecnología relacionada con la fabricación de transistores de alta movilidad en modo off (E-mode) es investigada. Se utiliza un método de ataque húmedo mediante una solución de contenido alcalino, estudiando las modificaciones estructurales que sufre la barrera. En este sentido, la necesidad de un control preciso sobre el material atacado es fundamental para obtener una estructura recessed para aplicaciones a transistores, con densidad de defectos e inhomogeneidad mínimos. La dependencia de la velocidad de ataque de las propiedades de las muestras antes del tratamiento es observada y comentada. Se presentan también investigaciones relacionadas con las propiedades básicas del InN. Gracias al uso de una puerta a través de un electrolito, el desplazamiento de los picos obtenidos por espectroscopia Raman es correlacionado con una variación de la densidad de electrones superficiales. En lo que concierne la aplicación a dispositivos, debido al estado de la tecnología actual y a la calidad del material InN, todavía no apto para dispositivos, la tesis se enfoca a la aplicación de heteroestructuras de InAl(Ga)N/GaN. Gracias a las ventajas de una barrera muy fina, comparada con la tecnología de AlGaN/GaN, el uso de esta estructura es adecuado para aplicaciones que requieren una elevada sensibilidad, estando el canal 2DEG más cerca de la superficie. De hecho, la sensibilidad obtenida en sensores de pH es comparable al estado del arte en términos de variaciones de potencial superficial, y, debido al poco espesor de la barrera, la variación de la corriente con el pH puede ser medida sin necesidad de un electrodo de referencia externo. Además, estructuras fotoconductivas basadas en un gas bidimensional presentan alta ganancia debida al elevado campo eléctrico en la intercara, que induce una elevada fuerza de separación entre hueco y electrón generados por absorción de luz. El uso de metalizaciones de tipo Schottky (fotodiodos Schottky y metal-semiconductormetal) reduce la corriente de oscuridad, en comparación con los fotoconductores. Además, la barrera delgada aumenta la eficiencia de extracción de los portadores. En consecuencia, se obtiene ganancia en todos los dispositivos analizados basados en heteroestructuras de InAl(Ga)N/GaN. Aunque presentando fotoconductividad persistente (PPC), los dispositivos resultan más rápidos con respeto a los valores que se dan en la literatura acerca de PPC en sistemas fotoconductivos. ABSTRACT The main objective of the present work is to study and exploit the two-dimensionalelectron- gas (2DEG) structures based on In-related nitride compounds. Many open questions are analyzed. In particular, technology and material-related topics are the focus of interest regarding both InNmaterial and InAl(Ga)N/GaNheterostructures (HSs) as well as their application to advanced devices. After the analysis of the dependence of InN properties on processing treatments (plasma-based and thermal), the problemof electrical blocking behaviour is taken into consideration. In particular its difficulty is due to the presence of a surface electron accumulation (SEA) in the form of a 2DEG, due to Fermi level pinning. The use of electrochemical methods, compared to standard microelectronic techniques, helped in the successful realization of this task. In particular, reversible modulation of SEA is accomplished. In heterostructures such as InAl(Ga)N/GaN, the 2DEGis present at the interface between GaN and InAl(Ga)N even without an external bias (normally-on structures). The technology related to the fabrication of normally off (E-mode) high-electron-mobility transistors (HEMTs) is investigated in heterostructures. An alkali-based wet-etching method is analysed, standing out the structural modifications the barrier underwent. The need of a precise control of the etched material is crucial, in this sense, to obtain a recessed structure for HEMT application with the lowest defect density and inhomogeneity. The dependence of the etch rate on the as-grown properties is observed and commented. Fundamental investigation related to InNis presented, related to the physics of this degeneratematerial. With the help of electrolyte gating (EG), the shift in Raman peaks is correlated to a variation in surface eletron density. As far as the application to device is concerned, due to the actual state of the technology and material quality of InN, not suitable for working devices yet, the focus is directed to the applications of InAl(Ga)N/GaN HSs. Due to the advantages of a very thin barrier layer, compared to standard AlGaN/GaN technology, the use of this structure is suitable for high sensitivity applications being the 2DEG channel closer to the surface. In fact, pH sensitivity obtained is comparable to the state-of-the-art in terms of surface potential variations, and, due to the ultrathin barrier, the current variation with pH can be recorded with no need of the external reference electrode. Moreover, 2DEG photoconductive structures present a high photoconductive gain duemostly to the high electric field at the interface,and hence a high separation strength of photogenerated electron and hole. The use of Schottky metallizations (Schottky photodiode and metal-semiconductor-metal) reduce the dark current, compared to photoconduction, and the thin barrier helps to increase the extraction efficiency. Gain is obtained in all the device structures investigated. The devices, even if they present persistent photoconductivity (PPC), resulted faster than the standard PPC related decay values.

Simulation, Design and Analysis of Air-Breathing Combined-Cycle Engines for High Speed Propulsion

Desde la aparición del turborreactor, el motor aeróbico con turbomaquinaria ha demostrado unas prestaciones excepcionales en los regímenes subsónico y supersónico bajo. No obstante, la operación a velocidades superiores requiere sistemas más complejos y pesados, lo cual ha imposibilitado la ejecución de estos conceptos. Los recientes avances tecnológicos, especialmente en materiales ligeros, han restablecido el interés por los motores de ciclo combinado. La simulación numérica de estos nuevos conceptos es esencial para estimar las prestaciones de la planta propulsiva, así como para abordar las dificultades de integración entre célula y motor durante las primeras etapas de diseño. Al mismo tiempo, la evaluación de estos extraordinarios motores requiere una metodología de análisis distinta. La tesis doctoral versa sobre el diseño y el análisis de los mencionados conceptos propulsivos mediante el modelado numérico y la simulación dinámica con herramientas de vanguardia. Las distintas arquitecturas presentadas por los ciclos combinados basados en sendos turborreactor y motor cohete, así como los diversos sistemas comprendidos en cada uno de ellos, hacen necesario establecer una referencia común para su evaluación. Es más, la tendencia actual hacia aeronaves "más eléctricas" requiere una nueva métrica para juzgar la aptitud de un proceso de generación de empuje en el que coexisten diversas formas de energía. A este respecto, la combinación del Primer y Segundo Principios define, en un marco de referencia absoluto, la calidad de la trasferencia de energía entre los diferentes sistemas. Esta idea, que se ha estado empleando desde hace mucho tiempo en el análisis de plantas de potencia terrestres, ha sido extendida para relacionar la misión de la aeronave con la ineficiencia de cada proceso involucrado en la generación de empuje. La metodología se ilustra mediante el estudio del motor de ciclo combinado variable de una aeronave para el crucero a Mach 5. El diseño de un acelerador de ciclo combinado basado en el turborreactor sirve para subrayar la importancia de la integración del motor y la célula. El diseño está limitado por la trayectoria ascensional y el espacio disponible en la aeronave de crucero supersónico. Posteriormente se calculan las prestaciones instaladas de la planta propulsiva en función de la velocidad y la altitud de vuelo y los parámetros de control del motor: relación de compresión, relación aire/combustible y área de garganta. ABSTRACT Since the advent of the turbojet, the air-breathing engine with rotating machinery has demonstrated exceptional performance in the subsonic and low supersonic regimes. However, the operation at higher speeds requires further system complexity and weight, which so far has impeded the realization of these concepts. Recent technology developments, especially in lightweight materials, have restored the interest towards combined-cycle engines. The numerical simulation of these new concepts is essential at the early design stages to compute a first estimate of the engine performance in addition to addressing airframe-engine integration issues. In parallel, a different analysis methodology is required to evaluate these unconventional engines. The doctoral thesis concerns the design and analysis of the aforementioned engine concepts by means of numerical modeling and dynamic simulation with state-of-the-art tools. A common reference is needed to evaluate the different architectures of the turbine and the rocket-based combined-cycle engines as well as the various systems within each one of them. Furthermore, the actual trend towards more electric aircraft necessitates a common metric to judge the suitability of a thrust generation process where different forms of energy coexist. In line with this, the combination of the First and the Second Laws yields the quality of the energy being transferred between the systems on an absolute reference frame. This idea, which has been since long applied to the analysis of on-ground power plants, was extended here to relate the aircraft mission with the inefficiency of every process related to the thrust generation. The methodology is illustrated with the study of a variable- combined-cycle engine for a Mach 5 cruise aircraft. The design of a turbine-based combined-cycle booster serves to highlight the importance of the engine-airframe integration. The design is constrained by the ascent trajectory and the allocated space in the supersonic cruise aircraft. The installed performance of the propulsive plant is then computed as a function of the flight speed and altitude and the engine control parameters: pressure ratio, air-to-fuel ratio and throat area.

Enhanced thermionic currents by non equilibrium electron population of metals

An analytical expression is derived for the electron thermionic current from heated metals by using a non equilibrium, modified Kappa energy distribution for electrons. This isotropic distribution characterizes the long high energy tails in the electron energy spectrum for low values of the index ? and also accounts for the Fermi energy for the metal electrons. The limit for large ? recovers the classical equilibrium Fermi-Dirac distribution. The predicted electron thermionic current for low ? increases between four and five orders of magnitude with respect to the predictions of the equilibrium Richardson-Dushmann current. The observed departures from this classical expression, also recovered for large ?, would correspond to moderate values of this index. The strong increments predicted by the thermionic emission currents suggest that, under appropriate conditions, materials with non equilibrium electron populations would become more efficient electron emitters at low temperatures.

Evaluation of preisach model of hysteresis to model superconductors

The Large Hadron Collider is the world’s largest and most powerful particle accelerator. The project is divided in phases. The first one goes from 2009 until 2020. The second phase will consist of the implementation of upgrades. One of the upgrades is to increase the ratio of collision, the luminosity. This objective is the main of one of the most important projects which is carrying out the upgrades: Hi-Lumi LHC project. Increasing luminosity could be done by using a new material in the superconductor magnets placed at the interaction points: Nb3Sn, instead of NbTi, the one being used right now. Before implementing it many aspects should be analysed. One of them is the induction magnetic field quality. The tool used so far has been ROXIE, software developed at CERN by S. Russenschuck. One of the main features of the programme is the time-transient analysis, which is based on three mathematical models. It is quite precise for fields above 1.5 Tesla. However, they are not very accurate for lower fields. Therefore the aim of this project is to evaluate a more accurate model: Classical Preisach Model of Hysteresis, in order to better analyse induced field quality in the new material Nb3Sn. Resumen: El Gran Colisionador de Hadrones es el mayor acelerador de partículas circular del mundo. Se trata de uno de los mayores proyectos de investigación. La primera fase de funcionamiento comprende desde 2009 a 2020, cuando comenzará la siguiente fase. Durante el primer periodo se han pensado mejoras para que puedan ser implementadas en la segunda fase. Una de ellas es el aumento del ratio de las colisiones entre protones por choque. Este es el principal objetivo de uno de los proyectos que está llevando a cabo las mejoras a ser implementadas en 2020: Hi- Lumi LHC. Se cambiarán los imanes superconductores de NbTi de las dos zonas principales de interacción, y se sustituirán por imanes de Nb3Sn. Esta sustituciónn conlleva un profundo estudio previo. Entre otros, uno de los factores a analizar es la calidad del campo magnético. La herramienta utilizada es el software desarrollado por S. Russenschuck en el CERN llamado ROXIE. Está basado en tres modelos de magnetización, los cuales son precisos para campos mayores de 1.5 T. Sin embargo, no lo son tanto para campos menores. Con este proyecto se pretende evaluar la implementación de un cuarto modelo, el modelo clásico de histéresis de Preisach que permita llevar a cabo un mejor análisis de la calidad del campo inducido por el futuro material a utilizar en algunos de los imanes.

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.

Modelización de las propiedades radiativas e interacción de láseres ultraintensos con la materia

Desde el año 2004 el código ARWEN ha sido utilizado con éxito para simular y diseñar experimentos relacionados con blancos para fusión por confinamiento inercial [146], astrofísica de laboratorio [145], plasmas como amplificadores de láseres de rayos X [107] o plasmas creados por láser para la medición de espectros de transmisión. Para la realización de estas simulaciones es necesario, además de métodos de alto orden precisos y que presenten buenas propiedades conservativas, conocer ciertas propiedades de los plasmas. En el caso de la fluidodinámica y la conducción electrónica necesitaremos conocer la ecuación de estado [94, 49, 36], y para el transporte de la radiación será preciso disponer de los datos de absorción y emisión [104, 95, 40]. Hasta el año 2009 ARWEN dependía de códigos externos para la generación de estas tablas de opacidad, careciendo de control sobre los métodos empleados para su generación. Además estos códigos asumían equilibrio local termodinámico (LTE), limitando su validez a rangos de alta densidad y baja temperatura. En el marco de esta tesis se ha desarrollado el código BIGBART para la generación de tablas detalladas de opacidad y emisividad para su uso en el módulo de transporte de radiación. De esta forma el grupo dispondrá de su propia herramienta de generación de propiedades radiativas. El código desarrollado es capaz de tratar plasmas en estado fuera de equilibrio (non-LTE) mediante el modelo colisional-radiativo, extendiendo así el rango de validez de las tablas generadas. El trabajo desarrollado para implementar un código LTE/non-LTE estacionario es el siguiente Cálculo de estructura y datos atómicos. Se ha acoplado en código FAC a BIGBART, incorporando la capacidad para generar potenciales atómicos para una configuración y el cálculo de funciones de onda de electrones en orbitales ligados y libres. Aproximaciones y métodos para la obtención de tasas y secciones eficaces de procesos. Se han incluido y programado los modelos implementados en FAC para el cálculo de secciones eficaces de fotoionización, y tasas de decaimiento de emisión espontánea y autoionización. Además se ha incluido el modelo Plane-Wave Born (PWBA) para el cálculo de las secciones eficaces de ionización y excitación colisional. Modelos para la obtención de la distribución de estados iónicos dentro del plasma. Se ha programado un solver LTE basado en la ecuación de Saha-Boltzmann con efectos de ionización por presión debida a los iones adyacentes. También se ha implementado un modelo non-LTE colisionalradiativo para la resolución del sistema de ecuaciones que nos permite obtener la densidad de estados iónicos fuera de equilibrio. Modelo non-LTE RADIOM. Se ha implementado el modelo RADIOM para aproximar efectos de no-equilibrio mediante cálculos LTE a una temperatura equivalente, menor o igual que la temperatura electrónica real. Cálculo de las propiedades espectrales de absorción y emisión. Se han implementado los modelos para el cálculo de los perfiles espectrales de absorción y emisión para procesos entre niveles ligados, ligado-libre y librelibre. Aprovechando el trabajo realizado en este sentido, durante el transcurso de esta tesis se amplió el código BIGBART para tratar problemas con dependencia temporal. La extensión para tratar este tipo de problemas se orientó a la simulación numérica de la interacción de láseres ultra intensos en el rango XUV/rayos X. Para ello, además de adaptar el modelo non-LTE colisionalradiativo se incluyeron procesos adicionales asociados a la interacción de la materia con fotones altamente energéticos. También se han incluido modelos para el cálculo de las propiedades ópticas, y por ende las propiedades dieléctricas de la materia irradiada, de gran interés en algunas aplicaciones novedosas de estos láseres intensos. Debido a la naturaleza fuertemente fuera de equilibrio en la interacción de fotones de alta energía con la materia, se incluyó el tratamiento de la distribución de electrones libres fuera de equilibrio en la aproximación de Fokker-Planck, tanto para condiciones degeneradas como no degeneradas. El trabajo desarrollado en el código non-LTE con dependencia temporal es el siguiente Procesos asociados a láseres intensos XUV/rayos X. Se ha implementado el cálculo de procesos radiativos estimulados de absorción y emisión por el láser. También se han incluido procesos asociados a la creación de vacantes en capas internas electrónicas (Shake), además de doble autoionización y doble fotoionización. Cálculo de propiedades ópticas y dieléctricas en blancos sólidos. Se ha implementado un modelo para la absorción por bremsstrahlung inverso en blancos en estado sólido. Con el coeficiente de extinción debido a procesos de fotoabsorción resonante, fotoionización y bremsstrahlung inverso se obtiene el ´ındice de refracción mediante la relación de Kronig-Kramers. Electrones fuera de equilibrio. Se ha tratado la evolución de la distribución de electrones, cuando no está justificado asumir que es Maxwelliana o de Fermi-Dirac, mediante la aproximación de Fokker-Planck para la colisión entre electrones libres. En la resolución de la ecuación de Fokker-Planck se han incluido los procesos inelásticos por colisiones con iones y términos fuente por interacción con el láser y otros procesos. ABSTRACT Since 2004 the ARWEN code has been successfully used to simulate and design targets for inertial confinement fusion experiments [146], laboratory astrophysics [145], plasmas as X-ray lasers amplifiers [107] or laser created plasmas for measuring transmission spectra. To perform these simulations it is necessary, in addition to high order precise methods with good conservative properties, to know certain properties of plasmas. For fluid dynamic and electronic conduction we need to know the equation of state [94, 49, 36], and for radiation transport it will be necessary to have the data of the absorption and emission [104, 95, 40]. Until 2009 ARWEN depended on external codes to generate these opacity tables, lacking of control over the methods used for their generation. Besides, these codes assumed local thermodynamic equilibrium (LTE), limiting their validity ranges to high densities and low temperatures. As part of this thesis it has been developed the BIGBART code for generating detailed opacity and emissivity tables for use in the radiation transport module. This group will have its own tool for the generation of radiative properties. The developed code is capable of treating plasmas out of equilibrium (non-LTE) by means of a collisional-radiative model, extending the range of validity of the generated tables. The work to implement an LTE/non-LTE steady-state code is as follows Calculation of structure and atomic data. the FAC code was coupled to BIGBART, incorporating the ability to generate atomic potentials for calculating configuration wave functions for bound and free electrons. Approaches and methods for obtaining cross sections and processes rates. We have included and reprogrammed in Fortran the models implemented in FAC for calculation of photoionization cross sections and decay rates of spontaneous emission and autoionization. We also included the Plane- Wave Born (PWBA) model to calculate the cross sections of ionization and collisional excitation. Models for the obtention of the distribution of ionic states within the plasma. We programmed a LTE solver based on the Saha-Boltzmann equation with pressure ionization effects due to adjacent ions. It has also been implemented a non-LTE collisional-radiative model for solving the system of equations that allows us to obtain the density of ionic states out of equilibrium. Non-LTE RADIOM model. We have implemented the non-LTE RADIOM model to approximate non-equilibrium effects with LTE data at an equivalent temperature, lower or equal to the actual electronic temperature. Calculation of the spectral absorption and emission properties. Models have been implemented for the calculation of the spectral profiles of absorption and emission processes between bound levels, free-bound and free-free. Taking advantage of the work done in this direction throughout the course of this thesis the code BIGBART was extended to treat time-dependent problems. The extension to treat such problems is oriented to the numerical simulation of the interaction of ultra intense lasers in the XUV/X-ray range. For this range, in addition to adapting the non-LTE collisional-radiative model, additional processes associated with the interaction of matter with high energy photons. We also included models for calculation of the optical properties, and therefore the dielectric properties of the irradiated material, of great interest in some novel applications of these intense lasers. Due to the strong non-equilibrium nature of the interaction of high energy photons with matter, we included the treatment of the distribution of free electrons out of equilibrium in the Fokker-Planck approximation for both degenerate and non-degenerate conditions. The work in the non-LTE time-dependent code is as follows Processes associated with intense XUV/X-ray lasers. We have implemented the calculation of stimulated radiative processes in absorption and emission. Also we included processes associated with the creation of electronic vacancies in inner shells (Shake), double autoionization and double photoionization. Calculation of optical and dielectric properties in solid targets. We have implemented a model for inverse bremsstrahlung absorption in solid targets. With the extinction coefficient from resonant photoabsorption, photoionization and inverse bremsstrahlung the refractive index is obtained by the Kramers-Kronig relation. Electrons out of equilibrium. We treat the evolution of the electron distribution, when it is not justified to assume a Maxwellian or Fermi-Dirac distribution, by the Fokker-Planck approximation for collisions between electrons. When solving the Fokker-Planck equation we included inelastic collision processes with ions and source terms by interaction with the laser and other processes.

High power beam dump project for the accelerator prototype LIPAc: Cooling design and analysis

En el campo de la fusión nuclear y desarrollándose en paralelo a ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), el proyecto IFMIF (International Fusion Material Irradiation Facility) se enmarca dentro de las actividades complementarias encaminadas a solucionar las barreras tecnológicas que aún plantea la fusión. En concreto IFMIF es una instalación de irradiación cuya misión es caracterizar materiales resistentes a condiciones extremas como las esperadas en los futuros reactores de fusión como DEMO (DEMOnstration power plant). Consiste de dos aceleradores de deuterones que proporcionan un haz de 125 mA y 40 MeV cada uno, que al colisionar con un blanco de litio producen un flujo neutrónico intenso (1017 neutrones/s) con un espectro similar al de los neutrones de fusión [1], [2]. Dicho flujo neutrónico es empleado para irradiar los diferentes materiales candidatos a ser empleados en reactores de fusión, y las muestras son posteriormente examinadas en la llamada instalación de post-irradiación. Como primer paso en tan ambicioso proyecto, una fase de validación y diseño llamada IFMIFEVEDA (Engineering Validation and Engineering Design Activities) se encuentra actualmente en desarrollo. Una de las actividades contempladas en esta fase es la construcción y operación de una acelarador prototipo llamado LIPAc (Linear IFMIF Prototype Accelerator). Se trata de un acelerador de deuterones de alta intensidad idéntico a la parte de baja energía de los aceleradores de IFMIF. Los componentes del LIPAc, que será instalado en Japón, son suministrados por diferentes países europeos. El acelerador proporcionará un haz continuo de deuterones de 9 MeV con una potencia de 1.125 MW que tras ser caracterizado con diversos instrumentos deberá pararse de forma segura. Para ello se requiere un sistema denominado bloque de parada (Beam Dump en inglés) que absorba la energía del haz y la transfiera a un sumidero de calor. España tiene el compromiso de suministrar este componente y CIEMAT (Centro de Investigaciones Energéticas Medioambientales y Tecnológicas) es responsable de dicha tarea. La pieza central del bloque de parada, donde se para el haz de iones, es un cono de cobre con un ángulo de 3.5o, 2.5 m de longitud y 5 mm de espesor. Dicha pieza está refrigerada por agua que fluye en su superficie externa por el canal que se forma entre el cono de cobre y otra pieza concéntrica con éste. Este es el marco en que se desarrolla la presente tesis, cuyo objeto es el diseño del sistema de refrigeración del bloque de parada del LIPAc. El diseño se ha realizado utilizando un modelo simplificado unidimensional. Se han obtenido los parámetros del agua (presión, caudal, pérdida de carga) y la geometría requerida en el canal de refrigeración (anchura, rugosidad) para garantizar la correcta refrigeración del bloque de parada. Se ha comprobado que el diseño permite variaciones del haz respecto a la situación nominal siendo el flujo crítico calorífico al menos 2 veces superior al nominal. Se han realizado asimismo simulaciones fluidodinámicas 3D con ANSYS-CFX en aquellas zonas del canal de refrigeración que lo requieren. El bloque de parada se activará como consecuencia de la interacción del haz de partículas lo que impide cualquier cambio o reparación una vez comenzada la operación del acelerador. Por ello el diseño ha de ser muy robusto y todas las hipótesis utilizadas en la realización de éste deben ser cuidadosamente comprobadas. Gran parte del esfuerzo de la tesis se centra en la estimación del coeficiente de transferencia de calor que es determinante en los resultados obtenidos, y que se emplea además como condición de contorno en los cálculos mecánicos. Para ello por un lado se han buscado correlaciones cuyo rango de aplicabilidad sea adecuado para las condiciones del bloque de parada (canal anular, diferencias de temperatura agua-pared de decenas de grados). En un segundo paso se han comparado los coeficientes de película obtenidos a partir de la correlación seleccionada (Petukhov-Gnielinski) con los que se deducen de simulaciones fluidodinámicas, obteniendo resultados satisfactorios. Por último se ha realizado una validación experimental utilizando un prototipo y un circuito hidráulico que proporciona un flujo de agua con los parámetros requeridos en el bloque de parada. Tras varios intentos y mejoras en el experimento se han obtenido los coeficientes de película para distintos caudales y potencias de calentamiento. Teniendo en cuenta la incertidumbre de las medidas, los valores experimentales concuerdan razonablemente bien (en el rango de 15%) con los deducidos de las correlaciones. Por motivos radiológicos es necesario controlar la calidad del agua de refrigeración y minimizar la corrosión del cobre. Tras un estudio bibliográfico se identificaron los parámetros del agua más adecuados (conductividad, pH y concentración de oxígeno disuelto). Como parte de la tesis se ha realizado asimismo un estudio de la corrosión del circuito de refrigeración del bloque de parada con el doble fin de determinar si puede poner en riesgo la integridad del componente, y de obtener una estimación de la velocidad de corrosión para dimensionar el sistema de purificación del agua. Se ha utilizado el código TRACT (TRansport and ACTivation code) adaptándalo al caso del bloque de parada, para lo cual se trabajó con el responsable (Panos Karditsas) del código en Culham (UKAEA). Los resultados confirman que la corrosión del cobre en las condiciones seleccionadas no supone un problema. La Tesis se encuentra estructurada de la siguiente manera: En el primer capítulo se realiza una introducción de los proyectos IFMIF y LIPAc dentro de los cuales se enmarca esta Tesis. Además se describe el bloque de parada, siendo el diseño del sistema de rerigeración de éste el principal objetivo de la Tesis. En el segundo y tercer capítulo se realiza un resumen de la base teórica así como de las diferentes herramientas empleadas en el diseño del sistema de refrigeración. El capítulo cuarto presenta los resultados del relativos al sistema de refrigeración. Tanto los obtenidos del estudio unidimensional, como los obtenidos de las simulaciones fluidodinámicas 3D mediante el empleo del código ANSYS-CFX. En el quinto capítulo se presentan los resultados referentes al análisis de corrosión del circuito de refrigeración del bloque de parada. El capítulo seis se centra en la descripción del montaje experimental para la obtención de los valores de pérdida de carga y coeficiente de transferencia del calor. Asimismo se presentan los resultados obtenidos en dichos experimentos. Finalmente encontramos un capítulo de apéndices en el que se describen una serie de experimentos llevados a cabo como pasos intermedios en la obtención del resultado experimental del coeficiente de película. También se presenta el código informático empleado para el análisis unidimensional del sistema de refrigeración del bloque de parada llamado CHICA (Cooling and Heating Interaction and Corrosion Analysis). ABSTRACT In the nuclear fusion field running in parallel to ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) as one of the complementary activities headed towards solving the technological barriers, IFMIF (International Fusion Material Irradiation Facility) project aims to provide an irradiation facility to qualify advanced materials resistant to extreme conditions like the ones expected in future fusion reactors like DEMO (DEMOnstration Power Plant). IFMIF consists of two constant wave deuteron accelerators delivering a 125 mA and 40 MeV beam each that will collide on a lithium target producing an intense neutron fluence (1017 neutrons/s) with a similar spectra to that of fusion neutrons [1], [2]. This neutron flux is employed to irradiate the different material candidates to be employed in the future fusion reactors, and the samples examined after irradiation at the so called post-irradiative facilities. As a first step in such an ambitious project, an engineering validation and engineering design activity phase called IFMIF-EVEDA (Engineering Validation and Engineering Design Activities) is presently going on. One of the activities consists on the construction and operation of an accelerator prototype named LIPAc (Linear IFMIF Prototype Accelerator). It is a high intensity deuteron accelerator identical to the low energy part of the IFMIF accelerators. The LIPAc components, which will be installed in Japan, are delivered by different european countries. The accelerator supplies a 9 MeV constant wave beam of deuterons with a power of 1.125 MW, which after being characterized by different instruments has to be stopped safely. For such task a beam dump to absorb the beam energy and take it to a heat sink is needed. Spain has the compromise of delivering such device and CIEMAT (Centro de Investigaciones Energéticas Medioambientales y Tecnológicas) is responsible for such task. The central piece of the beam dump, where the ion beam is stopped, is a copper cone with an angle of 3.5o, 2.5 m long and 5 mm width. This part is cooled by water flowing on its external surface through the channel formed between the copper cone and a concentric piece with the latter. The thesis is developed in this realm, and its objective is designing the LIPAc beam dump cooling system. The design has been performed employing a simplified one dimensional model. The water parameters (pressure, flow, pressure loss) and the required annular channel geometry (width, rugoisty) have been obtained guaranteeing the correct cooling of the beam dump. It has been checked that the cooling design allows variations of the the beam with respect to the nominal position, being the CHF (Critical Heat Flux) at least twice times higher than the nominal deposited heat flux. 3D fluid dynamic simulations employing ANSYS-CFX code in the beam dump cooling channel sections which require a more thorough study have also been performed. The beam dump will activateasaconsequenceofthe deuteron beam interaction, making impossible any change or maintenance task once the accelerator operation has started. Hence the design has to be very robust and all the hypotheses employed in the design mustbecarefully checked. Most of the work in the thesis is concentrated in estimating the heat transfer coefficient which is decisive in the obtained results, and is also employed as boundary condition in the mechanical analysis. For such task, correlations which applicability range is the adequate for the beam dump conditions (annular channel, water-surface temperature differences of tens of degrees) have been compiled. In a second step the heat transfer coefficients obtained from the selected correlation (Petukhov- Gnielinski) have been compared with the ones deduced from the 3D fluid dynamic simulations, obtaining satisfactory results. Finally an experimental validation has been performed employing a prototype and a hydraulic circuit that supplies a flow with the requested parameters in the beam dump. After several tries and improvements in the experiment, the heat transfer coefficients for different flows and heating powers have been obtained. Considering the uncertainty in the measurements the experimental values agree reasonably well (in the order of 15%) with the ones obtained from the correlations. Due to radiological reasons the quality of the cooling water must be controlled, hence minimizing the copper corrosion. After performing a bibligraphic study the most adequate water parameters were identified (conductivity, pH and dissolved oxygen concentration). As part of this thesis a corrosion study of the beam dump cooling circuit has been performed with the double aim of determining if corrosion can pose a risk for the copper beam dump , and obtaining an estimation of the corrosion velocitytodimension the water purification system. TRACT code(TRansport and ACTivation) has been employed for such study adapting the code for the beam dump case. For such study a collaboration with the code responsible (Panos Karditsas) at Culham (UKAEA) was established. The work developed in this thesis has supposed the publication of three articles in JCR journals (”Journal of Nuclear Materials” y ”Fusion Engineering and Design”), as well as presentations in more than four conferences and relevant meetings.

Evaluation of reactivity monitoring techniques at the Yalina – Booster subcritical facility

La gestión de los residuos radiactivos de vida larga producidos en los reactores nucleares constituye uno de los principales desafíos de la tecnología nuclear en la actualidad. Una posible opción para su gestión es la transmutación de los nucleidos de vida larga en otros de vida más corta. Los sistemas subcríticos guiados por acelerador (ADS por sus siglas en inglés) son una de las tecnologías en desarrollo para logar este objetivo. Un ADS consiste en un reactor nuclear subcrítico mantenido en un estado estacionario mediante una fuente externa de neutrones guiada por un acelerador de partículas. El interés de estos sistemas radica en su capacidad para ser cargados con combustibles que tengan contenidos de actínidos minoritarios mayores que los reactores críticos convencionales, y de esta manera, incrementar las tasas de trasmutación de estos elementos, que son los principales responsables de la radiotoxicidad a largo plazo de los residuos nucleares. Uno de los puntos clave que han sido identificados para la operación de un ADS a escala industrial es la necesidad de monitorizar continuamente la reactividad del sistema subcrítico durante la operación. Por esta razón, desde los años 1990 se han realizado varios experimentos en conjuntos subcríticos de potencia cero (MUSE, RACE, KUCA, Yalina, GUINEVERE/FREYA) con el fin de validar experimentalmente estas técnicas. En este contexto, la presente tesis se ocupa de la validación de técnicas de monitorización de la reactividad en el conjunto subcrítico Yalina-Booster. Este conjunto pertenece al Joint Institute for Power and Nuclear Research (JIPNR-Sosny) de la Academia Nacional de Ciencias de Bielorrusia. Dentro del proyecto EUROTRANS del 6º Programa Marco de la UE, en el año 2008 se ha realizado una serie de experimentos en esta instalación concernientes a la monitorización de la reactividad bajo la dirección del CIEMAT. Se han realizado dos tipos de experimentos: experimentos con una fuente de neutrones pulsada (PNS) y experimentos con una fuente continua con interrupciones cortas (beam trips). En el caso de los primeros, experimentos con fuente pulsada, existen dos técnicas fundamentales para medir la reactividad, conocidas como la técnica del ratio bajo las áreas de los neutrones inmediatos y retardados (o técnica de Sjöstrand) y la técnica de la constante de decaimiento de los neutrones inmediatos. Sin embargo, varios experimentos han mostrado la necesidad de aplicar técnicas de corrección para tener en cuenta los efectos espaciales y energéticos presentes en un sistema real y obtener valores precisos de la reactividad. En esta tesis, se han investigado estas correcciones mediante simulaciones del sistema con el código de Montecarlo MCNPX. Esta investigación ha servido también para proponer una versión generalizada de estas técnicas donde se buscan relaciones entre la reactividad el sistema y las cantidades medidas a través de simulaciones de Monte Carlo. El segundo tipo de experimentos, experimentos con una fuente continua e interrupciones del haz, es más probable que sea empleado en un ADS industrial. La versión generalizada de las técnicas desarrolladas para los experimentos con fuente pulsada también ha sido aplicada a los resultados de estos experimentos. Además, el trabajo presentado en esta tesis es la primera vez, en mi conocimiento, en que la reactividad de un sistema subcrítico se monitoriza durante la operación con tres técnicas simultáneas: la técnica de la relación entre la corriente y el flujo (current-to-flux), la técnica de desconexión rápida de la fuente (source-jerk) y la técnica del decaimiento de los neutrones inmediatos. Los casos analizados incluyen la variación rápida de la reactividad del sistema (inserción y extracción de las barras de control) y la variación rápida de la fuente de neutrones (interrupción larga del haz y posterior recuperación). ABSTRACT The management of long-lived radioactive wastes produced by nuclear reactors constitutes one of the main challenges of nuclear technology nowadays. A possible option for its management consists in the transmutation of long lived nuclides into shorter lived ones. Accelerator Driven Subcritical Systems (ADS) are one of the technologies in development to achieve this goal. An ADS consists in a subcritical nuclear reactor maintained in a steady state by an external neutron source driven by a particle accelerator. The interest of these systems lays on its capacity to be loaded with fuels having larger contents of minor actinides than conventional critical reactors, and in this way, increasing the transmutation rates of these elements, that are the main responsible of the long-term radiotoxicity of nuclear waste. One of the key points that have been identified for the operation of an industrial-scale ADS is the need of continuously monitoring the reactivity of the subcritical system during operation. For this reason, since the 1990s a number of experiments have been conducted in zero-power subcritical assemblies (MUSE, RACE, KUCA, Yalina, GUINEVERE/FREYA) in order to experimentally validate these techniques. In this context, the present thesis is concerned with the validation of reactivity monitoring techniques at the Yalina-Booster subcritical assembly. This assembly belongs to the Joint Institute for Power and Nuclear Research (JIPNR-Sosny) of the National Academy of Sciences of Belarus. Experiments concerning reactivity monitoring have been performed in this facility under the EUROTRANS project of the 6th EU Framework Program in year 2008 under the direction of CIEMAT. Two types of experiments have been carried out: experiments with a pulsed neutron source (PNS) and experiments with a continuous source with short interruptions (beam trips). For the case of the first ones, PNS experiments, two fundamental techniques exist to measure the reactivity, known as the prompt-to-delayed neutron area-ratio technique (or Sjöstrand technique) and the prompt neutron decay constant technique. However, previous experiments have shown the need to apply correction techniques to take into account the spatial and energy effects present in a real system and thus obtain accurate values for the reactivity. In this thesis, these corrections have been investigated through simulations of the system with the Monte Carlo code MCNPX. This research has also served to propose a generalized version of these techniques where relationships between the reactivity of the system and the measured quantities are obtained through Monte Carlo simulations. The second type of experiments, with a continuous source with beam trips, is more likely to be employed in an industrial ADS. The generalized version of the techniques developed for the PNS experiments has also been applied to the result of these experiments. Furthermore, the work presented in this thesis is the first time, to my knowledge, that the reactivity of a subcritical system has been monitored during operation simultaneously with three different techniques: the current-to-flux, the source-jerk and the prompt neutron decay techniques. The cases analyzed include the fast variation of the system reactivity (insertion and extraction of a control rod) and the fast variation of the neutron source (long beam interruption and subsequent recovery).

Research on wide-bandgap intermediate band solar cells and development of experimental techniques for their characterization

El trabajo que ha dado lugar a esta Tesis Doctoral se enmarca en la invesitagación en células solares de banda intermedia (IBSCs, por sus siglas en inglés). Se trata de un nuevo concepto de célula solar que ofrece la posibilidad de alcanzar altas eficiencias de conversión fotovoltaica. Hasta ahora, se han demostrado de manera experimental los fundamentos de operación de las IBSCs; sin embargo, esto tan sólo has sido posible en condicines de baja temperatura. El concepto de banda intermedia (IB, por sus siglas en inglés) exige que haya desacoplamiento térmico entre la IB y las bandas de valencia y conducción (VB and CB, respectivamente, por sus siglas en inglés). Los materiales de IB actuales presentan un acoplamiento térmico demasiado fuerte entre la IB y una de las otras dos bandas, lo cual impide el correcto funcionamiento de las IBSCs a temperatura ambiente. En el caso particular de las IBSCs fabricadas con puntos cuánticos (QDs, por sus siglas en inglés) de InAs/GaAs - a día de hoy, la tecnología de IBSC más estudiada - , se produce un rápido intercambio de portadores entre la IB y la CB, por dos motivos: (1) una banda prohibida estrecha (< 0.2 eV) entre la IB y la CB, E^, y (2) la existencia de niveles electrónicos entre ellas. El motivo (1) implica, a su vez, que la máxima eficiencia alcanzable en estos dispositivos es inferior al límite teórico de la IBSC ideal, en la cual E^ = 0.71 eV. En este contexto, nuestro trabajo se centra en el estudio de IBSCs de alto gap (o banda prohibida) fabricadsas con QDs, o lo que es lo mismo, QD-IBSCs de alto gap. Hemos fabricado e investigado experimentalmente los primeros prototipos de QD-IBSC en los que se utiliza AlGaAs o InGaP para albergar QDs de InAs. En ellos demostramos une distribución de gaps mejorada con respecto al caso de InAs/GaAs. En concreto, hemos medido valores de E^ mayores que 0.4 eV. En los prototipos de InAs/AlGaAs, este incremento de E^ viene acompaado de un incremento, en más de 100 meV, de la energía de activación del escape térmico. Además, nuestros dispositivos de InAs/AlGaAs demuestran conversión a la alza de tensión; es decir, la producción de una tensión de circuito abierto mayor que la energía de los fotones (dividida por la carga del electrón) de un haz monocromático incidente, así como la preservación del voltaje a temperaura ambiente bajo iluminación de luz blanca concentrada. Asimismo, analizamos el potencial para detección infrarroja de los materiales de IB. Presentamos un nuevo concepto de fotodetector de infrarrojos, basado en la IB, que hemos llamado: fotodetector de infrarrojos activado ópticamente (OTIP, por sus siglas en inglés). Nuestro novedoso dispositivo se basa en un nuevo pricipio físico que permite que la detección de luz infrarroja sea conmutable (ON y OFF) mediante iluminación externa. Hemos fabricado un OTIP basado en QDs de InAs/AlGaAs con el que demostramos fotodetección, bajo incidencia normal, en el rango 2-6/xm, activada ópticamente por un diodoe emisor de luz de 590 nm. El estudio teórico del mecanismo de detección asistido por la IB en el OTIP nos lleva a poner en cuestión la asunción de quasi-niveles de Fermi planos en la zona de carga del espacio de una célula solar. Apoyados por simuaciones a nivel de dispositivo, demostramos y explicamos por qué esta asunción no es válida en condiciones de corto-circuito e iluminación. También llevamos a cabo estudios experimentales en QD-IBSCs de InAs/AlGaAs con la finalidad de ampliar el conocimiento sobre algunos aspectos de estos dispositivos que no han sido tratados aun. En particular, analizamos el impacto que tiene el uso de capas de disminución de campo (FDLs, por sus siglas en inglés), demostrando su eficiencia para evitar el escape por túnel de portadores desde el QD al material anfitrión. Analizamos la relación existente entre el escape por túnel y la preservación del voltaje, y proponemos las medidas de eficiencia cuántica en función de la tensión como una herramienta útil para evaluar la limitación del voltaje relacionada con el túnel en QD-IBSCs. Además, realizamos medidas de luminiscencia en función de la temperatura en muestras de InAs/GaAs y verificamos que los resltados obtenidos están en coherencia con la separación de los quasi-niveles de Fermi de la IB y la CB a baja temperatura. Con objeto de contribuir a la capacidad de fabricación y caracterización del Instituto de Energía Solar de la Universidad Politécnica de Madrid (IES-UPM), hemos participado en la instalación y puesta en marcha de un reactor de epitaxia de haz molecular (MBE, por sus siglas en inglés) y el desarrollo de un equipo de caracterización de foto y electroluminiscencia. Utilizando dicho reactor MBE, hemos crecido, y posteriormente caracterizado, la primera QD-IBSC enteramente fabricada en el IES-UPM. ABSTRACT The constituent work of this Thesis is framed in the research on intermediate band solar cells (IBSCs). This concept offers the possibility of achieving devices with high photovoltaic-conversion efficiency. Up to now, the fundamentals of operation of IBSCs have been demonstrated experimentally; however, this has only been possible at low temperatures. The intermediate band (IB) concept demands thermal decoupling between the IB and the valence and conduction bands. Stateof- the-art IB materials exhibit a too strong thermal coupling between the IB and one of the other two bands, which prevents the proper operation of IBSCs at room temperature. In the particular case of InAs/GaAs quantum-dot (QD) IBSCs - as of today, the most widely studied IBSC technology - , there exist fast thermal carrier exchange between the IB and the conduction band (CB), for two reasons: (1) a narrow (< 0.2 eV) energy gap between the IB and the CB, EL, and (2) the existence of multiple electronic levels between them. Reason (1) also implies that maximum achievable efficiency is below the theoretical limit for the ideal IBSC, in which EL = 0.71 eV. In this context, our work focuses on the study of wide-bandgap QD-IBSCs. We have fabricated and experimentally investigated the first QD-IBSC prototypes in which AlGaAs or InGaP is the host material for the InAs QDs. We demonstrate an improved bandgap distribution, compared to the InAs/GaAs case, in our wide-bandgap devices. In particular, we have measured values of EL higher than 0.4 eV. In the case of the AlGaAs prototypes, the increase in EL comes with an increase of more than 100 meV of the activation energy of the thermal carrier escape. In addition, in our InAs/AlGaAs devices, we demonstrate voltage up-conversion; i. e., the production of an open-circuit voltage larger than the photon energy (divided by the electron charge) of the incident monochromatic beam, and the achievement of voltage preservation at room temperature under concentrated white-light illumination. We also analyze the potential of an IB material for infrared detection. We present a IB-based new concept of infrared photodetector that we have called the optically triggered infrared photodetector (OTIP). Our novel device is based on a new physical principle that allows the detection of infrared light to be switched ON and OFF by means of an external light. We have fabricated an OTIP based on InAs/AlGaAs QDs with which we demonstrate normal incidence photodetection in the 2-6 /xm range optically triggered by a 590 nm light-emitting diode. The theoretical study of the IB-assisted detection mechanism in the OTIP leads us to questioning the assumption of flat quasi-Fermi levels in the space-charge region of a solar cell. Based on device simulations, we prove and explain why this assumption is not valid under short-circuit and illumination conditions. We perform new experimental studies on InAs/GaAs QD-IBSC prototypes in order to gain knowledge on yet unexplored aspects of the performance of these devices. Specifically, we analyze the impact of the use of field-damping layers, and demonstrate this technique to be efficient for avoiding tunnel carrier escape from the QDs to the host material. We analyze the relationship between tunnel escape and voltage preservation, and propose voltage-dependent quantum efficiency measurements as an useful technique for assessing the tunneling-related limitation to the voltage preservation of QD-IBSC prototypes. Moreover, we perform temperature-dependent luminescence studies on InAs/GaAs samples and verify that the results are consistent with a split of the quasi-Fermi levels for the CB and the IB at low temperature. In order to contribute to the fabrication and characterization capabilities of the Solar Energy Institute of the Universidad Polite´cnica de Madrid (IES-UPM), we have participated in the installation and start-up of an molecular beam epitaxy (MBE) reactor and the development of a photo and electroluminescence characterization set-up. Using the MBE reactor, we have manufactured and characterized the first QD-IBSC fully fabricated at the IES-UPM.

Análisis de un brazo robótico con Gazebo y ROS para tareas de inspección remota en el CERN

Con el devenir de los tiempos e incentivado por el desarrollo tecnológico, la cantidad y complejidad de los experimentos realizados en el conocido laboratorio de física de partículas, C.E.R.N, ha alcanzado límites insospechados. Además, su evolución se acentúa y motiva con cada nuevo descubrimiento. Prueba de estas ansias por desvelar las entrañas y secretos del universo se encuentra en el choque de 13 TeV que tuvo lugar el pasado mes de mayo. Con él, no sólo se marcaban inequívocamente las expectativas del complejo para este nuevo ciclo de funcionamiento, sino que además se daba el pistoletazo de salida a la carrera que culminaría con el descubrimiento de los pentaquarks. A nivel ingenieril, esta mejora de las capacidades del complejo implica un exponencial endurecimiento de las exigencias impuestas a los sistemas empleados. Por consiguiente y de forma inevitable, las condiciones del interior del acelerador migran hacia baremos cada vez más drásticos. Tanto es así que los niveles de radiación alcanzados actualmente limitan notablemente el acceso de personal al acelerador; lo que se traduce en un incremento de los tiempos de mantenimiento y reparación. Actualmente estos retardos tratan de ser mitigados mediante el uso de robots móviles operados remotamente. De entre ellos, llama la atención aquél conocido bajo el acrónimo T.I.M (Train for RP Survey and visual inspection in LHC). Este tren, constituido por 5 vagones, se desplaza a lo largo del acelerador de partículas midiendo los niveles de radiación y oxígeno al tiempo que proporciona realimentación visual. En el presente proyecto se propone la mejora de las tareas de inspección y mantenimiento mediante la integración de un manipulador robótico de 6 grados de libertad en uno de los vagones del citado tren. De este modo, se consigue un sistema capaz de trasladarse a cualquier punto del acelerador, en un tiempo record, y realizar una gran cantidad de tareas de mantenimiento que comprenden desde simples inspecciones visuales a complejas labores como puede ser desatornillado o extracción de componentes dañados. Por otro lado, se plantea un segundo desarrollo sobre el que sustentar el diseño propuesto: “Construcción de un simulador robótico de alta fiabilidad, basado en ROS y Gazebo”. Adicionalmente, esta herramienta Software atiende a otros fines complementarios: sirve de trampolín para futuros desarrollos encauzados a la mejora del sistema mecánico; entrega una herramienta de bajo coste con la que analizar la integración de nuevos hitos en robótica y, por último, permite evaluar la adopción de un nuevo paradigma de programación en el que ROS se encuentre inmerso.

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.