Evapotranspiration of grapevine trained to a gable trellis system under netting and black plastic mulching

The evapotranspiration (ET c) of a table grape vineyard (Vitis vinifera, cv. Red Globe) trained to a gable trellis under netting and black plastic mulching was determined under semiarid conditions in the central Ebro River Valley during 2007 and 2008. The netting was made of high-density polyethylene (pores of 12 mm2) and was placed just above the ground canopy about 2.2 m above soil surface. Black plastic mulching was used to minimize soil evaporation. The surface renewal method was used to obtain values of sensible heat flux (H) from high-frequency temperature readings. Later, latent heat flux (LE) values were obtained by solving the energy balance equation. For the May–October period, seasonal ET c was about 843 mm in 2007 and 787 mm in 2008. The experimental weekly crop coefficients (K cexp) fluctuated between 0.64 and 1.2. These values represent crop coefficients adjusted to take into account the reduction in ET c caused by the netting and the black plastic mulching. Average K cexp values during mid- and end-season stages were 0.79 and 0.98, respectively. End-season K cexp was higher due to combination of factors related to the precipitation and low ET o conditions that are typical in this region during fall. Estimated crop coefficients using the Allen et al. (1998) approach adjusting for the effects of the netting and black plastic mulching (K cFAO) showed a good agreement with the experimental K cexp values.

Evapotranspiration and crop coefficients of rice (Oryza sativa L.) under sprinkler irrigation in a semiarid climate determined by the surface renewal method

The evapotranspiration (ETc) of sprinkler-irrigated rice was determined for the semiarid conditions of NE Spain during 2001, 2002 and 2003. The surface renewal method, after calibration against the eddy covariance method, was used to obtain values of sensible heat flux (H) from high-frequency temperature readings. Latent heat flux values were obtained by solving the energy balance equation. Finally, lysimeter measurements were used to validate the evapotranspiration values obtained with the surface renewal method. Seasonal rice evapotranspiration was about 750–800 mm. Average daily ETc for mid-season (from 90 to 130 days after sowing) was 5.1, 4.5 and 6.1 mm day−1 for 2001, 2002 and 2003, respectively. The experimental weekly crop coefficients fluctuated in the range of 0.83–1.20 for 2001, 0.81–1.03 for 2002 and 0.84–1.15 for 2003. The total growing season was about 150–160 days. In average, the crop coefficients for the initial (Kcini), mid-season (Kcmid) and late-season stages (Kcend) were 0.92, 1.06 and 1.03, respectively, the length of these stages being about 55, 45 and 25 days, respectively.

Self-similar motion of laser fusion plasmas. Absorption in an unbounded plasma

The one-dimensional motion generated in a cold, infinite, uniform plasma of density na by the absorption, in a certain plane, of a linear pulse of energy per unit time and area = 4>0t/r, 0< t< r, is considered, the analysis allows for thermal conduction and viscosity of ions and electrons, their energy exchange, and an electron heat flux limiter The resulting motion is self-similar and governed by a single nondimensional parameter a«(n0 2T/0)2/3 Detailed asymptotic results are obtained for both a < l and a > l , the general behavior of the solution for arbitrary a is discussed The analysis can be extended to the case of a plasma initially occupying a half-space, and throws light on how to optimize the hydrodynamics of laser fusion plasmas Known approximate results corresponding to motion of a plasma submitted to constant irradiation (<()) are recovered in the present work under appropriate limiting processes

Coronal fluid-dynamics in laser fusion

The fluid-dynamics of the corona ejected by laser-fusion targets in the direct-drive approach (thermal radiation and atomic physics unimportant) is discussed. A two-fluid model involves inverse bremsstrahlung absorption, refraction, different ion and electron temperatures with energy exchange, different ion and electron velocities and magnetic field generation, and their effect on ion-electron friction and heat flux. Four dimensionless parameters determine coronal regimes for one-dimensional flows under uniform irradiation. One additional parameter is involved in two-dimensional problems,including the stability of one-dimensional flows, and the smoothing of nonuniform driving.

Medida de la conductividad térmica con el método de la aguja térmica, basado en la fuente lineal de calor transitorio, para su aplicación en los cerramientos de adobes y bloques de tierra comprimida

Existe un creciente interés internacional por el ahorro energético y la sostenibilidad en la edificación con importantes repercusiones en la Arquitectura. La inercia térmica es un parámetro fundamental para poder valorar energéticamente un edificio en condiciones reales. Para ello es necesario cambiar el enfoque tradicional de transmisión de calor en régimen estacionario por otro en régimen dinámico en el que se analizan las ondas térmicas y el flujo de calor oscilante que atraviesan los cerramientos. Los parámetros que definen la inercia térmica son: el espesor, la difusividad y el ciclo térmico. A su vez la difusividad está determinada por la conductividad térmica, la densidad y el calor específico del material. De estos parámetros la conductividad es el más complejo, variable y difícil de medir, especialmente en los cerramientos de tierra debido a su heterogeneidad y complejidad higrotérmica. En general, los métodos de medida de la conductividad o transmitancias en los paramentos presentan inconvenientes a la hora de medir un edificio construido con tierra: dificultades de implementación, el elevado coste o la fiabilidad de los resultados, principalmente. El Método de la Aguja Térmica (MAT) se basa en el principio de la evolución en el tiempo del calor emitido por una fuente lineal al insertarse en el seno de un material. Se ha escogido este método porque resulta práctico, de bajo coste y de fácil aplicación a gran escala pero tiene serios problemas de fiabilidad y exactitud. En esta tesis se desarrolla un método de medida de la conductividad térmica para Piezas de Albañilería de Tierra Cruda en laboratorio basado en el MAT, se mejora su fiabilidad, se analiza su incertidumbre, se compara con otros métodos de referencia y se aplica en adobes, Bloques de Tierra Comprimida y probetas de tierra estabilizada con distintas proporciones de paja. Este método servirá de base a una posterior aplicación in situ. Finalmente se proponen modelos matemáticos para mejorar la exactitud del dispositivo utilizado y para la estimación de la conductividad de cerramientos de tierra en función de su densidad. Con los resultados obtenidos se analizan las posibilidades de amortiguación y retardo de las ondas térmicas y capacidad de almacenaje de energía de los cerramientos en función de su densidad y humedad. There is growing international interest in energy saving and sustainability in buildings with significant impact on Architecture. Thermal inertia is a key parameter to assess energy in buildings in real conditions. This requires changing the traditional approach to heat transfer in steady state by another in dynamic regime which analyzes the thermal waves and oscillating heat flux passing through the external walls. The parameters defining the thermal inertia are: the thickness, the diffusivity and the thermal cycle. In turn, the diffusivity is determined by the thermal conductivity, density and specific heat of the material. Of these parameters, thermal conductivity is the most complex, variable and difficult to measure, especially in earth walls due to their heterogeneity and hygrothermal complexity. In general, the methods of measurement of conductivity and transmittance in walls have drawbacks when measuring a building with earth: implementation difficulties, high cost, or reliability of the results, mainly. The Thermal Needle Procedure (TNP) is based on the principle of evolution in time of heat from a line source when inserted within a material. This method was chosen because it is a practical, low cost and easy to implement on a large scale but has serious problems of reliability and accuracy. This thesis develops a laboratory method for measuring the thermal conductivity of Masonry Units Unfire Earth-based based on TNP, its uncertainty is analyzed, compared to other reference methods and applies in adobes, Compressed Earth Blocks and stabilized soil specimens with different proportions of straw. This method will form the basis of a subsequent application in situ. Finally, mathematical models are proposed to improve the accuracy of the device used, and to estimate the conductivity of earth enclosures depending on its density. With the results obtained earth enclosures are analyzed to estimate their possibilities of delay and buffer of termal waves and energy storage capacity according to their density and moisture.

Testing the performance of a green wall system on an experimental building in the summer

It is known that a green wall brings some advantages to a building. It constitutes a barrier against solar radiation, thus decreasing and delaying the incoming heat flux. The aim of this study is to quantify such advantages through analytical comparison between two facades, a vegetal facade and a conventional facade. Both were highly insulated (U-value = 0.3 W/m2K) and installed facing south on the same building in the central territory of Spain. In order to compare their thermal trend, a series of sensors were used to register superficial and indoor air temperature. The work was carried out between 17th August 2012 and 1st October 2012, with a temperature range of 12°C-36°C and a maximum horizontal radiation of 1020 W/m2. Results show that the indoor temperature of the green wall module was lower than the other. Besides, comparing superficial outdoor and indoor temperatures of the two walls to outdoor air temperatures, it was noticed that, due to the shading plants, the green wall superficial temperature was 5 °C lower on the facade, while the bare wall temperature was 15 °C higher. The living wall module temperature was 1.6 °C lower than the outdoor, while the values of the conventional one were similar to the outdoor air temperature.

Recent progress in research on tungsten materials for nuclear fusion applications in Europe

The current magnetic confinement nuclear fusion power reactor concepts going beyond ITER are based on assumptions about the availability of materials with extreme mechanical, heat, and neutron load capacity. In Europe, the development of such structural and armour materials together with the necessary production, machining, and fabrication technologies is pursued within the EFDA long-term fusion materials programme. This paper reviews the progress of work within the programme in the area of tungsten and tungsten alloys. Results, conclusions, and future projections are summarized for each of the programme´s main subtopics, which are: (1) fabrication, (2) structural W materials, (3) W armour materials, and (4) materials science and modelling. It gives a detailed overview of the latest results on materials research, fabrication processes, joining options, high heat flux testing, plasticity studies, modelling, and validation experiments.

Metodología de simulación numérica de la transferencia de calor por ebullición en película en torno a superficies esféricas refrigeradas por líquido saturado en convección libre: aplicación a reactores nucleares de lecho de bolas (PBR)

En la presente Tesis se realizó un análisis numérico, usando el código comercial Ansys-Fluent, de la refrigeración de una bola de combustible de un reactor de lecho de bolas (PBR, por sus siglas en inglés), ante un escenario de emergencia en el cual el núcleo sea desensamblado y las bolas se dejen caer en una piscina de agua, donde el mecanismo de transferencia de calor inicialmente sería la ebullición en película, implicando la convección y la radiación al fluido. Previamente se realizaron pruebas de validación, comparando los resultados numéricos con datos experimentales disponibles en la literatura para tres geometrías diferentes, lo cual permitió seleccionar los esquemas y modelos numéricos con mejor precisión y menor costo computacional. Una vez identificada la metodología numérica, todas las pruebas de validación fueron ampliamente satisfactorias, encontrándose muy buena concordancia en el flujo de calor promedio con los datos experimentales. Durante estas pruebas de validación se lograron caracterizar numéricamente algunos parámetros importantes en la ebullición en película con los cuales existen ciertos niveles de incertidumbre, como son el factor de acoplamiento entre convección y radiación, y el factor de corrección del calor latente de vaporización. El análisis térmico de la refrigeración de la bola del reactor por ebullición en película mostró que la misma se enfría, a pesar del calor de decaimiento, con una temperatura superficial de la bola que desciende de forma oscilatoria, debido al comportamiento inestable de la película de vapor. Sin embargo, la temperatura de esta superficie tiene una buena uniformidad, notándose que las áreas mejor y peor refrigeradas están localizadas en la parte superior de la bola. Se observó la formación de múltiples domos de vapor en diferentes posiciones circunferenciales, lo cual causa que el área más caliente de la superficie se localice donde se forman los domos más grandes. La separación entre los domos de vapor fue consistente con la teoría hidrodinámica, con la adición de que la separación entre domos se reduce a medida que evolucionan y crecen, debido a la curvatura de la superficie. ABSTRACT A numerical cooling analysis of a PBR fuel pebble, after an emergency scenario in which the nucleus disassembly is made and the pebbles are dropped into a water pool, transmitting heat by film boiling, involving convection and radiation to the fluid, is carried out in this Thesis. First, were performed validation tests comparing the numerical results with experimental works available for three different geometries, which allowed the selection of numerical models and schemes with better precision and lower computational cost. Once identified the numerical methodology, all validation tests were widely satisfactory, finding very good agreement with experimental works in average heat flux. During these validation tests were achieved numerically characterize some important parameters in film boiling with which there are certain levels of uncertainty, such as the coupling factor between convection and radiation, and the correction factor of the latent heat of vaporization. The thermal analysis of pebble cooling by film boiling shows that despite its decay heat, cooling occurs, with pebble surface temperature descending from an oscillatory manner, due to the instability of the vapor film. However, the temperature of this surface has a good uniformity, noting that the best and worst refrigerated area is located at the top of the pebble. The formation of multiple vapor domes at different circumferential positions is observed, which cause that the hottest area of the surface was located where biggest vapor domes were formed. The separation between vapor domes was consistent with the hydrodynamic theory, with the addition that the separation is reduced as the vapor dome evolves and grows, due to the surface curvature.

Modelo matemático homogéneo e isótropo para la operación y optimización de Sistemas CAES

La operación cíclica de carga y descarga del almacenamiento en los sistemas CAES induce variaciones de presión y temperatura del aire almacenado. Se requiere pues de modelos que predigan la magnitud de dichas actuaciones para lograr una óptima configuración de la planta de potencia. El modelo se deduce directamente de las ecuaciones de conservación de la masa y de la energía para un sistema homogéneo e isótropo. Es resuelto analítica, para ciertos casos límite de interés, y numéricamente. Se somete al modelo a un análisis de sensibilidad para la determinación de los parámetros característicos más influyentes que afectan a las actuaciones de presión y al volumen de almacenamiento requerido. Se observó que el flujo de calor a través del medio circundante al almacenamiento presenta una influencia sobre éste poco despreciable que debe tenerse en cuenta. Se comparan los casos para sistemas adiabáticos e isotermos para calibrar dicha desviación. Además, se esboza un modelo aproximado que describa el comportamiento del almacenamiento con un almacén térmico (AT) acoplado que regule las variaciones de la temperatura del aire inyectado. Abstract Cyclic charge and discharge operation in CAES systems induce pressure and temperatura fluctuations in the storaged air. It is then required a model that properly describes the magnitud of such fluctutions in order to achieve an optimum power plant configuration. This model is directly deduced from the general conservation principles: conservation of mass and energy, applied into homogeneous and isotropic systems. It was solved analytically for certain specific limiting cases of interest as well as numerically. The model was subjected to a sensibility analysis in order to determine the intrinsic parameters that affect the pressure fluctuations as well as the required storage volume the most. Furthermore it was observed that the heat flux through the sourrounding media of the storage has a non-negligible effect that must be taken into account. Adiabatic and isothermal cases are then compared to each other to determine such a deviation. What is more, it is given a general outline about the model which describes the behaviour of the storage coupled with a thermal storage system(TES) that regulates the inyected air temperature.

Diffusion Issues of Heat and Light Species in Laser Fusion Devices

There are several heat and mass diffusion problems which affect to the IFC chamber design. New simulation models and experiments are needed to take into account the extreme conditions due to ignition pulses and neutron flux

Mapping variability of soil water content and flux across 1¿1000 m scales using the actively heated fiber optic method

The Actively Heated Fiber Optic (AHFO) method is shown to be capable of measuring soil water content several times per hour at 0.25 m spacing along cables of multiple kilometers in length. AHFO is based on distributed temperature sensing (DTS) observation of the heating and cooling of a buried fiber-optic cable resulting from an electrical impulse of energy delivered from the steel cable jacket. The results presented were collected from 750 m of cable buried in three 240 m colocated transects at 30, 60, and 90 cm depths in an agricultural field under center pivot irrigation. The calibration curve relating soil water content to the thermal response of the soil to a heat pulse of 10 W m−1 for 1 min duration was developed in the lab. This calibration was found applicable to the 30 and 60 cm depth cables, while the 90 cm depth cable illustrated the challenges presented by soil heterogeneity for this technique. This method was used to map with high resolution the variability of soil water content and fluxes induced by the nonuniformity of water application at the surface.

Thermal characterization of urban heat island (UHI) according to urban morphology of Madrid

Present research is framed within the project MODIFICA (MODelo predictivo - edIFIcios - Isla de Calor Urbana) aimed at developing a predictive model for dwelling energy performance under the urban heat island effect in order to implement it in the evaluation of real energy demand and consumption of dwellings as well as in the selection of energy retrofitting strategies. It is funded by Programa de I+D+i orientada a los retos de la sociedad 'Retos Investigación' 2013. The scope of our predictive model is defined by the heat island effect (UHI) of urban structures that compose the city of Madrid. In particular, we focus on the homogeneous areas for urban structures with the same urban and building characteristics. Data sources for the definition of such homogeneous areas were provided by previous research on the UHI of Madrid. The objective is to establish a critical analysis of climate records used for energy simulation tools, which data come from weather stations placed in decontextualized areas from the usual urban reality, where the thermal conditions differs by up to 6ºC. In this way, we intend to develop a new predictive model for the consumption and demand in buildings depending on their location, the urban structure and the associated UHI, improving the future energy rehabilitation interventions

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.