Análisis del comportamiento a fatiga de uniones adhesivas de acero recubierto

Los adhesivos se conocen y han sido utilizados en multitud de aplicaciones a lo lago de la historia. En la actualidad, la tecnología de la adhesión como método de unión de materiales estructurales está en pleno crecimiento. Los avances científicos han permitido comprender mejor los fenómenos de adhesión, así como, mejorar y desarrollar nuevas formulaciones poliméricas que incrementan el rango de aplicaciones de los adhesivos. Por otro lado, el desarrollo de nuevos materiales y la necesidad de aligerar peso, especialmente en el sector transporte, hace que las uniones adhesivas se introduzcan en aplicaciones hasta ahora reservadas a otros sistemas de unión como la soldadura o las uniones mecánicas, ofreciendo rendimientos similares y, en ocasiones, superiores a los aportados por estas. Las uniones adhesivas ofrecen numerosas ventajas frente a otros sistemas de unión. En la industria aeronáutica y en automoción, las uniones adhesivas logran una reducción en el número de componentes (tales como los tornillos, remaches, abrazaderas) consiguiendo como consecuencia diseños más ligeros y una disminución de los costes de manipulación y almacenamiento, así como una aceleración de los procesos de ensamblaje, y como consecuencia, un aumento de los procesos de producción. En el sector de la construcción y en la fabricación de equipos industriales, se busca la capacidad para soportar la expansión y contracción térmica. Por lo tanto, se usan las uniones adhesivas para evitar producir la distorsión del sustrato al no ser necesario el calentamiento ni la deformación de las piezas cuando se someten a un calentamiento elevado y muy localizado, como en el caso de la soldadura, o cuando se someten a esfuerzos mecánicos localizados, en el caso de montajes remachados. En la industria naval, se están desarrollando técnicas de reparación basadas en la unión adhesiva para distribuir de forma más uniforme y homogénea las tensiones con el objetivo de mejorar el comportamiento frente a fatiga y evitar los problemas asociados a las técnicas de reparación habituales de corte y soldadura. Las uniones adhesivas al no requerir importantes aportes de calor como la soldadura, no producen modificaciones microestructurales indeseables como sucede en la zona fundida o en la zona afectada térmicamente de las uniones soldadas, ni deteriora los recubrimientos protectores de metales de bajo punto de fusión o de naturaleza orgánica. Sin embargo, las uniones adhesivas presentan una desventaja que dificulta su aplicación, se trata de su durabilidad a largo plazo. La primera causa de rotura de los materiales es la rotura por fatiga. Este proceso de fallo es la causa del 85% de las roturas de los materiales estructurales en servicio. La rotura por fatiga se produce cuando se somete al material a la acción de cargas que varían cíclicamente o a vibraciones durante un tiempo prolongado. Las uniones y estructuras sometidas a fatiga pueden fallar a niveles de carga por debajo del límite de resistencia estática del material. La rotura por fatiga en las uniones adhesivas no se produce por un proceso de iniciación y propagación de grieta de forma estable, el proceso de fatiga va debilitando poco a poco la unión hasta que llega un momento que provoca una rotura de forma rápida. Underhill explica este mecanismo como un proceso de daño irreversible de los enlaces más débiles en determinados puntos de la unión. Cuando se ha producido el deterioro de estas zonas más débiles, su área se va incrementando hasta que llega un momento en que la zona dañada es tan amplia que se produce el fallo completo de la unión. En ensayos de crecimiento de grieta realizados sobre probetas preagrietadas en viga con doble voladizo (DCB), Dessureault identifica los procesos de iniciación y crecimiento de grietas en muestras unidas con adhesivo epoxi como una acumulación de microfisuras en la zona próxima al fondo de grieta que, luego, van coalesciendo para configurar la grieta principal. Lo que supone, igualmente, un proceso de daño del adhesivo en la zona de mayor concentración de tensiones que, posteriormente, conduce al fallo de la unión. La presente tesis surge con el propósito de aumentar los conocimientos existentes sobre el comportamiento a fatiga de las uniones adhesivas y especialmente las realizadas con dos tipos de adhesivos estructurales aplicados en aceros con diferentes acabados superficiales. El estudio incluye la obtención de las curvas de tensión frente al número de ciclos hasta el fallo del componente, curvas SN o curvas de Wöhler, que permitirán realizar una estimación de la resistencia a la fatiga de un determinado material o estructura. Los ensayos de fatiga realizados mediante ciclos predeterminados de carga sinusoidales, de amplitud y frecuencia constantes, han permitido caracterizar el comportamiento a la fatiga por el número de ciclos hasta la rotura, siendo el límite de fatiga el valor al que tiende la tensión cuando el número de ciclos es muy grande. En algunos materiales, la fatiga no tiende a un valor límite sino que decrece de forma constante a medida que aumenta el número de ciclos. Para estas situaciones, se ha definido la resistencia a la fatiga (o límite de resistencia) por la tensión en que se produce la rotura para un número de ciclos predeterminado. Todos estos aspectos permitirán un mejor diseño de las uniones y las condiciones de trabajo de los adhesivos con el fin de lograr que la resistencia a fatiga de la unión sea mucho más duradera y el comportamiento total de la unión sea mucho mejor, contribuyendo al crecimiento de la utilización de las uniones adhesivas respecto a otras técnicas. ABSTRACT Adhesives are well-known and have been used in many applications throughout history. At present, adhesion bonding technology of structural materials is experiencing an important growth. Scientific advances have enabled a better understanding of the phenomena of adhesion, as well as to improve and develop new polymeric formulations that increase the range of applications. On the other hand, the development of new materials and the need to save weight, especially in the transport sector, have promote the use of adhesive bonding in many applications previously reserved for other joining technologies such as welded or mechanical joints, presenting similar or even higher performances. Adhesive bonding offers many advantages over other joining methods. For example, in the aeronautic industry and in the automation sector, adhesive bonding allows a reduction in the number of components (such as bolts, rivets, clamps) and as consequence, resulting in lighter designs and a decrease in handling and storage costs, as well as faster assembly processes and an improvement in the production processes. In the construction sector and in the industrial equipment manufacturing, the ability to withstand thermal expansion and contraction is required. Therefore, adhesion bonding technology is used to avoid any distortion of the substrate since this technology does not require heating nor the deformation of the pieces when these are exposed to very high and localized heating, as in welding, or when are subjected to localized mechanical stresses in the case of riveted joints. In the naval industry, repair techniques based in the adhesive bonding are being developed in order to distribute stresses more uniform and homogeneously in order to improve the performance against fatigue and to avoid the problems associated with standard repair techniques as cutting and welding. Adhesive bonding does not require the use of high temperatures and as consequence they do not produce undesirable microstructural changes, as it can be observed in molten zones or in heat-affected zones in the case of welding, neither is there damage of the protective coating of metals with low melting points or polymeric films. However, adhesive bonding presents a disadvantage that limits its application, the low longterm durability. The most common cause of fractures of materials is fatigue fracture. This failure process is the cause of 85% of the fracture of structural materials in service. Fatigue failure occurs when the materials are subjected to the action of cyclic loads or vibrations for a long period of time. The joints and structures subjected to fatigue can fail at stress values below the static strength of the material. Fatigue failure do not occurs by a static and homogeneous process of initiation and propagation of crack. The fatigue process gradually weakens the bond until the moment in which the fracture occurs very rapidly. Underhill explains this mechanism as a process of irreversible damage of the weakest links at certain points of the bonding. When the deterioration in these weaker zones occurs, their area increase until the damage zone is so extensive that the full failure of the joint occurs. During the crack growth tests performed on precracked double-cantilever beam specimen, (DCB), Dessureault identified the processes of crack initiation and growth in samples bonded with epoxy adhesive as a process of accumulation of microcracks on the zone near the crack bottom, then, they coalesced to configure the main crack. This is a damage process of the adhesive in the zone of high stress concentration that leads to failure of the bond. This thesis aims to further the understanding of the fatigue behavior of the adhesive bonding, primarily those based on two different types of structural adhesives used on carbon-steel with different surface treatments. This memory includes the analysis of the SN or Wöhler curves (stress vs. number of cycles curves up to the failure), allowing to carry out an estimation of the fatigue strength of a specific material or structure. The fatigue tests carried out by means of predetermined cycles of sinusoidal loads, with a constant amplitude and frequency, allow the characterisation of the fatigue behaviour. For some materials, there is a maximum stress amplitude below which the material never fails for any number of cycles, known as fatigue limit. In the other hand, for other materials, the fatigue does not tend toward a limit value but decreases constantly as the number of cycles increases. For these situations, the fatigue strength is defined by the stress at which the fracture occurs for a predetermined number of cycles. All these aspects will enable a better joint design and service conditions of adhesives in order to get more durable joints from the fatigue failure point of view and in this way contribute to increase the use of adhesive bonding over other joint techniques.

Modelización de procesos de soldadura (GMAW y GTAW) de la aleación de magnesio AZ31B. Estudio y análisis del comportamiento de este tipo de uniones soldadas frente a la corrosión en medios salinos

El magnesio y sus aleaciones representan un interesante campo de investigación dentro de la ingeniería de materiales debido a los retos que plantean tanto su conformabilidad como durabilidad. Las características físicas y mecánicas del magnesio y sus aleaciones los convierten en materiales de gran interés desde el punto de vista industrial al tratarse de uno de los materiales más abundantes y ligeros en un mundo en el que día a día los recursos y materias primas son más escasos por lo que el acceso a materiales abundantes y ligeros que permitan economizar el uso de energía cobrará mayor importancia en el futuro. En la coyuntura actual es por tanto necesario revisar procesos y procedimientos, investigando y tratando de ampliar desde este punto de vista si es posible mejorar los procedimientos de fabricación de los materiales disponibles actualmente o el desarrollo de nuevos, mejores que los anteriores, que permitan ayudar a la sostenibilidad del planeta. El magnesio, pese a ser un material muy abundante y relativamente barato, presenta una serie de inconvenientes que limitan de manera muy seria su aplicación industrial, su alta reactividad en presencia de oxígeno y su mal comportamiento frente a la corrosión así como limitaciones en su conformabilidad han estado limitando su uso y aplicaciones, los investigaciones dentro del campo de la metalurgia física de este material y el desarrollo de nuevas aleaciones han permitido su empleo en múltiples aplicaciones dentro de la industria aeroespacial, militar, automovilística, electrónica, deportiva y médica. La motivación para esta tesis doctoral ha sido tratar de aportar más luz sobre el comportamiento de una de las aleaciones comerciales base magnesio más empleadas, la AZ31B, tratando de modelizar como le afectan los procesos de soldadura y estudiando desde un punto de vista experimental como se ve modificada su microestructura, su comportamiento mecánico y su resistencia frente a la corrosión. Aunque en un principio se pensó en el empleo de métodos electroquímicos para el estudio de la corrosión de estos materiales, rápidamente se decidió prescindir de su uso dada la dificultad observada tanto durante los trabajos de investigación de esta Tesis como los encontrados por otros investigadores. Mediante microdurezas se han caracterizado mecánicamente las soldaduras de aleación de magnesio tipo AZ31 en función de diferentes materiales de aporte, observándose que el empleo de las aleaciones con mayor contenido de aluminio y zinc no contribuye a una mejora significativa de las propiedades mecánicas. Se han podido establecer correlaciones entre los modelos de simulación desarrollados y las microestructuras resultantes de los procesos reales de soldadura que permiten definir a priori que estructuras se van a obtener. De igual forma ha sido posible completar un estudio micrográfico y químico completo de las diferentes fases y microconstituyentes originados durante los procesos de soldadura, gracias a estos resultados se ha propuesto como hipótesis una explicación que justifica el comportamiento frente a la corrosión de estas aleaciones una vez soldadas. Los ensayos de corrosión realizados han permitido determinar correlaciones matemáticas que indican las velocidades de corrosión esperables de este tipo de aleaciones. Desde el punto de vista del diseño, los resultados obtenidos en este trabajo permitirán a otros investigadores y diseñadores tomar decisiones a la hora de decidir qué materiales de aporte emplear junto con las implicaciones que conllevan desde el punto de vista metalúrgico, mecánico o corrosivo las diferentes alternativas. Por último indicar que gracias al trabajo desarrollado se han definido modelos matemáticos para predecir el comportamiento frente a la corrosión de estas aleaciones, se han determinado las posibles causas y mecanismos por las que se gobierna la corrosión en la soldadura de chapas de aleación AZ31B y los motivos por los que se debe considerar el empleo de un material de aporte u otro. Los modelos de simulación desarrollados también han ayudado a comprender mejor la microestructura resultante de los procesos de soldadura y se han determinado que fases y microconstituyentes están presentes en las soldaduras de estas aleaciones. ABSTRACT Magnesium and its alloys represent and interesting research field in the material science due to the challenges of their fabrication and durability. The physical and mechanical properties of magnesium and its alloys make them a very interesting materials from and industrial point of view being one of the most abundant and lightest materials in a world in which day by day the lacking of resources and raw materials is more important, the use of light materials which allow to save energy will become more important in a near future. So that it is necessary to review processes and procedures, investigating and trying to improve current fabrication procedures and developing new ones, better than the former ones, in order to help with the sustainability of the planet. Although magnesium is a very common and relatively cheap material, it shows some inconveniences which limit in a major way their industrial application; its high reactivity in presence of oxygen, its poor corrosion resistance and some manufacturing problems had been limiting their use and applications, metallurgical investigations about this material and the development of new alloys have allowed its use in multiple applications in the aerospacial, military, automobile, electronics, sports and medical industry. The motivation for this thesis has been trying to clarify the behavior of one most used commercial base magnesium alloys, the AZ31, trying to modeling how its affected by thermal cycles of the welding process and studying from an experimental point of view how its microstructure is modified and how these modifications affect its mechanical behavior and corrosion resistance. Although at the beginning of this works it was though about the using of electrochemical techniques to evaluate the corrosion of these materials, rapidly it was decided not to use them because of the difficulty observed by during this research and by other investigators. The results obtained in this thesis have allowed to characterize mechanically AZ31 magnesium welding alloys considering different filler metals, according to this study using filler metals with a high content of aluminum and zinc does not represent an important improve It has been possible to establish correlations between simulation models and the resultant microstructures of the real melting processes originated during welding processes which allow to predict the structures which will be obtained after the welding. In addition to that it is possible to complete a complete micrographic and chemical analysis of the different phases and microconstituents created during welding, due to these results and hypothesis to explain the corrosion behavior of these welded alloys. Corrosion tests carried out have allowed defining mathematical correlations to predict corrosion rates of this kind of alloys. From a designing point of view, the results obtained in this work will let other investigators and designers to make decisions taking into account which implications have the different options from a metallurgical, mechanic and corrosive point of view. Finally we would like to indicate that thanks to this work it has been possible to define mathematical models to predict the corrosion behavior, the causes and the mechanism of this corrosion in the AZ31 welding sheets have been also determined and the reasons for using of one filler metal or another, the developed simulation models have also help to get a better understanding of the result microstructure determining the phases and the microconstituents present in the welding of this alloys.

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.