Analysis of a Spanish energy scenario with Generation IV nuclear reactors

The advantages of fast-spectrum reactors consist not only of an efficient use of fuel through the breeding of fissile material and the use of natural or depleted uranium, but also of the potential reduction of the amount of actinides such as americium and neptunium contained in the irradiated fuel. The first aspect means a guaranteed future nuclear fuel supply. The second fact is key for high-level radioactive waste management, because these elements are the main responsible for the radioactivity of the irradiated fuel in the long term. The present study aims to analyze the hypothetical deployment of a Gen-IV Sodium Fast Reactor (SFR) fleet in Spain. A nuclear fleet of fast reactors would enable a fuel cycle strategy different than the open cycle, currently adopted by most of the countries with nuclear power. A transition from the current Gen-II to Gen-IV fleet is envisaged through an intermediate deployment of Gen-III reactors. Fuel reprocessing from the Gen-II and Gen-III Light Water Reactors (LWR) has been considered. In the so-called advanced fuel cycle, the reprocessed fuel used to produce energy will breed new fissile fuel and transmute minor actinides at the same time. A reference case scenario has been postulated and further sensitivity studies have been performed to analyze the impact of the different parameters on the required reactor fleet. The potential capability of Spain to supply the required fleet for the reference scenario using national resources has been verified. Finally, some consequences on irradiated final fuel inventory are assessed. Calculations are performed with the Monte Carlo transport-coupled depletion code SERPENT together with post-processing tools.

Desmantelamiento del experimento EB

Este proyecto consiste en la fase de desmantelamiento de un experimento que se ha ido desarrollando por la empresa AITEMIN en colaboración con multitud de empresas internacionales del ámbito de la eliminación de residuos radioactivos de alta actividad y se desarrolla en el laboratorio subterráneo de Mont Terri en Suiza. En el proyecto se describirán todas las partes del experimento y se procederá a establecer el procedimiento a utilizar para su desmantelamiento, explicando exhaustivamente los pasos a realizar por las personas responsables de la desmantelamiento. ABSTRACT This project involves the dismantling phase of an experiment that has been developed by the company AITEMIN in collaboration with many international companies in the field of radioactive waste disposal and develops high activity in the Mont Terri underground laboratory in Switzerland. The project will describe all parts of the experiment and proceed to establish the procedure to be used for dismantling, thoroughly explaining the steps to be performed by the persons responsible for the dismantling

Estudio experimental sobre la efectividad y la viabilidad de distintas soluciones constructivas para reducir la concentración de gas radón en edificaciones

El trabajo de investigación desarrollado que ha dado lugar a la realización de esta Tesis, aborda la protección de los edificios frente a la entrada de gas radón y su acumulación en los espacios habitados. Dicho gas (isótopo del radón Rn-222) es un elemento radiactivo que se genera, principalmente, en terrenos con altos contenidos de radio (terrenos graníticos por ejemplo). Su alto grado de movilidad permite que penetre en los edificios a través de los materiales de cerramiento del mismo (porosidad de los materiales, fisuras, grietas y juntas) y se acumule en su interior, donde puede ser inhalado en altas concentraciones. La Organización Mundial de la Salud, califica al radón como agente cancerígeno de grado 1. Según este Organismo, el radón es la segunda causa de contracción de cáncer pulmonar detrás del tabaco. Como respuesta a esta alarma, distintos estados ya han elaborado normativas en las que se proponen soluciones para que los niveles de concentración de radón no superen los valores recomendados por los organismos internacionales responsables de la protección radiológica. En España aún no existe normativa de protección frente a este agente cancerígeno causante de numerosas muertes, y es por tal motivo evidente la necesidad de aportar documentación técnica que ayude a las administraciones nacionales y locales a desarrollar dicha normativa para ajustarse a las recomendaciones europeas e internacionales sobre los niveles que no se deben superar y que, por otro lado, ya han contemplado una gran cantidad de países. Como principal aportación de este trabajo se muestran los resultados de reducción de concentración de gas radón de distintas soluciones constructivas enfocadas a frenar la entrada de gas radón al interior de los edificios haciendo uso de técnicas y materiales habituales en el ámbito de la construcción en España. Para ello, se han estudiado las efectividades de dichas soluciones, en lo referente a su capacidad para frenar la inmisión de radón, en un prototipo de vivienda construido al efecto en un terreno con altas concentraciones de radón. Las soluciones propuestas y ensayadas han sido el resultado de una labor de optimización de los sistemas estudiados en la bibliografía con el fin de adaptar las técnicas a los sistemas constructivos habituales en España y en concreto a la situación real del prototipo de vivienda construido en un lugar con contenidos de radón en terreno muy elevados. El trabajo incluye un capítulo inicial con los conceptos básicos necesarios para entender la problemática que supone habitar en espacios con altos contenidos de radón. ABSTRACT The research developed, which has led to the completion of this thesis, deal with the protection of buildings against entry of radon gas and its accumulation in the ocupated spaces. This gas (radon isotope Rn-222) is a radioactive element generated, mainly, in areas with high levels of radio (granitic terrain for example). Its high mobility allows entering in buildings through the enclosure materials of it (porosity of materials, cracks, crevices and joints) and accumulates inside, where it can be inhaled in high concentrations. The World Health Organization describes radon gas as a carcinogen agent in level 1. According to this Agency, radon is the second leading cause of lung cancer behind tobacco. In response to this alarm, some states have developed regulations that propose solutions to reduce radon concentration levels for not exceeding the values recommended by international agencies responsible in radiation protection. In Spain there is still no legislation to protect against this carcinogen element that cause numerous deaths, and for that reason it is evident the need to provide technical documentation to help the national and local governments to develop legislation for reaching the European and international levels recommendations. As the main contribution of this work are the results of reducing radon concentration using different constructive solutions aimed to stop radon entry in buildings, with techniques and materials common in Spain. To do this, effectiveness of such solutions, have been studied in terms of its ability to stop radon entry in a housing prototype built for this purpose in an area with high radon levels. The solutions proposed and tested have been the result of a process of optimization of systems studied in the literature in order to adapt the techniques to Spanish building material and, specifically, to the actual situation of housing prototype built in a place with high contents of radon in soil. The work includes an initial chapter with the basic concepts needed to understand the problem of living in areas with high levels of radon.

In-situ and Ex-situ characterization of III-V semiconductor materials and solar cells upon 10 MEV proton irradiation

In this work we present the results and analysis of a 10 MeV proton irradiation experiment performed on III-V semiconductor materials and solar cells. A set of representative devices including lattice-matched InGaP/GaInAs/Ge triple junction solar cells and single junction GaAs and InGaP component solar cells and a Ge diode were irradiated for different doses. The devices were studied in-situ before and after each exposure at dark and 1 sun AM0 illumination conditions, using a solar simulator connected to the irradiation chamber through a borosilicate glass window. Ex-situ characterization techniques included dark and 1 sun AM0 illumination I-V measurements. Furthermore, numerical simulation of the devices using D-AMPS-1D code together with calculations based on the TRIM software were performed in order to gain physical insight on the experimental results. The experiment also included the proton irradiation of an unprocessed Ge solar cell structure as well as the irradiation of a bare Ge(100) substrate. Ex-situ material characterization, after radioactive deactivation of the samples, includes Raman spectroscopy and spectral reflectivity.

Proof of concept of an imaging system demonstrator for PET applications with SiPM

A PET imaging system demonstrator based on LYSO crystal arrays coupled to SiPM matrices is under construction at the University and INFN of Pisa. Two SiPM matrices, composed of 8×8 SiPM pixels, and 1,5 mm pitch, have been coupled one to one to a LYSO crystals array and read out by a custom electronics system. front-end ASICs were used to read 8 channels of each matrix. Data from each front-end were multiplexed and sent to a DAQ board for the digital conversion; a motherboard collects the data and communicates with a host computer through a USB port for the storage and off-line data processing. In this paper we show the first preliminary tomographic image of a point-like radioactive source acquired with part of the two detection heads in time coincidence.

Nueva tecnología para la separación de gases atmosféricos y captura de dióxido de carbono por aplicación de campos electromagnéticos y fotoionización

Son numerosos los expertos que predicen que hasta pasado 2050 no se utilizarán masivamente las energías de origen renovable, y que por tanto se mantendrá la emisión de dióxido de carbono de forma incontrolada. Entre tanto, y previendo que este tipo de uso se mantenga hasta un horizonte temporal aún más lejano, la captura, concentración y secuestro o reutilización de dióxido de carbono es y será una de las principales soluciones a implantar para paliar el problema medioambiental causado. Sin embargo, las tecnologías existentes y en desarrollo de captura y concentración de este tipo de gas, presentan dos limitaciones: las grandes cantidades de energía que consumen y los grandes volúmenes de sustancias potencialmente dañinas para el medioambiente que producen durante su funcionamiento. Ambas razones hacen que no sean atractivas para su implantación y uso de forma extensiva. La solución planteada en la presente tesis doctoral se caracteriza por la ausencia de residuos producidos en la operación de captura y concentración del dióxido de carbono, por no utilizar substancias químicas y físicas habituales en las técnicas actuales, por disminuir los consumos energéticos al carecer de sistemas móviles y por evitar la regeneración química y física de los materiales utilizados en la actualidad. Así mismo, plantea grandes retos a futuras innovaciones sobre la idea propuesta que busquen fundamentalmente la disminución de la energía utilizada durante su funcionamiento y la optimización de sus componentes principales. Para conseguir el objetivo antes citado, la presente tesis doctoral, una vez establecido el planteamiento del problema al que se busca solución (capítulo 1), del estudio de las técnicas de separación de gases atmosféricos utilizadas en la actualidad, así como del de los sistemas fundamentales de las instalaciones de captura y concentración del dióxido de carbono (capítulo 2) y tras una definición del marco conceptual y teórico (capítulo 3), aborda el diseño de un prototipo de ionización fotónica de los gases atmosféricos para su posterior separación electrostática, a partir del estudio, adaptación y mejora del funcionamiento de los sistemas de espectrometría de masas. Se diseñarán y desarrollarán los sistemas básicos de fotoionización, mediante el uso de fuentes de fotones coherentes, y los de separación electrostática (capítulo 4), en que se basa el funcionamiento de este sistema de separación de gases atmosféricos y de captura y concentración de dióxido de carbono para construir un prototipo a nivel laboratorio. Posteriormente, en el capítulo 5, serán probados utilizando una matriz experimental que cubra los rangos de funcionamiento previstos y aporte suficientes datos experimentales para corregir y desarrollar el marco teórico real, y con los que se pueda establecer y corregir un modelo físico– matemático de simulación (capítulo 6) aplicable a la unidad en su conjunto. Finalmente, debido a la utilización de unidades de ionización fotónica, sistemas láseres intensos y sistemas eléctricos de gran potencia, es preciso analizar el riesgo biológico a las personas y al medioambiente debido al impacto de la radiación electromagnética producida (capítulo 7), minimizando su impacto y cumpliendo con la legislación vigente. En el capítulo 8 se planteará un diseño escalable a tamaño piloto de la nueva tecnología propuesta y sus principales modos de funcionamiento, así como un análisis de viabilidad económica. Como consecuencia de la tesis doctoral propuesta y del desarrollo de la unidad de separación atmosférica y de captura y concentración de dióxido de carbono, surgen diversas posibilidades de estudio que pueden ser objeto de nuevas tesis doctorales y de futuros desarrollos de ingeniería. El capítulo 9 tratará de incidir en estos aspectos indicando líneas de investigación para futuras tesis y desarrollos industriales. ABSTRACT A large number of experts predict that until at least 2050 renewable energy sources will not be massively used, and for that reason, current Primary Energy sources based on extensive use of fossil fuel will be used maintaining out of control emissions, Carbon Dioxide above all. Meanwhile, under this scenario and considering its extension until at least 2050, Carbon Capture, Concentration, Storage and/or Reuse is and will be one of the main solutions to minimise Greenhouse Gasses environmental effect. But, current Carbon Capture and Storage technology state of development has two main problems: it is a too large energy consuming technology and during normal use it produces a large volume of environmentally dangerous substances. Both reasons are limiting its development and its extensive use. This Ph Degree Thesis document proposes a solution to get the expected effect using a new atmospheric gasses separation system with the following characteristics: absence of wastes produced, it needs no chemical and/or physical substances during its operation, it reduces to minimum the internal energy consumptions due to absence of mobile equipment and it does not need any chemical and/or physical regeneration of substances. This system is beyond the State of the Art of current technology development. Additionally, the proposed solution raises huge challenges for future innovations of the proposed idea finding radical reduction of internal energy consumption during functioning, as well as regarding optimisation of main components, systems and modes of operation. To achieve this target, once established the main problem, main challenge and potential solving solutions (Chapter 1), it is established an initial starting point fixing the Atmospheric Gasses Separation and Carbon Capture and Storage developments (Chapter 2), as well as it will be defined the theoretical and basic model, including existing and potential new governing laws and mathematical formulas to control its system functioning (Chapter 3), this document will deal with the design of an installation of an operating system based on photonic ionization of atmospheric gasses to be separated in a later separation system based on the application of electrostatic fields. It will be developed a basic atmospheric gasses ionization prototype based on intense radioactive sources capable to ionize gasses by coherent photonic radiation, and a basic design of electrostatic separation system (Chapter 4). Both basic designs are the core of the proposed technology that separates Atmospheric Gasses and captures and concentrates Carbon Dioxide. Chapter 5 will includes experimental results obtained from an experimental testing matrix covering expected prototype functioning regimes. With the obtained experimental data, theoretical model will be corrected and improved to act as the real physical and mathematical model capable to simulate real system function (Chapter 6). Finally, it is necessary to assess potential biological risk to public and environment due to the proposed use of units of intense energy photonic ionization, by laser beams or by non–coherent sources and large electromagnetic systems with high energy consumption. It is necessary to know the impact in terms of and electromagnetic radiation taking into account National Legislation (Chapter 7). On Chapter 8, an up scaled pilot plant will be established covering main functioning modes and an economic feasibility assessment. As a consequence of this PhD Thesis, a new field of potential researches and new PhD Thesis are opened, as well as future engineering and industrial developments (Chapter 9).

El análogo natural de almacenamiento y escape de Co2 de la cuenca de Gañuelas-Mazarrón : implicaciones para el comportamiento y la seguridad de un almacenamiento de Co2 en estaso supercrítico

El aumento de la temperatura media de la Tierra durante el pasado siglo en casi 1 ºC; la subida del nivel medio del mar; la disminución del volumen de hielo y nieve terrestres; la fuerte variabilidad del clima y los episodios climáticos extremos que se vienen sucediendo durante las ultimas décadas; y el aumento de las epidemias y enfermedades infecciosas son solo algunas de las evidencias del cambio climático actual, causado, principalmente, por la acumulación de gases de efecto invernadero en la atmósfera por actividades antropogénicas. La problemática y preocupación creciente surgida a raíz de estos fenómenos, motivo que, en 1997, se adoptara el denominado “Protocolo de Kyoto” (Japón), por el que los países firmantes adoptaron diferentes medidas destinadas a controlar y reducir las emisiones de los citados gases. Entre estas medidas cabe destacar las tecnologías CAC, enfocadas a la captura, transporte y almacenamiento de CO2. En este contexto se aprobó, en octubre de 2008, el Proyecto Singular Estratégico “Tecnologías avanzadas de generación, captura y almacenamiento de CO2” (PSE-120000-2008-6), cofinanciado por el Ministerio de Ciencia e Innovación y el FEDER, el cual abordaba, en su Subproyecto “Almacenamiento Geológico de CO2” (PSS-120000-2008-31), el estudio detallado, entre otros, del Análogo Natural de Almacenamiento y Escape de CO2 de la cuenca de Ganuelas-Mazarrón (Murcia). Es precisamente en el marco de dicho Proyecto en el que se ha realizado este trabajo, cuyo objetivo final ha sido el de predecir el comportamiento y evaluar la seguridad, a corto, medio y largo plazo, de un Almacenamiento Geológico Profundo de CO2 (AGP-CO2), mediante el estudio integral del citado análogo natural. Este estudio ha comprendido: i) la contextualización geológica e hidrogeológica de la cuenca, así como la investigación geofísica de la misma; ii) la toma de muestras de aguas de algunos acuíferos seleccionados con el fin de realizar su estudio hidrogeoquímico e isotópico; iii) la caracterización mineralógica, petrográfica, geoquímica e isotópica de los travertinos precipitados a partir de las aguas de algunos de los sondeos de la cuenca; y iv) la medida y caracterización química e isotópica de los gases libres y disueltos detectados en la cuenca, con especial atención al CO2 y 222Rn. Esta información, desarrollada en capítulos independientes, ha permitido realizar un modelo conceptual de funcionamiento del sistema natural que constituye la cuenca de Ganuelas-Mazarrón, así como establecer las analogías entre este y un AGP-CO2, con posibles escapes naturales y/o antropogénicos. La aplicación de toda esta información ha servido, por un lado, para predecir el comportamiento y evaluar la seguridad, a corto, medio y largo plazo, de un AGP-CO2 y, por otro, proponer una metodología general aplicable al estudio de posibles emplazamientos de AGP-CO2 desde la perspectiva de los reservorios naturales de CO2. Los resultados más importantes indican que la cuenca de Ganuelas-Mazarrón se trata de una cubeta o fosa tectónica delimitada por fallas normales, con importantes saltos verticales, que hunden al substrato rocoso (Complejo Nevado-Filabride), y rellenas, generalmente, por materiales volcánicos-subvolcánicos ácidos. Además, esta cuenca se encuentra rellena por formaciones menos resistivas que son, de muro a techo, las margas miocenas, predominantes y casi exclusivas de la cuenca, y los conglomerados y gravas pliocuaternarias. El acuífero salino profundo y enriquecido en CO2, puesto de manifiesto por la xx exploración geotérmica realizada en dicha cuenca durante la década de los 80 y objeto principal de este estudio, se encuentra a techo de los materiales del Complejo Nevado-Filabride, a una profundidad que podría superar los 800 m, según los datos de la investigación mediante sondeos y geofísica. Por ello, no se descarta la posibilidad de que el CO2 se encuentre en estado supe critico, por lo que la citada cuenca reuniría las características principales de un almacenamiento geológico natural y profundo de CO2, o análogo natural de un AGP-CO2 en un acuífero salino profundo. La sobreexplotación de los acuíferos mas someros de la cuenca, con fines agrícolas, origino, por el descenso de sus niveles piezométricos y de la presión hidrostática, el ascenso de las aguas profundas, salinas y enriquecidas en CO2, las cuales son las responsables de la contaminación de dichos acuíferos. El estudio hidrogeoquímico de las aguas de los acuíferos investigados muestra una gran variedad de hidrofacies, incluso en aquellos de litología similar. La alta salinidad de estas aguas las hace inservibles tanto para el consumo humano como para fines agrícolas. Además, el carácter ligeramente ácido de la mayoría de estas aguas determina que tengan gran capacidad para disolver y transportar, hacia la superficie, elementos pesados y/o tóxicos, entre los que destaca el U, elemento abundante en las rocas volcánicas ácidas de la cuenca, con contenidos de hasta 14 ppm, y en forma de uraninita submicroscópica. El estudio isotópico ha permitido discernir el origen, entre otros, del C del DIC de las aguas (δ13C-DIC), explicándose como una mezcla de dos componentes principales: uno, procedente de la descomposición térmica de las calizas y mármoles del substrato y, otro, de origen edáfico, sin descartar una aportación menor de C de origen mantélico. El estudio de los travertinos que se están formando a la salida de las aguas de algunos sondeos, por la desgasificación rápida de CO2 y el consiguiente aumento de pH, ha permitido destacar este fenómeno, por analogía, como alerta de escapes de CO2 desde un AGP-CO2. El análisis de los gases disueltos y libres, con especial atención al CO2 y al 222Rn asociado, indican que el C del CO2, tanto disuelto como en fase libre, tiene un origen similar al del DIC, confirmándose la menor contribución de CO2 de origen mantélico, dada la relación R/Ra del He existente en estos gases. El 222Rn sería el generado por el decaimiento radiactivo del U, particularmente abundante en las rocas volcánicas de la cuenca, y/o por el 226Ra procedente del U o del existente en los yesos mesinienses de la cuenca. Además, el CO2 actúa como carrier del 222Rn, hecho evidenciado en las anomalías positivas de ambos gases a ~ 1 m de profundidad y relacionadas principalmente con perturbaciones naturales (fallas y contactos) y antropogénicas (sondeos). La signatura isotópica del C a partir del DIC, de los carbonatos (travertinos), y del CO2 disuelto y libre, sugiere que esta señal puede usarse como un excelente trazador de los escapes de CO2 desde un AGPCO2, en el cual se inyectara un CO2 procedente, generalmente, de la combustión de combustibles fósiles, con un δ13C(V-PDB) de ~ -30 ‰. Estos resultados han permitido construir un modelo conceptual de funcionamiento del sistema natural de la cuenca de Ganuelas-Mazarrón como análogo natural de un AGP-CO2, y establecer las relaciones entre ambos. Así, las analogías mas importantes, en cuanto a los elementos del sistema, serian la existencia de: i) un acuífero salino profundo enriquecido en CO2, que seria análoga a la formación almacén de un AGPxxi CO2; ii) una formación sedimentaria margosa que, con una potencia superior a 500 m, se correspondería con la formación sello de un AGP-CO2; y iii) acuíferos mas someros con aguas dulces y aptas para el consumo humano, rocas volcánicas ricas en U y fallas que se encuentran selladas por yesos y/o margas; elementos que también podrían concurrir en un emplazamiento de un AGP-CO2. Por otro lado, los procesos análogos mas importantes identificados serian: i) la inyección ascendente del CO2, que seria análoga a la inyección de CO2 de origen antropogénico, pero este con una signatura isotópica δ13C(V-PDB) de ~ -30 ‰; ii) la disolución de CO2 y 222Rn en las aguas del acuífero profundo, lo que seria análogo a la disolución de dichos gases en la formación almacén de un AGP-CO2; iii) la contaminación de los acuíferos mas someros por el ascenso de las aguas sobresaturadas en CO2, proceso que seria análogo a la contaminación que se produciría en los acuíferos existentes por encima de un AGP-CO2, siempre que este se perturbara natural (reactivación de fallas) o artificialmente (sondeos); iv) la desgasificación (CO2 y gases asociados, entre los que destaca el 222Rn) del acuífero salino profundo a través de sondeos, proceso análogo al que pudiera ocurrir en un AGP-CO2 perturbado; y v) la formación rápida de travertinos, proceso análogo indicativo de que el AGP-CO2 ha perdido su estanqueidad. La identificación de las analogías más importantes ha permitido, además, analizar y evaluar, de manera aproximada, el comportamiento y la seguridad, a corto, medio y largo plazo, de un AGP-CO2 emplazado en un contexto geológico similar al sistema natural estudiado. Para ello se ha seguido la metodología basada en el análisis e identificación de los FEPs (Features, Events and Processes), los cuales se han combinado entre sí para generar y analizar diferentes escenarios de evolución del sistema (scenario analysis). Estos escenarios de evolución identificados en el sistema natural perturbado, relacionados con la perforación de sondeos, sobreexplotación de acuíferos, precipitación rápida de travertinos, etc., serian análogos a los que podrían ocurrir en un AGP-CO2 que también fuera perturbado antropogénicamente, por lo que resulta totalmente necesario evitar la perturbación artificial de la formación sello del AGPCO2. Por último, con toda la información obtenida se ha propuesto una metodología de estudio que pueda aplicarse al estudio de posibles emplazamientos de un AGP-CO2 desde la perspectiva de los reservorios naturales de CO2, sean estancos o no. Esta metodología comprende varias fases de estudio, que comprendería la caracterización geológico-estructural del sitio y de sus componentes (agua, roca y gases), la identificación de las analogías entre un sistema natural de almacenamiento de CO2 y un modelo conceptual de un AGP-CO2, y el establecimiento de las implicaciones para el comportamiento y la seguridad de un AGP-CO2. ABSTRACT The accumulation of the anthropogenic greenhouse gases in the atmosphere is the main responsible for: i) the increase in the average temperature of the Earth over the past century by almost 1 °C; ii) the rise in the mean sea level; iii) the drop of the ice volume and terrestrial snow; iv) the strong climate variability and extreme weather events that have been happening over the last decades; and v) the spread of epidemics and infectious diseases. All of these events are just some of the evidence of current climate change. The problems and growing concern related to these phenomena, prompted the adoption of the so-called "Kyoto Protocol" (Japan) in 1997, in which the signatory countries established different measurements to control and reduce the emissions of the greenhouse gases. These measurements include the CCS technologies, focused on the capture, transport and storage of CO2. Within this context, it was approved, in October 2008, the Strategic Singular Project "Tecnologías avanzadas de generación, captura y almacenamiento de CO2" (PSE-120000-2008-6), supported by the Ministry of Science and Innovation and the FEDER funds. This Project, by means of the Subproject "Geological Storage of CO2" (PSS- 120000-2008-31), was focused on the detailed study of the Natural Analogue of CO2 Storage and Leakage located in the Ganuelas-Mazarron Tertiary basin (Murcia), among other Spanish Natural Analogues. This research work has been performed in the framework of this Subproject, being its final objective to predict the behaviour and evaluate the safety, at short, medium and long-term, of a CO2 Deep Geological Storage (CO2-DGS) by means of a comprehensive study of the abovementioned Natural Analogue. This study comprises: i) the geological and hydrogeological context of the basin and its geophysical research; ii) the water sampling of the selected aquifers to establish their hydrogeochemical and isotopic features; iii) the mineralogical, petrographic, geochemical and isotopic characterisation of the travertines formed from upwelling groundwater of several hydrogeological and geothermal wells; and iv) the measurement of the free and dissolved gases detected in the basin, as well as their chemical and isotopic characterisation, mainly regarding CO2 and 222Rn. This information, summarised in separate chapters in the text, has enabled to build a conceptual model of the studied natural system and to establish the analogies between both the studied natural system and a CO2-DGS, with possible natural and/or anthropogenic escapes. All this information has served, firstly, to predict the behaviour and to evaluate the safety, at short, medium and long-term, of a CO2-DGS and, secondly, to propose a general methodology to study suitable sites for a CO2-DGS, taking into account the lessons learned from this CO2 natural reservoir. The main results indicate that the Ganuelas-Mazarron basin is a graben bounded by normal faults with significant vertical movements, which move down the metamorphic substrate (Nevado-Filabride Complex), and filled with acid volcanic-subvolcanic rocks. Furthermore, this basin is filled with two sedimentary formations: i) the Miocene marls, which are predominant and almost exclusive in the basin; xxiv and ii) the Plio-Quaternary conglomerates and gravels. A deep saline CO2-rich aquifer was evidenced in this basin as a result of the geothermal exploration wells performed during the 80s, located just at the top of the Nevado-Filabride Complex and at a depth that could exceed 800 m, according to the geophysical exploration performed. This saline CO2-rich aquifer is precisely the main object of this study. Therefore, it is not discarded the possibility that the CO2 in this aquifer be in supercritical state. Consequently, the aforementioned basin gathers the main characteristics of a natural and deep CO2 geological storage, or natural analogue of a CO2-DGS in a deep saline aquifer. The overexploitation of the shallow aquifers in this basin for agriculture purposes caused the drop of the groundwater levels and hydrostatic pressures, and, as a result, the ascent of the deep saline and CO2-rich groundwater, which is the responsible for the contamination of the shallow and fresh aquifers. The hydrogeochemical features of groundwater from the investigated aquifers show the presence of very different hydrofacies, even in those with similar lithology. The high salinity of this groundwater prevents the human and agricultural uses. In addition, the slightly acidic character of most of these waters determines their capacity to dissolve and transport towards the surface heavy and/or toxic elements, among which U is highlighted. This element is abundant in the acidic volcanic rocks of the basin, with concentrations up to 14 ppm, mainly as sub-microscopic uraninite crystals. The isotopic study of this groundwater, particularly the isotopic signature of C from DIC (δ13C-DIC), suggests that dissolved C can be explained considering a mixture of C from two main different sources: i) from the thermal decomposition of limestones and marbles forming the substrate; and ii) from edaphic origin. However, a minor contribution of C from mantle degassing cannot be discarded. The study of travertines being formed from upwelling groundwater of several hydrogeological and geothermal wells, as a result of the fast CO2 degassing and the pH increase, has allowed highlighting this phenomenon, by analogy, as an alert for the CO2 leakages from a CO2-DGS. The analysis of the dissolved and free gases, with special attention to CO2 and 222Rn, indicates that the C from the dissolved and free CO2 has a similar origin to that of the DIC. The R/Ra ratio of He corroborates the minor contribution of CO2 from the mantle degassing. Furthermore, 222Rn is generated by the radioactive decay of U, particularly abundant in the volcanic rocks of the basin, and/or by 226Ra from the U or from the Messinian gypsum in the basin. Moreover, CO2 acts as a carrier of the 222Rn, a fact evidenced by the positive anomalies of both gases at ~ 1 m depth and mainly related to natural (faults and contacts) and anthropogenic (wells) perturbations. The isotopic signature of C from DIC, carbonates (travertines), and dissolved and free CO2, suggests that this parameter can be used as an excellent tracer of CO2 escapes from a CO2-DGS, in which CO2 usually from the combustion of fossil fuels, with δ13C(V-PDB) of ~ -30 ‰, will be injected. All of these results have allowed to build a conceptual model of the behaviour of the natural system studied as a natural analogue of a CO2-DGS, as well as to establish the relationships between both natural xxv and artificial systems. Thus, the most important analogies, regarding the elements of the system, would be the presence of: i) a deep saline CO2-rich aquifer, which would be analogous to the storage formation of a CO2-DGS; ii) a marly sedimentary formation with a thickness greater than 500 m, which would correspond to the sealing formation of a CO2-DGS; and iii) shallow aquifers with fresh waters suitable for human consumption, U-rich volcanic rocks, and faults that are sealed by gypsums and/or marls; geological elements that could also be present in a CO2-DGS. On the other hand, the most important analogous processes identified are: i) the upward injection of CO2, which would be analogous to the downward injection of the anthropogenic CO2, this last with a δ13C(V-PDB) of ~ -30 ‰; ii) the dissolution of CO2 and 222Rn in groundwater of the deep aquifer, which would be analogous to the dissolution of these gases in the storage formation of a CO2-DGS; iii) the contamination of the shallow aquifers by the uprising of CO2-oversaturated groundwater, an analogous process to the contamination that would occur in shallow aquifers located above a CO2-DGS, whenever it was naturally (reactivation of faults) or artificially (wells) perturbed; iv) the degassing (CO2 and associated gases, among which 222Rn is remarkable) of the deep saline aquifer through wells, process which could be similar in a perturbed CO2- DGS; v) the rapid formation of travertines, indicating that the CO2-DGS has lost its seal capacity. The identification of the most important analogies has also allowed analysing and evaluating, approximately, the behaviour and safety in the short, medium and long term, of a CO2-DGS hosted in a similar geological context of the natural system studied. For that, it has been followed the methodology based on the analysis and identification of FEPs (Features, Events and Processes) that have been combined together in order to generate and analyse different scenarios of the system evolution (scenario analysis). These identified scenarios in the perturbed natural system, related to boreholes, overexploitation of aquifers, rapid precipitation of travertines, etc., would be similar to those that might occur in a CO2-DGS anthropogenically perturbed, so that it is absolutely necessary to avoid the artificial perturbation of the seal formation of a CO2-DGS. Finally, a useful methodology for the study of possible sites for a CO2-DGS is suggested based on the information obtained from this investigation, taking into account the lessons learned from this CO2 natural reservoir. This methodology comprises several phases of study, including the geological and structural characterisation of the site and its components (water, rock and gases), the identification of the analogies between a CO2 storage natural system and a conceptual model of a CO2-DGS, and the implications regarding the behaviour and safety of a CO2-DGS.

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).

Code assessment and modelling for Design Basis Accident Analysis of the European sodium fast reactor design. Part I: System description, modelling and benchmarking

The new reactor concepts proposed in the Generation IV International Forum (GIF) are conceived to improve the use of natural resources, reduce the amount of high-level radioactive waste and excel in their reliability and safe operation. Among these novel designs sodium fast reactors (SFRs) stand out due to their technological feasibility as demonstrated in several countries during the last decades. As part of the contribution of EURATOM to GIF the CP-ESFR is a collaborative project with the objective, among others, to perform extensive analysis on safety issues involving renewed SFR demonstrator designs. The verification of computational tools able to simulate the plant behaviour under postulated accidental conditions by code-to-code comparison was identified as a key point to ensure reactor safety. In this line, several organizations employed coupled neutronic and thermal-hydraulic system codes able to simulate complex and specific phenomena involving multi-physics studies adapted to this particular fast reactor technology. In the “Introduction” of this paper the framework of this study is discussed, the second section describes the envisaged plant design and the commonly agreed upon modelling guidelines. The third section presents a comparative analysis of the calculations performed by each organisation applying their models and codes to a common agreed transient with the objective to harmonize the models as well as validating the implementation of all relevant physical phenomena in the different system codes.

Multiscale modeling of the plastic behaviour in single crystal tungsten: from atomistic to crystal plasticity simulations

En una planta de fusión, los materiales en contacto con el plasma así como los materiales de primera pared experimentan condiciones particularmente hostiles al estar expuestos a altos flujos de partículas, neutrones y grandes cargas térmicas. Como consecuencia de estas diferentes y complejas condiciones de trabajo, el estudio, desarrollo y diseño de estos materiales es uno de los más importantes retos que ha surgido en los últimos años para la comunidad científica en el campo de los materiales y la energía. Debido a su baja tasa de erosión, alta resistencia al sputtering, alta conductividad térmica, muy alto punto de fusión y baja retención de tritio, el tungsteno (wolframio) es un importante candidato como material de primera pared y como posible material estructural avanzado en fusión por confinamiento magnético e inercial. Sin embargo, el tiempo de vida del tungsteno viene controlado por diversos factores como son su respuesta termo-mecánica en la superficie, la posibilidad de fusión y el fallo por acumulación de helio. Es por ello que el tiempo de vida limitado por la respuesta mecánica del tungsteno (W), y en particular su fragilidad, sean dos importantes aspectos que tienes que ser investigados. El comportamiento plástico en materiales refractarios con estructura cristalina cúbica centrada en las caras (bcc) como el tungsteno está gobernado por las dislocaciones de tipo tornillo a escala atómica y por conjuntos e interacciones de dislocaciones a escalas más grandes. El modelado de este complejo comportamiento requiere la aplicación de métodos capaces de resolver de forma rigurosa cada una de las escalas. El trabajo que se presenta en esta tesis propone un modelado multiescala que es capaz de dar respuestas ingenieriles a las solicitudes técnicas del tungsteno, y que a su vez está apoyado por la rigurosa física subyacente a extensas simulaciones atomísticas. En primer lugar, las propiedades estáticas y dinámicas de las dislocaciones de tipo tornillo en cinco potenciales interatómicos de tungsteno son comparadas, determinando cuáles de ellos garantizan una mayor fidelidad física y eficiencia computacional. Las grandes tasas de deformación asociadas a las técnicas de dinámica molecular hacen que las funciones de movilidad de las dislocaciones obtenidas no puedan ser utilizadas en los siguientes pasos del modelado multiescala. En este trabajo, proponemos dos métodos alternativos para obtener las funciones de movilidad de las dislocaciones: un modelo Monte Cario cinético y expresiones analíticas. El conjunto de parámetros necesarios para formular el modelo de Monte Cario cinético y la ley de movilidad analítica son calculados atomísticamente. Estos parámetros incluyen, pero no se limitan a: la determinación de las entalpias y energías de formación de las parejas de escalones que forman las dislocaciones, la parametrización de los efectos de no Schmid característicos en materiales bcc,etc. Conociendo la ley de movilidad de las dislocaciones en función del esfuerzo aplicado y la temperatura, se introduce esta relación como ecuación de flujo dentro de un modelo de plasticidad cristalina. La predicción del modelo sobre la dependencia del límite de fluencia con la temperatura es validada experimentalmente con ensayos uniaxiales en tungsteno monocristalino. A continuación, se calcula el límite de fluencia al aplicar ensayos uniaxiales de tensión para un conjunto de orientaciones cristalográticas dentro del triángulo estándar variando la tasa de deformación y la temperatura de los ensayos. Finalmente, y con el objetivo de ser capaces de predecir una respuesta más dúctil del tungsteno para una variedad de estados de carga, se realizan ensayos biaxiales de tensión sobre algunas de las orientaciones cristalográficas ya estudiadas en función de la temperatura.-------------------------------------------------------------------------ABSTRACT ----------------------------------------------------------Tungsten and tungsten alloys are being considered as leading candidates for structural and functional materials in future fusion energy devices. The most attractive properties of tungsten for the design of magnetic and inertial fusion energy reactors are its high melting point, high thermal conductivity, low sputtering yield and low longterm disposal radioactive footprint. However, tungsten also presents a very low fracture toughness, mostly associated with inter-granular failure and bulk plasticity, that limits its applications. As a result of these various and complex conditions of work, the study, development and design of these materials is one of the most important challenges that have emerged in recent years to the scientific community in the field of materials for energy applications. The plastic behavior of body-centered cubic (bcc) refractory metals like tungsten is governed by the kink-pair mediated thermally activated motion of h¿ (\1 11)i screw dislocations on the atomistic scale and by ensembles and interactions of dislocations at larger scales. Modeling this complex behavior requires the application of methods capable of resolving rigorously each relevant scale. The work presented in this thesis proposes a multiscale model approach that gives engineering-level responses to the technical specifications required for the use of tungsten in fusion energy reactors, and it is also supported by the rigorous underlying physics of extensive atomistic simulations. First, the static and dynamic properties of screw dislocations in five interatomic potentials for tungsten are compared, determining which of these ensure greater physical fidelity and computational efficiency. The large strain rates associated with molecular dynamics techniques make the dislocation mobility functions obtained not suitable to be used in the next steps of the multiscale model. Therefore, it is necessary to employ mobility laws obtained from a different method. In this work, we suggest two alternative methods to get the dislocation mobility functions: a kinetic Monte Carlo model and analytical expressions. The set of parameters needed to formulate the kinetic Monte Carlo model and the analytical mobility law are calculated atomistically. These parameters include, but are not limited to: enthalpy and energy barriers of kink-pairs as a function of the stress, width of the kink-pairs, non-Schmid effects ( both twinning-antitwinning asymmetry and non-glide stresses), etc. The function relating dislocation velocity with applied stress and temperature is used as the main source of constitutive information into a dislocation-based crystal plasticity framework. We validate the dependence of the yield strength with the temperature predicted by the model against existing experimental data of tensile tests in singlecrystal tungsten, with excellent agreement between the simulations and the measured data. We then extend the model to a number of crystallographic orientations uniformly distributed in the standard triangle and study the effects of temperature and strain rate. Finally, we perform biaxial tensile tests and provide the yield surface as a function of the temperature for some of the crystallographic orientations explored in the uniaxial tensile tests.

A sensorless virtual slave control scheme for kinematically dissimilar master-slave teleoperation

The use of telerobotic systems is essential for remote handling (RH) operations in radioactive areas of scientific facilities that generate high doses of radiation. Recent developments in remote handling technology has seen a great deal of effort being directed towards the design of modular remote handling control rooms equipped with a standard master arm which will be used to separately control a range of different slave devices. This application thus requires a kinematically dissimilar master-slave control scheme. In order to avoid drag and other effects such as friction or other non-linear and unmodelled slave arm effects of the common position-position architecture in nonbackdrivable slaves, this research has implemented a force-position control scheme. End-effector force is derived from motor torque values which, to avoid the use of radiation intolerant and costly sensing devices, are inferred from motor current measurement. This has been demonstrated on a 1-DOF test-rig with a permanent magnet synchronous motor teleoperated by a Sensable Phantom Omni® haptic master. This has been shown to allow accurate control while realistically conveying dynamic force information back to the operator.

Diseño y evaluación de un procedimiento on-line para la biorremediación de aguas radiactivas en centrales nucleares

Recientemente se ha demostrado la existencia de microorganismos en las piscinas de almacenamiento de combustible nuclear gastado en las centrales nucleares utilizando técnicas convencionales de cultivo en el laboratorio. Estudios posteriores han puesto de manifiesto que los microorganismos presentes eran capaces de colonizar las paredes de acero inoxidable de las piscinas formando biopelículas. Adicionalmente se ha observado la capacidad de estas biopelículas de retener radionúclidos, lo que hace pensar en la posibilidad de utilizarlas en la descontaminación de las aguas radiactivas de las piscinas. En la presente tesis se plantea conocer más profundamente la biodiversidad microbiana de las biopelículas utilizando técnicas de biología molecular como la clonación, además de desarrollar un sistema de descontaminación a escala piloto con el objetivo de valorar si el proceso podría resultar escalable a nivel industrial. Para ello se diseñaron y fabricaron dos biorreactores en acero inoxidable compatibles con las condiciones específicas de seguridad sísmica y protección frente a la radiación en la zona controlada de una central nuclear. Los biorreactores se instalaron en la Central Nuclear de Cofrentes (Valencia) en las proximidades de las piscinas de almacenamiento de combustible nuclear gastado y precediendo a las resinas de intercambio iónico, de forma que reciben el agua de las piscinas permitiendo el análisis in situ de la radiación eliminada del agua de las mismas. Se conectó una lámpara de luz ultravioleta a uno de los biorreactores para poder comparar el desarrollo de bipelículas y la retención de radiactividad en ambas condiciones. En estos biorreactores se introdujeron ovillos de acero inoxidable y de titanio que se extrajeron a diversos tiempos, hasta 635 días para los ovillos de acero inoxidable y hasta 309 días para los ovillos de titanio. Se analizaron las biopelículas desarrolladas sobre los ovillos por microscopía electrónica de barrido y por microscopía de epifluorescencia. Se extrajo el ADN de las biopelículas y, tras su clonación, se identificaron los microorganismos por técnicas independientes de cultivo. Asimismo se determinó por espectrometría gamma la capacidad de las biopelículas para retener radionúclidos. Los microorganismos radiorresistentes identificados pertenecen a los grupos filogenéticos Alpha-proteobacteria, Gamma-proteobacteria, Actinobacteria, Deinococcus-Thermus y Bacteroidetes. Las secuencias de estos microorganismos se han depositado en el GenBank con los números de acceso KR817260-KR817405. Se ha observado una distribución porcentual ligeramente diferente en relación con el tipo de biorreactor. Las biopelículas han retenido fundamentalmente radionúclidos de activación. La suma de Co-60 y Mn-54 ha llegado en ocasiones al 97%. Otros radionúclidos retenidos han sido Cr-51, Co-58, Fe-59, Zn-65 y Zr-95. Se sugiere un mecanismo del proceso de retención de radionúclidos relacionado con el tiempo de formación y desaparición de las biopelículas. Se ha valorado que el proceso escalable puede ser económicamente rentable. ABSTRACT The existence of microorganisms in spent nuclear fuel pools has been demonstrated recently in nuclear power plants by using conventional microbial techniques. Subsequent studies have revealed that those microorganisms were able to colonize the stainless steel pool walls forming biofilms. Additionally, it has been observed the ability of these biofilms to retain radionuclides, which suggests the possibility of using them for radioactive water decontamination purposes. This thesis presents deeper knowledge of microbial biofilms biodiversity by using molecular biology techniques such as cloning, and develops a decontamination system on a pilot scale, in order to assess whether the process could be scalable to an industrial level. Aiming to demonstrate this was feasible, two stainless steel bioreactors were designed and manufactured, both were compatible with seismic and radiation protection standards in the controlled zone of a nuclear plant. These bioreactors were installed in the Cofrentes Nuclear Power Plant (Valencia) next to the spent nuclear fuel pools and preceding (upstream) ion exchange resins. This configuration allowed the bioreactors to receive water directly from the pools allowing in situ analysis of radiation removal. One ultraviolet lamp was connected to one of the bioreactors to compare biofilms development and radioactivity retention in both conditions. Stainless steel and titanium balls were introduced into these bioreactors and were removed after different time periods, up to 635 days for stainless steel balls and up to 309 days for titanium. Biofilms developed on the balls were analyzed by scanning electron microscopy and epifluorescence microscopy. DNA was extracted from the biofilms, was cloned and then the microorganisms were identified by independent culture techniques. Biofilms ability to retain radionuclides was also determined by gamma spectrometry. The identified radioresistant organisms belong to the phylogenetic groups Alphaproteobacteria, Gamma-proteobacteria, Actinobacteria, Deinococcus-Thermus and Bacteroidetes. The sequences of these microorganisms have been deposited in GenBank (access numbers KR817260-KR817405). A different distribution of microorganisms was observed in relation to the type of bioreactor. Biofilms have essentially retained activation radionuclides. Sometimes the sum of Co-60 and Mn-54 reached 97%. Cr-51, Co-58, Fe-59, Zn-65 and Zr-95 have also been retained. A radionuclide retention process mechanism related to biofilms formation and disappearance time is suggested. It has been assessed that the scalable process can be economically profitable.

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.

Caracterización del hormigón en relación a la difusión de gases y su correlación con el radón

Radon gas (Rn) is a natural radioactive gas present in some soils and able to penetrate buildings through the building envelope in contact with the soil. Radon can accumulate within buildings and consequently be inhaled by their occupants. Because it is a radioactive gas, its disintegration process produces alpha particles that, in contact with the lung epithelia, can produce alterations potentially giving rise to cancer. Many international organizations related to health protection, such as WHO, confirm this causality. One way to avoid the accumulation of radon in buildings is to use the building envelope as a radon barrier. The extent to which concrete provides such a barrier is described by its radon diffusion coefficient (DRn), a parameter closely related to porosity (ɛ) and tortuosity factor (τ). The measurement of the radon diffusion coefficient presents challenges, due to the absence of standard procedures, the requirement to establish adequate airtightness in testing apparatus (referred to here as the diffusion cell), and due to the fact that measurement has to be carried out in an environment certified for use of radon calibrated sources. In addition to this calibrated radon sources are costly. The measurement of the diffusion coefficient for non-radioactive gas is less complex, but nevertheless retains a degree of difficulty due to the need to provide reliably airtight apparatus for all tests. Other parameters that can characterize and describe the process of gas transport through concrete include the permeability coefficient (K) and the electrical resistivity (ρe), both of which can be measured relatively easily with standardized procedure. The use of these parameters would simplify the characterization of concrete behaviour as a radon barrier. Although earlier studies exist, describing correlation among these parameters, there is, as has been observed in the literature, little common ground between the various research efforts. For precisely this reason, prior to any attempt to measure radon diffusion, it was deemed necessary to carry out further research in this area, as a foundation to the current work, to explore potential relationships among the following parameters: porosity-tortuosity, oxygen diffusion coefficient, permeability coefficient and resistivity. Permeability coefficient measurement (m2) presents a more straightforward challenge than diffusion coefficient measurement. Some authors identify a relationship between both coefficients, including Gaber (1988), who proposes: k= a•Dn Equation 1 Where: a=A/(8ΠD020), A = sample cross-section, D020 = diffusion coefficient in air (m2/s). Other studies (Klink et al. 1999, Gaber and Schlattner 1997, Gräf and Grube et al. 1986), experimentally relate both coefficients of different types of concrete confirming that this relationship exists, as represented by the simplified expression: k≈Dn Equation 2 In each particular study a different value for n was established, varying from 1.3 to 2.5, but this requires determination of a value for n in a more general way because these proposed models cannot estimate diffusion coefficient. If diffusion coefficient has to be measured to be able to establish n, these relationships are not interesting. The measurement of electric resistivity is easier than diffusion coefficient measurement. Correlation between the parameters can be established via Einstein´s law that relates movement of electrical charges to media conductivity according to the expression: D_e=k/ρ Equation 3 Where: De = diffusion coefficient (cm2/s), K = constant, ρ = electric resistivity (Ω•cm). The tortuosity factor is used to represent the uneven geometry of concrete pores, which are described as being not straight, but tortuous. This factor was first introduced in the literature to relate global porosity with fluid transport in a porous media, and can be formulated in a number of different ways. For example, it can take the form of equation 4 (Mason y Malinauskas), which combines molecular and Knudsen diffusion using the tortuosity factor: D=ε^τ (3/2r √(πM/8RT+1/D_0 ))^(-1) Equation 4 Where: r = medium radius obtained from MIP (µm), M = gas molecular mass, R = ideal gases constant, T = temperature (K), D0 = coefficient diffusion in the air (m2/s). Few studies provide any insight as to how to obtain the tortuosity factor. The work of Andrade (2012) is exceptional in this sense, as it outlines how the tortuosity factor can be deduced from pore size distribution (from MIP) from the equation: ∅_th=∅_0•ε^(-τ). Equation 5 Where: Øth = threshold diameter (µm), Ø0 = minimum diameter (µm), ɛ = global porosity, τ = tortuosity factor. Alternatively, the following equation may be used to obtain the tortuosity factor: DO2=D0*ɛτ Equation 6 Where: DO2 = oxygen diffusion coefficient obtained experimentally (m2/s), DO20 = oxygen diffusion coefficient in the air (m2/s). This equation has been inferred from Archie´s law ρ_e=〖a•ρ〗_0•ɛ^(-m) and from the Einstein law mentioned above, using the values of oxygen diffusion coefficient obtained experimentally. The principal objective of the current study was to establish correlations between the different parameters that characterize gas transport through concrete. The achievement of this goal will facilitate the assessment of the useful life of concrete, as well as open the door to the pro-active planning for the use of concrete as a radon barrier. Two further objectives were formulated within the current study: 1.- To develop a method for measurement of gas coefficient diffusion in concrete. 2.- To model an analytic estimation of radon diffusion coefficient from parameters related to concrete porosity and tortuosity factor. In order to assess the possible correlations, parameters have been measured using the standardized procedures or purpose-built in the laboratory for the study of equations 1, 2 y 3. To measure the gas diffusion coefficient, a diffusion cell was designed and manufactured, with the design evolving over several cycles of research, leading ultimately to a unit that is reliably air tight. The analytic estimation of the radon diffusion coefficient DRn in concrete is based on concrete global porosity (ɛ), whose values may be experimentally obtained from a mercury intrusion porosimetry test (MIP), and from its tortuosity factor (τ), derived using the relations expressed in equations 5 y 6. The conclusions of the study are: Several models based on regressions, for concrete with a relative humidity of 50%, have been proposed to obtain the diffusion coefficient following the equations K=Dn, K=a*Dn y D=n/ρe. The final of these three relations is the one with the determination coefficient closest to a value of 1: D=(19,997*LNɛ+59,354)/ρe Equation 7 The values of the obtained oxygen diffusion coefficient adjust quite well to those experimentally measured. The proposed method for the measurement of the gas coefficient diffusion is considered to be adequate. The values obtained for the oxygen diffusion coefficient are within the range of those proposed by the literature (10-7 a 10-8 m2/s), and are consistent with the other studied parameters. Tortuosity factors obtained using pore distribution and the expression Ø=Ø0*ɛ-τ are inferior to those from resistivity ρ=ρ0*ɛ-τ. The closest relationship to it is the one with porosity of pore diameter 1 µm (τ=2,07), being 7,21% inferior. Tortuosity factors obtained from the expression DO2=D0*ɛτ are similar to those from resistivity: for global tortuosity τ=2,26 and for the rest of porosities τ=0,7. Estimated radon diffusion coefficients are within the range of those consulted in literature (10-8 a 10-10 m2/s).ABSTRACT El gas radón (Rn) es un gas natural radioactivo presente en algunos terrenos que puede penetrar en los edificios a través de los cerramientos en contacto con el mismo. En los espacios interiores se puede acumular y ser inhalado por las personas. Al ser un gas radioactivo, en su proceso de desintegración emite partículas alfa que, al entrar en contacto con el epitelio pulmonar, pueden producir alteraciones del mismo causando cáncer. Muchos organismos internacionales relacionados con la protección de la salud, como es la OMS, confirman esta causalidad. Una de las formas de evitar que el radón penetre en los edificios es utilizando las propiedades de barrera frente al radón de su propia envolvente en contacto con el terreno. La principal característica del hormigón que confiere la propiedad de barrera frente al radón cuando conforma esta envolvente es su permeabilidad que se puede caracterizar mediante su coeficiente de difusión (DRn). El coeficiente de difusión de un gas en el hormigón es un parámetro que está muy relacionado con su porosidad (ɛ) y su tortuosidad (τ). La medida del coeficiente de difusión del radón resulta bastante complicada debido a que el procedimiento no está normalizado, a que es necesario asegurar una estanquidad a la celda de medida de la difusión y a que la medida tiene que ser realizada en un laboratorio cualificado para el uso de fuentes de radón calibradas, que además son muy caras. La medida del coeficiente de difusión de gases no radioactivos es menos compleja, pero sigue teniendo un alto grado de dificultad puesto que tampoco está normalizada, y se sigue teniendo el problema de lograr una estanqueidad adecuada de la celda de difusión. Otros parámetros que pueden caracterizar el proceso son el coeficiente de permeabilidad (K) y la resistividad eléctrica (ρe), que son más fáciles de determinar mediante ensayos que sí están normalizados. El uso de estos parámetros facilitaría la caracterización del hormigón como barrera frente al radón, pero aunque existen algunos estudios que proponen correlaciones entre estos parámetros, en general existe divergencias entre los investigadores, como se ha podido comprobar en la revisión bibliográfica realizada. Por ello, antes de tratar de medir la difusión del radón se ha considerado necesario realizar más estudios que puedan clarificar las posibles relaciones entre los parámetros: porosidad-tortuosidad, coeficiente de difusión del oxígeno, coeficiente de permeabilidad y resistividad. La medida del coeficiente de permeabilidad (m2) es más sencilla que el de difusión. Hay autores que relacionan el coeficiente de permeabilidad con el de difusión. Gaber (1988) propone la siguiente relación: k= a•Dn Ecuación 1 En donde: a=A/(8ΠD020), A = sección de la muestra, D020 = coeficiente de difusión en el aire (m2/s). Otros estudios (Klink et al. 1999, Gaber y Schlattner 1997, Gräf y Grube et al. 1986) relacionan de forma experimental los coeficientes de difusión de radón y de permeabilidad de distintos hormigones confirmando que existe una relación entre ambos parámetros, utilizando la expresión simplificada: k≈Dn Ecuación 2 En cada estudio concreto se han encontrado distintos valores para n que van desde 1,3 a 2,5 lo que lleva a la necesidad de determinar n porque no hay métodos que eviten la determinación del coeficiente de difusión. Si se mide la difusión ya deja de ser de interés la medida indirecta a través de la permeabilidad. La medida de la resistividad eléctrica es muchísimo más sencilla que la de la difusión. La relación entre ambos parámetros se puede establecer a través de una de las leyes de Einstein que relaciona el movimiento de cargas eléctricas con la conductividad del medio según la siguiente expresión: D_e=k/ρ_e Ecuación 3 En donde: De = coeficiente de difusión (cm2/s), K = constante, ρe = resistividad eléctrica (Ω•cm). El factor de tortuosidad es un factor de forma que representa la irregular geometría de los poros del hormigón, al no ser rectos sino tener una forma tortuosa. Este factor se introduce en la literatura para relacionar la porosidad total con el transporte de un fluido en un medio poroso y se puede formular de distintas formas. Por ejemplo se destaca la ecuación 4 (Mason y Malinauskas) que combina la difusión molecular y la de Knudsen utilizando el factor de tortuosidad: D=ε^τ (3/2r √(πM/8RT+1/D_0 ))^(-1) Ecuación 4 En donde: r = radio medio obtenido del MIP (µm), M = peso molecular del gas, R = constante de los gases ideales, T = temperatura (K), D0 = coeficiente de difusión de un gas en el aire (m2/s). No hay muchos estudios que proporcionen una forma de obtener este factor de tortuosidad. Destaca el estudio de Andrade (2012) en el que deduce el factor de tortuosidad de la distribución del tamaño de poros (curva de porosidad por intrusión de mercurio) a partir de la ecuación: ∅_th=∅_0•ε^(-τ) Ecuación 5 En donde: Øth = diámetro umbral (µm), Ø0 = diámetro mínimo (µm), ɛ = porosidad global, τ = factor de tortuosidad. Por otro lado, se podría utilizar también para obtener el factor de tortuosidad la relación: DO2=D0*-τ Ecuación 6 En donde: DO2 = coeficiente de difusión del oxígeno experimental (m2/s), DO20 = coeficiente de difusión del oxígeno en el aire (m2/s). Esta ecuación está inferida de la ley de Archie ρ_e=〖a•ρ〗_0•ɛ^(-m) y la de Einstein mencionada anteriormente, utilizando valores del coeficiente de difusión del oxígeno DO2 obtenidos experimentalmente. El objetivo fundamental de la tesis es encontrar correlaciones entre los distintos parámetros que caracterizan el transporte de gases a través del hormigón. La consecución de este objetivo facilitará la evaluación de la vida útil del hormigón así como otras posibilidades, como la evaluación del hormigón como elemento que pueda ser utilizado en la construcción de nuevos edificios como barrera frente al gas radón presente en el terreno. Se plantean también los siguientes objetivos parciales en la tesis: 1.- Elaborar una metodología para la medida del coeficiente de difusión de los gases en el hormigón. 2.- Plantear una estimación analítica del coeficiente de difusión del radón a partir de parámetros relacionados con su porosidad y su factor de tortuosidad. Para el estudio de las correlaciones posibles, se han medido los parámetros con los procedimientos normalizados o puestos a punto en el propio Instituto, y se han estudiado las reflejadas en las ecuaciones 1, 2 y 3. Para la medida del coeficiente de difusión de gases se ha fabricado una celda que ha exigido una gran variedad de detalles experimentales con el fin de hacerla estanca. Para la estimación analítica del coeficiente de difusión del radón DRn en el hormigón se ha partido de su porosidad global (ɛ), que se obtiene experimentalmente del ensayo de porosimetría por intrusión de mercurio (MIP), y de su factor de tortuosidad (τ), que se ha obtenido a partir de las relaciones reflejadas en las ecuaciones 5 y 6. Las principales conclusiones obtenidas son las siguientes: Se proponen modelos basados en regresiones, para un acondicionamiento con humedad relativa de 50%, para obtener el coeficiente de difusión del oxígeno según las relaciones: K=Dn, K=a*Dn y D=n/ρe. La propuesta para esta última relación es la que tiene un mejor ajuste con R2=0,999: D=(19,997*LNɛ+59,354)/ρe Ecuación 7 Los valores del coeficiente de difusión del oxígeno así estimados se ajustan a los obtenidos experimentalmente. Se considera adecuado el método propuesto de medida del coeficiente de difusión para gases. Los resultados obtenidos para el coeficiente de difusión del oxígeno se encuentran dentro del rango de los consultados en la literatura (10-7 a 10-8 m2/s) y son coherentes con el resto de parámetros estudiados. Los resultados de los factores de tortuosidad obtenidos de la relación Ø=Ø0*ɛ-τ son inferiores a la de la resistividad (ρ=ρ0*ɛ-τ). La relación que más se ajusta a ésta, siendo un 7,21% inferior, es la de la porosidad correspondiente al diámetro 1 µm con τ=2,07. Los resultados de los factores de tortuosidad obtenidos de la relación DO2=D0*ɛτ son similares a la de la resistividad: para la porosidad global τ=2,26 y para el resto de porosidades τ=0,7. Los coeficientes de difusión de radón estimados mediante estos factores de tortuosidad están dentro del rango de los consultados en la literatura (10-8 a 10-10 m2/s).

Manufacturing of self-passivating tungsten based alloys by different powder metallurgical routes

Self-passivating tungsten based alloys will provide a major safety advantage compared to pure tungsten when used as first wall armor of future fusion reactors, due to the formation of a protective oxide layer which prevents the formation of volatile and radioactive WO3 in case of a loss of coolant accident with simultaneous air ingress. Bulk WCr10Ti2 alloys were manufactured by two different powder metallurgical routes: (1) mechanical alloying (MA) followed by hot isostatic pressing (HIP) of metallic capsules, and (2) MA, compaction, pressureless sintering in H2 and subsequent HIPing without encapsulation. Both routes resulted in fully dense materials with homogeneous microstructure and grain sizes of 300 nm and 1 μm, respectively. The content of impurities remained unchanged after HIP, but it increased after sintering due to binder residue. It was not possible to produce large samples by route (2) due to difficulties in the uniaxial compaction stage. Flexural strength and fracture toughness measured on samples produced by route (1) revealed a ductile-to-brittle-transition temperature (DBTT) of about 950 °C. The strength increased from room temperature to 800 °C, decreasing significantly in the plastic region. An increase of fracture toughness is observed around the DBTT.