Modelización y validación experimental del transporte de tritio en metal líquido y otros materiales para reactores de fusión nuclear magnética e inercial

La presente tesis se centra en el estudio de los fenómenos de transporte de los isótopos de hidrógeno, y más concretamente del tritio, en materiales de interés para los reactores de fusión nuclear. Los futuros reactores de fusión nuclear necesitarán una Planta de Tritio, con una envoltura regeneradora (breeding blanket) y unos sistemas auxiliares claves para su diseño. Por lo tanto su desarrollo y cualificación son cruciales para demostrar que los reactores de fusión son una opción viable como futura fuente de energía. Se han resaltado los diferentes retos de la difusión y retención de estas especies ligeras para cada sistema de la Planta de Tritio, y se han identificado las necesidades experimentales y paramétricas para abordar las simulaciones de difusión, como factores de transporte como la difusividad, absorción/desorción, solubilidad y atrapamiento. Se han estudiado los fenómenos de transporte y parámetros del T en el metal líquido LiPb, componente del breeding blanket tanto para una planta de fusión magnética como inercial. Para ello se han utilizado dos experimentos con características diversas, uno de ellos se ha llevado a cabo en un reactor de alto flujo, y por lo tanto, en condiciones de irradiación, y el otro sin irradiación. Los métodos de simulación numérica aplicados se han adaptado a los experimentos para las mediciones y para estudiar el régimen de transporte. En el estudio de estos experimentos se ha obtenido un valor para algunos de los parámetros claves en el transporte y gestión del tritio en el reactor. Finalmente se realiza un cálculo de la acumulación y difusión de tritio en una primera pared de tungsteno para un reactor de fusión inercial. En concreto para el proyecto de fusión por láser europeo, HiPER (para sus fases 4a y 4b). Se ha estudiado: la implantación de los isótopos de H y He en la pared de W tras una reacción de fusión por iluminación directa con un láser de 48MJ; el efecto en el transporte de T de los picos de temperatura en el W debido a la frecuencia de los eventos de fusión; el régimen de transporte en la primera pared. Se han identificado la naturaleza de las trampas más importantes para el T y se ha propuesto un modelo avanzado para la difusión con trampas. ABSTRACT The present thesis focuses into study the transport phenomenons of hydrogen isotopes, more specifically tritium, in materials of interest for nuclear fusion reactors. The future nuclear reactors will be provided of a Tritium Plant, with its breeding blanket and its auxiliary systems, all of them essential components for the plant. Therefore a reliable development and coalification are key issues to prove the viability of the nuclear fusion reactors as an energy source. The currently challenges for the diffusion and accumulation of these light species for each system of the TP has been studied. Experimental and theoretical needs have been identified and analyzed, specially from the viewpoint of the parameters. To achieve reliable simulations of tritium transport, parameters as diffusivity, absorption/desorption, solubility and trapping must be reliables. Transport phenomenon and parameters of T in liquid metal have been studied. Lead lithium is a key component of the breeding blanket, either in magnetic or inertial fusion confinement. Having this aim in mind, two experiments with different characteristics have been used; one of them has been realized in a high flux reactor, and hence, under irradiation conditions. The other one has been realized without radiation. The mathematical methods for the simulation have been adapted to the experiments, for the measures and also to study the transport behavior. A value for some key parameters for tritium management has been obtained in these studies. Finally, tritium accumulation and diffusion in a W first wall of an inertial nuclear fusion reactor has been assessed. A diffusion model of the implanted H, D, T and He species for the two initial phases of the proposed European laser fusion Project HiPER (namely, phase 4a and phase 4b) has been implemented using Tritium Migration Analysis Program, TMAP7. The effect of the prompt and working temperatures and the operational pulsing modes on the diffusion are studied. The nature of tritium traps in W and their performance has been analyzed and discussed.

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.

Dust tracking techniques applied to the STARDUST facility: First results

An important issue related to future nuclear fusion reactors fueled with deuterium and tritium is the creation of large amounts of dust due to several mechanisms (disruptions, ELMs and VDEs). The dust size expected in nuclear fusion experiments (such as ITER) is in the order of microns (between 0.1 and 1000 μm). Almost the total amount of this dust remains in the vacuum vessel (VV). This radiological dust can re-suspend in case of LOVA (loss of vacuum accident) and these phenomena can cause explosions and serious damages to the health of the operators and to the integrity of the device. The authors have developed a facility, STARDUST, in order to reproduce the thermo fluid-dynamic conditions comparable to those expected inside the VV of the next generation of experiments such as ITER in case of LOVA. The dust used inside the STARDUST facility presents particle sizes and physical characteristics comparable with those that created inside the VV of nuclear fusion experiments. In this facility an experimental campaign has been conducted with the purpose of tracking the dust re-suspended at low pressurization rates (comparable to those expected in case of LOVA in ITER and suggested by the General Safety and Security Report ITER-GSSR) using a fast camera with a frame rate from 1000 to 10,000 images per second. The velocity fields of the mobilized dust are derived from the imaging of a two-dimensional slice of the flow illuminated by optically adapted laser beam. The aim of this work is to demonstrate the possibility of dust tracking by means of image processing with the objective of determining the velocity field values of dust re-suspended during a LOVA.

Adaptación de una central térmica de carbón a la Directiva de Emisiones Industriales

El proyecto que se presenta a continuación recoge la adaptación de una Central Térmica de carbón al cumplimiento de la DIRECTIVA 2010/75/UE DEL PARLAMENTO EUROPEO Y DEL CONSEJO de 24 de noviembre de 2010 sobre las emisiones industriales. La Central sobre la que se realiza el proyecto tiene un grupo térmico de carbón suscritico refrigerado por agua, con una potencia a plena carga de 350 MWe y de 190 MWe a mínimo técnico. Genera 1 090 t/h de vapor a 540 °C y 168 kg/cm2 funcionando a plena carga. Actualmente las emisiones de NOx son de 650 mg/m3, (condiciones normales, seco, 6 % O2). El objeto del proyecto es reducir estas emisiones a un valor máximo de 200 mg/m3 en las mismas condiciones. El proyecto analiza detalladamente las condiciones actuales de operación de la instalación en cuanto a combustible utilizado, horas de funcionamiento, condiciones climáticas y producción. Se analiza así mismo, todas las técnicas disponibles en mercado para la reducción del NOx, diferenciando entre medidas primarias (actúan sobre los efectos de formación) y secundarias (limpieza de gases). Las medidas primarias ya están implementadas en la central, por tanto, el proyecto plantea la reducción con medidas secundarias. De las medidas secundarias analizadas se ha seleccionado la instalación de un Reactor de Reducción Selectiva Catalítica (Reactor SCR). Tras un análisis de los diferentes reactores y catalizadores disponibles se ha seleccionado un reactor de configuración High-dust, una disposición de catalizador en 3 capas más 1, cuyos componentes están basados en óxidos metálicos (TiO2, V2O5, WO3) y estructura laminar. Se ha buscado la instalación del reactor para operar a una temperatura inferior a 450 °C. Como agente reductor se ha seleccionado NH3 a una dilución del 24,5 %. El proyecto recoge también el diseño de todo el sistema de almacenamiento, evaporación, dilución e inyección de amoniaco. El resultado del proyecto garantiza una concentración en los gases de salida por la chimenea inferior 180 mg/m3(n) de NOx. La reducción del NOx a los límites establecidos, tienen un coste por MWh neto generado para la central, trabajando 60 % a plena carga y 40 % a mínimo técnico y una amortización de 10 años, de 4,10 €/MWh. ABSTRACT The following project shows the compliance adjustment of a coal-fired power station to the 2010/75/EU Directive of the European Parliament and Council 24th November 2010 on industrial emissions. The project is based on a power station with a subcritical thermal coal unit, cooled with water, with a maximum power of 350 MWe and a technical minimum of 190 MWe. It produces 1 090 t/h of steam at 540 ° C and 168 kg/cm2 operating under full load. Currently, NOx emissions are 650 mg / m3 (normal conditions, dry, 6% O2). The project aims to reduce these emissions to a maximum value of 200 mg / m3 under the same conditions. The project analyses in detail the current operating conditions of the system in terms of fuel used, hours of operation, climatic conditions and production. In addition, it also analyses every available technique of NOx reduction on the market, distinguishing between primary (acting on the effects of formation) and secondary measures (gas cleaning). Primary measures are already implemented in the plant, thus proposing reduction with secondary measures. Among the secondary measures analyzed, it has been selected to install a Selective Catalytic Reduction Reactor (SCR Reactor). Having researched the different reactors and catalysts available, for the reactor has been selected High-dust configuration, an arrangement of catalyst in 3 layers plus 1, whose components are based on metal oxides (TiO2, V2O5, WO3) and laminar structure. The reactor has been sought facility to operate at a temperature below 450 ° C. NH3 diluted to 24,5 % has been selected as reducing agent. The project also includes the design of the entire storage system, evaporation, dilution and ammonia injection. The results of the project ensure a gas concentration in the lower chimney exit below 180 mg / m3(n) NOx. The reduction of NOx to the established limits has a cost per net MWh generated in the plant, working at 60% of full load and at 40% of technical minimum, with an amortization of 10 years, 4,10 € / MWh.

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.

Understanding and improving the chemical vapor deposition process for solar grade silicon production

Esta Tesis Doctoral se centra en la investigación del proceso de producción de polisilicio para aplicaciones fotovoltaicas (FV) por la vía química; mediante procesos de depósito en fase vapor (CVD). El polisilicio para la industria FV recibe el nombre de silicio de grado solar (SoG Si). Por un lado, el proceso que domina hoy en día la producción de SoG Si está basado en la síntesis, destilación y descomposición de triclorosilano (TCS) en un reactor CVD -denominado reactor Siemens-. El material obtenido mediante este proceso es de muy alta pureza, pero a costa de un elevado consumo energético. Así, para alcanzar los dos principales objetivos de la industria FV basada en silicio, bajos costes de producción y bajo tiempo de retorno de la energía invertida en su fabricación, es esencial disminuir el consumo energético de los reactores Siemens. Por otro lado, una alternativa al proceso Siemens considera la descomposición de monosilano (MS) en un reactor de lecho fluidizado (FBR). Este proceso alternativo tiene un consumo energético mucho menor que el de un reactor Siemens, si bien la calidad del material resultante es también menor; pero ésta puede ser suficiente para la industria FV. A día de hoy los FBR deben aún abordar una serie de retos para que su menor consumo energético sea una ventaja suficiente comparada con otras desventajas de estos reactores. En resumen, la investigación desarrollada se centra en el proceso de depósito de polysilicio por CVD a partir de TCS -reactor Siemens-; pero también se investiga el proceso de producción de SoG Si en los FBR exponiendo las fortalezas y debilidades de esta alternativa. Para poder profundizar en el conocimiento del proceso CVD para la producción de polisilicio es clave el conocimiento de las reacciones químicas fundamentales y cómo éstas influencian la calidad del producto resultante, al mismo tiempo que comprender los fenómenos responsables del consumo energético. Por medio de un reactor Siemens de laboratorio en el que se llevan a cabo un elevado número de experimentos de depósito de polisilicio de forma satisfactoria se adquiere el conocimiento previamente descrito. Se pone de manifiesto la complejidad de los reactores CVD y de los problemas asociados a la pérdidas de calor de estos procesos. Se identifican las contribuciones a las pérdidas de calor de los reactores CVD, éstas pérdidas de calor son debidas principalmente a los fenómenos de radiación y, conducción y convección vía gases. En el caso de los reactores Siemens el fenómeno que contribuye en mayor medida al alto consumo energético son las pérdidas de calor por radiación, mientras que en los FBRs tanto la radiación como el calor transferido por transporte másico contribuyen de forma importante. Se desarrolla un modelo teórico integral para el cálculo de las pérdidas de calor en reactores Siemens. Este modelo está formado a su vez por un modelo para la evaluación de las pérdidas de calor por radiación y modelos para la evaluación de las pérdidas de calor por conducción y convección vía gases. Se ponen de manifiesto una serie de limitaciones del modelo de pérdidas de calor por radiación, y se desarrollan una serie de modificaciones que mejoran el modelo previo. El modelo integral se valida por medio un reactor Siemens de laboratorio, y una vez validado se presenta su extrapolación a la escala industrial. El proceso de conversión de TCS y MS a polisilicio se investiga mediante modelos de fluidodinámica computacional (CFD). Se desarrollan modelados CFD para un reactor Siemens de laboratorio y para un prototipo FBR. Los resultados obtenidos mediante simulación son comparados, en ambos casos, con resultados experimentales. Los modelos desarrollados se convierten en herramientas para la identificación de aquellos parámetros que tienen mayor influencia en los procesos CVD. En el caso del reactor Siemens, ambos modelos -el modelo integral y el modelado CFD permiten el estudio de los parámetros que afectan en mayor medida al elevado consumo energético, y mediante su análisis se sugieren modificaciones para este tipo de reactores que se traducirían en un menor número de kilovatios-hora consumidos por kilogramo de silicio producido. Para el caso del FBR, el modelado CFD permite analizar el efecto de una serie de parámetros sobre la distribución de temperaturas en el lecho fluidizado; y dicha distribución de temperaturas está directamente relacionada con los principales retos de este tipo de reactores. Por último, existen nuevos conceptos de depósito de polisilicio; éstos se aprovechan de la ventaja teórica de un mayor volumen depositado por unidad de tiempo -cuando una mayor superficie de depósito está disponible- con el objetivo de reducir la energía consumida por los reactores Siemens. Estos conceptos se exploran mediante cálculos teóricos y pruebas en el reactor Siemens de laboratorio. ABSTRACT This Doctoral Thesis comprises research on polysilicon production for photovoltaic (PV) applications through the chemical route: chemical vapor deposition (CVD) process. PV polysilicon is named solar grade silicon (SoG Si). On the one hand, the besetting CVD process for SoG Si production is based on the synthesis, distillation, and decomposition of thriclorosilane (TCS) in the so called Siemens reactor; high purity silicon is obtained at the expense of high energy consumption. Thus, lowering the energy consumption of the Siemens process is essential to achieve the two wider objectives for silicon-based PV technology: low production cost and low energy payback time. On the other hand, a valuable variation of this process considers the use of monosilane (MS) in a fluidized bed reactor (FBR); lower output material quality is obtained but it may fulfil the requirements for the PV industry. FBRs demand lower energy consumption than Siemens reactors but further research is necessary to address the actual challenges of these reactors. In short, this work is centered in polysilicon CVD process from TCS -Siemens reactor-; but it also offers insights on the strengths and weaknesses of the FBR for SoG Si production. In order to aid further development in polysilicon CVD is key the understanding of the fundamental reactions and how they influence the product quality, at the same time as to comprehend the phenomena responsible for the energy consumption. Experiments conducted in a laboratory Siemens reactor prove the satisfactory operation of the prototype reactor, and allow to acquire the knowledge that has been described. Complexity of the CVD reactors is stated and the heat loss problem associated with polysilicon CVD is addressed. All contributions to the energy consumption of Siemens reactors and FBRs are put forward; these phenomena are radiation and, conduction and convection via gases heat loss. In a Siemens reactor the major contributor to the energy consumption is radiation heat loss; in case of FBRs radiation and heat transfer due to mass transport are both important contributors. Theoretical models for radiation, conduction and convection heat loss in a Siemens reactor are developed; shaping a comprehensive theoretical model for heat loss in Siemens reactors. Limitations of the radiation heat loss model are put forward, and a novel contribution to the existing model is developed. The comprehensive model for heat loss is validated through a laboratory Siemens reactor, and results are scaled to industrial reactors. The process of conversion of TCS and MS gases to solid polysilicon is investigated by means of computational fluid-dynamics models. CFD models for a laboratory Siemens reactor and a FBR prototype are developed. Simulated results for both CVD prototypes are compared with experimental data. The developed models are used as a tool to investigate the parameters that more strongly influence both processes. For the Siemens reactors, both, the comprehensive theoretical model and the CFD model allow to identify the parameters responsible for the great power consumption, and thus, suggest some modifications that could decrease the ratio kilowatts-hour per kilogram of silicon produced. For the FBR, the CFD model allows to explore the effect of a number of parameters on the thermal distribution of the fluidized bed; that is the main actual challenge of these type of reactors. Finally, there exist new deposition surface concepts that take advantage of higher volume deposited per time unit -when higher deposition area is available- trying to reduce the high energy consumption of the Siemens reactors. These novel concepts are explored by means of theoretical calculations and tests in the laboratory Siemens prototype.

High thermal neutron flux effects on structural and macroscopic properties of alkali-borosilicate glasses used as neutron guide substrate

The behaviour of four alkali-borosilicate glasses under homogeneous thermal neutron irradiation has been studied. These materials are used for the manufacturing of neutron guides which are installed in most facilities as devices to transport neutrons from intense sources such as nuclear reactors or spallation sources up to scientific instruments. Several experimental techniques such as Raman, NMR, SANS and STEM have been employed in order to understand the rather different macroscopic behaviour under irradiation of materials that belong to a same glass family. The results have shown that the remarkable glass shrinking observed for neutron doses below 0.5 · 10 18 n/cm 2 critically depends upon the presence of domains where silicate and borate network do not mix.

Present status of the Liquid Breeder Validation

One of the objectives of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility), as stated in its specifications, is the validation of breeder blanket concepts for DEMO design. The so-called Liquid Breeder Validation Module (LBVM) will be used in IFMIF to perform experiments under irradiation on functional materials related to liquid breeder concepts for future fusion reactors. This module, not considered in previous IFMIF design phases, is currently under design by CIEMAT in the framework of the IFMIF/EVEDA project. In this paper, the present status of the design of the LBVM is presented.

Proprioceptive force estimation and control for teleoperation in radioactive environments

A medida que se incrementa la energía de los aceleradores de partículas o iones pesados como el CERN o GSI, de los reactores de fusión como JET o ITER, u otros experimentos científicos, se va haciendo cada vez más imprescindible el uso de técnicas de manipulación remota para la interacción con el entorno sujeto a la radiación. Hasta ahora la tasa de dosis radioactiva en el CERN podía tomar valores cercanos a algunos mSv para tiempos de enfriamiento de horas, que permitían la intervención humana para tareas de mantenimiento. Durante los primeros ensayos con plasma en JET, se alcanzaban valores cercanos a los 200 μSv después de un tiempo de enfriamiento de 4 meses y ya se hacía extensivo el uso de técnicas de manipulación remota. Hay una clara tendencia al incremento de los niveles de radioactividad en el futuro en este tipo de instalaciones. Un claro ejemplo es ITER, donde se esperan valores de 450 Sv/h en el centro del toroide a los 11 días de enfriamiento o los nuevos niveles energéticos del CERN que harán necesario una apuesta por niveles de mantenimiento remotos. En estas circunstancias se enmarca esta tesis, que estudia un sistema de control bilateral basado en fuerza-posición, tratando de evitar el uso de sensores de fuerza/par, cuyo contenido electrónico los hace especialmente sensitivos en estos ambientes. El contenido de este trabajo se centra en la teleoperación de robots industriales, que debido a su reconocida solvencia y facilidad para ser adaptados a estos entornos, unido al bajo coste y alta disponibilidad, les convierte en una alternativa interesante para tareas de manipulación remota frente a costosas soluciones a medida. En primer lugar se considera el problema cinemático de teleoperación maestro-esclavo de cinemática disimilar y se desarrolla un método general para la solución del problema en el que se incluye el uso de fuerzas asistivas para guiar al operador. A continuación se explican con detalle los experimentos realizados con un robot ABB y que muestran las dificultades encontradas y recomendaciones para solventarlas. Se concluye el estudio cinemático con un método para el encaje de espacios de trabajo entre maestro y esclavo disimilares. Posteriormente se mira hacia la dinámica, estudiándose el modelado de robots con vistas a obtener un método que permita estimar las fuerzas externas que actúan sobre los mismos. Durante la caracterización del modelo dinámico, se realizan varios ensayos para tratar de encontrar un compromiso entre complejidad de cálculo y error de estimación. También se dan las claves para modelar y caracterizar robots con estructura en forma de paralelogramo y se presenta la arquitectura de control deseada. Una vez obtenido el modelo completo del esclavo, se investigan diferentes alternativas que permitan una estimación de fuerzas externas en tiempo real, minimizando las derivadas de la posición para minimizar el ruido. Se comienza utilizando observadores clásicos del estado para ir evolucionando hasta llegar al desarrollo de un observador de tipo Luenberger-Sliding cuya implementación es relativamente sencilla y sus resultados contundentes. También se analiza el uso del observador propuesto durante un control bilateral simulado en el que se compara la realimentación de fuerzas obtenida con las técnicas clásicas basadas en error de posición frente a un control basado en fuerza-posición donde la fuerza es estimada y no medida. Se comprueba como la solución propuesta da resultados comparables con las arquitecturas clásicas y sin embargo introduce una alternativa para la teleoperación de robots industriales cuya teleoperación en entornos radioactivos sería imposible de otra manera. Finalmente se analizan los problemas derivados de la aplicación práctica de la teleoperación en los escenarios mencionados anteriormente. Debido a las condiciones prohibitivas para todo equipo electrónico, los sistemas de control se deben colocar a gran distancia de los manipuladores, dando lugar a longitudes de cable de centenares de metros. En estas condiciones se crean sobretensiones en controladores basados en PWM que pueden ser destructivas para el sistema formado por control, cableado y actuador, y por tanto, han de ser eliminadas. En este trabajo se propone una solución basada en un filtro LC comercial y se prueba de forma extensiva que su inclusión no produce efectos negativos sobre el control del actuador. ABSTRACT As the energy on the particle accelerators or heavy ion accelerators such as CERN or GSI, fusion reactors such as JET or ITER, or other scientific experiments is increased, it is becoming increasingly necessary to use remote handling techniques to interact with the remote and radioactive environment. So far, the dose rate at CERN could present values near several mSv for cooling times on the range of hours, which allowed human intervention for maintenance tasks. At JET, they measured values close to 200 μSv after a cooling time of 4 months and since then, the remote handling techniques became usual. There is a clear tendency to increase the radiation levels in the future. A clear example is ITER, where values of 450 Sv/h are expected in the centre of the torus after 11 days of cooling. Also, the new energetic levels of CERN are expected to lead to a more advanced remote handling means. In these circumstances this thesis is framed, studying a bilateral control system based on force-position, trying to avoid the use of force/torque sensors, whose electronic content makes them very sensitive in these environments. The contents of this work are focused on teleoperating industrial robots, which due its well-known reliability, easiness to be adapted to these environments, cost-effectiveness and high availability, are considered as an interesting alternative to expensive custom-made solutions for remote handling tasks. Firstly, the kinematic problem of teloperating master and slave with dissimilar kinematics is analysed and a new general approach for solving this issue is presented. The solution includes using assistive forces in order to guide the human operator. Coming up next, I explain with detail the experiments accomplished with an ABB robot that show the difficulties encountered and the proposed solutions. This section is concluded with a method to match the master’s and slave’s workspaces when they present dissimilar kinematics. Later on, the research studies the dynamics, with special focus on robot modelling with the purpose of obtaining a method that allows to estimate external forces acting on them. During the characterisation of the model’s parameters, a set of tests are performed in order to get to a compromise between computational complexity and estimation error. Key points for modelling and characterising robots with a parallelogram structure are also given, and the desired control architecture is presented. Once a complete model of the slave is obtained, different alternatives for external force estimation are review to be able to predict forces in real time, minimizing the position differentiation to minimize the estimation noise. The research starts by implementing classic state observers and then it evolves towards the use of Luenberger- Sliding observers whose implementation is relatively easy and the results are convincing. I also analyse the use of proposed observer during a simulated bilateral control on which the force feedback obtained with the classic techniques based on the position error is compared versus a control architecture based on force-position, where the force is estimated instead of measured. I t is checked how the proposed solution gives results comparable with the classical techniques and however introduces an alternative method for teleoperating industrial robots whose teleoperation in radioactive environments would have been impossible in a different way. Finally, the problems originated by the practical application of teleoperation in the before mentioned scenarios are analysed. Due the prohibitive conditions for every electronic equipment, the control systems should be placed far from the manipulators. This provokes that the power cables that fed the slaves devices can present lengths of hundreds of meters. In these circumstances, overvoltage waves are developed when implementing drives based on PWM technique. The occurrence of overvoltage is very dangerous for the system composed by drive, wiring and actuator, and has to be eliminated. During this work, a solution based on commercial LC filters is proposed and it is extensively proved that its inclusion does not introduce adverse effects into the actuator’s control.

Investigación sobre fermentaciones metánicas de desechos estacionales

En el campo agrícola se producen una serie de desechos orgánicos, que por un lado representan serios problemas de contaminación ambiental y por otro el desperdicio de valores energéticos importantes. Es decir una acción contraria a la sostenibilidad que debe buscarse en este siglo XXI. Entre estos productos agrícolas pueden citarse la pulpa de café, residuos herbáceos, bagazo de caña y la fracción insoluble de estiércol de ganado porcino conocida como cerdaza. Un problema añadido para dar solución adecuada es la disponibilidad de estos solo en cortas épocas del año. Todo lo anterior ha sido el origen de la presente investigación, para dar solución adecuada tanto en el aprovechamiento de biogás como en la reducción de la contaminación. La investigación descrita en este documento contempla el desarrollo de los siguientes aspectos: 1) Caracterización y problemática de cada uno de los productos señalados, 2) la solución al problema mediante el proceso de digestión anaerobia con fases separadas con el aprovechamiento del biogás generados y 3) recomendaciones para el arranque del proceso de digestión anaerobia y su mantenimiento en una alternancia de los productos citados. En la primera etapa de la fase experimental se estimó el rendimiento específico de metano para los diferentes sustratos, utilizando reactores batch configurados en una y dos fases concluyendo que la digestión anaerobia en dos fases presenta diferentes ventajas sobre la digestión monoetapa. En general se obtuvo un mayor rendimiento en la producción de metano, una reducción en los tiempos de retención, mayor eficiencia en la eliminación de los sólidos volátiles agregados, y una mayor estabilidad en el proceso reflejado en el mantenimiento de valores de pH en los rangos de operación recomendados. Seguidamente, al comparar dos procesos para la puesta en marcha de digestores metanogénicos operados en forma continua, se concluye que las variables determinantes en la estabilidad del sistema son la alcalinidad total presente en el digestor, el establecimiento de la población de microorganismos y la carga orgánica aplicada. Las dos primeras están determinadas por la calidad y proporción del inóculo suministrado al inicio del proceso. La alternación de sustratos suministrados al sistema de digestión en dos fases, permitió determinar el impacto sobre el desempeño del mismo, registrando una reducción en la producción de biogás, la riqueza de metano y la eficiencia de eliminación de sólidos volátiles durante los primeros días de operación luego del cambio de sustrato. Este periodo corresponde al proceso de aclimatación de los microorganismos el cual requirió de 20 días para asimilar los componentes del nuevo sustrato. Finalmente, entre los sustratos analizados, la menor carga orgánica de operación para mantener la operación del sistema en continuo corresponde a la pulpa de café con 0.1 kg SV/m3. La composición de este sustrato favorece la rápida acumulación de acidez volátil en el sistema, proporcionando una tendencia a la acidificación. Sin embargo, al controlar las cargas orgánicas volumétricas, el sistema permaneció operando sin necesidad de adición de alcalinizantes. La aplicación de los resultados de la presente investigación a la problemática de residuos de café es alentadora, comprobando que el sistema puede ser operado en continuo alternando residuos boreales y pulpa de café, ambos sustratos disponibles en las plantas de procesamiento de la cereza de café. ABSTRACT In the agricultural field there are series of organic wastes, which in one hand are the source of serious problems of environmental pollution and in the other, they represent a residue that could be used as a feedstock with significant energy values. These actions are contrary to efforts towards sustainability, which should be a priority in this century. Among agricultural residues with significant abundance, the coffee pulp, herbaceous waste, sugarcane bagasse and the insoluble fraction of pig manure can be mentioned. An added problem to the development of appropriate treatment systems, which provides a solution to the disposal of such wastes, is the limited availability of these feedstocks only in short seasons. These arguments have been the source of our research, in order to provide properly measures to biogas usage and pollution reduction. The research presented in this document includes the approaches to the following aspects. 1) Characterization and problems regarding the selected feedstocks 2) the solution to the problem by anaerobic digestion process with separate phases and 3) recommendations for starting the process of anaerobic digestion and its maintenance with alternation of the products listed For the first stage of the experimental phase, the specific methane yield of the selected feedstocks was estimated using batch reactors configured in one and two phases. It was concluded that two-phase anaerobic digestion offered distinct advantages over the single-stage digestion. In general a higher methane production yields, lower retention times, higher efficiency in volatile solids removal, and increased stability among the process were obtained. When comparing two processes for starting up methanogenic digesters, it is concluded that the variables that determine the stability of the system are the total alkalinity in the digester, the establishment of the population of microorganisms and the organic load. The first variables are influenced by the proportion and quality of the inoculum supplied at the beginning of the process. The alternation of substrates gave as a result a negative impact on system performance, recording a reduction on biogas production, the methane concentration and the efficiency of volatile solids removal. The situation was observed during the first days of operation after the change of feeding. This period corresponds to the process of acclimatization of the microorganisms which required 20 days to assimilate new substrate components. Finally, among substrates studied, the lowest organic load applied to maintain a continuous operation of the system, corresponds to the coffee pulp with 0.1 kg VS / m3. The composition of this substrate promotes a rapid accumulation of volatile acidity within the system, providing a tendency to acidification. However, by controlling organic loads, the operating system remained stable without addition of alkalizing components. The application of the results of this research to the problem of coffee waste is promising, proving that an anaerobic system can be operated continuously by alternating boreal waste and coffee pulp, both substrates available in coffee processing plants.

Eliminación de nutrientes mediante tratamientos biopelícula : corrientes actuales y necesidades de investigación

Los tratamientos biopelícula fueron unos de los primeros tratamientos biológicos que se aplicaron en las aguas residuales. Los tratamientos biopelícula presentan importantes ventajas frente a los cultivos en suspensión, sin embargo, el control de los tratamientos biopelícula es complicado y su modelización también. Las bases teóricas del comportamiento de las biopelículas empezaron a desarrollarse fundamentalmente a partir de los años 80. Dado que el proceso es complejo con ecuaciones de difícil resolución, estas conceptualizaciones han sido consideradas durante años como ejercicios matemáticos más que como herramientas de diseño y simulación. Los diseños de los reactores estaban basados en experiencias de plantas piloto o en comportamientos empíricos de determinadas plantas. Las ecuaciones de diseño eran regresiones de los datos empíricos. La aplicabilidad de las ecuaciones se reducía a las condiciones particulares de la planta de la que provenían los datos empíricos. De tal forma que existía una gran variedad y diversidad de ecuaciones empíricas para cada tipo de reactor. La investigación médica durante los años 90 centró su atención en la formación y eliminación de las biopelículas. Gracias al desarrollo de nuevas prácticas de laboratorio que permitían estudiar el interior de las biopelículas y gracias también al aumento de la capacidad de los ordenadores, la simulación del comportamiento de las biopelículas tomó un nuevo impulso en esta década. El desarrollo de un tipo de biopelículas, fangos granulares, en condiciones aerobias realizando simultaneamente procesos de eliminación de nutrientes ha sido recientemente patentado. Esta patente ha recibido numerosos premios y reconocimientos internacionales tales como la Eurpean Invention Award (2012). En 1995 se descubrió que determinadas bacterias podían realizar un nuevo proceso de eliminación de nitrógeno denominado Anammox. Este nuevo tipo de proceso de eliminación de nitrógeno tiene el potencial de ofrecer importantes mejoras en el rendimiento de eliminación y en el consumo de energía. En los últimos 10 años, se han desarrollado una serie de tratamientos denominados “innovadores” de eliminación de nutrientes. Dado que no resulta posible el establecimiento de estas bacterias Anammox en fangos activos convencionales, normalmente se recurre al uso de cultivos biopelícula. La investigación se ha centrado en el desarrollo de estos procesos innovadores en cultivos biopelícula, en particular en los fangos granulares y MBBR e IFAs, con el objeto de establecer las condiciones bajo las cuales estos procesos se pueden desarrollar de forma estable. Muchas empresas y organizaciones buscan una segunda patente. Una cuestión principal en el desarrollo de estos procesos se encuentra la correcta selección de las condiciones ambientales y de operación para que unas bacterias desplacen a otras en el interior de las biopelículas. El diseño de plantas basado en cultivos biopelícula con procesos convencionales se ha realizado normalmente mediante el uso de métodos empíricos y semi-empíricos. Sin embargo, los criterios de selección avanzados aplicados en los Tratamientos Innovadores de Eliminación de Nitrógeno unido a la complejidad de los mecanismos de transporte de sustratos y crecimiento de la biomasa en las biopelículas, hace necesario el uso de herramientas de modelización para poder conclusiones no evidentes. Biofilms were one of the first biological treatments used in the wastewater treatment. Biofilms exhibit important advantages over suspended growth activated sludge. However, controlling biofilms growth is complicated and likewise its simulation. The theoretical underpinnings of biofilms performance began to be developed during 80s. As the equations that govern the growth of biofilms are complex and its resolution is challenging, these conceptualisations have been considered for years as mathematical exercises instead of practical design and simulation tools. The design of biofilm reactors has been based on performance information of pilot plants and specific plants. Most of the times, the designing equations were simple regressions of empirical data. The applicability of these equations were confined to the particular conditions of the plant from where the data came from. Consequently, there were a wide range of design equations for each type of reactor During 90s medical research focused its efforts on how biofilm´s growth with the ultimate goal of avoiding it. Thanks to the development of new laboratory techniques that allowed the study the interior of the biofilms and thanks as well to the development of the computers, simulation of biofilms’ performance had a considerable evolution during this decade. In 1995 it was discovered that certain bacteria can carry out a new sort of nutrient removal process named Anammox. This new type of nutrient removal process potentially can enhance considerably the removal performance and the energy consumption. In the last decade, it has been developed a range of treatments based on the Anammox generally named “Innovative Nutrient Removal Treatments”. As it is not possible to cultivate Anammox bacteria in activated sludge, normally scientists and designers resort to the use of biofilms. A critical issue in the development of these innovative processes is the correct selection of environment and operation conditions so as to certain bacterial population displace to others bacteria within the biofilm. The design of biofilm technology plants is normally based on the use of empirical and semi-empirical methods. However, the advanced control strategies used in the Innovative Nutrient Removal Processes together with the complexity of the mass transfer and biomass growth in biofilms, require the use of modeling tools to be able to set non evident conclusions.

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.

Análisis de Ruido en Reactores PWR

Esta tesis se ha llevado a cabo persiguiendo dos objetivos principales: uno de ellos es el desarrollo y la aplicación de modelos para el mantenimiento predictivo de sensores en centrales nucleares, y el otro es profundizar en el entendimiento de los fenómenos que tienen influencia en el ruido de la señal de los detectores de neutrones de los reactores de agua a presión con ayuda de herramientas de simulación 3D. Para el desarrollo de los trabajos se ha contado con medidas de ruido de reactores PWR actualmente en operación registradas en el curso de la tesis. El análisis de estas medidas ha permitido desarrollar los modelos de los sensores a partir de sus señales reales y comparar lo obtenido en las simulaciones con la realidad. El estudio de los sensores y la elaboración de los modelos se han llevado a cabo mediante la aplicación de técnicas autorregresivas a las señales tomadas en planta. Para la reproducción de los fenómenos que tienen lugar en el núcleo del reactor y que pueden influir en el ruido neutrónico se ha contado con códigos neutrónicos ampliamente utilizados en la industria y con modelos actualizados y validados de las plantas. ABSTRACT There are two goals in this thesis. The first one is the development of models and its application for predictive maintenance of sensors in nuclear power plants. The second one is to improve the understanding of the phenomena that influence the neutron noise in pressurized water reactors by using 3D simulators. Real plant measurements recorded during this thesis have been used to achieve such goals. The information provided by the data led the development of the models and the comparison of the results provided by the computational simulations. Sensor models were obtained by applying autorregresive techniques to the signals recorded in the plant. Wide known codes in the nuclear industry as well as updated and validated models have been used for the reproduction of the phenomena that take place in the core an may influence the neutron noise.

Análisis de secuencias de accidente de pérdida de refrigerante en centrales nucleares de agua a presión mediante la metodología ISA

El accidente de pérdida de refrigerante (LOCA) en un reactor nuclear es uno de los accidentes Base de Diseño más preocupantes y estudiados desde el origen del uso de la tecnología de fisión en la industria productora de energía. El LOCA ocupa, desde el punto de vista de los análisis de seguridad, un lugar de vanguardia tanto en el análisis determinista (DSA) como probabilista (PSA), cuya diferenciada perspectiva ha ido evolucionando notablemente en lo que al crédito a la actuación de las salvaguardias y las acciones del operador se refiere. En la presente tesis se aborda el análisis sistemático de de las secuencias de LOCA por pequeña y mediana rotura en diferentes lugares de un reactor nuclear de agua a presión (PWR) con fallo total de Inyección de Seguridad de Alta Presión (HPSI). Tal análisis ha sido desarrollado en base a la metodología de Análisis Integrado de Seguridad (ISA), desarrollado por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) y consistente en la aplicación de métodos avanzados de simulación y PSA para la obtención de Dominios de Daño, que cuantifican topológicamente las probabilidades de éxito y daño en función de determinados parámetros inciertos. Para la elaboración de la presente tesis, se ha hecho uso del código termohidráulico TRACE v5.0 (patch 2), avalado por la NRC de los EEUU como código de planta para la simulación y análisis de secuencias en reactores de agua ligera (LWR). Los objetivos del trabajo son, principalmente: (1) el análisis exhaustivo de las secuencias de LOCA por pequeña-mediana rotura en diferentes lugares de un PWR de tres lazos de diseño Westinghouse (CN Almaraz), con fallo de HPSI, en función de parámetros de gran importancia para los transitorios, tales como el tamaño de rotura y el tiempo de retraso en la respuesta del operador; (2) la obtención y análisis de los Dominios de Daño para transitorios de LOCA en PWRs, de acuerdo con la metodología ISA; y (3) la revisión de algunos de los resultados genéricos de los análisis de seguridad para secuencias de LOCA en las mencionadas condiciones. Los resultados de la tesis abarcan tres áreas bien diferenciadas a lo largo del trabajo: (a) la fenomenología física de las secuencias objeto de estudio; (b) las conclusiones de los análisis de seguridad practicados a los transitorios de LOCA; y (c) la relevancia de las consecuencias de las acciones humanas por parte del grupo de operación. Estos resultados, a su vez, son de dos tipos fundamentales: (1) de respaldo del conocimiento previo sobre el tipo de secuencias analizado, incluido en la extensa bibliografía examinada; y (2) hallazgos en cada una de las tres áreas mencionadas, no referidos en la bibliografía. En resumidas cuentas, los resultados de la tesis avalan el uso de la metodología ISA como método de análisis alternativo y sistemático para secuencias accidentales en LWRs. ABSTRACT The loss of coolant accident (LOCA) in nuclear reactors is one of the most concerning and analized accidents from the beginning of the use of fission technology for electric power production. From the point of view of safety analyses, LOCA holds a forefront place in both Deterministic (DSA) and Probabilistic Safety Analysis (PSA), which have significantly evolved from their original state in both safeguard performance credibility and human actuation. This thesis addresses a systematic analysis of small and medium LOCA sequences, in different places of a nuclear Pressurized Water Reactor (PWR) and with total failure of High Pressure Safety Injection (HPSI). Such an analysis has been grounded on the Integrated Safety Assessment (ISA) methodology, developed by the Spanish Nuclear Regulatory Body (CSN). ISA involves the application of advanced methods of simulation and PSA for obtaining Damage Domains that topologically quantify the likelihood of success and damage regarding certain uncertain parameters.TRACE v5.0 (patch 2) code has been used as the thermalhydraulic simulation tool for the elaboration of this work. Nowadays, TRACE is supported by the US NRC as a plant code for the simulation and analysis of sequences in light water reactors (LWR). The main objectives of the work are the following ones: (1) the in-depth analysis of small and medium LOCA sequences in different places of a Westinghouse three-loop PWR (Almaraz NPP), with failed HPSI, regarding important parameters, such as break size or delay in operator response; (2) obtainment and analysis of Damage Domains related to LOCA transients in PWRs, according to ISA methodology; and (3) review some of the results of generic safety analyses for LOCA sequences in those conditions. The results of the thesis cover three separated areas: (a) the physical phenomenology of the sequences under study; (b) the conclusions of LOCA safety analyses; and (c) the importance of consequences of human actions by the operating crew. These results, in turn, are of two main types: (1) endorsement of previous knowledge about this kind of sequences, which is included in the literature; and (2) findings in each of the three aforementioned areas, not reported in the reviewed literature. In short, the results of this thesis support the use of ISA-like methodology as an alternative method for systematic analysis of LWR accidental sequences.

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.