Ultraintense lasers applied to laser fusion material testing: production of ions, X rays and neutrons

Due to the particular characteristics of the fusion products, i.e. very short pulses (less than a few μs long for ions when arriving to the walls; less than 1 ns long for X-rays), very high fluences ( 10 13 particles/cm 2 for both ions and X rays photons) and broad particle energy spectra (up to 10 MeV ions and 100 keV photons), the laser fusion community lacks of facilities to accurately test plasma facing materials under those conditions. In the present work, the ability of ultraintese lasers to create short pulses of energetic particles and high fluences is addressed as a solution to reproduce those ion and X-ray bursts. Based on those parameters, a comparison between fusion ion and laser driven ion beams is presented and discussed, describing a possible experimental set-up to generate with lasers the appropriate ion pulses. At the same time, the possibility of generating X-ray or neutron beams which simulate those of laser fusion environments is also indicated and assessed under current laser intensities. It is concluded that ultraintense lasers should play a relevant role in the validation of materials for laser fusion facilities.

Ultraintense Lasers Applied to Laser Fusion Material Testing: Production of Ions, X rays and Neutrons

The ability of ultraintese lasers to create short pulses of energetic particles and high fluences is addressed as a solution to reproduce ion and X-ray ICF bursts for the characterization and validation of plasma facing components. The possibility of using a laser neutron source for material testing will also be discussed.

Materials Research for HiPER Laser Fusion Facilities: Chamber Wall, Structural Material and Final Optics

The European HiPER project aims to demonstrate commercial viability of inertial fusion energy within the following two decades. This goal requires an extensive Research &Development program on materials for different applications (e.g., first wall, structural components and final optics). In this paper we will discuss our activities in the framework of HiPER to develop materials studies for the different areas of interest. The chamber first wall will have to withstand explosions of at least 100 MJ at a repetition rate of 5-10 Hz. If direct drive targets are used, a dry wall chamber operated in vacuum is preferable. In this situation the major threat for the wall stems from ions. For reasonably low chamber radius (5-10 m) new materials based on W and C are being investigated, e.g., engineered surfaces and nanostructured materials. Structural materials will be subject to high fluxes of neutrons leading to deleterious effects, such as, swelling. Low activation advanced steels as well as new nanostructured materials are being investigated. The final optics lenses will not survive the extreme ion irradiation pulses originated in the explosions. Therefore, mitigation strategies are being investigated. In addition, efforts are being carried out in understanding optimized conditions to minimize the loss of optical properties by neutron and gamma irradiation

Thermal diffusion profile by NRA of Deuterium implanted in solid breeder blanket materials

This paper studies the relationship between aging, physical changes and the results of non-destructive testing of plywood. 176 pieces of plywood were tested to analyze their actual and estimated density using non-destructive methods (screw withdrawal force and ultrasound wave velocity) during a laboratory aging test. From the results of statistical analysis it can be concluded that there is a strong relationship between the non-destructive measurements carried out, and the decline in the physical properties of the panels due to aging. The authors propose several models to estimate board density. The best results are obtained with ultrasound. A reliable prediction of the degree of deterioration (aging) of board is presented. Breeder blanket materials have to produce tritium from lithium while fulfilling several strict conditions. In particular, when dealing with materials to be applied in fusion reactors, one of the key questions is the study of light ions retention, which can be produced by transmutation reactions and/or introduced by interaction with the plasma. In ceramic breeders the understanding of the hydrogen isotopes behaviour and specially the diffusion of tritium to the surface is crucial. Moreover the evolution of the microstructure during irradiation with energetic ions, neutrons and electrons is complex because of the interaction of a high number of processes.

Application of Ultraintense Lasers to validate materials for laser fusion: production of ions and other relevant species

Justification of the need and demand of experimental facilities to test and validate materials for first wall in laser fusion reactors - Characteristics of the laser fusion products - Current ?possible? facilities for tests Ultraintense Lasers as ?complete? solution facility - Generation of ion pulses - Generation of X-ray pulses - Generation of other relevant particles (electrons, neutrons..)

Neutron spectrometry using artificial neural networks for a bonner sphere spectrometer with 3He detector

Neutron spectra unfolding and dose equivalent calculation are complicated tasks in radiation protection, are highly dependent of the neutron energy, and a precise knowledge on neutron spectrometry is essential for all dosimetry-related studies as well as many nuclear physics experiments. In previous works have been reported neutron spectrometry and dosimetry results, by using the ANN technology as alternative solution, starting from the count rates of a Bonner spheres system with a LiI(Eu) thermal neutrons detector, 7 polyethylene spheres and the UTA4 response matrix with 31 energy bins. In this work, an ANN was designed and optimized by using the RDANN methodology for the Bonner spheres system used at CIEMAT Spain, which is composed of a He neutron detector, 12 moderator spheres and a response matrix for 72 energy bins. For the ANN design process a neutrons spectra catalogue compiled by the IAEA was used. From this compilation, the neutrons spectra were converted from lethargy to energy spectra. Then, the resulting energy ?uence spectra were re-binned by using the MCNP code to the corresponding energy bins of the He response matrix before mentioned. With the response matrix and the re-binned spectra the counts rate of the Bonner spheres system were calculated and the resulting re-binned neutrons spectra and calculated counts rate were used as the ANN training data set.

The role of residual stresses in the performance and durability of prestressing steel wires

Residual stresses developed during wire drawing influence the mechanical behavior and durability of steel wires used for prestressed concrete structures, particularly the shape of the stress–strain curve, stress relaxation losses, fatigue life, and environmental cracking susceptibility. The availability of general purpose finite element analysis tools and powerful diffraction techniques (X-rays and neutrons) has made it possible to predict and measure accurately residual stress fields in cold-drawn steel wires. Work carried out in this field in the past decade, shows the prospects and limitations of residual stress measurement, how the stress relaxation losses and environmentally-assisted cracking are correlated with the profile of residual stresses and how the performance of steel wires can be improved by modifying such a stress profile

Monte Carlo Neutronics and Thermal-hydraulics coupling applied to Fast Reactors

Un escenario habitualmente considerado para el uso sostenible y prolongado de la energía nuclear contempla un parque de reactores rápidos refrigerados por metales líquidos (LMFR) dedicados al reciclado de Pu y la transmutación de actínidos minoritarios (MA). Otra opción es combinar dichos reactores con algunos sistemas subcríticos asistidos por acelerador (ADS), exclusivamente destinados a la eliminación de MA. El diseño y licenciamiento de estos reactores innovadores requiere herramientas computacionales prácticas y precisas, que incorporen el conocimiento obtenido en la investigación experimental de nuevas configuraciones de reactores, materiales y sistemas. A pesar de que se han construido y operado un cierto número de reactores rápidos a nivel mundial, la experiencia operacional es todavía reducida y no todos los transitorios se han podido entender completamente. Por tanto, los análisis de seguridad de nuevos LMFR están basados fundamentalmente en métodos deterministas, al contrario que las aproximaciones modernas para reactores de agua ligera (LWR), que se benefician también de los métodos probabilistas. La aproximación más usada en los estudios de seguridad de LMFR es utilizar una variedad de códigos, desarrollados a base de distintas teorías, en busca de soluciones integrales para los transitorios e incluyendo incertidumbres. En este marco, los nuevos códigos para cálculos de mejor estimación ("best estimate") que no incluyen aproximaciones conservadoras, son de una importancia primordial para analizar estacionarios y transitorios en reactores rápidos. Esta tesis se centra en el desarrollo de un código acoplado para realizar análisis realistas en reactores rápidos críticos aplicando el método de Monte Carlo. Hoy en día, dado el mayor potencial de recursos computacionales, los códigos de transporte neutrónico por Monte Carlo se pueden usar de manera práctica para realizar cálculos detallados de núcleos completos, incluso de elevada heterogeneidad material. Además, los códigos de Monte Carlo se toman normalmente como referencia para los códigos deterministas de difusión en multigrupos en aplicaciones con reactores rápidos, porque usan secciones eficaces punto a punto, un modelo geométrico exacto y tienen en cuenta intrínsecamente la dependencia angular de flujo. En esta tesis se presenta una metodología de acoplamiento entre el conocido código MCNP, que calcula la generación de potencia en el reactor, y el código de termohidráulica de subcanal COBRA-IV, que obtiene las distribuciones de temperatura y densidad en el sistema. COBRA-IV es un código apropiado para aplicaciones en reactores rápidos ya que ha sido validado con resultados experimentales en haces de barras con sodio, incluyendo las correlaciones más apropiadas para metales líquidos. En una primera fase de la tesis, ambos códigos se han acoplado en estado estacionario utilizando un método iterativo con intercambio de archivos externos. El principal problema en el acoplamiento neutrónico y termohidráulico en estacionario con códigos de Monte Carlo es la manipulación de las secciones eficaces para tener en cuenta el ensanchamiento Doppler cuando la temperatura del combustible aumenta. Entre todas las opciones disponibles, en esta tesis se ha escogido la aproximación de pseudo materiales, y se ha comprobado que proporciona resultados aceptables en su aplicación con reactores rápidos. Por otro lado, los cambios geométricos originados por grandes gradientes de temperatura en el núcleo de reactores rápidos resultan importantes para la neutrónica como consecuencia del elevado recorrido libre medio del neutrón en estos sistemas. Por tanto, se ha desarrollado un módulo adicional que simula la geometría del reactor en caliente y permite estimar la reactividad debido a la expansión del núcleo en un transitorio. éste módulo calcula automáticamente la longitud del combustible, el radio de la vaina, la separación de los elementos de combustible y el radio de la placa soporte en función de la temperatura. éste efecto es muy relevante en transitorios sin inserción de bancos de parada. También relacionado con los cambios geométricos, se ha implementado una herramienta que, automatiza el movimiento de las barras de control en busca d la criticidad del reactor, o bien calcula el valor de inserción axial las barras de control. Una segunda fase en la plataforma de cálculo que se ha desarrollado es la simulació dinámica. Puesto que MCNP sólo realiza cálculos estacionarios para sistemas críticos o supercríticos, la solución más directa que se propone sin modificar el código fuente de MCNP es usar la aproximación de factorización de flujo, que resuelve por separado la forma del flujo y la amplitud. En este caso se han estudiado en profundidad dos aproximaciones: adiabática y quasiestática. El método adiabático usa un esquema de acoplamiento que alterna en el tiempo los cálculos neutrónicos y termohidráulicos. MCNP calcula el modo fundamental de la distribución de neutrones y la reactividad al final de cada paso de tiempo, y COBRA-IV calcula las propiedades térmicas en el punto intermedio de los pasos de tiempo. La evolución de la amplitud de flujo se calcula resolviendo las ecuaciones de cinética puntual. Este método calcula la reactividad estática en cada paso de tiempo que, en general, difiere de la reactividad dinámica que se obtendría con la distribución de flujo exacta y dependiente de tiempo. No obstante, para entornos no excesivamente alejados de la criticidad ambas reactividades son similares y el método conduce a resultados prácticos aceptables. Siguiendo esta línea, se ha desarrollado después un método mejorado para intentar tener en cuenta el efecto de la fuente de neutrones retardados en la evolución de la forma del flujo durante el transitorio. El esquema consiste en realizar un cálculo cuasiestacionario por cada paso de tiempo con MCNP. La simulación cuasiestacionaria se basa EN la aproximación de fuente constante de neutrones retardados, y consiste en dar un determinado peso o importancia a cada ciclo computacial del cálculo de criticidad con MCNP para la estimación del flujo final. Ambos métodos se han verificado tomando como referencia los resultados del código de difusión COBAYA3 frente a un ejercicio común y suficientemente significativo. Finalmente, con objeto de demostrar la posibilidad de uso práctico del código, se ha simulado un transitorio en el concepto de reactor crítico en fase de diseño MYRRHA/FASTEF, de 100 MW de potencia térmica y refrigerado por plomo-bismuto. ABSTRACT Long term sustainable nuclear energy scenarios envisage a fleet of Liquid Metal Fast Reactors (LMFR) for the Pu recycling and minor actinides (MAs) transmutation or combined with some accelerator driven systems (ADS) just for MAs elimination. Design and licensing of these innovative reactor concepts require accurate computational tools, implementing the knowledge obtained in experimental research for new reactor configurations, materials and associated systems. Although a number of fast reactor systems have already been built, the operational experience is still reduced, especially for lead reactors, and not all the transients are fully understood. The safety analysis approach for LMFR is therefore based only on deterministic methods, different from modern approach for Light Water Reactors (LWR) which also benefit from probabilistic methods. Usually, the approach adopted in LMFR safety assessments is to employ a variety of codes, somewhat different for the each other, to analyze transients looking for a comprehensive solution and including uncertainties. In this frame, new best estimate simulation codes are of prime importance in order to analyze fast reactors steady state and transients. This thesis is focused on the development of a coupled code system for best estimate analysis in fast critical reactor. Currently due to the increase in the computational resources, Monte Carlo methods for neutrons transport can be used for detailed full core calculations. Furthermore, Monte Carlo codes are usually taken as reference for deterministic diffusion multigroups codes in fast reactors applications because they employ point-wise cross sections in an exact geometry model and intrinsically account for directional dependence of the ux. The coupling methodology presented here uses MCNP to calculate the power deposition within the reactor. The subchannel code COBRA-IV calculates the temperature and density distribution within the reactor. COBRA-IV is suitable for fast reactors applications because it has been validated against experimental results in sodium rod bundles. The proper correlations for liquid metal applications have been added to the thermal-hydraulics program. Both codes are coupled at steady state using an iterative method and external files exchange. The main issue in the Monte Carlo/thermal-hydraulics steady state coupling is the cross section handling to take into account Doppler broadening when temperature rises. Among every available options, the pseudo materials approach has been chosen in this thesis. This approach obtains reasonable results in fast reactor applications. Furthermore, geometrical changes caused by large temperature gradients in the core, are of major importance in fast reactor due to the large neutron mean free path. An additional module has therefore been included in order to simulate the reactor geometry in hot state or to estimate the reactivity due to core expansion in a transient. The module automatically calculates the fuel length, cladding radius, fuel assembly pitch and diagrid radius with the temperature. This effect will be crucial in some unprotected transients. Also related to geometrical changes, an automatic control rod movement feature has been implemented in order to achieve a just critical reactor or to calculate control rod worth. A step forward in the coupling platform is the dynamic simulation. Since MCNP performs only steady state calculations for critical systems, the more straight forward option without modifying MCNP source code, is to use the flux factorization approach solving separately the flux shape and amplitude. In this thesis two options have been studied to tackle time dependent neutronic simulations using a Monte Carlo code: adiabatic and quasistatic methods. The adiabatic methods uses a staggered time coupling scheme for the time advance of neutronics and the thermal-hydraulics calculations. MCNP computes the fundamental mode of the neutron flux distribution and the reactivity at the end of each time step and COBRA-IV the thermal properties at half of the the time steps. To calculate the flux amplitude evolution a solver of the point kinetics equations is used. This method calculates the static reactivity in each time step that in general is different from the dynamic reactivity calculated with the exact flux distribution. Nevertheless, for close to critical situations, both reactivities are similar and the method leads to acceptable practical results. In this line, an improved method as an attempt to take into account the effect of delayed neutron source in the transient flux shape evolutions is developed. The scheme performs a quasistationary calculation per time step with MCNP. This quasistationary simulations is based con the constant delayed source approach, taking into account the importance of each criticality cycle in the final flux estimation. Both adiabatic and quasistatic methods have been verified against the diffusion code COBAYA3, using a theoretical kinetic exercise. Finally, a transient in a critical 100 MWth lead-bismuth-eutectic reactor concept is analyzed using the adiabatic method as an application example in a real system.

Review and comparison of effective delayed neutron fraction calculation methods with Monte Carlo codes

The calculation of the effective delayed neutron fraction, beff , with Monte Carlo codes is a complex task due to the requirement of properly considering the adjoint weighting of delayed neutrons. Nevertheless, several techniques have been proposed to circumvent this difficulty and obtain accurate Monte Carlo results for beff without the need of explicitly determining the adjoint flux. In this paper, we make a review of some of these techniques; namely we have analyzed two variants of what we call the k-eigenvalue technique and other techniques based on different interpretations of the physical meaning of the adjoint weighting. To test the validity of all these techniques we have implemented them with the MCNPX code and we have benchmarked them against a range of critical and subcritical systems for which either experimental or deterministic values of beff are available. Furthermore, several nuclear data libraries have been used in order to assess the impact of the uncertainty in nuclear data in the calculated value of beff .

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

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

Passive neutron area monitor with pairs of TLDs as neutron detector

A passive neutron area monitor has been designed using Monte Carlo methods; the monitor is a polyethylene cylinder with pairs of thermoluminescent dosimeters (TLD600 and TLD700) as thermal neutron detector. The monitor was calibrated with a bare and a thermalzed 241AmBe neutron sources and its performance was evaluated measuring the ambient dose equivalent due to photoneutrons produced by a 15 MV linear accelerator for radiotherapy and the neutrons in the output of a TRIGA Mark III radial beam port.

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.

Design of a new neutron delivery system for high flux source

La construcción en la actualidad de nuevas fuentes para el uso de haces de neutrones así como los programas de renovación en curso en algunas de las instalaciones experimentales existentes han evidenciado la necesidad urgente de desarrollar la tecnología empleada para la construcción de guías de neutrones con objeto de hacerlas mas eficientes y duraderas. Esto viene motivado por el hecho de que varias instalaciones de experimentación con haces de neutrones han reportado un número de incidentes mecánicos con tales guías, lo que hace urgente el progresar en nuestro conocimiento de los susbtratos vítreos sobre los cuales se depositan los espejos que permiten la reflexión total de los neutrones y como aquellos se degradan con la radiación. La presente tesis se inscribe en un acuerdo de colaboración establecido entre el Institut Max von Laue - Paul Langevin (ILL) de Grenoble y el Consorcio ESS-Bilbao con objeto de mejorar el rendimiento y sostenibilidad de los sistemas futuros de guiado de neutrones. El caso de la Fuente Europea de Espalación en construcción en Lund sirve como ejemplo ya que se contempla la instalación de guías de neutrones de más de 100 metros en algunos de los instrumentos. Por otro lado, instalaciones como el ILL prevén también dentro del programa Endurance de rejuvenecimiento la reconstrucción de varias líneas de transporte de haz. Para el presente estudio se seleccionaron cuatro tipos de vidrios borosilicatados que fueron el Borofloat, N-ZK7, N-BK7 y SBSL7. Los tres primeros son bien conocidos por los especialistas en instrumentación neutrónica ya que se han empleado en la construcción de varias instalaciones mientras que el último es un candidato potencial en la fabricación de substratos para espejos neutrónicos en un futuro. Los cuatro vidrios tiene un contenido en óxido de Boro muy similar, approximadamente un 10 mol.%. Tal hecho que obedece a las regulaciones para la fabricación de estos dispositivos hace que tales substratos operen como protección radiológica absorbiendo los neutrones transmitidos a través del espejo de neutrones. Como contrapartida a tal beneficio, la reacción de captura 10B(n,_)7Li puede degradar el substrato vítreo debido a los 2.5 MeV de energía cinética depositados por la partícula _ y los núcleos en retroceso y de hecho la fragilidad de tales vidrios bajo radiación ha sido atribuida desde hace ya tiempo a los efectos de esta reacción. La metodología empleada en esta tesis se ha centrado en el estudio de la estructura de estos vidrios borosilicatados y como esta se comporta bajo condiciones de radiación. Los materiales en cuestión presentan estructuras que dependen de su composición química y en particular del ratio entre formadores y modificadores de la red iono-covalente. Para ello se han empleado un conjunto de técnicas de caracterización tanto macro- como microscópicas tales como estudios de dureza, TEM, Raman, SANS etc. que se han empleado también para determinar el comportamiento de estos materiales bajo radiación. En particular, algunas propiedades macroscópicas relacionadas con la resistencia de estos vidrios como elementos estructurales de las guías de neutrones han sido estudiadas así como también los cambios en la estructura vítrea consecuencia de la radiación. Para este propósito se ha diseñado y fabricado por el ILL un aparato para irradiación de muestras con neutrones térmicos en el reactor del ILL que permite controlar la temperatura alcanzada por la muestra a menos de 100 °C. Tal equipo en comparación con otros ya existences permite en cuestión de dias acumular las dosis recibidas por una guía en operación a lo largo de varios años. El uso conjunto de varias técnicas de caracterización ha llevado a revelar que los vidrios aqui estudiados son significativamente diferentes en cuanto a su estructura y que tales diferencias afectan a sus propiedades macroscópicas asi como a su comportamiento bajo radiación. Tal resultado ha sido sorprendente ya que, como se ha mencionado antes, algunos de estos vidrios eran bien conocidos por los fabricantes de guías de neutrones y hasta el momento eran considerados prácticamente similares debido a su contenido comparable en óxido de Boro. Sin embargo, los materiales N-BK7 and S-BSL7 muetran gran homogeneidad a todas las escalas de longitud, y más específicamente, a escalas nanométricas las subredes de Sílice y óxido de Boro se mezclan dando logar a estructuras locales que recuerdan a la del cristal de Reedmergnerita. Por el contrario, N-ZK7 y Borofloat muestran dominios separados ricos en Sílice o Boro. Como era de esperar, las importantes diferencias arriba mencionadas se traducen en comportamientos dispares de estos materiales bajo un haz de neutrones térmicos. Los resultados muestran que el N-BK7 y el S-BSL7 son los más estables bajo radiación, lo que macroscópicamente hace que estos materiales muestren un comportamiento similar expandiéndose lentamente en función de la dosis recibida. Por el contario, los otros dos materiales muestran un comportamiento mucho más reactivo, que hace que inicialmente se compacten con la dosis recibida lo que hace que las redes de Silicio y Boro se mezclen resultando en un incremento en densidad hasta alcanzar un valor límite, seguido por un proceso de expansión lenta que resulta comparable al observado para N-BK7 y SBSL7. Estos resultados nos han permitido explicar el origen de las notorias diferencias observadas en cuanto a las dosis límite a partir de las cuales estos materiales desarrollan procesos de fragmentación en superficie. ABSTRACT The building of new experimental neutron beam facilities as well as the renewal programmes under development at some of the already existing installations have pinpointed the urgent need to develop the neutron guide technology in order to make such neutron transport devices more efficient and durable. In fact, a number of mechanical failures of neutron guides have been reported by several research centres. It is therefore important to understand the behaviour of the glass substrates on top of which the neutron optics mirrors are deposited and how these materials degrade under radiation conditions. The case of the European Spallation Source (ESS) at present under construction at Lund is a good example. It previews the deployment of neutron guides having more than 100 metres of length for most of the instruments. Also, the future renovation programme of the ILL, called Endurance, foresees the refurbishment of several beam lines. This Ph.D. thesis was the result of a collaboration agreement between the ILL and ESS-Bilbao aiming to improve the performance and sustainability of future neutron delivery systems. Four different industrially produced alkali-borosilicate glasses were selected for this study: Borofloat, N-ZK7, N-BK7 and SBSL7. The first three are well known within the neutron instrumentation community as they have already been used in several installations whereas the last one is at present considered as a candidate for making future mirror substrates. All four glasses have a comparable content of boron oxide of about 10 mol.%. The presence of such a strong neutron absorption element is in fact a mandatory component for the manufacturing of neutron guides because it provides a radiological shielding for the environment. This benefit is however somewhat counterbalanced since the resulting 10B(n,_)7Li reactions degrade the glass due to the deposited energy of 2.5 MeV by the _ particle and the recoil nuclei. In fact, the brittleness of some of these materials has been ascribed to this reaction. The methodology employed by this study consisted in understanding the general structure of borosilicates and how they behave under irradiation. Such materials have a microscopic structure strongly dependent upon their chemical content and particularly on the ratios between network formers and modifiers. The materials have been characterized by a suite of macroscopic and structural techniques such as hardness, TEM, Raman, SANS, etc. and their behaviour under irradiation was analysed. Some macroscopic properties related to their resistance when used as guide structural elements were monitored. Also, changes in the vitreous structure due to radiation were observed by means of several experimental tools. For such a purpose, an irradiation apparatus has been designed and manufactured to enable irradiation with thermal neutrons within the ILL reactor while keeping the samples below 100 °C. The main advantage of this equipment if compared to others previously available was that it allowed to reach in just some days an equivalent neutron dose to that accumulated by guides after several years of use. The concurrent use of complementary characterization techniques lead to the discovery that the studied glasses were deeply different in terms of their glass network. This had a strong impact on their macroscopic properties and their behaviour under irradiation. This result was a surprise since, as stated above, some of these materials were well known by the neutron guide manufacturers, and were considered to be almost equivalent because of their similar boron oxide content. The N-BK7 and S-BSL7 materials appear to be fairly homogeneous glasses at different length scales. More specifically, at nanometre scales, silicon and boron oxide units seem to mix and generate larger structures somewhat resembling crystalline Reedmergnerite. In contrast, N-ZK7 and Borofloat are characterized by either silicon or boron rich domains. As one could expect, these drastic differences lead to their behaviour under thermal neutron flux. The results show that N-BK7 and S-BSL7 are structurally the most stable under radiation. Macroscopically, such stability results in the fact that these two materials show very slow swelling as a function or radiation dose. In contrast, the two other glasses are much more reactive. The whole glass structure compacts upon radiation. Specifically, the silica network, and the boron units tend to blend leading to an increase in density up to some saturation, followed by a very slow expansion which comes to be of the same order than that shown by N-BK7 and S-BSL7. Such findings allowed us to explain the drastic differences in the radiation limits for macroscopic surface splintering for these materials when they are used in neutron guides.

Induced radioisotopes in a linac treatment hall

When linacs operate above 8MV an undesirable neutron field is produced whose spectrum has three main components: the direct spectrum due to those neutrons leaking out from the linac head, the scattered spectrum due to neutrons produced in the head that collides with the nuclei in the head losing energy and the third spectrum due to room-return effect. The third category of spectrum has mainly epithermal and thermal neutrons being constant at any location in the treatment hall. These neutrons induce activation in the linac components, the concrete walls and in the patient body. Here the induced radioisotopes have been identified in concrete samples located in the hall and in one of the wedges. The identification has been carried out using a gamma-ray spectrometer.