Analysis and optimized design of a distributed multi-stage EMC filter for an interleaved three-phase PWM-rectifier system for aircraft applications

Different possible input filter configurations for a modular three-phase PWM rectifier system consisting of three interleaved converter cells are studied. The system is designed for an aircraft application where MIL-STD-461E conducted EMI standards have to be met and system weight is a critical design issue. The importance of a LISN model on the simulated noise levels and the effect of interleaving and power unbalance between the different converter modules is discussed. The effect of the number of filter stages and the degree of distribution of the filter stages among the individual converter modules on the weight and losses of the input filter is studied and optimal filter structures are proposed.

EMI filter design of a three-phase buck-type rectifier for aircraft applications

An EMI filter for a three-phase buck-type medium power pulse-width modulation rectifier is designed. This filter considers differential mode noise and complies with MIL-STD- 461E for the frequency range of 10kHz to 10MHz. In industrial applications, the frequency range of the standard starts at 150kHz and the designer typically uses a switching frequency of 28kHz because the fifth harmonic is out of the range. This approach is not valid for aircraft applications. In order to design the switching frequency in aircraft applications, the power losses in the semiconductors and the weight of the reactive components should be considered. The proposed design is based on a harmonic analysis of the rectifier input current and an analytical study of the input filter. The classical industrial design does not consider the inductive effect in the filter design because the grid frequency is 50/60Hz. However, in the aircraft applications, the grid frequency is 400Hz and the inductance cannot be neglected. The proposed design considers the inductance and the capacitance effect of the filter in order to obtain unitary power factor at full power. In the optimization process, several filters are designed for different switching frequencies of the converter. In addition, designs from single to five stages are considered. The power losses of the converter plus the EMI filter are estimated at these switching frequencies. Considering overall losses and minimal filter volume, the optimal switching frequency is selected

Optimal design of AC EMI filters with damping networks and effect on the systems power factor

The cutoff frequencies of an EMI filter are normally given by the noise attenuation requirements the filter has to fulfill. In order to select the component values of the filter elements, i.e. inductances and capacitances, an additional design criterium is needed. In this paper the effect of the EMI filter input and output impedances are considered. The input impedance influences the filters effect on the system displacement power factor and the output impedance plays a key role in the system stability. The effect of filter element values, the number of filter stages as well as additional damping networks are considered and a design procedure is provided. For this analysis a two-port description of the input filters employing ABCD-parameters is used.

Design and Multi-Objective Optimization of EMI Input Filters

An EMI filter design procedure for power converters is proposed. Based on a given noise spectrum, information about the converter noise source impedance and design constraints, the design space of the input filter is defined. The design is based on component databases and detailed models of the filter components, including high frequency parasitics, losses, weight, volume, etc.. The design space is mapped onto a performance space in which different filter implementations are evaluated and compared. A multi-objective optimization approach is used to obtain optimal designs w.r.t. a given performance function.

New Considerations in the Input Filter Design of a Three-Phase Buck-Type PWM Rectifier for Aircraft Applications

An EMI filter for a three-phase buck-type medium power pulse-width modulation rectifier is designed. This filter considers differential mode noise and complies with MIL-STD-461E for the frequency range of 10kHz to 10MHz. In industrial applications, the frequency range of the standard starts at 150kHz and the designer typically uses a switching frequency of 28kHz because the fifth harmonic is out of the range. This approach is not valid for aircraft applications. In order to design the switching frequency in aircraft applications, the power losses in the semiconductors and the weight of the reactive components should be considered. The proposed design is based on a harmonic analysis of the rectifier input current and an analytical study of the input filter. The classical industrial design does not consider the inductive effect in the filter design because the grid frequency is 50/60Hz. However, in the aircraft applications, the grid frequency is 400Hz and the inductance cannot be neglected. The proposed design considers the inductance and the capacitance effect of the filter in order to obtain unitary power factor at full power. In the optimization process, several filters are designed for different switching frequencies of the converter. In addition, designs from single to five stages are considered. The power losses of the converter plus the EMI filter are estimated at these switching frequencies. Considering overall losses and minimal filter volume, the optimal switching frequency is selected.

Wireless Optical Communications for Intra-Spacecraft Networks Based on OCDMA with Random Optical Codes

In recent years, spacial agencies have shown a growing interest in optical wireless as an alternative to wired and radio-frequency communications. The use of these techniques for intra-spacecraft communications reduces the effect of take-off acceleration and vibrations on the systems by avoiding the need for rugged connectors and provides a significant mass reduction. Diffuse transmission also eases the design process as terminals can be placed almost anywhere without a tight planification to ensure the proper system behaviour. Previous studies have compared the performance of radio-frequency and infrared optical communications. In an intra-satellite environment optical techniques help reduce EMI related problems, and their main disadvantages - multipath dispersion and the need for line-of-sight - can be neglected due to the reduced cavity size. Channel studies demonstrate that the effect of the channel can be neglected in small environments if data bandwidth is lower than some hundreds of MHz.

Integrated electronic system for ultrasonic structural health monitoring

A fully integrated on-board electronic system that can perform in-situ structural health monitoring (SHM) of aircraft?s structures using specifically designed equipment for SHM based on guided wave ultrasonic method or Lamb waves? method is introduced. This equipment is called Phased Array Monitoring for Enhanced Life Assessment (PAMELA III) and is an essential part of overall PAMELA SHM? system. PAMELA III can generate any kind of excitation signals, acquire the response signals that propagate throughout the structure being tested, and perform the signal processing for damage detection directly on the structure without need to send the huge amount of raw signals but only the final SHM maps. It monitors the structure by means of an array of integrated Phased Array (PhA) transducers preferably bonded onto the host structure. The PAMELA III hardware for SHM mapping has been designed, built and subjected to laboratory tests, using aluminum and CFRP structures. The 12 channel system has been designed to be low weight (265 grams only), to have a small form factor, to be directly mounted above the integrated PhA transducers without need for cables and to be EMI protected so that the equipment can be taken on board an aircraft to perform required SHM analyses by use of embedded SHM algorithms. Moreover, the autonomous, automatic and on real-time working procedure makes it suitable for the avionic field, sending the corresponding alerts, maps and reports to external equipment.

Ensayos de seguridad eléctrica orientados a la vigilancia del mercado

El presente estudio recopila los diferentes bancos de pruebas de EMC, Radio, SAR y seguridad eléctrica que se utiliza en la vigilancia del mercado. Describe las pruebas realizadas por el Estado español para llevar a cabo el seguimiento y control de los equipos vendidos. En primer lugar se presenta una descripción cualitativa de los ambientes clasificados por requisitos que explica en qué consisten las pruebas que se hacen, cómo se configura el entorno de medida y cuáles son los equipos que se deben utilizar. Está ilustrado con fotografías de los bastidores, antenas, amplificadores, generadores y otros equipos que la SETSI tiene en su laboratorio en El Casar (Guadalajara). La vigilancia de los equipos se realiza periódicamente en los estados miembros de la Unión Europea. Los funcionarios responsables también se reúnen periódicamente a nivel europeo para sacar conclusiones y hacer proyecciones futuras. El equipo adquirido en centros comerciales de venta al público, después de poco más de un mes, en el que se pasan las pruebas, vuelve a la cadena de comercialización, por lo que los dispositivos no se puedan dañar. Las pruebas realizadas en el laboratorio no pueden ser perjudiciales para los dispositivos por lo que es necesario tomar precauciones en la ejecución de las pruebas. El centro del PFC es el área de la Seguridad Eléctrica. El capítulo 4 es una reproducción de la Norma internacional IEC 60950-1:2007/A11 sobre seguridad en equipos de tecnología de la información adaptada a los requisitos de la vigilancia de mercado. Las autoridades competentes se basan en este estándar para evaluar y garantizar la seguridad del usuario en los equipos de consumo. Diseñados los procedimientos de ensayo y montado un banco de acuerdo a estos ensayos, se ha preparado un manual de operador, capítulo 5, en el que se recogen cada una de las pruebas y controles visuales que deben realizarse para probar que el equipo es conforme. Para finalizar, en el capítulo 6, se ejecutan ensayos de ejemplo sobre tres dispositivos de prueba y se elaboran las correspondientes hojas de ensayo. El propósito es proporcionar al operador un manual completo del banco de seguridad eléctrica, es por ello que en el manual de operador se han repetido muchos fragmentos de la norma para facilitar al operador el objetivo concreto de las pruebas y el acceso fácil a la información. This dissertation presents the different test benches of EMC, Radio, SAR and Electrical Safety that are used in market surveillance. Describes the tests performed by the Spanish State to carry out the monitoring and control of equipment sold. First a qualitative description of the environments classified by requisites that explains in that consist the tests that are make it, how it configures the measure environment and which are the equipment that it should use. It is illustrated with photographs of the racks, antennas, amplifiers, generators and other equipment that the S.E.T.S.I has in its laboratory on El Casar (Guadalajara). The surveillance of equipment is performed periodically in the member states of the European Union. Responsible officials also periodically meet at European level to draw conclusions and make future projections. The equipment purchased in malls public sale, after little more than a month, in which the tests are passed, returned to the trade chain, which is why the devices cannot be damaged. The tests done in the laboratory may not be harmful for devices are thus necessary to take precautions in the execution of the tests. The center of this dissertation is the area of Electrical Safety. Chapter 4 is a reproduction of the International Standard IEC 60950-1:2007/A11 safety in teams of information technology, adapted to the requirements of market surveillance. The competent authorities are based on this standard to assess and ensure the user's safety in the consumption equipment. Designed test procedures and mounted on a bench according to these tests, it has prepared a manual operator, in Chapter 5, with each of the tests and visual inspections in order to prove that the equipment complies. Finally, in Chapter 6, such tests run on three devices are developed test and test some leaves. The purpose of this book is to provide an operator manual of the bench of electrical safety, which is why the operator manual have been repeated fragments of the standard, in chapter 5, to facilitate the operator to test execution and access to information.

3-Phase Rectifier System with very demanding dynamic load: Architecture analysis and control strategy

A distributed power architecture for aerospace application with very restrictive specifications is analyzed. Parameters as volume, weight and losses are analyzed for the considered power architectures. In order to protect the 3 phase generator against high load steps, an intermediate bus (based in a high capacitance) to provide energy to the loads during the high load steps is included. Prototypes of the selected architecture for the rectifier and EMI filter are built and the energy control is validated.

Patent elucidation for clil and vice versa understanding the inventor´s mind

In this paper we present an English-medium instruction (EMI) team-teaching initiative to be soon implemented within the Agronomic Engineering masters programme at the Technical University of Madrid (UPM). Through the patent genre we not only intend to teach specific agronomical syllabi contents synchronically and diachronically, but also broaden our students’ academic and professional literacies, help them practice and improve their communication abilities in English as a lingua franca, and motivate them as future autonomous professionals while fostering the exercise of higher-level transversal skills—critical thinking, creativity, cooperation, and entrepreneurship. We begin by introducing the current mobility trends in higher education contexts and the common misconceptions surrounding the notion of patent, and get on to describe the design and evaluation procedures of the course. To conclude, we recapitulate the main benefits of our pedagogical proposal and open windows onto further didactic applications.

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.

Optimal laser intensity profiles for a uniform target illumination in direct-drive inertial confinement fusion

A numerical method providing the optimal laser intensity profiles for a direct-drive inertial confinement fusion scheme has been developed. The method provides an alternative approach to phase-space optimization studies, which can prove computationally expensive. The method applies to a generic irradiation configuration characterized by an arbitrary number NB of laser beams provided that they irradiate the whole target surface, and thus goes beyond previous analyses limited to symmetric configurations. The calculated laser intensity profiles optimize the illumination of a spherical target. This paper focuses on description of the method, which uses two steps: first, the target irradiation is calculated for initial trial laser intensities, and then in a second step the optimal laser intensities are obtained by correcting the trial intensities using the calculated illumination. A limited number of example applications to direct drive on the Laser MegaJoule (LMJ) are described.

Debonding identification in FRP-plated RC structures using PZT sensors

The application of the Electro-Mechanical Impedance (EMI) method for damage detection in Structural Health Monitoring has noticeable increased in recent years. EMI method utilizes piezoelectric transducers for directly measuring the mechanical properties of the host structure, obtaining the so called impedance measurement, highly influenced by the variations of dynamic parameters of the structure. These measurements usually contain a large number of frequency points, as well as a high number of dimensions, since each frequency range swept can be considered as an independent variable. That makes this kind of data hard to handle, increasing the computational costs and being substantially time-consuming. In that sense, the Principal Component Analysis (PCA)-based data compression has been employed in this work, in order to enhance the analysis capability of the raw data. Furthermore, a Support Vector Machine (SVM), which has been widespread used in machine learning and pattern recognition fields, has been applied in this study in order to model any possible existing pattern in the PCAcompress data, using for that just the first two Principal Components. Different known non-damaged and damaged measurements of an experimental tested beam were used as training input data for the SVM algorithm, using as test input data the same amount of cases measured in beams with unknown structural health conditions. Thus, the purpose of this work is to demonstrate how, with a few impedance measurements of a beam as raw data, its healthy status can be determined based on pattern recognition procedures.

Application of PZT and FBG impedance sensors for structural health monitoring of reinforced concrete beams strengthened with FRP composite materials

Esta Tesis tiene como objetivo principal el desarrollo de métodos de identificación del daño que sean robustos y fiables, enfocados a sistemas estructurales experimentales, fundamentalmente a las estructuras de hormigón armado reforzadas externamente con bandas fibras de polímeros reforzados (FRP). El modo de fallo de este tipo de sistema estructural es crítico, pues generalmente es debido a un despegue repentino y frágil de la banda del refuerzo FRP originado en grietas intermedias causadas por la flexión. La detección de este despegue en su fase inicial es fundamental para prevenir fallos futuros, que pueden ser catastróficos. Inicialmente, se lleva a cabo una revisión del método de la Impedancia Electro-Mecánica (EMI), de cara a exponer sus capacidades para la detección de daño. Una vez la tecnología apropiada es seleccionada, lo que incluye un analizador de impedancias así como novedosos sensores PZT para monitorización inteligente, se ha diseñado un procedimiento automático basado en los registros de impedancias de distintas estructuras de laboratorio. Basándonos en el hecho de que las mediciones de impedancias son posibles gracias a una colocación adecuada de una red de sensores PZT, la estimación de la presencia de daño se realiza analizando los resultados de distintos indicadores de daño obtenidos de la literatura. Para que este proceso sea automático y que no sean necesarios conocimientos previos sobre el método EMI para realizar un experimento, se ha diseñado e implementado un Interfaz Gráfico de Usuario, transformando la medición de impedancias en un proceso fácil e intuitivo. Se evalúa entonces el daño a través de los correspondientes índices de daño, intentando estimar no sólo su severidad, sino también su localización aproximada. El desarrollo de estos experimentos en cualquier estructura genera grandes cantidades de datos que han de ser procesados, y algunas veces los índices de daño no son suficientes para una evaluación completa de la integridad de una estructura. En la mayoría de los casos se pueden encontrar patrones de daño en los datos, pero no se tiene información a priori del estado de la estructura. En este punto, se ha hecho una importante investigación en técnicas de reconocimiento de patrones particularmente en aprendizaje no supervisado, encontrando aplicaciones interesantes en el campo de la medicina. De ahí surge una idea creativa e innovadora: detectar y seguir la evolución del daño en distintas estructuras como si se tratase de un cáncer propagándose por el cuerpo humano. En ese sentido, las lecturas de impedancias se emplean como información intrínseca de la salud de la propia estructura, de forma que se pueden aplicar las mismas técnicas que las empleadas en la investigación del cáncer. En este caso, se ha aplicado un algoritmo de clasificación jerárquica dado que ilustra además la clasificación de los datos de forma gráfica, incluyendo información cualitativa y cuantitativa sobre el daño. Se ha investigado la efectividad de este procedimiento a través de tres estructuras de laboratorio, como son una viga de aluminio, una unión atornillada de aluminio y un bloque de hormigón reforzado con FRP. La primera ayuda a mostrar la efectividad del método en sencillos escenarios de daño simple y múltiple, de forma que las conclusiones extraídas se aplican sobre los otros dos, diseñados para simular condiciones de despegue en distintas estructuras. Demostrada la efectividad del método de clasificación jerárquica de lecturas de impedancias, se aplica el procedimiento sobre las estructuras de hormigón armado reforzadas con bandas de FRP objeto de esta tesis, detectando y clasificando cada estado de daño. Finalmente, y como alternativa al anterior procedimiento, se propone un método para la monitorización continua de la interfase FRP-Hormigón, a través de una red de sensores FBG permanentemente instalados en dicha interfase. De esta forma, se obtienen medidas de deformación de la interfase en condiciones de carga continua, para ser implementadas en un modelo de optimización multiobjetivo, cuya solución se haya por medio de una expansión multiobjetivo del método Particle Swarm Optimization (PSO). La fiabilidad de este último método de detección se investiga a través de sendos ejemplos tanto numéricos como experimentales. ABSTRACT This thesis aims to develop robust and reliable damage identification methods focused on experimental structural systems, in particular Reinforced Concrete (RC) structures externally strengthened with Fiber Reinforced Polymers (FRP) strips. The failure mode of this type of structural system is critical, since it is usually due to sudden and brittle debonding of the FRP reinforcement originating from intermediate flexural cracks. Detection of the debonding in its initial stage is essential thus to prevent future failure, which might be catastrophic. Initially, a revision of the Electro-Mechanical Impedance (EMI) method is carried out, in order to expose its capabilities for local damage detection. Once the appropriate technology is selected, which includes impedance analyzer as well as novel PZT sensors for smart monitoring, an automated procedure has been design based on the impedance signatures of several lab-scale structures. On the basis that capturing impedance measurements is possible thanks to an adequately deployed PZT sensor network, the estimation of damage presence is done by analyzing the results of different damage indices obtained from the literature. In order to make this process automatic so that it is not necessary a priori knowledge of the EMI method to carry out an experimental test, a Graphical User Interface has been designed, turning the impedance measurements into an easy and intuitive procedure. Damage is then assessed through the analysis of the corresponding damage indices, trying to estimate not only the damage severity, but also its approximate location. The development of these tests on any kind of structure generates large amounts of data to be processed, and sometimes the information provided by damage indices is not enough to achieve a complete analysis of the structural health condition. In most of the cases, some damage patterns can be found in the data, but none a priori knowledge of the health condition is given for any structure. At this point, an important research on pattern recognition techniques has been carried out, particularly on unsupervised learning techniques, finding interesting applications in the medicine field. From this investigation, a creative and innovative idea arose: to detect and track the evolution of damage in different structures, as if it were a cancer propagating through a human body. In that sense, the impedance signatures are used to give intrinsic information of the health condition of the structure, so that the same clustering algorithms applied in the cancer research can be applied to the problem addressed in this dissertation. Hierarchical clustering is then applied since it also provides a graphical display of the clustered data, including quantitative and qualitative information about damage. The performance of this approach is firstly investigated using three lab-scale structures, such as a simple aluminium beam, a bolt-jointed aluminium beam and an FRP-strengthened concrete specimen. The first one shows the performance of the method on simple single and multiple damage scenarios, so that the first conclusions can be extracted and applied to the other two experimental tests, which are designed to simulate a debonding condition on different structures. Once the performance of the impedance-based hierarchical clustering method is proven to be successful, it is then applied to the structural system studied in this dissertation, the RC structures externally strengthened with FRP strips, where the debonding failure in the interface between the FRP and the concrete is successfully detected and classified, proving thus the feasibility of this method. Finally, as an alternative to the previous approach, a continuous monitoring procedure of the FRP-Concrete interface is proposed, based on an FBGsensors Network permanently deployed within that interface. In this way, strain measurements can be obtained under controlled loading conditions, and then they are used in order to implement a multi-objective model updating method solved by a multi-objective expansion of the Particle Swarm Optimization (PSO) method. The feasibility of this last proposal is investigated and successfully proven on both numerical and experimental RC beams strengthened with FRP.

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.