Ground maritime structure interaction. Recent failures in inner gravity constructions on the Spanish Coastline

A maritime construction is usually a slender line in the ocean.It is usual to see just its narrow surface strip and not analyse the large amount of submerged material the latter is supporting.Without doubt,it is the ground to which a notable load is transmitted in an environment subjected to periodic,alternating stresses,dynamic forces which the sea's media constitute. Both an outer and inner maritime construction works in a complex fashion.A granular solid(breakwater)breathes with the incident wave flow,dissipating part of the wave energy between its gaps.The backflow tries to extract the different items from the solid block,setting a balance between effective and neutral tensions that follow Terzaghui's principle. On some occasions,fluidification of the armour layer has caused the breakwater to collapse(Sines,Portugal,February 1978).On others,siphoning or liquefaction of sand supporting monoliths(vertical breakwaters)lead them to destruction or collapse(New Barcelona Harbour Mouth,Spain,November 2001). This is why the ground-force-structure interaction is a complicated analysis with joint design tools still in an incipient state. The purpose of this article is to describe two singular failures in inner maritime constructions in Spain deriving from ground problems(Malaga,July 2004and Barcelona,January 2007).They occurred recently and the causes are the subject of reflection and analysis.

Bubble growth by injection of gas into viscous liquids in cylindrical and conical tubes.

The laminar low Mach number flow of a gas in a tube is analyzed for very small and very large values of the inlet-to-wall temperature ratio. When this ratio tends to zero, pressure forces confine the cold gas to a thin core around the axis of the tube. This core is neatly bounded by an ablation front that consumes it at a finite distance from the tube inlet. When the temperature ratio tends to infinity, the temperature of the gas increases smoothly from the wall to the axis of the tube and the shear stress and heat flux are positive at the wall despite the fact that the viscosity and thermal conductivity of the gas scaled with their inlet values tend to zero at the wall.

Structural Analysis of Thin Tile Vaults and Domes: The Inner Oval Dome of the Basilica de los Desamparados in Valencia

The inner oval dome of the Basílica de la Virgen los Desamparados, built in 1701, is one of the most slender masonry vaults ever built. It is a tile dome with a total thickness of 80 mm and a main span of 18.50 m. It was built without centering with great ingenuity and economy of means, thirty three years after the termination of the building in 1667. The dome is in contact with the external dome only in the inferior part with the projecting ribs of the intrados, the lunettes of the windows, and, in the upper part, through 126 inclined iron bars. This unique construction was revealed in the 1990's in the studies previous to the restoration of the Basílica, and has given rise to different theories about the mode of construction and the structural behaviour and safety of the dome. The present contribution aims to provide a plausible hypothesis about the mode of construction and to explain the safety of the inner dome which has stood, without need of repairs or reinforcement, for 300 hundred years.

A technical note on application of internally finned tubes in solar parabolic trough absorber pipes

The heterogeneous incoming heat flux in solar parabolic trough absorber tubes generates huge temperature difference in each pipe section. Helical internal fins can reduce this effect, homogenising the temperature profile and reducing thermal stress with the drawback of increasing pressure drop. Another effect is the decreasing of the outer surface temperature and thermal losses, improving the thermal efficiency of the collector. The application of internal finned tubes for the design of parabolic trough collectors is analysed with computational fluid dynamics tools. Our numerical approach has been qualified with the computational estimation of reported experimental data regarding phenomena involved in finned tube applications and solar irradiation of parabolic trough collector. The application of finned tubes to the design of parabolic trough collectors must take into account issues as the pressure losses, thermal losses and thermo-mechanical stress, and thermal fatigue. Our analysis shows an improvement potential in parabolic trough solar plants efficiency by the application of internal finned tubes.

Analysis of internal helically finned tubes for parabolic trough design by CFD tools

This paper has analysed the effect of the utilization of internal finned tubes for the design of parabolic trough collectors with computational fluid dynamics tools. Our numerical approach has been qualified with the computational estimation of reported experimental data regarding phenomena involved in finned tube applications and solar irradiation of parabolic trough collector. The application of finned tubes to the design of parabolic trough collectors must take into account features as the pressure losses, thermal losses and thermo-mechanical stress and thermal fatigue. Our analysis shows an improvement potential in parabolic trough solar plants efficiency by the application of internal finned tubes.

Inner-Hair Cells Parameterized-Hardware Implementation for Personalized Auditory Nerve Stimulation

In this paper the hardware implementation of an inner hair cell model is presented. Main features of the design are the use of Meddis’ transduction structure and the methodology for Design with Reusability. Which allows future migration to new hardware and design refinements for speech processing and custom-made hearing aids

Finite elastic deformations of transversely isotropic circular cylindrical tubes

We consider the finite radially symmetric deformation of a circular cylindrical tube of a homogeneous transversely isotropic elastic material subject to axial stretch, radial deformation and torsion, supported by axial load, internal pressure and end moment. Two different directions of transverse isotropy are considered: the radial direction and an arbitrary direction in planes normal locally to the radial direction, the only directions for which the considered deformation is admissible in general. In the absence of body forces, formulas are obtained for the internal pressure, and the resultant axial load and torsional moment on the ends of the tube in respect of a general strain-energy function. For a specific material model of transversely isotropic elasticity, and material and geometrical parameters, numerical results are used to illustrate the dependence of the pressure, (reduced) axial load and moment on the radial stretch and a measure of the torsional deformation for a fixed value of the axial stretch.

Experimental and numerical study of cracking of concrete due to reinforcement corrosion

La corrosión del acero es una de las patologías más importantes que afectan a las estructuras de hormigón armado que están expuestas a ambientes marinos o al ataque de sales fundentes. Cuando se produce corrosión, se genera una capa de óxido alrededor de la superficie de las armaduras, que ocupa un volumen mayor que el acero inicial; como consecuencia, el óxido ejerce presiones internas en el hormigón circundante, que lleva a la fisuración y, ocasionalmente, al desprendimiento del recubrimiento de hormigón. Durante los últimos años, numerosos estudios han contribuido a ampliar el conocimiento sobre el proceso de fisuración; sin embargo, aún existen muchas incertidumbres respecto al comportamiento mecánico de la capa de óxido, que es fundamental para predecir la fisuración. Por ello, en esta tesis se ha desarrollado y aplicado una metodología, para mejorar el conocimiento respecto al comportamiento del sistema acero-óxido-hormigón, combinando experimentos y simulaciones numéricas. Se han realizado ensayos de corrosión acelerada en condiciones de laboratorio, utilizando la técnica de corriente impresa. Con el objetivo de obtener información cercana a la capa de acero, como muestras se seleccionaron prismas de hormigón con un tubo de acero liso como armadura, que se diseñaron para conseguir la formación de una única fisura principal en el recubrimiento. Durante los ensayos, las muestras se equiparon con instrumentos especialmente diseñados para medir la variación de diámetro y volumen interior de los tubos, y se midió la apertura de la fisura principal utilizando un extensómetro comercial, adaptado a la geometría de las muestras. Las condiciones de contorno se diseñaron cuidadosamente para que los campos de corriente y deformación fuesen planos durante los ensayos, resultando en corrosión uniforme a lo largo del tubo, para poder reproducir los ensayos en simulaciones numéricas. Se ensayaron series con varias densidades de corriente y varias profundidades de corrosión. De manera complementaria, el comportamiento en fractura del hormigón se caracterizó en ensayos independientes, y se midió la pérdida gravimétrica de los tubos siguiendo procedimientos estándar. En todos los ensayos, la fisura principal creció muy despacio durante las primeras micras de profundidad de corrosión, pero después de una cierta profundidad crítica, la fisura se desarrolló completamente, con un aumento rápido de su apertura; la densidad de corriente influye en la profundidad de corrosión crítica. Las variaciones de diámetro interior y de volumen interior de los tubos mostraron tendencias diferentes entre sí, lo que indica que la deformación del tubo no fue uniforme. Después de la corrosión acelerada, las muestras se cortaron en rebanadas, que se utilizaron en ensayos post-corrosión. El patrón de fisuración se estudió a lo largo del tubo, en rebanadas que se impregnaron en vacío con resina y fluoresceína para mejorar la visibilidad de las fisuras bajo luz ultravioleta, y se estudió la presencia de óxido dentro de las grietas. En todas las muestras, se formó una fisura principal en el recubrimiento, infiltrada con óxido, y varias fisuras secundarias finas alrededor del tubo; el número de fisuras varió con la profundidad de corrosión de las muestras. Para muestras con la misma corrosión, el número de fisuras y su posición fue diferente entre muestras y entre secciones de una misma muestra, debido a la heterogeneidad del hormigón. Finalmente, se investigó la adherencia entre el acero y el hormigón, utilizando un dispositivo diseñado para empujar el tubo en el hormigón. Las curvas de tensión frente a desplazamiento del tubo presentaron un pico marcado, seguido de un descenso constante; la profundidad de corrosión y la apertura de fisura de las muestras influyeron notablemente en la tensión residual del ensayo. Para simular la fisuración del hormigón causada por la corrosión de las armaduras, se programó un modelo numérico. Éste combina elementos finitos con fisura embebida adaptable que reproducen la fractura del hormigón conforme al modelo de fisura cohesiva estándar, y elementos de interfaz llamados elementos junta expansiva, que se programaron específicamente para reproducir la expansión volumétrica del óxido y que incorporan su comportamiento mecánico. En el elemento junta expansiva se implementó un fenómeno de despegue, concretamente de deslizamiento y separación, que resultó fundamental para obtener localización de fisuras adecuada, y que se consiguió con una fuerte reducción de la rigidez tangencial y la rigidez en tracción del óxido. Con este modelo, se realizaron simulaciones de los ensayos, utilizando modelos bidimensionales de las muestras con elementos finitos. Como datos para el comportamiento en fractura del hormigón, se utilizaron las propiedades determinadas en experimentos. Para el óxido, inicialmente se supuso un comportamiento fluido, con deslizamiento y separación casi perfectos. Después, se realizó un ajuste de los parámetros del elemento junta expansiva para reproducir los resultados experimentales. Se observó que variaciones en la rigidez normal del óxido apenas afectaban a los resultados, y que los demás parámetros apenas afectaban a la apertura de fisura; sin embargo, la deformación del tubo resultó ser muy sensible a variaciones en los parámetros del óxido, debido a la flexibilidad de la pared de los tubos, lo que resultó fundamental para determinar indirectamente los valores de los parámetros constitutivos del óxido. Finalmente, se realizaron simulaciones definitivas de los ensayos. El modelo reprodujo la profundidad de corrosión crítica y el comportamiento final de las curvas experimentales; se comprobó que la variación de diámetro interior de los tubos está fuertemente influenciada por su posición relativa respecto a la fisura principal, en concordancia con los resultados experimentales. De la comparación de los resultados experimentales y numéricos, se pudo extraer información sobre las propiedades del óxido que de otra manera no habría podido obtenerse. Corrosion of steel is one of the main pathologies affecting reinforced concrete structures exposed to marine environments or to molten salt. When corrosion occurs, an oxide layer develops around the reinforcement surface, which occupies a greater volume than the initial steel; thus, it induces internal pressure on the surrounding concrete that leads to cracking and, eventually, to full-spalling of the concrete cover. During the last years much effort has been devoted to understand the process of cracking; however, there is still a lack of knowledge regarding the mechanical behavior of the oxide layer, which is essential in the prediction of cracking. Thus, a methodology has been developed and applied in this thesis to gain further understanding of the behavior of the steel-oxide-concrete system, combining experiments and numerical simulations. Accelerated corrosion tests were carried out in laboratory conditions, using the impressed current technique. To get experimental information close to the oxide layer, concrete prisms with a smooth steel tube as reinforcement were selected as specimens, which were designed to get a single main crack across the cover. During the tests, the specimens were equipped with instruments that were specially designed to measure the variation of inner diameter and volume of the tubes, and the width of the main crack was recorded using a commercial extensometer that was adapted to the geometry of the specimens. The boundary conditions were carefully designed so that plane current and strain fields were expected during the tests, resulting in nearly uniform corrosion along the length of the tube, so that the tests could be reproduced in numerical simulations. Series of tests were carried out with various current densities and corrosion depths. Complementarily, the fracture behavior of concrete was characterized in independent tests, and the gravimetric loss of the steel tubes was determined by standard means. In all the tests, the main crack grew very slowly during the first microns of corrosion depth, but after a critical corrosion depth it fully developed and opened faster; the current density influenced the critical corrosion depth. The variation of inner diameter and inner volume of the tubes had different trends, which indicates that the deformation of the tube was not uniform. After accelerated corrosion, the specimens were cut into slices, which were used in post-corrosion tests. The pattern of cracking along the reinforcement was investigated in slices that were impregnated under vacuum with resin containing fluorescein to enhance the visibility of cracks under ultraviolet lightening and a study was carried out to assess the presence of oxide into the cracks. In all the specimens, a main crack developed through the concrete cover, which was infiltrated with oxide, and several thin secondary cracks around the reinforcement; the number of cracks diminished with the corrosion depth of the specimen. For specimens with the same corrosion, the number of cracks and their position varied from one specimen to another and between cross-sections of a given specimen, due to the heterogeneity of concrete. Finally, the bond between the steel and the concrete was investigated, using a device designed to push the tubes of steel in the concrete. The curves of stress versus displacement of the tube presented a marked peak, followed by a steady descent, with notably influence of the corrosion depth and the crack width on the residual stress. To simulate cracking of concrete due to corrosion of the reinforcement, a numerical model was implemented. It combines finite elements with an embedded adaptable crack that reproduces cracking of concrete according to the basic cohesive model, and interface elements so-called expansive joint elements, which were specially designed to reproduce the volumetric expansion of oxide and incorporate its mechanical behavior. In the expansive joint element, a debonding effect was implemented consisting of sliding and separation, which was proved to be essential to achieve proper localization of cracks, and was achieved by strongly reducing the shear and the tensile stiffnesses of the oxide. With that model, simulations of the accelerated corrosion tests were carried out on 2- dimensional finite element models of the specimens. For the fracture behavior of concrete, the properties experimentally determined were used as input. For the oxide, initially a fluidlike behavior was assumed with nearly perfect sliding and separation; then the parameters of the expansive joint element were modified to fit the experimental results. Changes in the bulk modulus of the oxide barely affected the results and changes in the remaining parameters had a moderate effect on the predicted crack width; however, the deformation of the tube was very sensitive to variations in the parameters of oxide, due to the flexibility of the tube wall, which was crucial for indirect determination of the constitutive parameters of oxide. Finally, definitive simulations of the tests were carried out. The model reproduced the critical corrosion depth and the final behavior of the experimental curves; it was assessed that the variation of inner diameter of the tubes is highly influenced by its relative position with respect to the main crack, in accordance with the experimental observations. From the comparison of the experimental and numerical results, some properties of the mechanical behavior of the oxide were disclosed that otherwise could not have been measured.

Finite element code-based modeling of a multi-feature isolation system and passive alleviation of possible inner pounding

The existing seismic isolation systems are based on well-known and accepted physical principles, but they are still having some functional drawbacks. As an attempt of improvement, the Roll-N-Cage (RNC) isolator has been recently proposed. It is designed to achieve a balance in controlling isolator displacement demands and structural accelerations. It provides in a single unit all the necessary functions of vertical rigid support, horizontal flexibility with enhanced stability, resistance to low service loads and minor vibration, and hysteretic energy dissipation characteristics. It is characterized by two unique features that are a self-braking (buffer) and a self-recentering mechanism. This paper presents an advanced representation of the main and unique features of the RNC isolator using an available finite element code called SAP2000. The validity of the obtained SAP2000 model is then checked using experimental, numerical and analytical results. Then, the paper investigates the merits and demerits of activating the built-in buffer mechanism on both structural pounding mitigation and isolation efficiency. The paper addresses the problem of passive alleviation of possible inner pounding within the RNC isolator, which may arise due to the activation of its self-braking mechanism under sever excitations such as near-fault earthquakes. The results show that the obtained finite element code-based model can closely match and accurately predict the overall behavior of the RNC isolator with effectively small errors. Moreover, the inherent buffer mechanism of the RNC isolator could mitigate or even eliminate direct structure-tostructure pounding under severe excitation considering limited septation gaps between adjacent structures. In addition, the increase of inherent hysteretic damping of the RNC isolator can efficiently limit its peak displacement together with the severity of the possibly developed inner pounding and, therefore, alleviate or even eliminate the possibly arising negative effects of the buffer mechanism on the overall RNC-isolated structural responses.

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.