Enhanced iron gettering by short, optimized low-temperature annealing after phosphorus emitter diffusion for industrial silicon solar cell processing

The introduction of a low-temperature (LT) tail after P emitter diffusion was shown to lead to considerable improvements in electron lifetime and solar cell performance by different researchers. So far, the drawback of the investigated extended gettering treatments has been the lack of knowledge about optimum annealing times and temperatures and the important increase in processing time. In this manuscript, we calculate optimum annealing temperatures of Fe-contaminated Si wafers for different annealing durations. Subsequently, it is shown theoretically and experimentally that a relatively short LT tail of 15 min can lead to a significant reduction of interstitial Fe and an increase in electron lifetime. Finally, we calculate the potential improvement of solar cell efficiency when such a short-tail extended P diffusion gettering is included in an industrial fabrication process.

High Intensity Low Temperature (HILT) performance of space concentrator GaInP/GaInAs/Ge MJ SCs

In the work, the results of an investigation of GaInP/GaInAs/Ge MJ SCs intended for converting concentrated solar radiation, when operating at low temperatures (down to -190 degrees C) are presented. A kink of the cell I-V characteristic has been observed in the region close to V-oc starting from -20 degrees C at operation under concentrated sunlight. The causes for its occurrence have been analyzed and the reasons for formation of a built-in potential barrier for majority charge carriers at the n-GaInP/n-Ge isotype hetero-interface are discussed. The effect of charge carrier transport in n-GaInP/n-p Ge heterostructures on MJ SC output characteristics at low temperatures has been studied including EL technique.

Hydrodynamic stability theory of double ablation front structures in inertial confinement fusion.

The aim of inertial confinement fusion is the production of energy by the fusion of thermonuclear fuel (deuterium-tritium) enclosed in a spherical target due to its implosion. In the direct-drive approach, the energy needed to spark fusion reactions is delivered by the irradiation of laser beams that leads to the ablation of the outer shell of the target (the so-called ablator). As a reaction to this ablation process, the target is accelerated inwards, and, provided that this implosion is sufficiently strong a symmetric, the requirements of temperature and pressure in the center of the target are achieved leading to the ignition of the target (fusion). One of the obstacles capable to prevent appropriate target implosions takes place in the ablation region where any perturbation can grow even causing the ablator shell break, due to the ablative Rayleigh-Taylor instability. The ablative Rayleigh-Taylor instability has been extensively studied throughout the last 40 years in the case where the density/temperature profiles in the ablation region present a single front (the ablation front). Single ablation fronts appear when the ablator material has a low atomic number (deuterium/tritium ice, plastic). In this case, the main mechanism of energy transport from the laser energy absorption region (low density plasma) to the ablation region is the electron thermal conduction. However, recently, the use of materials with a moderate atomic number (silica, doped plastic) as ablators, with the aim of reducing the target pre-heating caused by suprathermal electrons generated by the laser-plasma interaction, has demonstrated an ablation region composed of two ablation fronts. This fact appears due to increasing importance of radiative effects in the energy transport. The linear theory describing the Rayleigh-Taylor instability for single ablation fronts cannot be applied for the stability analysis of double ablation front structures. Therefore, the aim of this thesis is to develop, for the first time, a linear stability theory for this type of hydrodynamic structures.

Interactions between water and triacylglycerols may explain faster aging rates in stored germplasm at low temperatures

The purpose of this research is to explore the extent and significance of possible interacting factors on the viability of stored germplasm. Our work begins with characterizing the kinetics of TAG and water phase changes in peanut (Arachis hypogaea) and Papaya (Carica papaya) seeds equilibrated to different water contents and stored at temperatures between -5 and -80°C. Water and TAG phase was measured using a Perkin Elmer Differential Scanning Calorimeter. Cytoplasm ultra-structure was visualized without chemical fixatives using low temperature scanning electron microscopy (cryo-SEM) performed with a Zeiss DSN 960 scanning microscope equipped with a Cryotrans CT-1500 cold plate (Oxford, UK).

Electron current to a probe in a magnetized, collisional plasma

Collisional analysis of electron collection by a probe in a strongly magnetized, fully ionized plasma is carried out. A solution to the complete set of macroscopic equations with classical transport coefficients that is wholly consistent in the domain is determined; R and le are probe radius and electron gyroradius, respectively. If R2/le 2 is large compared with mi/3me probe large compared with ion gyroradius, ion–electron energy exchange—rather than electron heat diffusion—keeps electrons isothermal. For smaller probes at negative bias, however, electron cooling occurs in the plasma beyond the sheath, with a potential overshoot lying well away from it. The probe characteristic in the electron-retarding range may then mimic the characteristic for a two electron-temperature plasma and lead to an overestimate of electron temperature; the validity of these results for other transport models is discussed

Analysis of Magnetic Nozzles For Space Plasma Thrusters = Análisis de Toberas Magnéticas para Motores Espaciales de Plasma

Esta tesis presenta un análisis teórico del funcionamiento de toberas magnéticas para la propulsión espacial por plasmas. El estudio está basado en un modelo tridimensional y bi-fluido de la expansión supersónica de un plasma caliente en un campo magnético divergente. El modelo básico es ampliado progresivamente con la inclusión de términos convectivos dominantes de electrones, el campo magnético inducido por el plasma, poblaciones electrónicas múltiples a distintas temperaturas, y la capacidad de integrar el flujo en la región de expansión lejana. La respuesta hiperbólica del plasma es integrada con alta precisión y eficiencia haciendo uso del método de las líneas características. Se realiza una caracterización paramétrica de la expansión 2D del plasma en términos del grado de magnetización de iones, la geometría del campo magnético, y el perfil inicial del plasma. Se investigan los mecanismos de aceleración, mostrando que el campo ambipolar convierte la energía interna de electrones en energía dirigida de iones. Las corrientes diamagnéticas de Hall, que pueden hallarse distribuidas en el volumen del plasma o localizadas en una delgada capa de corriente en el borde del chorro, son esenciales para la operación de la tobera, ya que la fuerza magnética repulsiva sobre ellas es la encargada de confinar radialmente y acelerar axialmente el plasma. El empuje magnético es la reacción a esta fuerza sobre el motor. La respuesta del plasma muestra la separación gradual hacia adentro de los tubos de iones respecto de los magnéticos, lo cual produce la formación de corrientes eléctricas longitudinales y pone el plasma en rotación. La ganancia de empuje obtenida y las pérdidas radiales de la pluma de plasma se evalúan en función de los parámetros de diseño. Se analiza en detalle la separación magnética del plasma aguas abajo respecto a las líneas magnéticas (cerradas sobre sí mismas), necesaria para la aplicación de la tobera magnética a fines propulsivos. Se demuestra que tres teorías existentes sobre separación, que se fundamentan en la resistividad del plasma, la inercia de electrones, y el campo magnético que induce el plasma, son inadecuadas para la tobera magnética propulsiva, ya que producen separación hacia afuera en lugar de hacia adentro, aumentando la divergencia de la pluma. En su lugar, se muestra que la separación del plasma tiene lugar gracias a la inercia de iones y la desmagnetización gradual del plasma que tiene lugar aguas abajo, que permiten la separación ilimitada del flujo de iones respecto a las líneas de campo en condiciones muy generales. Se evalúa la cantidad de plasma que permanece unida al campo magnético y retorna hacia el motor a lo largo de las líneas cerradas de campo, mostrando que es marginal. Se muestra cómo el campo magnético inducido por el plasma incrementa la divergencia de la tobera magnética y por ende de la pluma de plasma en el caso propulsivo, contrariamente a las predicciones existentes. Se muestra también cómo el inducido favorece la desmagnetización del núcleo del chorro, acelerando la separación magnética. La hipótesis de ambipolaridad de corriente local, común a varios modelos de tobera magnética existentes, es discutida críticamente, mostrando que es inadecuada para el estudio de la separación de plasma. Una inconsistencia grave en la derivación matemática de uno de los modelos más aceptados es señalada y comentada. Incluyendo una especie adicional de electrones supratérmicos en el modelo, se estudia la formación y geometría de dobles capas eléctricas en el interior del plasma. Cuando dicha capa se forma, su curvatura aumenta cuanto más periféricamente se inyecten los electrones supratérmicos, cuanto menor sea el campo magnético, y cuanto más divergente sea la tobera magnética. El plasma con dos temperaturas electrónicas posee un mayor ratio de empuje magnético frente a total. A pesar de ello, no se encuentra ninguna ventaja propulsiva de las dobles capas, reforzando las críticas existentes frente a las propuestas de estas formaciones como un mecanismo de empuje. Por último, se presenta una formulación general de modelos autosemejantes de la expansión 2D de una pluma no magnetizada en el vacío. El error asociado a la hipótesis de autosemejanza es calculado, mostrando que es pequeño para plumas hipersónicas. Tres modelos de la literatura son particularizados a partir de la formulación general y comparados. Abstract This Thesis presents a theoretical analysis of the operation of magnetic nozzles for plasma space propulsion. The study is based on a two-dimensional, two-fluid model of the supersonic expansion of a hot plasma in a divergent magnetic field. The basic model is extended progressively to include the dominant electron convective terms, the plasma-induced magnetic field, multi-temperature electron populations, and the capability to integrate the plasma flow in the far expansion region. The hyperbolic plasma response is integrated accurately and efficiently with the method of the characteristic lines. The 2D plasma expansion is characterized parametrically in terms of the ion magnetization strength, the magnetic field geometry, and the initial plasma profile. Acceleration mechanisms are investigated, showing that the ambipolar electric field converts the internal electron energy into directed ion energy. The diamagnetic electron Hall current, which can be distributed in the plasma volume or localized in a thin current sheet at the jet edge, is shown to be central for the operation of the magnetic nozzle. The repelling magnetic force on this current is responsible for the radial confinement and axial acceleration of the plasma, and magnetic thrust is the reaction to this force on the magnetic coils of the thruster. The plasma response exhibits a gradual inward separation of the ion streamtubes from the magnetic streamtubes, which focuses the jet about the nozzle axis, gives rise to the formation of longitudinal currents and sets the plasma into rotation. The obtained thrust gain in the magnetic nozzle and radial plasma losses are evaluated as a function of the design parameters. The downstream plasma detachment from the closed magnetic field lines, required for the propulsive application of the magnetic nozzle, is investigated in detail. Three prevailing detachment theories for magnetic nozzles, relying on plasma resistivity, electron inertia, and the plasma-induced magnetic field, are shown to be inadequate for the propulsive magnetic nozzle, as these mechanisms detach the plume outward, increasing its divergence, rather than focusing it as desired. Instead, plasma detachment is shown to occur essentially due to ion inertia and the gradual demagnetization that takes place downstream, which enable the unbounded inward ion separation from the magnetic lines beyond the turning point of the outermost plasma streamline under rather general conditions. The plasma fraction that remains attached to the field and turns around along the magnetic field back to the thruster is evaluated and shown to be marginal. The plasmainduced magnetic field is shown to increase the divergence of the nozzle and the resulting plasma plume in the propulsive case, and to enhance the demagnetization of the central part of the plasma jet, contrary to existing predictions. The increased demagnetization favors the earlier ion inward separation from the magnetic field. The local current ambipolarity assumption, common to many existing magnetic nozzle models, is critically discussed, showing that it is unsuitable for the study of plasma detachment. A grave mathematical inconsistency in a well-accepted model, related to the acceptance of this assumption, is found out and commented on. The formation and 2D shape of electric double layers in the plasma expansion is studied with the inclusion of an additional suprathermal electron population in the model. When a double layer forms, its curvature is shown to increase the more peripherally suprathermal electrons are injected, the lower the magnetic field strength, and the more divergent the magnetic nozzle is. The twoelectron- temperature plasma is seen to have a greater magnetic-to-total thrust ratio. Notwithstanding, no propulsive advantage of the double layer is found, supporting and reinforcing previous critiques to their proposal as a thrust mechanism. Finally, a general framework of self-similar models of a 2D unmagnetized plasma plume expansion into vacuum is presented and discussed. The error associated with the self-similarity assumption is calculated and shown to be small for hypersonic plasma plumes. Three models of the literature are recovered as particularizations from the general framework and compared.

Recubrimientos autolubricantes cuasicristalinos tipo composite depositados mediante proyección térmica para aplicaciones espaciales y de alta temperatura

Los recubrimientos lubricantes sólidos son requeridos para reducir la fricción y prevenir el desgaste en componentes que operan a altas temperaturas o en vacío (vehículos espaciales, industria química, motores diésel, turbinas aeronáuticas y de generación de energía…). Los lubricantes líquidos pierden sus características cuando las condiciones de presión, temperatura o ambientales son severas (oxidación, inestabilidad térmica, volatilidad,…), por ejemplo los aceites minerales convencionales se descomponen a temperaturas próximas a 200 ºC. Por tanto, la única manera de poder conseguir una adecuada lubricación a temperaturas extremas es por medio de sólidos, que cada vez más, se aplican en forma de recubrimientos. Estos recubrimientos podrían ser empleados en componentes de vehículos espaciales reutilizables, donde se pueden alcanzar, en la reentrada en la atmósfera, temperaturas de 700 ºC (bisagras, rodamientos, articulaciones y zonas de sellado en las superficies de control, y rodamientos de las turbobombas y las cajas de engranajes). Dichos recubrimientos también deberían ser capaces de proporcionar una lubricación efectiva a bajas temperaturas para las operaciones en tierra, para las operaciones de arranque en frío, incluso en el espacio. El conjunto de requisitos que tendrían que satisfacer las capas tribológicas relacionadas con estas condiciones extremas es muy diverso, lo que hace que el concepto de capas tipo composite (aquéllas constituidas por varios componentes) sea, en principio, muy adecuado para estas aplicaciones. Recubrimientos composite proyectados térmicamente constituidos por una matriz dura y conteniendo lubricantes sólidos pueden ser una buena solución desde el punto de vista tribológico. El “Lewis Research Centre” de la NASA ha estado desarrollando recubrimientos autolubricantes tipo composite, constituidos por la combinación de materiales duros como el carburo de cromo, junto con lubricantes sólidos como plata o la eutéctica de fluoruros de calcio y bario, en una matriz de NiCr, para su uso en aplicaciones terrestres a alta temperatura. Estos recubrimientos han sido aplicados mediante proyección térmica, siendo denominados como series PS100, PS200, PS300 y PS400, reduciendo de forma significativa el coeficiente de fricción y mejorando la resistencia al desgaste en un amplio margen de temperaturas. Otra nueva familia de materiales con comportamiento tribológico prometedor son las aleaciones cuasicristalinas (QC). Presentan características muy atractivas: alta dureza, baja fricción, alto límite elástico de compresión... Son muy frágiles como materiales másicos, por lo que se intentan aplicar en forma de recubrimientos. Se pueden depositar mediante proyección térmica. Algunos de estos materiales cuasicristalinos, como AlCoFeCr, poseen coeficientes de dilatación próximos al de los materiales metálicos, alta estabilidad térmica, baja conductividad térmica y una elevada resistencia a la oxidación y a la corrosión en caliente. En esta tesis se han desarrollado recubrimientos tipo composite conteniendo cuasicristales como componente antidesgaste, NiCr como componente tenaz, y Ag y la eutéctica de BaF2-CaF2, como lubricantes sólidos. Estos recubrimientos han sido depositados con diferentes composiciones (denominadas TH100, TH103, TH200, TH400, TH600…) mediante distintos procesos de proyección térmica: plasma en aire (PS), plasma en baja presión (LPPS) y combustión a alta velocidad (HVOF). Los recubrimientos se han generado sobre el sustrato X-750, una superaleación base níquel, endurecible por precipitación, con muy buena resistencia mecánica y a la oxidación hasta temperaturas de 870 ºC y, además, es empleada en aplicaciones aeroespaciales e industriales. Los recubrimientos han sido caracterizados microestructuralmente en INTA (Instituto Nacional de Técnica Aeroespacial), mediante SEM-EDS (Scanning Electronic Microscopy-Energy Dispersive Spectroscopy) y XRD (X-Ray Diffraction), y tribológicamente mediante medidas de microdureza y ensayos en tribómetro POD (Pin On Disc) para determinar los coeficientes de fricción y de desgaste. Los recubrimientos han sido ensayados tribológicamente a alta temperatura en INTA y en vacío en AMTTARC (Aerospace and Space Materials Technology Testhouse – Austrian Research Centres), en Seibersdorf (Austria). Se ha estudiado la influencia de la carga normal aplicada, la velocidad lineal y el material del pin. De entre las diferentes series de recubrimientos cuasicristalinos tipo composite desarrolladas, dos de ellas, TH100 y TH103 han presentado una excelente calidad microestructural (baja porosidad, distribución uniforme de fases…) y se han mostrado como excelentes recubrimientos antidesgaste. Sin embargo, estas capas presentan un pobre comportamiento como autolubricantes a temperatura ambiente, aunque mejoran mucho a alta temperatura o en vacío. Los resultados del trabajo presentado en esta tesis han proporcionado nuevo conocimiento respecto al comportamiento tribológico de recubrimientos autolubricantes cuasicristalinos tipo composite depositados por proyección térmica. Sin embargo, dichos resultados, aunque son muy prometedores, no han puesto de manifiesto el adecuado comportamiento autolubricante que se pretendía y, además, como ocurre en cualquier trabajo de investigación, durante el desarrollo del mismo siempre aparecen nuevas dudas por resolver. Se proponen nuevas líneas de trabajo futuro que complementen los resultados obtenidos y que puedan encaminar hacia la obtención de un recubrimiento que mejore su comportamiento autolubricante. ABSTRACT Solid lubricant coatings are required to reduce friction and prevent wear in components that operate at high temperatures or under vacuum (space vehicles, chemical industry, diesel engines, power generation turbines and aeronautical turbines, for instance). In these cases neither greases nor liquid lubricants can be employed and the only practicable approach to lubrication in such conditions is by means of solids. These are increasingly applied in the form of coatings which should exhibit low shear strength, whilst maintaining their chemical stability at extremes temperatures and in the space environment. In the space field, these coatings would be employed in re-usable space plane applications, such as elevon hinges, where temperatures of 700 ºC are reached during re-entry into the Earth’s atmosphere. These coatings should also be capable of providing effective lubrication at lower temperatures since “cold start” operation may be necessary, even in the space environment. The diverse and sometimes conflictive requirements in high temperature and space-related tribological coatings make the concept of composite coatings highly suitable for these applications. Thermal-sprayed composites containing solid lubricants in a hard matrix perform well tribologically. NASA‘s Lewis Research Centre had developed self-lubricating composite coatings for terrestrial use, comprising hard materials like chromium carbide as well as solid lubricant additives such as silver and BaF2-CaF2 eutectic on a Ni-Cr matrix. These coatings series, named PS100, PS200, PS300 and PS400, are applied by thermal spray and significantly reduce friction coefficients, improving wear resistance over a wide temperature range. Quasicrystalline alloys (QC) constitute a new family of materials with promising tribological behaviour. Some QC materials exhibit a combination of adequate antifriction properties: low friction coefficient, high hardness and high yield strength under compression, and can be easily produced as coatings on top of metallic and non-metallic materials. Among these QC alloys, AlCoFeCr has high hardness (700 HV0.1), a thermal expansion coefficient close to that of metals, high thermal stability, low thermal conductivity and good oxidation and hot corrosion resistance. However most QC materials have the disadvantage of being very brittle. In order to take advantage of the excellent tribological properties of QCs, thick composite lubricant coatings were prepared containing them as the hard phase for wear resistance, Ag and BaF2-CaF2 eutectic as lubricating materials and NiCr as the tough component. These coatings were deposited in different composition mixtures (named TH100, TH103, TH200, TH400, TH600…) by different thermal spray processes: air plasma spray (PS), low pressure plasma spray (LPPS) and high velocity oxy-fuel (HVOF), on X-750 substrates. X-750 is an age-hardenable nickel-base superalloy with very good strength and a good resistance to oxidising combustion gas environments at temperatures up to about 870 ºC and it is widely used in aerospace and industrial applications. Coatings have been characterized microstructurally, at INTA (National Institute for Aerospace Technology), by means of SEM-EDS (Scanning Electronic Microscopy- Energy Dispersive Spectroscopy) and XRD (X-Ray Diffraction), and tribologically by microhardness measurements and pin-on-disc testing to determine friction coefficients as well as wear resistance. The coatings were tested tribologically at high temperature at INTA and under vacuum at AMTT-ARC (Aerospace and Space Materials Technology Testhouse – Austrian Research Centres), in Seibersdorf (Austria). Different loads, linear speeds and pin materials were studied. TH100 and TH103 QC alloy matrix composite coatings were deposited by HVOF with excellent microstructural quality (low porosity, uniform phase distribution) and showed to be excellent wear resistant coatings. However these QC alloy matrix composite coatings are poor as a self-lubricant at room temperature but much better at high temperature or in vacuum. The results from the work performed within the scope of this thesis have provided new knowledge concerning the tribological behavior of self-lubricating quasicrystalline composite coatings deposited by thermal spraying. Although these results are very promising, they have not shown an adequate self-lubricating behavior as was intended, and also, as in any research, the results have in addition raised new questions. Future work is suggested to complement the results of this thesis in order to improve the selflubricating behaviour of the coatings.

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.