Overall vs. local mechanical behaviour of ferritic austenitic steel joints made by laser welding

The present investigation addresses the overall and local mechanical performance of dissimilar joints of low carbon steel (CS) and stainless Steel (SS) thin sheets achieved by laser welding in case of heat source displacement from the weld gap centreline towards CS. Welding was performed on a Nd:YAG laser DY033 (3300 W) in a continuos wave (CW), keyhole mode. The tensile behavior of the joint different zones assessed by using a video-image based system (VIC-2D) reveals that the residual stress field, together with the positive difference in yield between the weld metal and the base materials protects the joint from being plastically deformed. The tensile loadings of flat transverse specimens generate the strain localization and failure in CS, far away from the weld.

Fracture propagation and stress corrosion in the case of dissimilar laser hybrid welded joints

The paper addresses the fracture propagation and stress corrosion behaviour of laser hybrid welds achieved between low carbon steel and stainless steel thin sheets. The crack propagation within these overmatched in strength welds was investigated by crack tip opening displacement (CTOD) on CT specimens notched transverse to the weld. A Digital Image Correlation System was used to qualify and estimate the initial crack length obtained by fatigue. The results are associated with the fractographic examinations of various regions of laser hybrid joints. Stress corrosion behaviour of the joint is also discussed.

Overall and local mechanical behaviour of dissimilar laser welded joints

The present investigation addresses the overall and local mechanical performance of dissimilar joints of low carbon steel (CS) and stainless steel (SS) thin sheets achieved by laser welding in case of heat source displacement from the weld gap centreline towards CS. Microstructure characterization and residua! strain scanning, carried out by neutron diffraction, were used to assess the joints features. It was found that the heat source position influences the base metals dilution and the residua! stress field associated to the welding process; the transverse residual stress is smaller than for the longitudinal component, of magnitudes close to the parent CS yield strength. Furthermore, compressive transverse residual stresses were encountered at the SS-weld interface. The tensile behavior of the joint different zones assessed by using a video-image based system (VIC-2D) reveals that the residual stress field, together with the positive difference in yield between the weld metal and the base materials protects the joint from being piastically deformed. The tensile loadings of flat transverse specimens generate the strain localization and failure in CS, far away from the weld.En este trabajo se exponen los resultados de una investigacion sobre el comportamiento mecanico de soldaduras disimiles acero inoxidable-acero al carbono, realizadas para unir chapas delgadas, desplazando la fuente de calor del eje longitudinal de la union soldada por laser sobre el acero al carbono. Se han determinado las caracteristicas microestructurales de la union soldada, las tensiones residuales generadas (mediante difraccion de neutrones) y las curvas tension-deformacion locales y globales, mediante medidas locales de deformacion empleando el sistema VIC-2D "video image correlation". El desplazamiento de la fuente de calor infiuye en la dilution de los metales base y el campo de tensiones residuales asociado al proceso de soldeo; las tensiones residuales medidas en direction longitudinal se aproximan al limite elastico del acero al carbono, mientras que las tensiones residuales transversales son menores, e incluso de compresion. El ensayo a traccion de la union soldada revela que las tensiones residuales y la diferencia de limite elastico entre los metales base y la soldadura propician que la rotura se produzca por inestabilidad plastica del acero al carbono, lejos de la soldadura, sin que la union plastifique.

Characterisation of laser hybrid welded dissimilar joints

The investigation addresses the over-all performance of dissimilar joints of low carbon steel and stainless steel thin sheets achieved by laser hybrid welding. First, the technological de-velopment of dissimilar laser hybrid welding of thin sheets is briefly pre-sented. Joint characterisation by means of macro and microstructural examination and hardness tests is fur-ther described. Microhardness testing was used as an alternative and effi-cient mean of assessing the changes in mechanical properties of difficult to characterize areas, like HAZ and fu-sion zone of these thin sheets Laser-GMA dissimilar welded joints. The overall tensile performance of the joint is discussed together with the weld metal strength overmatching. The ten-sile tests results indicate that in case of transversally loaded joints, the po-sitive difference in yield strength between the weld metal and the base materials (overmatching welds) may reduce the weight of the structure, without diminishing its strength.

Determining the elastic-plastic properties of metallic materials through instrumented indentation

En los últimos años, y asociado al desarrollo de la tecnología MEMS, la técnica de indentación instrumentada se ha convertido en un método de ensayo no destructivo ampliamente utilizado para hallar las características elástico-plásticas de recubrimientos y capas delgadas, desde la escala macroscópica a la microscópica. Sin embargo, debido al complejo mecanismo de contacto debajo de la indentación, es urgente proponer un método más simple y conveniente para obtener unos resultados comparables con otras mediciones tradicionales. En este estudio, el objetivo es mejorar el procedimiento analítico para extraer las propiedades elástico-plásticas del material mediante la técnica de indentación instrumentada. La primera parte se centra en la metodología llevada a cabo para medir las propiedades elásticas de los materiales elásticos, presentándose una nueva metodología de indentación, basada en la evolución de la rigidez de contacto y en la curva fuerza-desplazamiento del ensayo de indentación. El método propuesto permite discriminar los valores de indentación experimental que pudieran estar afectados por el redondeo de la punta del indentador. Además, esta técnica parece ser robusta y permite obtener valores fiables del modulo elástico. La segunda parte se centra en el proceso analítico para determinar la curva tensión-deformación a partir del ensayo de indentación, empleando un indentador esférico. Para poder asemejar la curva tension-deformación de indentación con la que se obtendría de un ensayo de tracción, Tabor determinó empíricamente un factor de constricción de la tensión () y un factor de constricción de la deformación (). Sin embargo, la elección del valor de y  necesitan una derivación analítica. Se describió analíticamente una nueva visión de la relación entre los factores de constricción de tensión y la deformación basado en la deducción de la ecuación de Tabor. Un modelo de elementos finitos y un diseño experimental se realizan para evaluar estos factores de constricción. A partir de los resultados obtenidos, las curvas tension-deformación extraidas de los ensayos de indentación esférica, afectadas por los correspondientes factores de constricción de tension y deformación, se ajustaron a la curva nominal tensión-deformación obtenida de ensayos de tracción convencionales. En la última parte, se estudian las propiedades del revestimiento de cermet Inconel 625-Cr3C2 que es depositado en el medio de una aleación de acero mediante un láser. Las propiedades mecánicas de la matriz de cermet son estudiadas mediante la técnica de indentación instrumentada, haciendo uso de las metodologías propuestas en el presente trabajo. In recent years, along with the development of MEMS technology, instrumented indentation, as one type of a non-destructive measurement technique, is widely used to characterize the elastic and plastic properties of metallic materials from the macro to the micro scale. However, due to the complex contact mechanisms under the indentation tip, it is necessary to propose a more convenient and simple method of instrumented indention to obtain comparable results from other conventional measurements. In this study, the aim is to improve the analytical procedure for extracting the elastic plastic properties of metallic materials by instrumented indentation. The first part focuses on the methodology for measuring the elastic properties of metallic materials. An alternative instrumented indentation methodology is presented. Based on the evolution of the contact stiffness and indentation load versus the depth of penetration, the possibility of obtaining the actual elastic modulus of an elastic-plastic bulk material through instrumented sharp indentation tests has been explored. The proposed methodology allows correcting the effect of the rounding of the indenter tip on the experimental indentation data. Additionally, this technique does not seem too sensitive to the pile-up phenomenon and allows obtaining convincing values of the elastic modulus. In the second part, an analytical procedure is proposed to determine the representative stress-strain curve from the spherical indentation. Tabor has determined the stress constraint factor (stress CF), and strain constraint factor (strain CF), empirically but the choice of a value for and is debatable and lacks analytical derivation. A new insight into the relationship between stress and strain constraint factors is analytically described based on the formulation of Tabor’s equation. Finite element model and experimental tests have been carried out to evaluate these constraint factors. From the results, representative stress-strain curves using the proposed strain constraint factor fit better with the nominal stress-strain curve than those using Tabor’s constraint factors. In the last part, the mechanical properties of an Inconel 625-Cr3C2 cermet coating which is deposited onto a medium alloy steel by laser cladding has been studied. The elastic and plastic mechanical properties of the cermet matrix are studied using depth-sensing indentation (DSI) on the micro scale.

Ductilidad del acero inoxidable bajo en níquel para estructuras de hormigón armado / Ductility in a new low nickel stainless steel for reinforced concrete

En este trabajo se presentan los diagramas tensióndeformación de un nuevo acero inoxidable con bajo contenido en níquel, un inoxidable convencional AISI 304 y un acero al carbono de uso común en estructuras de hormigón armado. Dicha ductilidad se ha estudiado determinando la tensión máxima (fmax), la tensión en el límite elástico (fy) y la deformación bajo carga máxima (εmax). Los tres materiales se han evaluado utilizando criterios aceptados internacionalmente, como son el índice p (capacidad de rotación plástica), el índice A* (área plástica de endurecimiento) y el índice de tenacidad Id (energía total absorbida en el punto de alargamiento bajo carga máxima), los resultados obtenidos se han comparado con los aceros convencionales de armaduras 500SD, 500N y 500H (EC-2).

Polyolefin fiber-reinforced concrete enhanced with steel-hooked fibers in low proportions

Over the past few years, polyolefin fiber reinforced self-compacting concrete has shown high performance in both fresh and hardened state. Its fracture behavior for small deformations could be enhanced with a small amount of steel-hooked fibers, obtaining a hybrid fiber-reinforced concrete well suited for structural use. Four types of conventional fiber-reinforced concrete with steel and polyolefin fibers were produced on the basis of the same self-compacting concrete also manufactured as reference. These concrete mixtures were manufactured separately with the same fiber contents being subsequently used for two more hybrid mixtures. Fracture properties, in addition to fresh and mechanical properties, were assessed. The research showed both synergies (with the two types of fibers working together in the fracture processes) and an improvement of the orientation and distribution of the fibers on the fracture surface

Corrosion behaviour of new duplex stainless steel reinforcements embedded in chloride contaminated concrete

The use of reinforcing stainless steels (SS) in concrete have proved to be one of the most effective methods to guarantee the passivity of reinforced concrete structures exposed to chloride contaminated environment. The present research studies the corrosion behaviour of a new duplex SS reinforcements with low nickel content (LND) (more economicaly compatible) is compared with the conventional austenitic AISI 304 SS and duplex AISI 2304 SS. Corrosion behaviour of ribbed SS reinforcements was studied in mortars with chloride content (0, 0.4, 2 and 4% Cl ⎯ ) using linear polarization resistance and potentiostatic pulses technique, Ecorr and Rp values were monitored over the exposure time. The obtained icorr data for the new duplex stainless steel LND no afforded passivity breakdown after one year exposure

Behaviour of steel prestressing wires under extreme conditions of strain rate and temperature

The purpose of this paper is to provide information on the behaviour of steel prestressing wires under likely conditions that could be expected during a fire or impact loads. Four loadings were investigated: a) the influence of strain rate – from 10–3 to 600 s–1 – at room temperature, b) the influence of temperature – from 24 to 600 °C – at low strain rate, c) the influence of the joint effect of strain rate and temperature, and d) damage after three plausible fire scenarios. At room temperature it was found that using “static” values is a safe option. At high temperatures our results are in agreement with design codes. Regarding the joint effect of temperature and strain rate, mechanical properties decrease with increasing temperature, although for a given temperature, yield stress and tensile strength increase with strain rate. The data provided can be used profitably to model the mechanical behaviour of steel wires under different scenarios.

Effect of the temperature, strain rate and microstructure on flow and fracture characteristics of Ti-45Al-2Nb-2Mn+0.8vol.% TiB2 XD alloy

A series of quasi-static and dynamic tensile tests at varying temperatures were carried out to determine the mechanical behaviour of Ti-45Al-2Nb-2Mn+0.8vol.% TiB2 XD as-HIPed alloy. The temperature for the tests ranged from room temperature to 850  ∘C. The effect of the temperature on the ultimate tensile strength, as expected, was almost negligible within the selected temperature range. Nevertheless, the plastic flow suffered some softening because of the temperature. This alloy presents a relatively low ductility; thus, a low tensile strain to failure. The dynamic tests were performed in a Split Hopkinson Tension Bar, showing an increase of the ultimate tensile strength due to the strain rate hardening effect. Johnson-Cook constitutive relation was used to model the plastic flow. A post-testing microstructural of the specimens revealed an inhomogeneous structure, consisting of lamellar α2 + γ structure and γ phase equiaxed grains in the centre, and a fully lamellar structure on the rest. The assessment of the duplex-fully lamellar area ratio showed a clear relationship between the microstructure and the fracture behaviour.

Fatigue damage modelling of steel structures

In the present work a constitutive model is developed which permits the simulation of the low cycle fatigue behaviour in steel framed structures. In the elaboration of this model, the concepts of the mechanics of continuum medium are applied on lumped dissipative models. In this type of formulation an explicit coupling between the damage and the structural mechanical behaviour is employed, allowing the possibility of considering as a whole different coupled phenomena. A damage index is defined in order to model elastoplasticity coupled with damage and fatigue damage.

Crack width control in RC elements with recycled steel fibres and applications to integral structures : theoretical and experimental study

El presente trabajo trata de elementos reforzados con barras de armadura y Fibras Metálicas Recicladas (FMR). El objetivo principal es mejorar el comportamiento a fisuración de elementos sometidos a flexión pura y a flexión compuesta, aumentando en consecuencia las prestaciones en servicio de aquellas estructuras con requerimientos estrictos con respecto al control de fisuración. Entre éstas últimas se encuentran las estructuras integrales, es decir aquellas estructuras sin juntas (puentes o edificios), sometidas a cargas gravitatorias y deformaciones impuestas en los elementos horizontales debidas a retracción, fluencia y temperatura. Las FMR son obtenidas a partir de los neumáticos fuera de uso, y puesto que el procedimiento de reciclado se centra en el caucho en vez que en el acero, su forma es aleatoria y con longitud variable. A pesar de que la eficacia del fibrorefuerzo mediante FMR ha sido demostrada en investigaciones anteriores, la innovación que representa este trabajo consiste en proponer la acción combinada de barras convencionales y FMR en la mejora del comportamiento a fisuración. El objetivo es por tanto mejorar la sostenibilidad del proyecto de la estructura en HA al utilizar materiales reciclados por un lado, y aumentando por el otro la durabilidad. En primer lugar, se presenta el estado del arte con respecto a la fisuración en elementos de HA, que sucesivamente se amplía a elementos reforzados con barras y fibras. Asimismo, se resume el método simplificado para el análisis de columnas de estructuras sin juntas ya propuesto por Pérez et al., con particular énfasis en aquellos aspectos que son incompatibles con la acción de las fibras a nivel seccional. A continuación, se presenta un modelo para describir la deformabilidad seccional y la fisuración en elementos en HA, que luego se amplía a aquellos elementos reforzados con barras y fibras, teniendo en cuenta también los efectos debidos a la retracción (tension stiffening negativo). El modelo es luego empleado para ampliar el método simplificado para el análisis de columnas. La aportación consiste por tanto en contar con una metodología amplia de análisis para este tipo de elementos. Seguidamente, se presenta la campaña experimental preliminar que ha involucrado vigas a escala reducida sometidas a flexión simple, con el objetivo de validar la eficiencia y la usabilidad en el hormigón de las FMR de dos diferentes tipos, y su comportamiento con respecto a fibras de acero comerciales. Se describe a continuación la campaña principal, consistente en ensayos sobre ocho vigas en flexión simple a escala 1:1 (variando contenido en FRM, Ø/s,eff y recubrimiento) y doce columnas a flexión compuesta (variando contenido en FMR, Ø/s,eff y nivel de fuerza axil). Los resultados obtenidos en la campaña principal son presentados y comentados, resaltando las mejoras obtenidas en el comportamiento a fisuración de las vigas y columnas, y la rigidez estructural de las columnas. Estos resultados se comparan con las predicciones del modelo propuesto. Los principales parámetros estudiados para describir la fisuración y el comportamiento seccional de las vigas son: la separación entre fisuras, el alargamiento medio de las armaduras y la abertura de fisura, mientras que en los ensayos de las columnas se ha contrastado las leyes momento/curvatura, la tensión en las barras de armadura y la abertura de fisura en el empotramiento en la base. La comparación muestra un buen acuerdo entre las predicciones y los resultados experimentales. Asimismo, se nota la mejora en el comportamiento a fisuración debido a la incorporación de FMR en aquellos elementos con cuantías de armadura bajas en flexión simple, en elementos con axiles bajos y para el control de la fisuración en elementos con grandes recubrimientos, siendo por tanto resultados de inmediato impacto en la práctica ingenieril (diseño de losas, tanques, estructuras integrales, etc.). VIIIComo punto final, se presentan aplicaciones de las FMR en estructuras reales. Se discuten dos casos de elementos sometidos a flexión pura, en particular una viga simplemente apoyada y un tanque para el tratamiento de agua. En ambos casos la adicción de FMR al hormigón lleva a mejoras en el comportamiento a fisuración. Luego, utilizando el método simplificado para el análisis en servicio de columnas de estructuras sin juntas, se calcula la máxima longitud admisible en casos típicos de puentes y edificación. En particular, se demuestra que las limitaciones de la práctica ingenieril actual (sobre todo en edificación) pueden ser aumentadas considerando el comportamiento real de las columnas en HA. Finalmente, los mismos casos son modificados para considerar el uso de MFR, y se presentan las mejoras tanto en la máxima longitud admisible como en la abertura de fisura para una longitud y deformación impuesta. This work deals with elements reinforced with both rebars and Recycled Steel Fibres (RSFs). Its main objective is to improve cracking behaviour of elements subjected to pure bending and bending and axial force, resulting in better serviceability conditions for these structures demanding keen crack width control. Among these structures a particularly interesting type are the so-called integral structures, i.e. long jointless structures (bridges and buildings) subjected to gravitational loads and imposed deformations due to shrinkage, creep and temperature. RSFs are obtained from End of Life Tyres, and due to the recycling process that is focused on the rubber rather than on the steel they come out crooked and with variable length. Although the effectiveness of RSFs had already been proven by previous research, the innovation of this work consists in the proposing the combined action of conventional rebars and RSFs to improve cracking behaviour. Therefore, the objective is to improve the sustainability of RC structures by, on the one hand, using recycled materials, and on the other improving their durability. A state of the art on cracking in RC elements is firstly drawn. It is then expanded to elements reinforced with both rebars and fibres (R/FRC elements). Finally, the simplified method for analysis of columns of long jointless structures already proposed by Pérez et al. is resumed, with a special focus on the points that conflict when taking into account the action of fibres. Afterwards, a model to describe sectional deformability and cracking of R/FRC elements is presented, taking also into account the effect of shrinkage (negative tension stiffening). The model is then used to implement the simplified method for columns. The novelty represented by this is that a comprehensive methodology to analyse this type of elements is presented. A preliminary experimental campaign consisting in small beams subjected to pure bending is described, with the objective of validating the effectiveness and usability in concrete of RSFs of two different types, and their behaviour when compared with commercial steel fibres. With the results and lessons learnt from this campaign in mind, the main experimental campaign is then described, consisting in cracking tests of eight unscaled beams in pure bending (varying RSF content, Ø/s,eff and concrete cover) and twelve columns subjected to imposed displacement and axial force (varying RSF content, Ø/s,eff and squashing load ratio). The results obtained from the main campaign are presented and discussed, with particular focus on the improvement in cracking behaviour for the beams and columns, and structural stiffness for the columns. They are then compared with the proposed model. The main parameters studied to describe cracking and sectional behaviours of the beam tests are crack spacing, mean steel strain and crack width, while for the column tests these were moment/curvature, stress in rebars and crack with at column embedment. The comparison showed satisfactory agreement between experimental results and model predictions. Moreover, it is pointed out the improvement in cracking behaviour due to the addition of RSF for elements with low reinforcement ratios, elements with low squashing load ratios and for crack width control of elements with large concrete covers, thus representing results with a immediate impact in engineering practice (slab design, tanks, integral structures, etc.). Applications of RSF to actual structures are finally presented. Two cases of elements in pure bending are presented, namely a simple supported beam and a water treatment tank. In both cases the addition of RSF to concrete leads to improvements in cracking behaviour. Then, using the simplified model for the serviceability analysis of columns of jointless structures, the maximum achievable jointless length of typical cases of a bridge and building is obtained. In XIIparticular, it is shown how the limitations of current engineering practice (this is especially the case of buildings) can be increased by considering the actual behaviour of RC supports. Then, the same cases are modified considering the use of RSF, and the improvements both in maximum achievable length and in crack width for a given length and imposed strain at the deck/first floor are shown.

Residual stress distribution in ferritic to austenitic steel joints made by laser welding,

In this study, autogenous laser welding was used to join thin plates of low carbon ferritic and austenitic stainless steel. Due to the differences in the thermo-physical properties of base metals, this kind of weld exhibits a complex microstructure, which frequently leads to an overall loss of joint quality. Four welded samples were prepared by using different sets of processing parameters, with the aim of minimizing the induced residual stress field. The dissimilar austenitic-ferritic joints obtained under all welding conditions were uniform and free of defects. Variations in beam position did not influence the weld geometiy, which is a typical keyhole welding. Microstructural characterization and residual strain scanning (by neutron diffraction) were used to assess the features of the joints. By varying laser beam power density and by displacing the laser beam towards the carbon steel side, an optimum combination of processing parameters was found.

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.