Modelización de contactos termoelastohidrodinámicos

La mejora en la eficiencia energética y la reducción de la tasa de fallos en los contactos lubricados son aspectos que resultan de gran interés en numerosos sectores de la industria, y plantean en estos momentos nuevas dificultades operativas y retos para un futuro próximo. Los avances tecnológicos han incrementado las exigencias técnicas que se requieren a los aceites para cumplir su función al extender sus variables operativas a un mayor espectro de aplicaciones, tanto de condiciones de funcionamiento como a la gran variedad de nuevos materiales constitutivos de los engranajes en los que se tiene que utilizar. Por ello, actualmente se está incentivado el desarrollo de nuevos procedimientos que permitan comprender el comportamiento de este tipo de contactos lubricados, con el fin de lograr mejoras técnicas en su diseño y la correcta selección del aceite. En esta Tesis Doctoral se presenta una metodología de cálculo numérico que permite simular el comportamiento de contactos elastohidrodinámicos (EHD) puntuales, como puede ser el caso de un rodamiento. La resolución de este problema presenta diversas complejidades matemáticas y exige el desarrollo de un elaborado procedimiento de cálculo basado en técnicas multinivel. Para hacer del procedimiento una herramienta válida en un gran número de condiciones de funcionamiento y tipos de lubricantes, se ha tenido en cuenta en el cálculo la posible aparición de comportamientos no-Newtonianos del lubricante y fenómenos de generación y disipación de calor, provocados por el movimiento relativo del fluido y las superficies en contacto. Para la validación del procedimiento, se han contrastado los resultados numéricos obtenidos con nuestro método, con los resultados numéricos y experimentales publicados por otros autores y con valores experimentales propios medidos en un equipo de ensayo de contacto puntual tipo MTM. El desarrollo de este programa ha dotado a la División de Ingeniería de Máquinas de una herramienta que ha permitido, y sobre todo va permitir, evaluar la importancia de cada uno de los parámetros reológicos en los diferentes problemas que va a tener que abordar, evaluación que hasta el momento se realizaba con métodos aproximados que describen la fenomenología con mucha menos precisión. A la hora de emplear nuestro procedimiento numérico para simular situaciones reales, nos hemos encontrado con el obstáculo de que es muy complicado encontrar, en la bibliografía y bases de datos, los parámetros que caracterizan el comportamiento reológico del lubricante en las condiciones de presión, temperatura y grado de cizallamiento habituales en las que se trabaja en este tipo de contactos, y las pocas medidas que existen para estas condiciones de funcionamiento son poco fiables. Por ello como complemento al objetivo principal de esta Tesis hemos desarrollado una metodología para caracterizar los lubricantes en estas condiciones extremas. Dicha metodología está basada en la buena descripción que hace nuestro programa del coeficiente de fricción, lo que nos ha permitido obtener los parámetros reológicos del III lubricante a partir de las medidas experimentales del coeficiente de fricción generado en un equipo MTM lubricado con el lubricante que se desea caracterizar. Madrid, Octubre de 2012 IV Improving energy efficiency and reducing the failure rate in lubricated contacts are issues that are of great interest in many sectors of industry, and right now posed operational difficulties and new challenges for the near future. Technological advances have increased the technical demands required to oils to fulfil its role by extending its operational variables to a wider range of applications, both operating conditions and to the wide variety of new materials which constitute the gear in which must be used. For this reason, has being encouraged currently to develop new procedures to understand the behaviour of this type of lubricated contacts, in order to achieve improvements in design techniques and the correct oil selection. In this Thesis we present a numerical methodology to simulate the puntual elastohydrodynamic contact behaviour (EHD), such as a roller bearing. The resolution of this problem presents various mathematical complexities and requires the development of an elaborate calculation procedure based on multilevel techniques. To make the procedure a valid tool in a wide range of operating conditions and types of lubricants, has been taken into account in calculating the possible occurrence of non-Newtonian behaviour of the lubricant and phenomena of generation and dissipation of heat, caused by the fluid relative motion and contacting surfaces. For the validation of the method, we have compared the numerical results obtained with our method with numerical and experimental results published by other authors also with own experimental values measured on point-contact test equipment MTM. The development of this program has provided the Machines Engineering Division of a tool that has allowed, and especially will allow to evaluate the importance of each of the rheological parameters on the various problems that will have to be addressed, evaluation performed hitherto described methods that phenomenology approximated with much less accuracy. When using our numerical procedure to simulate real situations we have encountered the obstacle that is very difficult to find, in the literature and database, parameters characterizing the rheological behaviour of the lubricant in the usual conditions of pressure, temperature and shear rate in which you work in this type of contact, and the few measures that exist for these operating conditions are unreliable. Thus in addition to the main objective of this thesis, we have developed a methodology to characterize the lubricants in these extreme conditions. This methodology is based on the good description, which makes our program, of the coefficient of friction, that allowed us to obtain the lubricant rheological parameters from experimental measurements of the friction coefficient generated on lubricated MTM equipment with the lubricant to be characterized.

Evaluación de la calidad funcional y sensorial en cultivares de Triticum aestivum ssp. vulgare y ssp. spelta en cultivo ecológico

En esta Tesis Doctoral se ha estudiado la influencia del cultivar sobre el comportamiento reológico y panadero de cinco cultivares de trigo sembrados en el mismo año y en el mismo ambiente, en condiciones de cultivo ecológico. Tres de ellos eran de trigo panadero (Triticum aestivum ssp. vulgare), ‘Bonpain’, ‘Craklin’ y ‘Sensas’ y los otros dos de trigo espelta (Triticum aestivum ssp. spelta), ‘Espelta Álava’ y ‘Espelta Navarra’. Actualmente, el alohexaploide trigo panadero (2n=6x=42 genomio AABBDD) supone en torno al 90% del trigo cultivado en el mundo. En cambio, el cultivo del trigo alohexaploide espelta (2n=6x=42 genomio AABBDD) se limita a pequeñas regiones de Europa y de América del Norte. En España, el cultivo de trigo espelta se ha mantenido durante años ligado a la región de Asturias, aunque en la actualidad su cultivo está empezando a diversificarse hacia otras regiones. Esto se debe, fundamentalmente, a su potencial nutricional y a su adaptabilidad a condiciones de agricultura sostenible. El reciente resurgimiento de la espelta en productos de panificación, se debe, en gran parte, a la percepción del consumidor de que se trata de un producto ”más saludable” y “más natural” y con menor requerimiento de insumos que los trigos modernos. A medida que el consumo de alimentos a base de harina de espelta aumenta, se plantea la necesidad de evaluar su calidad harino-panadera, nutricional y sensorial en comparación con los productos elaborados con variedades de trigo común. Se caracterizaron las gluteninas de alto peso molecular (HMW) y las puroindolinas de los cinco cultivares. Se evaluó la calidad del grano, la reología de sus masas y se analizó la calidad instrumental y sensorial de sus panes. Para tal fin se ha puesto a punto un protocolo de panificación adecuado a las características particulares de los trigos espelta y se ha propuesto para el análisis sensorial de los panes un protocolo de selección, entrenamiento y validación de jueces. Teniendo en cuenta la composición en gluteninas HMW de los cultivares, se comprobó su influencia en el volumen de sedimentación y en la fuerza panadera. La composición en puroindolinas se vió reflejada en el parámetro dureza del endospermo. Los resultados indicaron que hay diferencias entre trigo panadero y trigo espelta en parámetros como, la tenacidad y el equilibrio de sus masas, la capacidad de absorción de agua de la harina y el comportamiento de la masa durante el amasado. Los trigos espeltas mostraron menor valor en el tiempo en alcanzar la presión máxima y la tolerancia al amasado, mientras que presentaron valores superiores en el decaimiento a los 250 y 450 segundos respectivamente. Respecto a la calidad de los panes elaborados, los trigos espeltas tenían mayor elasticidad en la miga y mayores valores en el área y en el diámetro de sus alveolos. Estas diferencias en la estructura y textura de la miga fueron también detectadas a nivel sensorial por el panel de jueces. Mediante el perfil sensorial descriptivo, se determinó que uno de los dos panes elaborado con trigo espelta (‘Espelta Navarra’) fue el pan más complejo considerando conjuntamente los atributos de aroma y flavor. En este trabajo no se apreciaron diferencias entre ambos tipos de trigo ni en el contenido en proteína, ni en minerales, ni en la viscosidad de su almidón. ABSTRACT In this Doctoral Thesis, the influence of various cultivars on rheological and baking behavior was studied. Five wheat cultivars were used, all planted in the same year and same organic farming environment. Three were bread wheat (Triticum aestivum ssp. vulgare), 'Bonpain', 'Craklin' and 'Sensas' and the other two were spelt wheat (Triticum aestivum ssp. spelta) , 'Espelta Álava' and 'Espelta Navarra' . Currently, the allohexaploid bread wheat (2n=6x=42 genome AABBDD) represents about 90% of global wheat production. On the other hand, allohexaploid spelt wheat (2n=6x=42 genome AABBDD) is merely produced in small areas of Europe and North America. For many years, the cultivation of spelt wheat in Spain was limited to the region of Asturias, although nowadays its production has begun to spread into other regions. This is owing to its nutritional potential and adaptability to conditions of sustainable agriculture. The recent resurgence of spelt in baking products is mainly due to consumers perception of it, as "healthier" and "more natural", and to the fewer agricultural input requirements compared to modern wheat products. As the consumption of foods made from spelt flour increases, there is a need to assess its baking, nutritional and sensory quality, compared to products made with common varieties of wheat. High molecular weight glutenins and puroindolines from the five cultivars were characterized. The quality of the grain and the rheology of the dough were evaluated and the instrumental and sensory quality of its breads were analyzed. To this end it a baking protocol was appropriately developed to the particular characteristics of spelt wheat and a selection protocol was proposed for the sensory analysis of breads, after proper training and validation of judges. Considering the HMW glutenin composition of the cultivars, the influence on the sedimentation volume and the baking strength was proven. The composition of puroindolines was reflected in the endosperm hardness parameter. The results show that there are differences between bread wheat and spelt wheat on parameters such as the tenacity and tenacity/elasticity ratio of their masses, the water absorption capacity of the flour and the behavior of the dough during kneading. The values for total time to reach maximum pressure and tolerance to mixing were lower for spelt wheat, and higher values were found for the drop at 250 s and 450 s. Regarding the quality of manufactured bread, spelt wheat had the greatest elasticity of the crumb and higher values in the area and diameter of the cells. These differences in the structure and texture of the crumb were also noticed at a sensory level by the panel of judges. It was determined by a descriptive sensory profile that one of the two loaves of bread made with spelt ('Espelta Navarra') was the most complex in the sense of its attributes of scents and flavors altogether. In this study, no differences were appreciated between the two types of wheat or the protein composition, or minerals or viscosity of the starch.

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.