Shower approach in the simulation of ion scattering from solids

An efficient approach for the simulation of ion scattering from solids is proposed. For every encountered atom, we take multiple samples of its thermal displacements among those which result in scattering with high probability to finally reach the detector. As a result, the detector is illuminated by intensive “showers,” where each event of detection must be weighted according to the actual probability of the atom displacement. The computational cost of such simulation is orders of magnitude lower than in the direct approach, and a comprehensive analysis of multiple and plural scattering effects becomes possible. We use this method for two purposes. First, the accuracy of the approximate approaches, developed mainly for ion-beam structural analysis, is verified. Second, the possibility to reproduce a wide class of experimental conditions is used to analyze some basic features of ion-solid collisions: the role of double violent collisions in low-energy ion scattering; the origin of the “surface peak” in scattering from amorphous samples; the low-energy tail in the energy spectra of scattered medium-energy ions due to plural scattering; and the degradation of blocking patterns in two-dimensional angular distributions with increasing depth of scattering. As an example of simulation for ions of MeV energies, we verify the time reversibility for channeling and blocking of 1-MeV protons in a W crystal. The possibilities of analysis that our approach offers may be very useful for various applications, in particular, for structural analysis with atomic resolution.

Evapotranspiration of grapevine trained to a gable trellis system under netting and black plastic mulching

The evapotranspiration (ET c) of a table grape vineyard (Vitis vinifera, cv. Red Globe) trained to a gable trellis under netting and black plastic mulching was determined under semiarid conditions in the central Ebro River Valley during 2007 and 2008. The netting was made of high-density polyethylene (pores of 12 mm2) and was placed just above the ground canopy about 2.2 m above soil surface. Black plastic mulching was used to minimize soil evaporation. The surface renewal method was used to obtain values of sensible heat flux (H) from high-frequency temperature readings. Later, latent heat flux (LE) values were obtained by solving the energy balance equation. For the May–October period, seasonal ET c was about 843 mm in 2007 and 787 mm in 2008. The experimental weekly crop coefficients (K cexp) fluctuated between 0.64 and 1.2. These values represent crop coefficients adjusted to take into account the reduction in ET c caused by the netting and the black plastic mulching. Average K cexp values during mid- and end-season stages were 0.79 and 0.98, respectively. End-season K cexp was higher due to combination of factors related to the precipitation and low ET o conditions that are typical in this region during fall. Estimated crop coefficients using the Allen et al. (1998) approach adjusting for the effects of the netting and black plastic mulching (K cFAO) showed a good agreement with the experimental K cexp values.

Relativistic high-current electron-beam stopping-power characterization in solids and plasmas: collisional versus resistive effects.

We present experimental and numerical results on intense-laser-pulse-produced fast electron beams transport through aluminum samples, either solid or compressed and heated by laser-induced planar shock propagation. Thanks to absolute K� yield measurements and its very good agreement with results from numerical simulations, we quantify the collisional and resistive fast electron stopping powers: for electron current densities of � 8 � 1010 A=cm2 they reach 1:5 keV=�m and 0:8 keV=�m, respectively. For higher current densities up to 1012 A=cm2, numerical simulations show resistive and collisional energy losses at comparable levels. Analytical estimations predict the resistive stopping power will be kept on the level of 1 keV=�m for electron current densities of 1014 A=cm2, representative of the full-scale conditions in the fast ignition of inertially confined fusion targets.

B.I.E.M.in 3-D elasto-plastic problems

In this paper we present the application of BIEM to elastoplastic axysimetric problems. After a brief presentation of the basic integral formulation we introduce the discretizing and iterative process for its resolution. Simple problems are compared in order to test the possibilities of the method and we finish commenting on future research needs.

Molecular dynamics modeling and simulation of void growth in two dimensions

The mechanisms of growth of a circular void by plastic deformation were studied by means of molecular dynamics in two dimensions (2D). While previous molecular dynamics (MD) simulations in three dimensions (3D) have been limited to small voids (up to ≈10 nm in radius), this strategy allows us to study the behavior of voids of up to 100 nm in radius. MD simulations showed that plastic deformation was triggered by the nucleation of dislocations at the atomic steps of the void surface in the whole range of void sizes studied. The yield stress, defined as stress necessary to nucleate stable dislocations, decreased with temperature, but the void growth rate was not very sensitive to this parameter. Simulations under uniaxial tension, uniaxial deformation and biaxial deformation showed that the void growth rate increased very rapidly with multiaxiality but it did not depend on the initial void radius. These results were compared with previous 3D MD and 2D dislocation dynamics simulations to establish a map of mechanisms and size effects for plastic void growth in crystalline solids.

Comparison of different pre-treatments to improve accuracy of total soluble solids.

The applicability of a portable NIR spectrometer for estimating the °Brix content of grapes by non-destructive measurement has been analysed in field. The NIR spectrometer AOTF-NIR Luminar 5030, from Brimrose, was used. The spectrometer worked with a spectral range from 1100 to 2300 nm. A total of 600 samples of Cabernet Sauvignon grapes, belonging to two vintages, were measured in a non-destructive way. The specific objective of this research is to analyse the influence of the statistical treatment of the spectra information in the development of °Brix estimation models. Different data pretreatments have been tested before applying multivariate analysis techniques to generate estimation models. The calibration using PLS regression applied to spectra data pretreated with the MSC method (multiplicative scatter correction) has been the procedure with better results. Considering the models developed with data corresponding to the first campaign, errors near to 1.35 °Brix for calibration (SEC = 1.36) and, about 1.50 °Brix for validation (SECV = 1.52) were obtained. The coefficients of determination were R2 = 0.78 for the calibration, and R2 = 0.77 for the validation. In addition, the great variability in the data of the °Brix content for the tested plots was analysed. The variation of °Brix on the plots was up to 4 °Brix, for all varieties. This deviation was always superior to the calculated errors in the generated models. Therefore, the generated models can be considered to be valid for its application in field. Models were validated with data corresponding to the second campaign. In this sense, the validation results were worse than those obtained in the first campaign. It is possible to conclude in the need to realize an adjustment of the spectrometer for each season, and to develop specific predictive models for every vineyard.

A coupled elastoplastic-damage constitutive model with Lode angle dependent failure criterion

A coupled elastoplastic-damage constitutive model with Lode angle dependent failure criterion for high strain and ballistic applications is presented. A Lode angle dependent function is added to the equivalent plastic strain to failure definition of the Johnson–Cook failure criterion. The weakening in the elastic law and in the Johnson–Cook-like constitutive relation implicitly introduces the Lode angle dependency in the elastoplastic behaviour. The material model is calibrated for precipitation hardened Inconel 718 nickel-base superalloy. The combination of a Lode angle dependent failure criterion with weakened constitutive equations is proven to predict fracture patterns of the mechanical tests performed and provide reliable results. Additionally, the mesh size dependency on the prediction of the fracture patterns was studied, showing that was crucial to predict such patterns

Multiscale modeling of the plastic behaviour in single crystal tungsten: from atomistic to crystal plasticity simulations

En una planta de fusión, los materiales en contacto con el plasma así como los materiales de primera pared experimentan condiciones particularmente hostiles al estar expuestos a altos flujos de partículas, neutrones y grandes cargas térmicas. Como consecuencia de estas diferentes y complejas condiciones de trabajo, el estudio, desarrollo y diseño de estos materiales es uno de los más importantes retos que ha surgido en los últimos años para la comunidad científica en el campo de los materiales y la energía. Debido a su baja tasa de erosión, alta resistencia al sputtering, alta conductividad térmica, muy alto punto de fusión y baja retención de tritio, el tungsteno (wolframio) es un importante candidato como material de primera pared y como posible material estructural avanzado en fusión por confinamiento magnético e inercial. Sin embargo, el tiempo de vida del tungsteno viene controlado por diversos factores como son su respuesta termo-mecánica en la superficie, la posibilidad de fusión y el fallo por acumulación de helio. Es por ello que el tiempo de vida limitado por la respuesta mecánica del tungsteno (W), y en particular su fragilidad, sean dos importantes aspectos que tienes que ser investigados. El comportamiento plástico en materiales refractarios con estructura cristalina cúbica centrada en las caras (bcc) como el tungsteno está gobernado por las dislocaciones de tipo tornillo a escala atómica y por conjuntos e interacciones de dislocaciones a escalas más grandes. El modelado de este complejo comportamiento requiere la aplicación de métodos capaces de resolver de forma rigurosa cada una de las escalas. El trabajo que se presenta en esta tesis propone un modelado multiescala que es capaz de dar respuestas ingenieriles a las solicitudes técnicas del tungsteno, y que a su vez está apoyado por la rigurosa física subyacente a extensas simulaciones atomísticas. En primer lugar, las propiedades estáticas y dinámicas de las dislocaciones de tipo tornillo en cinco potenciales interatómicos de tungsteno son comparadas, determinando cuáles de ellos garantizan una mayor fidelidad física y eficiencia computacional. Las grandes tasas de deformación asociadas a las técnicas de dinámica molecular hacen que las funciones de movilidad de las dislocaciones obtenidas no puedan ser utilizadas en los siguientes pasos del modelado multiescala. En este trabajo, proponemos dos métodos alternativos para obtener las funciones de movilidad de las dislocaciones: un modelo Monte Cario cinético y expresiones analíticas. El conjunto de parámetros necesarios para formular el modelo de Monte Cario cinético y la ley de movilidad analítica son calculados atomísticamente. Estos parámetros incluyen, pero no se limitan a: la determinación de las entalpias y energías de formación de las parejas de escalones que forman las dislocaciones, la parametrización de los efectos de no Schmid característicos en materiales bcc,etc. Conociendo la ley de movilidad de las dislocaciones en función del esfuerzo aplicado y la temperatura, se introduce esta relación como ecuación de flujo dentro de un modelo de plasticidad cristalina. La predicción del modelo sobre la dependencia del límite de fluencia con la temperatura es validada experimentalmente con ensayos uniaxiales en tungsteno monocristalino. A continuación, se calcula el límite de fluencia al aplicar ensayos uniaxiales de tensión para un conjunto de orientaciones cristalográticas dentro del triángulo estándar variando la tasa de deformación y la temperatura de los ensayos. Finalmente, y con el objetivo de ser capaces de predecir una respuesta más dúctil del tungsteno para una variedad de estados de carga, se realizan ensayos biaxiales de tensión sobre algunas de las orientaciones cristalográficas ya estudiadas en función de la temperatura.-------------------------------------------------------------------------ABSTRACT ----------------------------------------------------------Tungsten and tungsten alloys are being considered as leading candidates for structural and functional materials in future fusion energy devices. The most attractive properties of tungsten for the design of magnetic and inertial fusion energy reactors are its high melting point, high thermal conductivity, low sputtering yield and low longterm disposal radioactive footprint. However, tungsten also presents a very low fracture toughness, mostly associated with inter-granular failure and bulk plasticity, that limits its applications. As a result of these various and complex conditions of work, the study, development and design of these materials is one of the most important challenges that have emerged in recent years to the scientific community in the field of materials for energy applications. The plastic behavior of body-centered cubic (bcc) refractory metals like tungsten is governed by the kink-pair mediated thermally activated motion of h¿ (\1 11)i screw dislocations on the atomistic scale and by ensembles and interactions of dislocations at larger scales. Modeling this complex behavior requires the application of methods capable of resolving rigorously each relevant scale. The work presented in this thesis proposes a multiscale model approach that gives engineering-level responses to the technical specifications required for the use of tungsten in fusion energy reactors, and it is also supported by the rigorous underlying physics of extensive atomistic simulations. First, the static and dynamic properties of screw dislocations in five interatomic potentials for tungsten are compared, determining which of these ensure greater physical fidelity and computational efficiency. The large strain rates associated with molecular dynamics techniques make the dislocation mobility functions obtained not suitable to be used in the next steps of the multiscale model. Therefore, it is necessary to employ mobility laws obtained from a different method. In this work, we suggest two alternative methods to get the dislocation mobility functions: a kinetic Monte Carlo model and analytical expressions. The set of parameters needed to formulate the kinetic Monte Carlo model and the analytical mobility law are calculated atomistically. These parameters include, but are not limited to: enthalpy and energy barriers of kink-pairs as a function of the stress, width of the kink-pairs, non-Schmid effects ( both twinning-antitwinning asymmetry and non-glide stresses), etc. The function relating dislocation velocity with applied stress and temperature is used as the main source of constitutive information into a dislocation-based crystal plasticity framework. We validate the dependence of the yield strength with the temperature predicted by the model against existing experimental data of tensile tests in singlecrystal tungsten, with excellent agreement between the simulations and the measured data. We then extend the model to a number of crystallographic orientations uniformly distributed in the standard triangle and study the effects of temperature and strain rate. Finally, we perform biaxial tensile tests and provide the yield surface as a function of the temperature for some of the crystallographic orientations explored in the uniaxial tensile tests.

Dynamic interactions between solids and viscous liquids with free surface = Interacciones dinámicas entre sólidos y líquidos viscosos con superficie libre

En esta tesis se investiga la interacción entre un fluido viscoso y un cuerpo sólido en presencia de una superficie libre. El problema se expresa teóricamente poniendo especial atención a los aspectos de conservación de energía y de la interacción del fluido con el cuerpo. El problema se considera 2D y monofásico, y un desarrollo matemático permite una descomposición de los términos disipativos en términos relacionados con la superficie libre y términos relacionados con la enstrofía. El modelo numérico utilizado en la tesis se basa en el método sin malla Smoothed Particle Hydrodynamics (SPH). De manera análoga a lo que se hace a nivel continuo, las propiedades de conservación se estudian en la tesis con el sistema discreto de partículas. Se tratan también las condiciones de contorno de un cuerpo que se mueve en un flujo viscoso, implementadas con el método ghost-fluid. Se ha desarrollado un algoritmo explícito de interacción fluido / cuerpo. Se han documentado algunos casos de modo detallado con el objetivo de comprobar la capacidad del modelo para reproducir correctamente la disipación de energía y el movimiento del cuerpo. En particular se ha investigado la atenuación de una onda estacionaria, comparando la simulación numérica con predicciones teóricas. Se han realizado otras pruebas para monitorizar la disipación de energía para flujos más violentos que implican la fragmentación de la superficie libre. La cantidad de energía disipada con los diferentes términos se ha evaluado en los casos estudiados con el modelo numérico. Se han realizado otras pruebas numéricas para verificar la técnica de modelización de la interacción fluido / cuerpo, concretamente las fuerzas ejercidas por las olas en cuerpos con formas simples, y el equilibrio de un cuerpo flotante con una forma compleja. Una vez que el modelo numérico ha sido validado, se han realizado simulaciones numéricas para obtener una comprensión más completa de la física implicada en casos (casi) realistas sobre los había aspectos que no se conocían suficientemente. En primer lugar se ha estudiado el el flujo alrededor de un cilindro bajo la superficie libre. El estudio se ha realizado con un número de Reynolds moderado, para un rango de inmersiones del cilindro y números de Froude. La solución numérica permite una investigación de los patrones complejos que se producen. La estela del cilindro interactúa con la superficie libre. Se han identificado algunos inestabilidades características. El segundo estudio se ha realizado sobre el problema de sloshing, tanto experimentalmente como numéricamente. El análisis se restringe a aguas poco profundas y con oscilación horizontal, pero se ha estudiado un gran número de condiciones, lo que lleva a una comprensión bastante completa de los sistemas de onda involucradas. La última parte de la tesis trata también sobre un problema de sloshing pero esta vez el tanque está oscilando con rotación y hay acoplamiento con un sistema mecánico. El sistema se llama pendulum-TLD (Tuned Liquid Damper - con líquido amortiguador). Este tipo de sistema se utiliza normalmente para la amortiguación de las estructuras civiles. El análisis se ha realizado analíticamente, numéricamente y experimentalmente utilizando líquidos con viscosidades diferentes, centrándose en características no lineales y mecanismos de disipación. ABSTRA C T The subject of the present thesis is the interaction between a viscous fluid and a solid body in the presence of a free surface. The problem is expressed first theoretically with a particular focus on the energy conservation and the fluid-body interaction. The problem is considered 2D and monophasic, and some mathematical development allows for a decomposition of the energy dissipation into terms related to the Free Surface and others related to the enstrophy. The numerical model used on the thesis is based on Smoothed Particle Hydrodynamics (SPH): a computational method that works by dividing the fluid into particles. Analogously to what is done at continuum level, the conservation properties are studied on the discrete system of particles. Additionally the boundary conditions for a moving body in a viscous flow are treated and discussed using the ghost-fluid method. An explicit algorithm for handling fluid-body coupling is also developed. Following these theoretical developments on the numerical model, some test cases are devised in order to test the ability of the model to correctly reproduce the energy dissipation and the motion of the body. The attenuation of a standing wave is used to compare what is numerically simulated to what is theoretically predicted. Further tests are done in order to monitor the energy dissipation in case of more violent flows involving the fragmentation of the free-surface. The amount of energy dissipated with the different terms is assessed with the numerical model. Other numerical tests are performed in order to test the fluid/body interaction method: forces exerted by waves on simple shapes, and equilibrium of a floating body with a complex shape. Once the numerical model has been validated, numerical tests are performed in order to get a more complete understanding of the physics involved in (almost) realistic cases. First a study is performed on the flow passing a cylinder under the free surface. The study is performed at moderate Reynolds numbers, for various cylinder submergences, and various Froude numbers. The capacity of the numerical solver allows for an investigation of the complex patterns which occur. The wake from the cylinder interacts with the free surface, and some characteristical flow mechanisms are identified. The second study is done on the sloshing problem, both experimentally and numerically. The analysis is restrained to shallow water and horizontal excitation, but a large number of conditions are studied, leading to quite a complete understanding of the wave systems involved. The last part of the thesis still involves a sloshing problem but this time the tank is rolling and there is coupling with a mechanical system. The system is named pendulum-TLD (Tuned Liquid Damper). This kind of system is normally used for damping of civil structures. The analysis is then performed analytically, numerically and experimentally for using liquids with different viscosities, focusing on non-linear features and dissipation mechanisms.

Plastic Furniture: las sillas-mundo

Investigación sobre las herramientas arquitectónicas utilizadas por Charles y Ray Eames a través del estudio de la familia de mobiliario que ha recibido el nombre de Plastic Furniture

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.