Nanostructured tungsten as a first wall material for the future nuclear fusion reactors

The lack of materials able to withstand the severe radiation conditions (high thermal loads and atomistic damage) expected in fusion reactors is the actual bottle neck for fusion to become a reality. The main requisite for plasma facing materials (PFM) is to have excellent structural stability since severe cracking or mass loss would hamper their protection role which turns out to be unacceptable. Additional practical requirements for plasma facing materials are among others: (i) high thermal shock resistance, (ii) high thermal conductivity (iii) high melting point (iv) low physical and chemical sputtering, and (v) low tritium retention.

Analysis of a Spanish energy scenario with Generation IV nuclear reactors

The advantages of fast-spectrum reactors consist not only of an efficient use of fuel through the breeding of fissile material and the use of natural or depleted uranium, but also of the potential reduction of the amount of actinides such as americium and neptunium contained in the irradiated fuel. The first aspect means a guaranteed future nuclear fuel supply. The second fact is key for high-level radioactive waste management, because these elements are the main responsible for the radioactivity of the irradiated fuel in the long term. The present study aims to analyze the hypothetical deployment of a Gen-IV Sodium Fast Reactor (SFR) fleet in Spain. A nuclear fleet of fast reactors would enable a fuel cycle strategy different than the open cycle, currently adopted by most of the countries with nuclear power. A transition from the current Gen-II to Gen-IV fleet is envisaged through an intermediate deployment of Gen-III reactors. Fuel reprocessing from the Gen-II and Gen-III Light Water Reactors (LWR) has been considered. In the so-called advanced fuel cycle, the reprocessed fuel used to produce energy will breed new fissile fuel and transmute minor actinides at the same time. A reference case scenario has been postulated and further sensitivity studies have been performed to analyze the impact of the different parameters on the required reactor fleet. The potential capability of Spain to supply the required fleet for the reference scenario using national resources has been verified. Finally, some consequences on irradiated final fuel inventory are assessed. Calculations are performed with the Monte Carlo transport-coupled depletion code SERPENT together with post-processing tools.

Core physics and safety analysis of Generation-IV Sodium Fast Reactors using existing and newly developed computational tools

El futuro de la energía nuclear de fisión dependerá, entre otros factores, de la capacidad que las nuevas tecnologías demuestren para solventar los principales retos a largo plazo que se plantean. Los principales retos se pueden resumir en los siguientes aspectos: la capacidad de proporcionar una solución final, segura y fiable a los residuos radiactivos; así como dar solución a la limitación de recursos naturales necesarios para alimentar los reactores nucleares; y por último, una mejora robusta en la seguridad de las centrales que en definitiva evite cualquier daño potencial tanto en la población como en el medio ambiente como consecuencia de cualquier escenario imaginable o más allá de lo imaginable. Siguiendo estas motivaciones, la Generación IV de reactores nucleares surge con el compromiso de proporcionar electricidad de forma sostenible, segura, económica y evitando la proliferación de material fisible. Entre los sistemas conceptuales que se consideran para la Gen IV, los reactores rápidos destacan por su capacidad potencial de transmutar actínidos a la vez que permiten una utilización óptima de los recursos naturales. Entre los refrigerantes que se plantean, el sodio parece una de las soluciones más prometedoras. Como consecuencia, esta tesis surgió dentro del marco del proyecto europeo CP-ESFR con el principal objetivo de evaluar la física de núcleo y seguridad de los reactores rápidos refrigerados por sodio, al tiempo que se desarrollaron herramientas apropiadas para dichos análisis. Efectivamente, en una primera parte de la tesis, se abarca el estudio de la física del núcleo de un reactor rápido representativo, incluyendo el análisis detallado de la capacidad de transmutar actínidos minoritarios. Como resultado de dichos análisis, se publicó un artículo en la revista Annals of Nuclear Energy [96]. Por otra parte, a través de un análisis de un hipotético escenario nuclear español, se evalúo la disponibilidad de recursos naturales necesarios en el caso particular de España para alimentar una flota específica de reactores rápidos, siguiendo varios escenarios de demanda, y teniendo en cuenta la capacidad de reproducción de plutonio que tienen estos sistemas. Como resultado de este trabajo también surgió una publicación en otra revista científica de prestigio internacional como es Energy Conversion and Management [97]. Con objeto de realizar esos y otros análisis, se desarrollaron diversos modelos del núcleo del ESFR siguiendo varias configuraciones, y para diferentes códigos. Por otro lado, con objeto de poder realizar análisis de seguridad de reactores rápidos, son necesarias herramientas multidimensionales de alta fidelidad específicas para reactores rápidos. Dichas herramientas deben integrar fenómenos relacionados con la neutrónica y con la termo-hidráulica, entre otros, mediante una aproximación multi-física. Siguiendo este objetivo, se evalúo el código de difusión neutrónica ANDES para su aplicación a reactores rápidos. ANDES es un código de resolución nodal que se encuentra implementado dentro del sistema COBAYA3 y está basado en el método ACMFD. Por lo tanto, el método ACMFD fue sometido a una revisión en profundidad para evaluar su aptitud para la aplicación a reactores rápidos. Durante ese proceso, se identificaron determinadas limitaciones que se discutirán a lo largo de este trabajo, junto con los desarrollos que se han elaborado e implementado para la resolución de dichas dificultades. Por otra parte, se desarrolló satisfactoriamente el acomplamiento del código neutrónico ANDES con un código termo-hidráulico de subcanales llamado SUBCHANFLOW, desarrollado recientemente en el KIT. Como conclusión de esta parte, todos los desarrollos implementados son evaluados y verificados. En paralelo con esos desarrollos, se calcularon para el núcleo del ESFR las secciones eficaces en multigrupos homogeneizadas a nivel nodal, así como otros parámetros neutrónicos, mediante los códigos ERANOS, primero, y SERPENT, después. Dichos parámetros se utilizaron más adelante para realizar cálculos estacionarios con ANDES. Además, como consecuencia de la contribución de la UPM al paquete de seguridad del proyecto CP-ESFR, se calcularon mediante el código SERPENT los parámetros de cinética puntual que se necesitan introducir en los típicos códigos termo-hidráulicos de planta, para estudios de seguridad. En concreto, dichos parámetros sirvieron para el análisis del impacto que tienen los actínidos minoritarios en el comportamiento de transitorios. Concluyendo, la tesis presenta una aproximación sistemática y multidisciplinar aplicada al análisis de seguridad y comportamiento neutrónico de los reactores rápidos de sodio de la Gen-IV, usando herramientas de cálculo existentes y recién desarrolladas ad' hoc para tal aplicación. Se ha empleado una cantidad importante de tiempo en identificar limitaciones de los métodos nodales analíticos en su aplicación en multigrupos a reactores rápidos, y se proponen interesantes soluciones para abordarlas. ABSTRACT The future of nuclear reactors will depend, among other aspects, on the capability to solve the long-term challenges linked to this technology. These are the capability to provide a definite, safe and reliable solution to the nuclear wastes; the limitation of natural resources, needed to fuel the reactors; and last but not least, the improved safety, which would avoid any potential damage on the public and or environment as a consequence of any imaginable and beyond imaginable circumstance. Following these motivations, the IV Generation of nuclear reactors arises, with the aim to provide sustainable, safe, economic and proliferationresistant electricity. Among the systems considered for the Gen IV, fast reactors have a representative role thanks to their potential capacity to transmute actinides together with the optimal usage of natural resources, being the sodium fast reactors the most promising concept. As a consequence, this thesis was born in the framework of the CP-ESFR project with the generic aim of evaluating the core physics and safety of sodium fast reactors, as well as the development of the approppriated tools to perform such analyses. Indeed, in a first part of this thesis work, the main core physics of the representative sodium fast reactor are assessed, including a detailed analysis of the capability to transmute minor actinides. A part of the results obtained have been published in Annals of Nuclear Energy [96]. Moreover, by means of the analysis of a hypothetical Spanish nuclear scenario, the availability of natural resources required to deploy an specific fleet of fast reactor is assessed, taking into account the breeding properties of such systems. This work also led to a publication in Energy Conversion and Management [97]. In order to perform those and other analyses, several models of the ESFR core were created for different codes. On the other hand, in order to perform safety studies of sodium fast reactors, high fidelity multidimensional analysis tools for sodium fast reactors are required. Such tools should integrate neutronic and thermal-hydraulic phenomena in a multi-physics approach. Following this motivation, the neutron diffusion code ANDES is assessed for sodium fast reactor applications. ANDES is the nodal solver implemented inside the multigroup pin-by-pin diffusion COBAYA3 code, and is based on the analytical method ACMFD. Thus, the ACMFD was verified for SFR applications and while doing so, some limitations were encountered, which are discussed through this work. In order to solve those, some new developments are proposed and implemented in ANDES. Moreover, the code was satisfactorily coupled with the thermal-hydraulic code SUBCHANFLOW, recently developed at KIT. Finally, the different implementations are verified. In addition to those developments, the node homogenized multigroup cross sections and other neutron parameters were obtained for the ESFR core using ERANOS and SERPENT codes, and employed afterwards by ANDES to perform steady state calculations. Moreover, as a result of the UPM contribution to the safety package of the CP-ESFR project, the point kinetic parameters required by the typical plant thermal-hydraulic codes were computed for the ESFR core using SERPENT, which final aim was the assessment of the impact of minor actinides in transient behaviour. All in all, the thesis provides a systematic and multi-purpose approach applied to the assessment of safety and performance parameters of Generation-IV SFR, using existing and newly developed analytical tools. An important amount of time was employed in identifying the limitations that the analytical nodal diffusion methods present when applied to fast reactors following a multigroup approach, and interesting solutions are proposed in order to overcome them.

Review of the C-nat(n,gamma) cross section and criticality calculations of the graphite moderated reactor BR1

A review of the experimental data for natC(n,c) and 12C(n,c) was made to identify the origin of the natC capture cross sections included in evaluated data libraries and to clarify differences observed in neutronic calculations for graphite moderated reactors using different libraries. The performance of the JEFF-3.1.2 and ENDF/B-VII.1 libraries was verified by comparing results of criticality calculations with experimental results obtained for the BR1 reactor. This reactor is an air-cooled reactor with graphite as moderator and is located at the Belgian Nuclear Research Centre SCK-CEN in Mol (Belgium). The results of this study confirm conclusions drawn from neutronic calculations of the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) in Japan. Furthermore, both BR1 and HTTR calculations support the capture cross section of 12C at thermal energy which is recommended by Firestone and Révay. Additional criticality calculations were carried out in order to illustrate that the natC thermal capture cross section is important for systems with a large amount of graphite. The present study shows that only the evaluation carried out for JENDL-4.0 reflects the current status of the experimental data.

Neutronics and activation of the preliminary reaction chamber of HiPER reactor based in a SCLL blanket

The HiPER reactor design is exploring different reaction chambers. In this study, we tackle the neutronicsand activation studies of a preliminary reaction chamber based in the following technologies: unpro-tected dry wall for the First Wall, self-cooled lead lithium blanket, and independent low activation steelVacuum Vessel. The most critical free parameter in this stage is the blanket thickness, as a function ofthe6Li enrichment. After a parametric study, we select for study both a ?thin? and ?thick? blanket, with?high? and ?low?6Li enrichment respectively, to reach a TBR = 1.1. To help to make a choice, we com-pute, for both blanket options, in addition to the TBR, the energy amplification factor, the tritium partialpressure, the203Hg and210Po total activity in the LiPb loop, and the Vacuum Vessel thickness requiredto guarantee the reweldability during its lifetime. The thin blanket shows a superior performance in thesafety related issues and structural viability, but it operates at higher6Li enrichment. It is selected forfurther improvements. The Vacuum Vessel shows to be unviable in both cases, with the thickness varyingbetween 39 and 52 cm. Further chamber modifications, such as the introduction of a neutron reflector,are required to exploit the benefits of the thin blanket with a reasonable Vacuum Vessel.

An Assessment of Lithium Resources

Se hace un estudio de los recursos de una sustancia estratégica para la UE, a fin de orientar las investigaciones para un incremento de reservas que garanticen el abastecimiento de esta materia prima de gran demanda

Monte Carlo Neutronics and Thermal-hydraulics coupling applied to Fast Reactors

Un escenario habitualmente considerado para el uso sostenible y prolongado de la energía nuclear contempla un parque de reactores rápidos refrigerados por metales líquidos (LMFR) dedicados al reciclado de Pu y la transmutación de actínidos minoritarios (MA). Otra opción es combinar dichos reactores con algunos sistemas subcríticos asistidos por acelerador (ADS), exclusivamente destinados a la eliminación de MA. El diseño y licenciamiento de estos reactores innovadores requiere herramientas computacionales prácticas y precisas, que incorporen el conocimiento obtenido en la investigación experimental de nuevas configuraciones de reactores, materiales y sistemas. A pesar de que se han construido y operado un cierto número de reactores rápidos a nivel mundial, la experiencia operacional es todavía reducida y no todos los transitorios se han podido entender completamente. Por tanto, los análisis de seguridad de nuevos LMFR están basados fundamentalmente en métodos deterministas, al contrario que las aproximaciones modernas para reactores de agua ligera (LWR), que se benefician también de los métodos probabilistas. La aproximación más usada en los estudios de seguridad de LMFR es utilizar una variedad de códigos, desarrollados a base de distintas teorías, en busca de soluciones integrales para los transitorios e incluyendo incertidumbres. En este marco, los nuevos códigos para cálculos de mejor estimación ("best estimate") que no incluyen aproximaciones conservadoras, son de una importancia primordial para analizar estacionarios y transitorios en reactores rápidos. Esta tesis se centra en el desarrollo de un código acoplado para realizar análisis realistas en reactores rápidos críticos aplicando el método de Monte Carlo. Hoy en día, dado el mayor potencial de recursos computacionales, los códigos de transporte neutrónico por Monte Carlo se pueden usar de manera práctica para realizar cálculos detallados de núcleos completos, incluso de elevada heterogeneidad material. Además, los códigos de Monte Carlo se toman normalmente como referencia para los códigos deterministas de difusión en multigrupos en aplicaciones con reactores rápidos, porque usan secciones eficaces punto a punto, un modelo geométrico exacto y tienen en cuenta intrínsecamente la dependencia angular de flujo. En esta tesis se presenta una metodología de acoplamiento entre el conocido código MCNP, que calcula la generación de potencia en el reactor, y el código de termohidráulica de subcanal COBRA-IV, que obtiene las distribuciones de temperatura y densidad en el sistema. COBRA-IV es un código apropiado para aplicaciones en reactores rápidos ya que ha sido validado con resultados experimentales en haces de barras con sodio, incluyendo las correlaciones más apropiadas para metales líquidos. En una primera fase de la tesis, ambos códigos se han acoplado en estado estacionario utilizando un método iterativo con intercambio de archivos externos. El principal problema en el acoplamiento neutrónico y termohidráulico en estacionario con códigos de Monte Carlo es la manipulación de las secciones eficaces para tener en cuenta el ensanchamiento Doppler cuando la temperatura del combustible aumenta. Entre todas las opciones disponibles, en esta tesis se ha escogido la aproximación de pseudo materiales, y se ha comprobado que proporciona resultados aceptables en su aplicación con reactores rápidos. Por otro lado, los cambios geométricos originados por grandes gradientes de temperatura en el núcleo de reactores rápidos resultan importantes para la neutrónica como consecuencia del elevado recorrido libre medio del neutrón en estos sistemas. Por tanto, se ha desarrollado un módulo adicional que simula la geometría del reactor en caliente y permite estimar la reactividad debido a la expansión del núcleo en un transitorio. éste módulo calcula automáticamente la longitud del combustible, el radio de la vaina, la separación de los elementos de combustible y el radio de la placa soporte en función de la temperatura. éste efecto es muy relevante en transitorios sin inserción de bancos de parada. También relacionado con los cambios geométricos, se ha implementado una herramienta que, automatiza el movimiento de las barras de control en busca d la criticidad del reactor, o bien calcula el valor de inserción axial las barras de control. Una segunda fase en la plataforma de cálculo que se ha desarrollado es la simulació dinámica. Puesto que MCNP sólo realiza cálculos estacionarios para sistemas críticos o supercríticos, la solución más directa que se propone sin modificar el código fuente de MCNP es usar la aproximación de factorización de flujo, que resuelve por separado la forma del flujo y la amplitud. En este caso se han estudiado en profundidad dos aproximaciones: adiabática y quasiestática. El método adiabático usa un esquema de acoplamiento que alterna en el tiempo los cálculos neutrónicos y termohidráulicos. MCNP calcula el modo fundamental de la distribución de neutrones y la reactividad al final de cada paso de tiempo, y COBRA-IV calcula las propiedades térmicas en el punto intermedio de los pasos de tiempo. La evolución de la amplitud de flujo se calcula resolviendo las ecuaciones de cinética puntual. Este método calcula la reactividad estática en cada paso de tiempo que, en general, difiere de la reactividad dinámica que se obtendría con la distribución de flujo exacta y dependiente de tiempo. No obstante, para entornos no excesivamente alejados de la criticidad ambas reactividades son similares y el método conduce a resultados prácticos aceptables. Siguiendo esta línea, se ha desarrollado después un método mejorado para intentar tener en cuenta el efecto de la fuente de neutrones retardados en la evolución de la forma del flujo durante el transitorio. El esquema consiste en realizar un cálculo cuasiestacionario por cada paso de tiempo con MCNP. La simulación cuasiestacionaria se basa EN la aproximación de fuente constante de neutrones retardados, y consiste en dar un determinado peso o importancia a cada ciclo computacial del cálculo de criticidad con MCNP para la estimación del flujo final. Ambos métodos se han verificado tomando como referencia los resultados del código de difusión COBAYA3 frente a un ejercicio común y suficientemente significativo. Finalmente, con objeto de demostrar la posibilidad de uso práctico del código, se ha simulado un transitorio en el concepto de reactor crítico en fase de diseño MYRRHA/FASTEF, de 100 MW de potencia térmica y refrigerado por plomo-bismuto. ABSTRACT Long term sustainable nuclear energy scenarios envisage a fleet of Liquid Metal Fast Reactors (LMFR) for the Pu recycling and minor actinides (MAs) transmutation or combined with some accelerator driven systems (ADS) just for MAs elimination. Design and licensing of these innovative reactor concepts require accurate computational tools, implementing the knowledge obtained in experimental research for new reactor configurations, materials and associated systems. Although a number of fast reactor systems have already been built, the operational experience is still reduced, especially for lead reactors, and not all the transients are fully understood. The safety analysis approach for LMFR is therefore based only on deterministic methods, different from modern approach for Light Water Reactors (LWR) which also benefit from probabilistic methods. Usually, the approach adopted in LMFR safety assessments is to employ a variety of codes, somewhat different for the each other, to analyze transients looking for a comprehensive solution and including uncertainties. In this frame, new best estimate simulation codes are of prime importance in order to analyze fast reactors steady state and transients. This thesis is focused on the development of a coupled code system for best estimate analysis in fast critical reactor. Currently due to the increase in the computational resources, Monte Carlo methods for neutrons transport can be used for detailed full core calculations. Furthermore, Monte Carlo codes are usually taken as reference for deterministic diffusion multigroups codes in fast reactors applications because they employ point-wise cross sections in an exact geometry model and intrinsically account for directional dependence of the ux. The coupling methodology presented here uses MCNP to calculate the power deposition within the reactor. The subchannel code COBRA-IV calculates the temperature and density distribution within the reactor. COBRA-IV is suitable for fast reactors applications because it has been validated against experimental results in sodium rod bundles. The proper correlations for liquid metal applications have been added to the thermal-hydraulics program. Both codes are coupled at steady state using an iterative method and external files exchange. The main issue in the Monte Carlo/thermal-hydraulics steady state coupling is the cross section handling to take into account Doppler broadening when temperature rises. Among every available options, the pseudo materials approach has been chosen in this thesis. This approach obtains reasonable results in fast reactor applications. Furthermore, geometrical changes caused by large temperature gradients in the core, are of major importance in fast reactor due to the large neutron mean free path. An additional module has therefore been included in order to simulate the reactor geometry in hot state or to estimate the reactivity due to core expansion in a transient. The module automatically calculates the fuel length, cladding radius, fuel assembly pitch and diagrid radius with the temperature. This effect will be crucial in some unprotected transients. Also related to geometrical changes, an automatic control rod movement feature has been implemented in order to achieve a just critical reactor or to calculate control rod worth. A step forward in the coupling platform is the dynamic simulation. Since MCNP performs only steady state calculations for critical systems, the more straight forward option without modifying MCNP source code, is to use the flux factorization approach solving separately the flux shape and amplitude. In this thesis two options have been studied to tackle time dependent neutronic simulations using a Monte Carlo code: adiabatic and quasistatic methods. The adiabatic methods uses a staggered time coupling scheme for the time advance of neutronics and the thermal-hydraulics calculations. MCNP computes the fundamental mode of the neutron flux distribution and the reactivity at the end of each time step and COBRA-IV the thermal properties at half of the the time steps. To calculate the flux amplitude evolution a solver of the point kinetics equations is used. This method calculates the static reactivity in each time step that in general is different from the dynamic reactivity calculated with the exact flux distribution. Nevertheless, for close to critical situations, both reactivities are similar and the method leads to acceptable practical results. In this line, an improved method as an attempt to take into account the effect of delayed neutron source in the transient flux shape evolutions is developed. The scheme performs a quasistationary calculation per time step with MCNP. This quasistationary simulations is based con the constant delayed source approach, taking into account the importance of each criticality cycle in the final flux estimation. Both adiabatic and quasistatic methods have been verified against the diffusion code COBAYA3, using a theoretical kinetic exercise. Finally, a transient in a critical 100 MWth lead-bismuth-eutectic reactor concept is analyzed using the adiabatic method as an application example in a real system.

Modelización y validación experimental del transporte de tritio en metal líquido y otros materiales para reactores de fusión nuclear magnética e inercial

La presente tesis se centra en el estudio de los fenómenos de transporte de los isótopos de hidrógeno, y más concretamente del tritio, en materiales de interés para los reactores de fusión nuclear. Los futuros reactores de fusión nuclear necesitarán una Planta de Tritio, con una envoltura regeneradora (breeding blanket) y unos sistemas auxiliares claves para su diseño. Por lo tanto su desarrollo y cualificación son cruciales para demostrar que los reactores de fusión son una opción viable como futura fuente de energía. Se han resaltado los diferentes retos de la difusión y retención de estas especies ligeras para cada sistema de la Planta de Tritio, y se han identificado las necesidades experimentales y paramétricas para abordar las simulaciones de difusión, como factores de transporte como la difusividad, absorción/desorción, solubilidad y atrapamiento. Se han estudiado los fenómenos de transporte y parámetros del T en el metal líquido LiPb, componente del breeding blanket tanto para una planta de fusión magnética como inercial. Para ello se han utilizado dos experimentos con características diversas, uno de ellos se ha llevado a cabo en un reactor de alto flujo, y por lo tanto, en condiciones de irradiación, y el otro sin irradiación. Los métodos de simulación numérica aplicados se han adaptado a los experimentos para las mediciones y para estudiar el régimen de transporte. En el estudio de estos experimentos se ha obtenido un valor para algunos de los parámetros claves en el transporte y gestión del tritio en el reactor. Finalmente se realiza un cálculo de la acumulación y difusión de tritio en una primera pared de tungsteno para un reactor de fusión inercial. En concreto para el proyecto de fusión por láser europeo, HiPER (para sus fases 4a y 4b). Se ha estudiado: la implantación de los isótopos de H y He en la pared de W tras una reacción de fusión por iluminación directa con un láser de 48MJ; el efecto en el transporte de T de los picos de temperatura en el W debido a la frecuencia de los eventos de fusión; el régimen de transporte en la primera pared. Se han identificado la naturaleza de las trampas más importantes para el T y se ha propuesto un modelo avanzado para la difusión con trampas. ABSTRACT The present thesis focuses into study the transport phenomenons of hydrogen isotopes, more specifically tritium, in materials of interest for nuclear fusion reactors. The future nuclear reactors will be provided of a Tritium Plant, with its breeding blanket and its auxiliary systems, all of them essential components for the plant. Therefore a reliable development and coalification are key issues to prove the viability of the nuclear fusion reactors as an energy source. The currently challenges for the diffusion and accumulation of these light species for each system of the TP has been studied. Experimental and theoretical needs have been identified and analyzed, specially from the viewpoint of the parameters. To achieve reliable simulations of tritium transport, parameters as diffusivity, absorption/desorption, solubility and trapping must be reliables. Transport phenomenon and parameters of T in liquid metal have been studied. Lead lithium is a key component of the breeding blanket, either in magnetic or inertial fusion confinement. Having this aim in mind, two experiments with different characteristics have been used; one of them has been realized in a high flux reactor, and hence, under irradiation conditions. The other one has been realized without radiation. The mathematical methods for the simulation have been adapted to the experiments, for the measures and also to study the transport behavior. A value for some key parameters for tritium management has been obtained in these studies. Finally, tritium accumulation and diffusion in a W first wall of an inertial nuclear fusion reactor has been assessed. A diffusion model of the implanted H, D, T and He species for the two initial phases of the proposed European laser fusion Project HiPER (namely, phase 4a and phase 4b) has been implemented using Tritium Migration Analysis Program, TMAP7. The effect of the prompt and working temperatures and the operational pulsing modes on the diffusion are studied. The nature of tritium traps in W and their performance has been analyzed and discussed.

Revising the Emergency Management Requirements for new generation reactors

The paper presents the application of a new risk-informed methodology for the identification of the Emergency Management Requirements (EMR) to a Generation II, Large size Reactor and a Generation III+ Small Modular Reactor. The results obtained in this test case demonstrate that the actual EMR is conservative, as expected, for the GenII reactor, while the new methodology could be applied for the definition of EMRs for the new generation Nuclear Power Plants, with a possible reduction of the emergency area without loss of safety level. By adopting both probabilistic and deterministic approaches, the study addresses possible accidents and corresponding release scenarios for the two types of reactor, calculates the areas where the accidents have an impact on the population and defines the new EMR considering the health effects on the population.

Potential issues related to emergency core cooling system strainers performance at boiling water reactors: application to Cofrentes NPP (Spain)

From the 60s to the 90s, a great number of events related to the Emergency Core Cooling Systems Strainers have been happened in all kind of reactors all over the world. Thus, the Nuclear Regulatory Commission of the USA emitted some Bulletins to address the concerns about the adequacy of Emergency Core Cooling Systems (ECCS) strainer performance at boiling water reactors (BWR). In Spain the regulatory body (Consejo de Seguridad Nuclear, CSN) adopted the USA regulation and Cofrentes NPP installed new strainers with a considerable bigger size than the old strainers. The nuclear industry conducted significant and extensive research, guidance development, testing, reviews, and hardware and procedure changes during the 90s to resolve the issues related to debris blockage of BWR strainers. In 2001 the NRC and CSN closed the Bulletins. Thereafter, the strainers issues were moved to the PWR reactors. In 2004 the NRC issued a Generic Letter (GL). It requested the resolution of several effects which were not noted in the past. The GL regarded to be resolved by the PWR reactors but the NRC in USA and the CSN in Spain have requested that the BWR reactors investigate differences between the methodologies used by the BWRs and PWRs. The developments and improvements done for Cofrentes NPP are detailed. Studies for this plant show that the head loss due to the considered debris is at most half of the limited head loss for the ECCS strainer and the NPSH (Net Positive Suction Head) required for the ECCS pumps is at least three times lower than the NPSH available.

Adaptación de una central térmica de carbón a la Directiva de Emisiones Industriales

El proyecto que se presenta a continuación recoge la adaptación de una Central Térmica de carbón al cumplimiento de la DIRECTIVA 2010/75/UE DEL PARLAMENTO EUROPEO Y DEL CONSEJO de 24 de noviembre de 2010 sobre las emisiones industriales. La Central sobre la que se realiza el proyecto tiene un grupo térmico de carbón suscritico refrigerado por agua, con una potencia a plena carga de 350 MWe y de 190 MWe a mínimo técnico. Genera 1 090 t/h de vapor a 540 °C y 168 kg/cm2 funcionando a plena carga. Actualmente las emisiones de NOx son de 650 mg/m3, (condiciones normales, seco, 6 % O2). El objeto del proyecto es reducir estas emisiones a un valor máximo de 200 mg/m3 en las mismas condiciones. El proyecto analiza detalladamente las condiciones actuales de operación de la instalación en cuanto a combustible utilizado, horas de funcionamiento, condiciones climáticas y producción. Se analiza así mismo, todas las técnicas disponibles en mercado para la reducción del NOx, diferenciando entre medidas primarias (actúan sobre los efectos de formación) y secundarias (limpieza de gases). Las medidas primarias ya están implementadas en la central, por tanto, el proyecto plantea la reducción con medidas secundarias. De las medidas secundarias analizadas se ha seleccionado la instalación de un Reactor de Reducción Selectiva Catalítica (Reactor SCR). Tras un análisis de los diferentes reactores y catalizadores disponibles se ha seleccionado un reactor de configuración High-dust, una disposición de catalizador en 3 capas más 1, cuyos componentes están basados en óxidos metálicos (TiO2, V2O5, WO3) y estructura laminar. Se ha buscado la instalación del reactor para operar a una temperatura inferior a 450 °C. Como agente reductor se ha seleccionado NH3 a una dilución del 24,5 %. El proyecto recoge también el diseño de todo el sistema de almacenamiento, evaporación, dilución e inyección de amoniaco. El resultado del proyecto garantiza una concentración en los gases de salida por la chimenea inferior 180 mg/m3(n) de NOx. La reducción del NOx a los límites establecidos, tienen un coste por MWh neto generado para la central, trabajando 60 % a plena carga y 40 % a mínimo técnico y una amortización de 10 años, de 4,10 €/MWh. ABSTRACT The following project shows the compliance adjustment of a coal-fired power station to the 2010/75/EU Directive of the European Parliament and Council 24th November 2010 on industrial emissions. The project is based on a power station with a subcritical thermal coal unit, cooled with water, with a maximum power of 350 MWe and a technical minimum of 190 MWe. It produces 1 090 t/h of steam at 540 ° C and 168 kg/cm2 operating under full load. Currently, NOx emissions are 650 mg / m3 (normal conditions, dry, 6% O2). The project aims to reduce these emissions to a maximum value of 200 mg / m3 under the same conditions. The project analyses in detail the current operating conditions of the system in terms of fuel used, hours of operation, climatic conditions and production. In addition, it also analyses every available technique of NOx reduction on the market, distinguishing between primary (acting on the effects of formation) and secondary measures (gas cleaning). Primary measures are already implemented in the plant, thus proposing reduction with secondary measures. Among the secondary measures analyzed, it has been selected to install a Selective Catalytic Reduction Reactor (SCR Reactor). Having researched the different reactors and catalysts available, for the reactor has been selected High-dust configuration, an arrangement of catalyst in 3 layers plus 1, whose components are based on metal oxides (TiO2, V2O5, WO3) and laminar structure. The reactor has been sought facility to operate at a temperature below 450 ° C. NH3 diluted to 24,5 % has been selected as reducing agent. The project also includes the design of the entire storage system, evaporation, dilution and ammonia injection. The results of the project ensure a gas concentration in the lower chimney exit below 180 mg / m3(n) NOx. The reduction of NOx to the established limits has a cost per net MWh generated in the plant, working at 60% of full load and at 40% of technical minimum, with an amortization of 10 years, 4,10 € / MWh.

Microstructural and mechanical characterization of tungsten based materials for fusion reactors

El wolframio (W) y sus aleaciones se consideran los mejores candidatos para la construcción del divertor en la nueva generación de reactores de fusión nuclear. Este componente va a recibir las cargas térmicas más elevadas durante el funcionamiento del reactor ya que estará en contacto directo con el plasma. En los últimos años, después de un profundo análisis y siguiendo una estrategia de reducción de costes, la Organización de ITER tomó la decisión de construir el divertor integramente de wolframio desde el principio. Por ello, el wolframio no sólo actuará como material en contacto con el plasma (PFM), sino que también tendría aplicaciones estructurales. El wolframio, debido a sus excelentes propiedades termo-físicas, cumple todos los requerimientos para ser utilizado como PFM, sin embargo, su inherente fragilidad pone en peligro su uso estructural. Por tanto, uno de los principales objetivos de esta tesis es encontrar una aleación de wolframio con menor fragilidad. Durante éste trabajo, se realizó la caracterización microstructural y mecánica de diferentes materiales basados en wolframio. Sin embargo, ésta tarea es un reto debido a la pequeña cantidad de material suministrado, su reducido tamaño de grano y fragilidad. Por ello, para una correcta medida de todas las propiedades físicas y mecánicas se utilizaron diversas técnicas experimentales. Algunas de ellas se emplean habitualmente como la nanoindentación o los ensayos de flexión en tres puntos (TPB). Sin embargo, otras fueron especificamente desarrolladas e implementadas durante el desarrollo de esta tesis como es el caso de la medida real de la tenacidad de fractura en los materiales masivos, o de las medidas in situ de la tenacidad de fractura en las láminas delgadas de wolframio. Diversas composiciones de aleaciones de wolframio masivas (W-1% Y2O3, W-2% V-0.5% Y2O3, W-4% V-0.5% Y2O3, W-2% Ti-1% La2O3 y W-4% Ti-1% La2O3) se han estudiado y comparado con un wolframio puro producido en las mismas condiciones. Estas aleaciones, producidas por ruta pulvimetalúrgica de aleado mecánico (MA) y compactación isostática en caliente (HIP), fueron microstructural y mecánicamente caracterizadas desde 77 hasta 1473 K en aire y en alto vacío. Entre otras propiedades físicas y mecánicas se midieron la dureza, el módulo elástico, la resistencia a flexión y la tenacidad de fractura para todas las aleaciones. Finalmente se analizaron las superficies de fractura después de los ensayos de TPB para relacionar los micromecanismos de fallo con el comportamiento macroscópico a rotura. Los resultados obtenidos mostraron un comportamiento mecánico frágil en casi todo el intervalo de temperaturas y para casi todas las aleaciones sin mejoría de la temperatura de transición dúctil-frágil (DBTT). Con el fin de encontrar un material base wolframio con una DBTT más baja se realizó también un estudio, aún preliminar, de láminas delgadas de wolframio puro y wolframio dopado con 0.005wt.% potasio (K). Éstas láminas fueron fabricadas industrialmente mediante sinterizado y laminación en caliente y en frío y se sometieron posteriormente a un tratamiento térmico de recocido desde 1073 hasta 2673 K. Se ha analizado la evolución de su microestructura y las propiedades mecánicas al aumentar la temperatura de recocido. Los resultados mostraron la estabilización de los granos de wolframio con el incremento de la temperatura de recocido en las láminas delgadas de wolframio dopado con potasio. Sin embargo, es necesario realizar estudios adicionales para entender mejor la microstructura y algunas propiedades mecánicas de estos materiales, como la tenacidad de fractura. Tungsten (W) and tungsten-based alloys are considered to be the best candidate materials for fabricating the divertor in the next-generation nuclear fusion reactors. This component will experience the highest thermal loads during the operation of a reactor since it directly faces the plasma. In recent years, after thorough analysis that followed a strategy of cost reduction, the ITER Organization decided to built a full-tunsgten divertor before the first nuclear campaigns. Therefore, tungsten will be used not only as a plasma-facing material (PFM) but also in structural applications. Tungsten, due to its the excellent thermo-physical properties fulfils the requirements of a PFM, however, its use in structural applications is compromised due to its inherent brittleness. One of the objectives of this phD thesis is therefore, to find a material with improved brittleness behaviour. The microstructural and mechanical characterisation of different tunsgten-based materials was performed. However, this is a challenging task because of the reduced laboratory-scale size of the specimens provided, their _ne microstructure and their brittleness. Consequently, many techniques are required to ensure an accurate measurement of all the mechanical and physical properties. Some of the applied methods have been widely used such as nanoindentation or three-point bending (TPB) tests. However, other methods were specifically developed and implemented during this work such as the measurement of the real fracture toughness of bulk-tunsgten alloys or the in situ fracture toughness measurements of very thin tungsten foils. Bulk-tunsgten materials with different compositions (W-1% Y2O3, W-2% V- 0.5% Y2O3, W-4% V-0.5% Y2O3, W-2% Ti-1% La2O3 and W-4% Ti-1% La2O3) were studied and compared with pure tungsten processed under the same conditions. These alloys, produced by a powder metallurgical route of mechanical alloying (MA) and hot isostatic pressing (HIP), were microstructural and mechanically characterised from 77 to 1473 K in air and under high vacuum conditions. Hardness, elastic modulus, flexural strength and fracture toughness for all of the alloys were measured in addition to other physical and mechanical properties. Finally, the fracture surfaces after the TPB tests were analysed to correlate the micromechanisms of failure with the macroscopic behaviour. The results reveal brittle mechanical behaviour in almost the entire temperature range for the alloys and micromechanisms of failure with no improvement in the ductile-brittle transition temperature (DBTT). To continue the search of a tungsten material with lowered DBTT, a preliminary study of pure tunsgten and 0.005 wt.% potassium (K)-doped tungsten foils was also performed. These foils were industrially produced by sintering and hot and cold rolling. After that, they were annealed from 1073 to 2673 K to analyse the evolution of the microstructural and mechanical properties with increasing annealing temperature. The results revealed the stabilisation of the tungsten grains with increasing annealing temperature in the potassium-doped tungsten foil. However, additional studies need to be performed to gain a better understanding of the microstructure and mechanical properties of these materials such as fracture toughness.

Particle Patterning on Lithium Niobate waveguides via photovoltaic tweezers

Successful micro and nano-particle patterning on iron doped lithium niobate waveguides using photovoltaic fields is reported. This technique previously used in bulk crystals is here applied to waveguide configuration. Well defined particle patterns are obtained using two types of planar waveguides (by proton exchanged and swift heavy ion irradiation) and metallic and dielectric neutral particles. The use of waveguide configuration has allowed a reduction of the light exposure time until 3 s, two orders of magnitude smaller than typical values used in bulk.

Deposition reactors for solar grade silicon: a comparative thermal analysis of a Siemens reactor and a fluidized bed reactor

Polysilicon production costs contribute approximately to 25-33% of the overall cost of the solar panels and a similar fraction of the total energy invested in their fabrication. Understanding the energy losses and the behaviour of process temperature is an essential requirement as one moves forward to design and build large scale polysilicon manufacturing plants. In this paper we present thermal models for two processes for poly production, viz., the Siemens process using trichlorosilane (TCS) as precursor and the fluid bed process using silane (monosilane, MS).We validate the models with some experimental measurements on prototype laboratory reactors relating the temperature profiles to product quality. A model sensitivity analysis is also performed, and the efects of some key parameters such as reactor wall emissivity, gas distributor temperature, etc., on temperature distribution and product quality are examined. The information presented in this paper is useful for further understanding of the strengths and weaknesses of both deposition technologies, and will help in optimal temperature profiling of these systems aiming at lowering production costs without compromising the solar cell quality.

Thermal shields for heat loss reduction in Siemens-type CVD reactors

The use of thermal shields to reduce radiation heat loss in Siemens-type CVD reactors is analyzed, both theoretically and experimentally. The potential savings from the use of the thermal shields is first explored using a radiation heat model that takes emissivity variations with wavelength into account, which is important for materials that do not behave as grey bodies. The theoretical calculations confirm that materials with lower surface emissivity lead to higher radiation savings. Assuming that radiation heat loss is responsible for around 50% of the total power consumption, a reduction of 32.9% and 15.5% is obtained if thermal shields with constant emissivities of 0.3 and 0.7 are considered, respectively. Experiments considering different thermal shields are conducted in a laboratory CVD reactor, confirming that the real materials do not behave as grey bodies, and proving that significant energy savings in the polysilicon deposition process are obtained. Using silicon as a thermal shield leads to energy savings of between 26.5-28.5%. For wavelength-dependent emissivities, the model shows that there are significant differences in radiation heat loss, of around 25%, when compared to that of constant emissivity. The results of the model highlight the importance of having reliable data on the emissivities within the relevant range of wavelengths, and at deposition temperatures, which remains a pending issue.