Effect of ion flux on helium retention in helium-irradiated tungsten

Helium retention in irradiated tungsten leads to swelling, pore formation, sample exfoliation and embrittlement with deleterious consequences in many applications. In particular, the use of tungsten in future nuclear fusion plants is proposed due to its good refractory properties. However, serious concerns about tungsten survivability stems from the fact that it must withstand severe irradiation conditions. In magnetic fusion as well as in inertial fusion (particularly with direct drive targets), tungsten components will be exposed to low and high energy ion (helium) irradiation, respectively. A common feature is that the most detrimental situations will take place in pulsed mode, i.e., high flux irradiation. There is increasing evidence on a correlation between a high helium flux and an enhancement of detrimental effects on tungsten. Nevertheless, the nature of these effects is not well understood due to the subtleties imposed by the exact temperature profile evolution, ion energy, pulse duration, existence of impurities and simultaneous irradiation with other species. Physically based Kinetic Monte Carlo is the technique of choice to simulate the evolution of radiation-induced damage inside solids in large temporal and space scales. We have used the recently developed code MMonCa (Modular Monte Carlo simulator), presented in this conference for the first time, to study He retention (and in general defect evolution) in tungsten samples irradiated with high intensity helium pulses. The code simulates the interactions among a large variety of defects and impurities (He and C) during the irradiation stage and the subsequent annealing steps. In addition, it allows us to vary the sample temperature to follow the severe thermo-mechanical effects of the pulses. In this work we will describe the helium kinetics for different irradiation conditions. A competition is established between fast helium cluster migration and trapping at large defects, being the temperature a determinant factor. In fact, high temperatures (induced by the pulses) are responsible for large vacancy cluster formation and subsequent additional trapping with respect to low flux irradiation.

Electron temperature versus laser intensity times wavelength squared: a comparison of theory and experiments

The peak temperature in the corona of plasma ejected by a laser-irradiated slab is discussed in terms of a one-electron-temperature model. Both heat-flux saturation and pulse rise-time effects are considered;the intensity in the rising half of the pulse is approximated by a linear function of time, I(t) = Iot/r. The temperature is found to be proportional to (IQX2)273 and a function of I0X4/r. Above a certain value of I0X4/T, the plasma presents two characteristic temperatures (at saturation and at the critical surface) which can be identified with experimentally observed cold- and hot-electron temperatures. The results are compared with extensive experimental data available for both nd and CO2 lasers, I0(W'cnf2) X2 (/um) starting around 1012. The agreement is good if substantial flux inhibition is assumed (flux-limit factor f = 0.03), and fails for I0X2 above 1O1S. Results for both ablation pressure and mass ablation rate are also given.

D-depth profiling in as-implanted and annealed Li-based breeder blanket ceramics

In future power plants (i.e. DEMO), the nuclear fusion of hydrogen isotopes will be used for energy production. The behaviour of hydrogen isotopes in lithium-enriched ceramics for breeder blankets (BBs) is one of the most important items to be understood. In this paper we present the chemical, microstructural and morphological features of Li4SiO4, Li2TiO3 and a third ceramic candidate with a higher Li:Si proportion (3:1), implanted with D at an energy of 100 keV and at room temperature at a fluence of 1 × 1017 cm−2. The D depth-profile in as-implanted and annealed ceramics (at T ⩽ 200 °C) was characterised by Resonance Nuclear Reaction Analysis (RNRA). The RNRA data indicate that the total amount of D is retained at room temperature, while annealing at 100 °C promotes D release and annealing at T ⩾ 150 °C drives D to completely desorb from all the studied ceramics. D release will be discussed as a function of the microstructurural and morphological features of each material.

Effect of ion flux on helium retention in helium-irradiated tungsten

Helium retention in irradiated tungsten leads to swelling, pore formation, sample exfoliation and embrittlement with deleterious consequences in many applications. In particular, the use of tungsten in future nuclear fusion plants is proposed due to its good refractory properties. However, serious concerns about tungsten survivability stems from the fact that it must withstand severe irradiation conditions. In magnetic fusion as well as in inertial fusion (particularly with direct drive targets), tungsten components will be exposed to low and high energy ion irradiation (helium), respectively. A common feature is that the most detrimental situations will take place in pulsed mode, i.e., high flux irradiation. There is increasing evidence of a correlation between a high helium flux and an enhancement of detrimental effects on tungsten. Nevertheless, the nature of these effects is not well understood due to the subtleties imposed by the exact temperature profile evolution, ion energy, pulse duration, existence of impurities and simultaneous irradiation with other species. Object Kinetic Monte Carlo is the technique of choice to simulate the evolution of radiation-induced damage inside solids in large temporal and space scales. We have used the recently developed code MMonCa (Modular Monte Carlo simulator), presented at COSIRES 2012 for the first time, to study He retention (and in general defect evolution) in tungsten samples irradiated with high intensity helium pulses. The code simulates the interactions among a large variety of defects and during the irradiation stage and the subsequent annealing steps. The results show that the pulsed mode leads to significantly higher He retention at temperatures higher than 700 K. In this paper we discuss the process of He retention in terms of trap evolution. In addition, we discuss the implications of these findings for inertial fusion.

Atomic physics modeling and applications for ICF plasmas

The Atomic Physics Group at the Institute of Nuclear Fusion (DENIM) in Spain has accumulated experience over the years in developing a collection of computational models and tools for determining some relevant microscopic properties of, mainly, ICF and laser-produced plasmas in a variety of conditions. In this work several applications of those models in determining some relevant microscopic properties are presented.

Microstructure and mechanical properties at high temperature of SiC-matrix by electrophoretic deposition and polymer infiltration and pyrolysis process

The EFDA-ITER programme for materials wants to develop new structural materials for future nuclear magnetic fusion reactors. In this context, special attention must be paid in the development of new composite materials that could support the hard working conditions of the nuclear fusion reactors: high temperature, high stresses, and high radiation.

Modelización e integración de sistemas de adquisición de datos inteligentes en sistemas de instrumentación para dispositivos de fusión

La obtención de energía a partir de la fusión nuclear por confinamiento magnético del plasma, es uno de los principales objetivos dentro de la comunidad científica dedicada a la energía nuclear. Desde la construcción del primer dispositivo de fusión, hasta la actualidad, se han llevado a cabo multitud de experimentos, que hoy en día, gran parte de ellos dan soporte al proyecto International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER). El principal problema al que se enfrenta ITER, se basa en la monitorización y el control del plasma. Gracias a las nuevas tecnologías, los sistemas de instrumentación y control permiten acercarse más a la solución del problema, pero a su vez, es más complicado estandarizar los sistemas de adquisición de datos que se usan, no solo en ITER, sino en otros proyectos de igual complejidad. Desarrollar nuevas implementaciones hardware y software bajo los requisitos de los diagnósticos definidos por los científicos, supone una gran inversión de tiempo, retrasando la ejecución de nuevos experimentos. Por ello, la solución que plantea esta tesis, consiste en la definición de una metodología de diseño que permite implementar sistemas de adquisición de datos inteligentes y su fácil integración en entornos de fusión para la implementación de diagnósticos. Esta metodología requiere del uso de los dispositivos Reconfigurable Input/Output (RIO) y Flexible RIO (FlexRIO), que son sistemas embebidos basados en tecnología Field-Programmable Gate Array (FPGA). Para completar la metodología de diseño, estos dispositivos van a ser soportados por un software basado en EPICS Device Support utilizando la tecnología EPICS software asynDriver. Esta metodología se ha evaluado implementando prototipos para los controladores rápidos de planta de ITER, tanto para casos prácticos de ámbito general como adquisición de datos e imágenes, como para casos concretos como el diagnóstico del fission chamber, implementando pre-procesado en tiempo real. Además de casos prácticos, esta metodología se ha utilizado para implementar casos reales, como el Ion Source Hydrogen Positive (ISHP), desarrollada por el European Spallation Source (ESS Bilbao) y la Universidad del País Vasco. Finalmente, atendiendo a las necesidades que los experimentos en los entornos de fusión requieren, se ha diseñado un mecanismo mediante el cual los sistemas de adquisición de datos, que pueden ser implementados mediante la metodología de diseño propuesta, pueden integrar un reloj hardware capaz de sincronizarse con el protocolo IEEE1588-V2, permitiendo a estos, obtener los TimeStamps de las muestras adquiridas con una exactitud y precisión de decenas de nanosegundos y realizar streaming de datos con TimeStamps. ABSTRACT Fusion energy reaching by means of nuclear fusion plasma confinement is one of the main goals inside nuclear energy scientific community. Since the first fusion device was built, many experiments have been carried out and now, most of them give support to the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) project. The main difficulty that ITER has to overcome is the plasma monitoring and control. Due to new technologies, the instrumentation and control systems allow an approaching to the solution, but in turn, the standardization of the used data acquisition systems, not only in ITER but also in other similar projects, is more complex. To develop new hardware and software implementations under scientific diagnostics requirements, entail time costs, delaying new experiments execution. Thus, this thesis presents a solution that consists in a design methodology definition, that permits the implementation of intelligent data acquisition systems and their easy integration into fusion environments for diagnostic purposes. This methodology requires the use of Reconfigurable Input/Output (RIO) and Flexible RIO (FlexRIO) devices, based on Field-Programmable Gate Array (FPGA) embedded technology. In order to complete the design methodology, these devices are going to be supported by an EPICS Device Support software, using asynDriver technology. This methodology has been evaluated implementing ITER PXIe fast controllers prototypes, as well as data and image acquisition, so as for concrete solutions like the fission chamber diagnostic use case, using real time preprocessing. Besides of these prototypes solutions, this methodology has been applied for the implementation of real experiments like the Ion Source Hydrogen Positive (ISHP), developed by the European Spallation Source and the Basque country University. Finally, a hardware mechanism has been designed to integrate a hardware clock into RIO/FlexRIO devices, to get synchronization with the IEEE1588-V2 precision time protocol. This implementation permits to data acquisition systems implemented under the defined methodology, to timestamp all data acquired with nanoseconds accuracy, permitting high throughput timestamped data streaming.

High power beam dump project for the accelerator prototype LIPAc: Cooling design and analysis

En el campo de la fusión nuclear y desarrollándose en paralelo a ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), el proyecto IFMIF (International Fusion Material Irradiation Facility) se enmarca dentro de las actividades complementarias encaminadas a solucionar las barreras tecnológicas que aún plantea la fusión. En concreto IFMIF es una instalación de irradiación cuya misión es caracterizar materiales resistentes a condiciones extremas como las esperadas en los futuros reactores de fusión como DEMO (DEMOnstration power plant). Consiste de dos aceleradores de deuterones que proporcionan un haz de 125 mA y 40 MeV cada uno, que al colisionar con un blanco de litio producen un flujo neutrónico intenso (1017 neutrones/s) con un espectro similar al de los neutrones de fusión [1], [2]. Dicho flujo neutrónico es empleado para irradiar los diferentes materiales candidatos a ser empleados en reactores de fusión, y las muestras son posteriormente examinadas en la llamada instalación de post-irradiación. Como primer paso en tan ambicioso proyecto, una fase de validación y diseño llamada IFMIFEVEDA (Engineering Validation and Engineering Design Activities) se encuentra actualmente en desarrollo. Una de las actividades contempladas en esta fase es la construcción y operación de una acelarador prototipo llamado LIPAc (Linear IFMIF Prototype Accelerator). Se trata de un acelerador de deuterones de alta intensidad idéntico a la parte de baja energía de los aceleradores de IFMIF. Los componentes del LIPAc, que será instalado en Japón, son suministrados por diferentes países europeos. El acelerador proporcionará un haz continuo de deuterones de 9 MeV con una potencia de 1.125 MW que tras ser caracterizado con diversos instrumentos deberá pararse de forma segura. Para ello se requiere un sistema denominado bloque de parada (Beam Dump en inglés) que absorba la energía del haz y la transfiera a un sumidero de calor. España tiene el compromiso de suministrar este componente y CIEMAT (Centro de Investigaciones Energéticas Medioambientales y Tecnológicas) es responsable de dicha tarea. La pieza central del bloque de parada, donde se para el haz de iones, es un cono de cobre con un ángulo de 3.5o, 2.5 m de longitud y 5 mm de espesor. Dicha pieza está refrigerada por agua que fluye en su superficie externa por el canal que se forma entre el cono de cobre y otra pieza concéntrica con éste. Este es el marco en que se desarrolla la presente tesis, cuyo objeto es el diseño del sistema de refrigeración del bloque de parada del LIPAc. El diseño se ha realizado utilizando un modelo simplificado unidimensional. Se han obtenido los parámetros del agua (presión, caudal, pérdida de carga) y la geometría requerida en el canal de refrigeración (anchura, rugosidad) para garantizar la correcta refrigeración del bloque de parada. Se ha comprobado que el diseño permite variaciones del haz respecto a la situación nominal siendo el flujo crítico calorífico al menos 2 veces superior al nominal. Se han realizado asimismo simulaciones fluidodinámicas 3D con ANSYS-CFX en aquellas zonas del canal de refrigeración que lo requieren. El bloque de parada se activará como consecuencia de la interacción del haz de partículas lo que impide cualquier cambio o reparación una vez comenzada la operación del acelerador. Por ello el diseño ha de ser muy robusto y todas las hipótesis utilizadas en la realización de éste deben ser cuidadosamente comprobadas. Gran parte del esfuerzo de la tesis se centra en la estimación del coeficiente de transferencia de calor que es determinante en los resultados obtenidos, y que se emplea además como condición de contorno en los cálculos mecánicos. Para ello por un lado se han buscado correlaciones cuyo rango de aplicabilidad sea adecuado para las condiciones del bloque de parada (canal anular, diferencias de temperatura agua-pared de decenas de grados). En un segundo paso se han comparado los coeficientes de película obtenidos a partir de la correlación seleccionada (Petukhov-Gnielinski) con los que se deducen de simulaciones fluidodinámicas, obteniendo resultados satisfactorios. Por último se ha realizado una validación experimental utilizando un prototipo y un circuito hidráulico que proporciona un flujo de agua con los parámetros requeridos en el bloque de parada. Tras varios intentos y mejoras en el experimento se han obtenido los coeficientes de película para distintos caudales y potencias de calentamiento. Teniendo en cuenta la incertidumbre de las medidas, los valores experimentales concuerdan razonablemente bien (en el rango de 15%) con los deducidos de las correlaciones. Por motivos radiológicos es necesario controlar la calidad del agua de refrigeración y minimizar la corrosión del cobre. Tras un estudio bibliográfico se identificaron los parámetros del agua más adecuados (conductividad, pH y concentración de oxígeno disuelto). Como parte de la tesis se ha realizado asimismo un estudio de la corrosión del circuito de refrigeración del bloque de parada con el doble fin de determinar si puede poner en riesgo la integridad del componente, y de obtener una estimación de la velocidad de corrosión para dimensionar el sistema de purificación del agua. Se ha utilizado el código TRACT (TRansport and ACTivation code) adaptándalo al caso del bloque de parada, para lo cual se trabajó con el responsable (Panos Karditsas) del código en Culham (UKAEA). Los resultados confirman que la corrosión del cobre en las condiciones seleccionadas no supone un problema. La Tesis se encuentra estructurada de la siguiente manera: En el primer capítulo se realiza una introducción de los proyectos IFMIF y LIPAc dentro de los cuales se enmarca esta Tesis. Además se describe el bloque de parada, siendo el diseño del sistema de rerigeración de éste el principal objetivo de la Tesis. En el segundo y tercer capítulo se realiza un resumen de la base teórica así como de las diferentes herramientas empleadas en el diseño del sistema de refrigeración. El capítulo cuarto presenta los resultados del relativos al sistema de refrigeración. Tanto los obtenidos del estudio unidimensional, como los obtenidos de las simulaciones fluidodinámicas 3D mediante el empleo del código ANSYS-CFX. En el quinto capítulo se presentan los resultados referentes al análisis de corrosión del circuito de refrigeración del bloque de parada. El capítulo seis se centra en la descripción del montaje experimental para la obtención de los valores de pérdida de carga y coeficiente de transferencia del calor. Asimismo se presentan los resultados obtenidos en dichos experimentos. Finalmente encontramos un capítulo de apéndices en el que se describen una serie de experimentos llevados a cabo como pasos intermedios en la obtención del resultado experimental del coeficiente de película. También se presenta el código informático empleado para el análisis unidimensional del sistema de refrigeración del bloque de parada llamado CHICA (Cooling and Heating Interaction and Corrosion Analysis). ABSTRACT In the nuclear fusion field running in parallel to ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) as one of the complementary activities headed towards solving the technological barriers, IFMIF (International Fusion Material Irradiation Facility) project aims to provide an irradiation facility to qualify advanced materials resistant to extreme conditions like the ones expected in future fusion reactors like DEMO (DEMOnstration Power Plant). IFMIF consists of two constant wave deuteron accelerators delivering a 125 mA and 40 MeV beam each that will collide on a lithium target producing an intense neutron fluence (1017 neutrons/s) with a similar spectra to that of fusion neutrons [1], [2]. This neutron flux is employed to irradiate the different material candidates to be employed in the future fusion reactors, and the samples examined after irradiation at the so called post-irradiative facilities. As a first step in such an ambitious project, an engineering validation and engineering design activity phase called IFMIF-EVEDA (Engineering Validation and Engineering Design Activities) is presently going on. One of the activities consists on the construction and operation of an accelerator prototype named LIPAc (Linear IFMIF Prototype Accelerator). It is a high intensity deuteron accelerator identical to the low energy part of the IFMIF accelerators. The LIPAc components, which will be installed in Japan, are delivered by different european countries. The accelerator supplies a 9 MeV constant wave beam of deuterons with a power of 1.125 MW, which after being characterized by different instruments has to be stopped safely. For such task a beam dump to absorb the beam energy and take it to a heat sink is needed. Spain has the compromise of delivering such device and CIEMAT (Centro de Investigaciones Energéticas Medioambientales y Tecnológicas) is responsible for such task. The central piece of the beam dump, where the ion beam is stopped, is a copper cone with an angle of 3.5o, 2.5 m long and 5 mm width. This part is cooled by water flowing on its external surface through the channel formed between the copper cone and a concentric piece with the latter. The thesis is developed in this realm, and its objective is designing the LIPAc beam dump cooling system. The design has been performed employing a simplified one dimensional model. The water parameters (pressure, flow, pressure loss) and the required annular channel geometry (width, rugoisty) have been obtained guaranteeing the correct cooling of the beam dump. It has been checked that the cooling design allows variations of the the beam with respect to the nominal position, being the CHF (Critical Heat Flux) at least twice times higher than the nominal deposited heat flux. 3D fluid dynamic simulations employing ANSYS-CFX code in the beam dump cooling channel sections which require a more thorough study have also been performed. The beam dump will activateasaconsequenceofthe deuteron beam interaction, making impossible any change or maintenance task once the accelerator operation has started. Hence the design has to be very robust and all the hypotheses employed in the design mustbecarefully checked. Most of the work in the thesis is concentrated in estimating the heat transfer coefficient which is decisive in the obtained results, and is also employed as boundary condition in the mechanical analysis. For such task, correlations which applicability range is the adequate for the beam dump conditions (annular channel, water-surface temperature differences of tens of degrees) have been compiled. In a second step the heat transfer coefficients obtained from the selected correlation (Petukhov- Gnielinski) have been compared with the ones deduced from the 3D fluid dynamic simulations, obtaining satisfactory results. Finally an experimental validation has been performed employing a prototype and a hydraulic circuit that supplies a flow with the requested parameters in the beam dump. After several tries and improvements in the experiment, the heat transfer coefficients for different flows and heating powers have been obtained. Considering the uncertainty in the measurements the experimental values agree reasonably well (in the order of 15%) with the ones obtained from the correlations. Due to radiological reasons the quality of the cooling water must be controlled, hence minimizing the copper corrosion. After performing a bibligraphic study the most adequate water parameters were identified (conductivity, pH and dissolved oxygen concentration). As part of this thesis a corrosion study of the beam dump cooling circuit has been performed with the double aim of determining if corrosion can pose a risk for the copper beam dump , and obtaining an estimation of the corrosion velocitytodimension the water purification system. TRACT code(TRansport and ACTivation) has been employed for such study adapting the code for the beam dump case. For such study a collaboration with the code responsible (Panos Karditsas) at Culham (UKAEA) was established. The work developed in this thesis has supposed the publication of three articles in JCR journals (”Journal of Nuclear Materials” y ”Fusion Engineering and Design”), as well as presentations in more than four conferences and relevant meetings.

Low initial aspect-ratio direct-drive target designs for shock- or self-ignition in the context of the laser Megajoule

Analysis of low initial aspect ratio direct-drive target designs is carried out by varying the implosion velocity and the fuel mass. Starting from two different spherical targets with a given 300?g-DT mass, optimization of laser pulse and drive power allows to obtain a set of target seeds referenced by their peak implosion velocities and initial aspect ratio (A = 3 and A = 5). Self-ignition is achieved with higher implosion velocity for A = 5-design than for A = 3-design. Then, rescaling is done to extend the set of designs to a huge amount of mass, peak kinetic energies and peak areal densities. Self-ignition kinetic energy threshold Ek is characterized by a dependance of Ek ? v? with ?-values which depart from self-ignition models. Nevertheless, self-ignition energy is seen lower for smaller initial aspect ratio. An analysis of Two-Plasmons Decay threshold and Rayleigh?Taylor instability e-folding is carried out and it is shown that two-plasmon decay threshold is always overpassed for all designs. The hydrodynamic stability analysis is performed by embedded models to deal with linear and non-linear regime. It is found that the A = 5-designs are always at the limit of disruption of the shell.

Dust tracking techniques applied to the STARDUST facility: First results

An important issue related to future nuclear fusion reactors fueled with deuterium and tritium is the creation of large amounts of dust due to several mechanisms (disruptions, ELMs and VDEs). The dust size expected in nuclear fusion experiments (such as ITER) is in the order of microns (between 0.1 and 1000 μm). Almost the total amount of this dust remains in the vacuum vessel (VV). This radiological dust can re-suspend in case of LOVA (loss of vacuum accident) and these phenomena can cause explosions and serious damages to the health of the operators and to the integrity of the device. The authors have developed a facility, STARDUST, in order to reproduce the thermo fluid-dynamic conditions comparable to those expected inside the VV of the next generation of experiments such as ITER in case of LOVA. The dust used inside the STARDUST facility presents particle sizes and physical characteristics comparable with those that created inside the VV of nuclear fusion experiments. In this facility an experimental campaign has been conducted with the purpose of tracking the dust re-suspended at low pressurization rates (comparable to those expected in case of LOVA in ITER and suggested by the General Safety and Security Report ITER-GSSR) using a fast camera with a frame rate from 1000 to 10,000 images per second. The velocity fields of the mobilized dust are derived from the imaging of a two-dimensional slice of the flow illuminated by optically adapted laser beam. The aim of this work is to demonstrate the possibility of dust tracking by means of image processing with the objective of determining the velocity field values of dust re-suspended during a LOVA.

Plataformas experimentales para la formación en el área de la electrónica en entornos de e-learning

El campo de estudio relacionado con los laboratorios remotos en el ámbito educativo de las ciencias y la ingeniería está sufriendo una notable expansión ante la necesidad de adaptar los procesos de aprendizaje en dichas áreas a las características y posibilidades de la formación online. Muchos de los recursos educativos basados en esta tecnología, existentes en la actualidad, presentan ciertas limitaciones que impiden alcanzar las competencias que se deben adquirir en los laboratorios de ingeniería. Estas limitaciones están relacionadas con diferentes aspectos de carácter técnico y formativo. A nivel técnico las limitaciones principales se centran en el grado de versatilidad que son capaces de proporcionar comparado con el que se dispone en un laboratorio tradicional y en el modo de interacción del usuario, que provoca que el estudiante no distinga claramente si está realizando acciones sobre sistemas reales o simulaciones. A nivel formativo las limitaciones detectadas son relevantes para poder alcanzar un aprendizaje significativo. En concreto están relacionadas principalmente con un escaso sentimiento de inmersión, una reducida sensación de realismo respecto a las operaciones que se realizan o la limitada posibilidad de realizar actividades de forma colaborativa. La aparición de nuevas tecnologías basadas en entornos inmersivos, unida a los avances producidos relacionados con el aumento de la capacidad gráfica de los ordenadores y del ancho de banda de acceso a Internet, han hecho factible que las limitaciones comentadas anteriormente puedan ser superadas gracias al desarrollo de nuevos recursos de aprendizaje surgidos de la fusión de laboratorios remotos y mundos virtuales 3D. Esta tesis doctoral aborda un trabajo de investigación centrado en proponer un modelo de plataformas experimentales, basado en la fusión de las dos tecnologías mencionadas, que permita generar recursos educativos online que faciliten la adquisición de competencias prácticas similares a las que se consiguen en un laboratorio tradicional vinculado a la enseñanza de la electrónica. El campo de aplicación en el que se ha focalizado el trabajo realizado se ha centrado en el área de la electrónica aunque los resultados de la investigación realizada se podrían adaptar fácilmente a otras disciplinas de la ingeniería. Fruto del trabajo realizado en esta tesis es el desarrollo de la plataforma eLab3D, basada en el modelo de plataformas experimentales propuesto, y la realización de dos estudios empíricos llevados a cabo con estudiantes de grado en ingeniería, muy demandados por la comunidad investigadora. Por un lado, la plataforma eLab3D, que permite llevar a cabo de forma remota actividades prácticas relacionadas con el diseño, montaje y prueba de circuitos electrónicos analógicos, aporta como novedad un dispositivo hardware basado en un sistema de conmutación distribuido. Dicho sistema proporciona un nivel de versatilidad muy elevado, a nivel de configuración de circuitos y selección de puntos de medida, que hace posible la realización de acciones similares a las que se llevan a cabo en los laboratorios presenciales. Por otra parte, los estudios empíricos realizados, que comparaban la eficacia educativa de una metodología de aprendizaje online, basada en el uso de la plataforma eLab3D, con la conseguida siguiendo una metodología clásica en los laboratorios tradicionales, mostraron que no se detectaron diferencias significativas en el grado de adquisición de los resultados de aprendizaje entre los estudiantes que utilizaron la plataforma eLab3D y los que asistieron a los laboratorios presenciales. Por último, hay que destacar dos aspectos relevantes relacionados directamente con esta tesis. En primer lugar, los resultados obtenidos en las experiencias educativas llevadas a cabo junto a valoraciones obtenidas por el profesorado que ha colaborado en las mismas han sido decisivos para que la plataforma eLab3D se haya integrado como recurso complementario de aprendizaje en titulaciones de grado de ingeniería de la Universidad Politécnica de Madrid. En segundo lugar, el modelo de plataformas experimentales que se ha propuesto en esta tesis, analizado por investigadores vinculados a proyectos en el ámbito de la fusión nuclear, ha sido tomado como referencia para generar nuevas herramientas de formación en dicho campo. ABSTRACT The field of study of remote laboratories in sciences and engineering educational disciplines is undergoing a remarkable expansion given the need to adapt the learning processes in the aforementioned areas to the characteristics and possibilities of online education. Several of the current educational resources based on this technology have certain limitations that prevent from reaching the required competencies in engineering laboratories. These limitations are related to different aspects of technical and educational nature. At the technical level, they are centered on the degree of versatility they are able to provide compared to a traditional laboratory and in the way the user interacts with them, which causes the student to not clearly distinguish if actions are being performed over real systems or over simulations. At the educational level, the detected limitations are relevant in order to reach a meaningful learning. In particular, they are mainly related to a scarce immersion feeling, a reduced realism sense regarding the operations performed or the limited possibility to carry out activities in a collaborative way. The appearance of new technologies based on immersive environments, together with the advances in graphical computer capabilities and Internet bandwidth access, have made the previous limitations feasible to be overcome thanks to the development of new learning resources that arise from merging remote laboratories and 3D virtual worlds. This PhD thesis tackles a research work focused on the proposal of an experimental platform model, based on the fusion of both mentioned technologies, which allows for generating online educational resources that facilitate the acquisition of practical competencies similar to those obtained in a traditional electronics laboratory. The application field, in which this work is focused, is electronics, although the research results could be easily adapted to other engineering disciplines. A result of this work is the development of eLab3D platform, based on the experimental platform model proposed, and the realization of two empirical studies with undergraduate students, highly demanded by research community. On one side, eLab3D platform, which allows to accomplish remote practical activities related to the design, assembling and test of analog electronic circuits, provides, as an original contribution, a hardware device based on a distributed switching system. This system offers a high level of versatility, both at the circuit configuration level and at the selection of measurement points, which allows for doing similar actions to those conducted in hands-on laboratories. On the other side, the empirical studies carried out, which compare the educational efficiency of an online learning methodology based on the use of eLab3D platform with that obtained following a classical methodology in traditional laboratories, shows that no significant differences in the acquired degree of learning outcomes among the students that used eLab3D platform and those that attended hands-on laboratories were detected. Finally, it is important to highlight two relevant aspects directly related with this thesis work. First of all, the results obtained in the educational experiences conducted, along with the assessment from the faculty that has collaborated in them, have been decisive to integrate eLab3D platform as a supplementary learning resource in engineering degrees at Universidad Politecnica de Madrid. Secondly, the experimental platform model originally proposed in this thesis, which has been analysed by nuclear fusion researchers, has been taken as a reference to generate new educational tools in that field.

Desarrollo de tecnologías de telemanipulación con alto grado de escalado orientadas a la interacción hombre-robot en entornos nucleares

Esta tesis se centra en desarrollo de tecnologías para la interacción hombre-robot en entornos nucleares de fusión. La problemática principal del sector de fusión nuclear radica en las condiciones ambientales tan extremas que hay en el interior del reactor, y la necesidad de que los equipos cumplan requisitos muy restrictivos para poder aguantar esos niveles de radiación, magnetismo, ultravacío, temperatura... Como no es viable la ejecución de tareas directamente por parte de humanos, habrá que utilizar dispositivos de manipulación remota para llevar a cabo los procesos de operación y mantenimiento. En las instalaciones de ITER es obligatorio tener un entorno controlado de extrema seguridad, que necesita de estándares validados. La definición y uso de protocolos es indispensable para regir su buen funcionamiento. Si nos centramos en la telemanipulación con algo grado de escalado, surge la necesidad de definir protocolos para sistemas abiertos que permitan la interacción entre equipos y dispositivos de diversa índole. En este contexto se plantea la definición del Protocolo de Teleoperación que permita la interconexión entre dispositivos maestros y esclavos de distinta tipología, pudiéndose comunicar bilateralmente entre sí y utilizar distintos algoritmos de control según la tarea a desempeñar. Este protocolo y su interconectividad se han puesto a prueba en la Plataforma Abierta de Teleoperación (P.A.T.) que se ha desarrollado e integrado en la ETSII UPM como una herramienta que permita probar, validar y realizar experimentos de telerrobótica. Actualmente, este Protocolo de Teleoperación se ha propuesto a través de AENOR al grupo ISO de Telerobotics como una solución válida al problema existente y se encuentra bajo revisión. Con el diseño de dicho protocolo se ha conseguido enlazar maestro y esclavo, sin embargo con los niveles de radiación tan altos que hay en ITER la electrónica del controlador no puede entrar dentro del tokamak. Por ello se propone que a través de una mínima electrónica convenientemente protegida se puedan multiplexar las señales de control que van a través del cableado umbilical desde el controlador hasta la base del robot. En este ejercicio teórico se demuestra la utilidad y viabilidad de utilizar este tipo de solución para reducir el volumen y peso del cableado umbilical en cifras aproximadas de un 90%, para ello hay que desarrollar una electrónica específica y con certificación RadHard para soportar los enormes niveles de radiación de ITER. Para este manipulador de tipo genérico y con ayuda de la Plataforma Abierta de Teleoperación, se ha desarrollado un algoritmo que mediante un sensor de fuerza/par y una IMU colocados en la muñeca del robot, y convenientemente protegidos ante la radiación, permiten calcular las fuerzas e inercias que produce la carga, esto es necesario para poder transmitirle al operador unas fuerzas escaladas, y que pueda sentir la carga que manipula, y no otras fuerzas que puedan influir en el esclavo remoto, como ocurre con otras técnicas de estimación de fuerzas. Como el blindaje de los sensores no debe ser grande ni pesado, habrá que destinar este tipo de tecnología a las tareas de mantenimiento de las paradas programadas de ITER, que es cuando los niveles de radiación están en sus valores mínimos. Por otro lado para que el operador sienta lo más fielmente posible la fuerza de carga se ha desarrollado una electrónica que mediante el control en corriente de los motores permita realizar un control en fuerza a partir de la caracterización de los motores del maestro. Además para aumentar la percepción del operador se han realizado unos experimentos que demuestran que al aplicar estímulos multimodales (visuales, auditivos y hápticos) aumenta su inmersión y el rendimiento en la consecución de la tarea puesto que influyen directamente en su capacidad de respuesta. Finalmente, y en referencia a la realimentación visual del operador, en ITER se trabaja con cámaras situadas en localizaciones estratégicas, si bien el humano cuando manipula objetos hace uso de su visión binocular cambiando constantemente el punto de vista adecuándose a las necesidades visuales de cada momento durante el desarrollo de la tarea. Por ello, se ha realizado una reconstrucción tridimensional del espacio de la tarea a partir de una cámara-sensor RGB-D, lo cual nos permite obtener un punto de vista binocular virtual móvil a partir de una cámara situada en un punto fijo que se puede proyectar en un dispositivo de visualización 3D para que el operador pueda variar el punto de vista estereoscópico según sus preferencias. La correcta integración de estas tecnologías para la interacción hombre-robot en la P.A.T. ha permitido validar mediante pruebas y experimentos para verificar su utilidad en la aplicación práctica de la telemanipulación con alto grado de escalado en entornos nucleares de fusión. Abstract This thesis focuses on developing technologies for human-robot interaction in nuclear fusion environments. The main problem of nuclear fusion sector resides in such extreme environmental conditions existing in the hot-cell, leading to very restrictive requirements for equipment in order to deal with these high levels of radiation, magnetism, ultravacuum, temperature... Since it is not feasible to carry out tasks directly by humans, we must use remote handling devices for accomplishing operation and maintenance processes. In ITER facilities it is mandatory to have a controlled environment of extreme safety and security with validated standards. The definition and use of protocols is essential to govern its operation. Focusing on Remote Handling with some degree of escalation, protocols must be defined for open systems to allow interaction among different kind of equipment and several multifunctional devices. In this context, a Teleoperation Protocol definition enables interconnection between master and slave devices from different typologies, being able to communicate bilaterally one each other and using different control algorithms depending on the task to perform. This protocol and its interconnectivity have been tested in the Teleoperation Open Platform (T.O.P.) that has been developed and integrated in the ETSII UPM as a tool to test, validate and conduct experiments in Telerobotics. Currently, this protocol has been proposed for Teleoperation through AENOR to the ISO Telerobotics group as a valid solution to the existing problem, and it is under review. Master and slave connection has been achieved with this protocol design, however with such high radiation levels in ITER, the controller electronics cannot enter inside the tokamak. Therefore it is proposed a multiplexed electronic board, that through suitable and RadHard protection processes, to transmit control signals through an umbilical cable from the controller to the robot base. In this theoretical exercise the utility and feasibility of using this type of solution reduce the volume and weight of the umbilical wiring approximate 90% less, although it is necessary to develop specific electronic hardware and validate in RadHard qualifications in order to handle huge levels of ITER radiation. Using generic manipulators does not allow to implement regular sensors for force feedback in ITER conditions. In this line of research, an algorithm to calculate the forces and inertia produced by the load has been developed using a force/torque sensor and IMU, both conveniently protected against radiation and placed on the robot wrist. Scaled forces should be transmitted to the operator, feeling load forces but not other undesirable forces in slave system as those resulting from other force estimation techniques. Since shielding of the sensors should not be large and heavy, it will be necessary to allocate this type of technology for programmed maintenance periods of ITER, when radiation levels are at their lowest levels. Moreover, the operator perception needs to feel load forces as accurate as possible, so some current control electronics were developed to perform a force control of master joint motors going through a correct motor characterization. In addition to increase the perception of the operator, some experiments were conducted to demonstrate applying multimodal stimuli (visual, auditory and haptic) increases immersion and performance in achieving the task since it is directly correlated with response time. Finally, referring to the visual feedback to the operator in ITER, it is usual to work with 2D cameras in strategic locations, while humans use binocular vision in direct object manipulation, constantly changing the point of view adapting it to the visual needs for performing manipulation during task procedures. In this line a three-dimensional reconstruction of non-structured scenarios has been developed using RGB-D sensor instead of cameras in the remote environment. Thus a mobile virtual binocular point of view could be generated from a camera at a fixed point, projecting stereoscopic images in 3D display device according to operator preferences. The successful integration of these technologies for human-robot interaction in the T.O.P., and validating them through tests and experiments, verify its usefulness in practical application of high scaling remote handling at nuclear fusion environments.

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.

Instabilidades MHD no Tokamak TCABR

Este trabalho descreve o estudo das instabilidades magneto-hidro-dinâmicas (MHD) comumente observadas nas descargas elétricas de plasma no tokamak TCABR, do Instituto de Física da USP. Dois diagnósticos principais foram empregados para observar essas instabilidades: um conjunto poloidal de 24 bobinas magnéticas (bobinas de Mirnov) colocadas próximas à borda do plasma e um medidor de emissões na faixa do Ultra Violeta e de raios X moles com 20 canais (sistema SXR), cujo circuito de condicionamento de sinais foi aprimorado como parte deste trabalho. Esses diagnósticos foram escolhidos porque fornecem informações complementares, uma vez que o sistema SXR observa a parte central da coluna de plasma, enquanto as bobinas de Mirnov detectam as instabilidades MHD na região mais externa da coluna. As informações coletadas por esses diagnósticos foram submetidas à análise espectral com resolução temporal e espacial, possibilitando determinar a evolução das características espectrais e espaciais das instabilidades MHD observadas. Essas análises revelaram que durante a etapa inicial da formação do plasma (quando a corrente de plasma ainda está aumentando) ilhas magnéticas com números de onda decrescente, identificadas como sendo modos kink de borda, são detectadas nas bobinas de Mirnov. Após a formação do plasma, quando os parâmetros de equilíbrio estão relativamente estáveis (platô), oscilações são detectadas tanto nas bobinas de Mirnov quanto no sistema de SXR, indicando a presença de instabilidades MHD em toda a coluna de plasma. Em geral as oscilações medidas nas bobinas de Mirnov tem baixa amplitude e correspondem a pequenas ilhas magnéticas que foram identificadas como sendo modos de ruptura (modos tearing). Por outro lado, as instabilidades na região central foram identificadas como dentes de serra, que correspondem a relaxações periódicas da região interna à superfície magnética com fator de segurança q=1 e que são acompanhadas de oscilações precursoras, cuja amplitude depende da fase do ciclo de relaxação. Devido à essa modulação de amplitude, aparecem picos de frequência satélite nos espectrogramas dos sinais do SXR. Além disso, devido ao fato dos ciclos de relaxação não serem sinusoidais, os harmônicos da frequência de relaxação também aparecem nesses espectrogramas. No entanto, em muitas descargas do TCABR, a intensidade das oscilações medidas nas bobinas de Mirnov aumentam significativamente durante o platô, com efeitos sobre a frequência de todas as instabilidades MHD, até mesmo sobre os dentes de serra localizados na região central da coluna. Em todos os casos, observou-se que durante o platô a frequência das ilhas magnéticas coincide com a frequência das oscilações precursoras do dente de serra, apesar de serem duas instabilidades distintas, localizadas em posições radiais muito diferentes. Essa coincidência de frequências possibilitou descrever a evolução em frequência de todas as oscilações detectadas em diversos diagnósticos com base em apenas duas frequências básicas: a dos ciclos de relaxação dente de serra e a das ilhas magnéticas.