Feasibility Study of a Solar Reactor for Phenol Treatment by the Photo-Fenton process in Aqueous Solution

Solar reactors can be attractive in photodegradation processes due to lower electrical energy demand. The performance of a solar reactor for two flow configurations, i.e., plug flow and mixed flow, is compared based on experimental results with a pilot-scale solar reactor. Aqueous solutions of phenol were used as a model for industrial wastewater containing organic contaminants. Batch experiments were carried out under clear sky, resulting in removal rates in the range of 96100?%. The dissolved organic carbon removal rate was simulated by an empirical model based on neural networks, which was adjusted to the experimental data, resulting in a correlation coefficient of 0.9856. This approach enabled to estimate effects of process variables which could not be evaluated from the experiments. Simulations with different reactor configurations indicated relevant aspects for the design of solar reactors.

Oxidation and pyrolysis of methane and methyl formate in a plug flow reactor: computational and experimenal studies

Biodiesel represents a possible substitute to the fossil fuels; for this reason a good comprehension of the kinetics involved is important. Due to the complexity of the biodiesel mixture a common practice is the use of surrogate molecules to study its reactivity. In this work are presented the experimental and computational results obtained for the oxidation and pyrolysis of methane and methyl formate conducted in a plug flow reactor. The work was divided into two parts: the first one was the setup assembly whilst, in the second one, was realized a comparison between the experimental and model results; these last was obtained using models available in literature. It was started studying the methane since, a validate model was available, in this way was possible to verify the reliability of the experimental results. After this first study the attention was focused on the methyl formate investigation. All the analysis were conducted at different temperatures, pressures and, for the oxidation, at different equivalence ratios. The results shown that, a good comprehension of the kinetics is reach but efforts are necessary to better evaluate kinetics parameters such as activation energy. The results even point out that the realized setup is adapt to study the oxidation and pyrolysis and, for this reason, it will be employed to study a longer chain esters with the aim to better understand the kinetic of the molecules that are part of the biodiesel mixture.

Nanoparticle preparation process using novel microjet reactor technology for enhancing dissolution rates of poorly water soluble drugs

In this study a novel method MicroJet reactor technology was developed to enable the custom preparation of nanoparticles. rnDanazol/HPMCP HP50 and Gliclazide/Eudragit S100 nanoparticles were used as model systems for the investigation of effects of process parameters and microjet reactor setup on the nanoparticle properties during the microjet reactor construction. rnFollowing the feasibility study of the microjet reactor system, three different nanoparticle formulations were prepared using fenofibrate as model drug. Fenofibrate nanoparticles stabilized with poloxamer 407 (FN), fenofibrate nanoparticles in hydroxypropyl methyl cellulose phthalate (HPMCP) matrix (FHN) and fenofibrate nanoparticles in HPMCP and chitosan matrix (FHCN) were prepared under controlled precipitation using MicroJet reactor technology. Particle sizes of all the nanoparticle formulations were adjusted to 200-250 nm. rnThe changes in the experimental parameters altered the system thermodynamics resulting in the production of nanoparticles between 20-1000 nm (PDI<0.2) with high drug loading efficiencies (96.5% in 20:1 polymer:drug ratio).rnDrug releases from all nanoparticle formulations were fast and complete after 15 minutes both in FaSSIF and FeSSIF medium whereas in mucodhesiveness tests, only FHCN formulation was found to be mucoadhesive. Results of the Caco-2 studies revealed that % dose absorbed values were significantly higher (p<0.01) for FHCN in both cases where FaSSIF and FeSSIF were used as transport buffer.rn

Parameter identification of a copper-zeolite SCR catalyst model using reactor data

The selective catalytic reduction system is a well established technology for NOx emissions control in diesel engines. A one dimensional, single channel selective catalytic reduction (SCR) model was previously developed using Oak Ridge National Laboratory (ORNL) generated reactor data for an iron-zeolite catalyst system. Calibration of this model to fit the experimental reactor data collected at ORNL for a copper-zeolite SCR catalyst is presented. Initially a test protocol was developed in order to investigate the different phenomena responsible for the SCR system response. A SCR model with two distinct types of storage sites was used. The calibration process was started with storage capacity calculations for the catalyst sample. Then the chemical kinetics occurring at each segment of the protocol was investigated. The reactions included in this model were adsorption, desorption, standard SCR, fast SCR, slow SCR, NH3 Oxidation, NO oxidation and N2O formation. The reaction rates were identified for each temperature using a time domain optimization approach. Assuming an Arrhenius form of the reaction rates, activation energies and pre-exponential parameters were fit to the reaction rates. The results indicate that the Arrhenius form is appropriate and the reaction scheme used allows the model to fit to the experimental data and also for use in real world engine studies.

Study on the response of IFMIF fission chambers to mixed neutron-gamma fields: PH-2 experimental tests

The engineering design of fissionchambers as on-line radiation detectors for IFMIF is being performed in the framework of the IFMIF-EVEDA works. In this paper the results of the experiments performed in the BR2 reactor during the phase-2 of the foreseen validation activities are addressed. Two detectors have been tested in a mixedneutron-gamma field with high neutron fluence and gamma absorbed dose rates, comparable with the expected values in the HFTM in IFMIF. Since the neutron spectra in all BR2 channels are dominated by the thermal neutron component, the detectors have been surrounded by a cylindrical gadolinium screen to cut the thermal neutron component, in order to get a more representative test for IFMIF conditions. The integrated gamma absorbed dose was about 4 × 1010 Gy and the fast neutron fluence (E > 0.1 MeV) 4 × 1020 n/cm2. The fissionchambers were calibrated in three BR2 channels with different neutron-to-gamma ratio, and the long-term evolution of the signals was studied and compared with theoretical calculations

Isotopic prediction simulations applied to high burnup samples irradiated in VANDELLÓS-II Reactor core

Isotopic content assessment has a paramount importance for safety and storage reasons. During the latest years, a great variety of codes have been developed to perform transport and decay calculations, but only those that couple both in an iterative manner achieve an accurate prediction of the final isotopic content of irradiated fuels. Needless to say, them all are supposed to pass the test of the comparison of their predictions against the corresponding experimental measures.

Análisis de Estimación Óptima del Accidente de Pérdida de Refrigerante por Rotura Pequeña de 1”en Cabeza de Vasija en un Reactor tipo PWR

En el año 2002 durante una inspección se localizó una importante corrosión en la cabeza de la vasija de Davis Besse NPP. Si no se hubiera producido esa detección temprana, la corrosión hubiera provocado una pequeña rotura en la cabeza de la vasija. La OECD/NEA consideró la importancia de simular esta secuencia en la instalación experimental ROSA, la cual fue reproducida posteriormente por grupos de investigación internacionales con varios códigos de planta. En este caso el código utilizado para la simulación de las secuencias experimentales es TRACE. Los resultados de este test experimental fueron muy analizados internacionalmente por la gran influencia que dos factores tenía sobre el resultado: las acciones del operador relativas a la despresurización y la detección del descubrimiento del núcleo por los termopares que se encuentran a su salida. El comienzo del inicio de la despresurización del secundario estaba basado en la determinación del descubrimiento del núcleo por la lectura de los temopares de salida del núcleo. En el experimento se registró un retraso importante en la determinación de ese descubrimiento, comenzando la despresurización excesivamente tarde y haciendo necesaria la desactivación de los calentadores que simulan el núcleo del reactor para evitar su daño. Dada las condiciones excesivamente conservadoras del test experimentale, como el fallo de los dos trenes de inyección de alta presión durante todo el transitorio, en las aplicaciones de los experimentos con modelo de Almaraz NPP, se ha optado por reproducir dicho accidente con condiciones más realistas, verificando el impacto en los resultados de la disponibilidad de los trenes de inyección de alta presión o los tiempos de las acciones manuales del operador, como factores más limitantes y estableciendo el diámetro de rotura en 1”

Análisis de acciones del operador en un SBLOCA de 1”en el fondo de la Vasija en un Reactor tipo PWR

La simulación de accidentes de rotura pequeña en el fondo de la vasija se aparta del convencional análisis de LOCA de rama fría, el más limitante en los análisis deterministas La rotura de una de las penetraciones de instrumentación de la vasija ha sido desestimada históricamente en los análisis de licencia y en los Análisis Probabilistas de Seguridad y por ello, hay una falta evidente de literatura para dicho análisis. En el año 2003 durante una inspección, se detectó una considerable corrosión en el fondo de la vasija de South Texas Project Unit I NPP. La evolución en el tiempo de dicha corrosión habría derivado en una pequeña rotura en el fondo de la vasija si su detección no se hubiera producido a tiempo. La OECD/NEA consideró la importancia de simular dicha secuencia en la instalación experimental ROSA, la cual fue reproducida posteriormente por grupos de investigación internacionales con varios códigos de planta. En este caso el código utilizado para la simulación de las secuencias experimentales es TRACE. Tanto en el experimento como en la simulación se observaron las dificultades de reinundar la vasija al tener la rotura en el fondo de la misma, haciendo clave la gestión del accidente por parte del operador. Dadas las condiciones excesivamente conservadoras del test experimental, como el fallo de los dos trenes de inyección de alta presión durante todo el transitorio, en las aplicaciones de los experimentos con modelo de Almaraz NPP, se ha optado por reproducir dicho accidente con condiciones más realistas, verificando el impacto en los resultados de la disponibilidad de los trenes de inyección de alta presión o los tiempos de las acciones manuales del operador, como factores más limitantes y estableciendo el diámetro de rotura en 1”

Neutronics design and radiological aspects of HiPER facilities

En este trabajo se han cubierto diferentes asuntos del diseño neutrónico de los aspectos radiológicos de las dos instalaciones del proyecto HiPER. El proyecto HiPER es un proyecto europeo concebido en el marco del programa ESFRI (European Scientific Facilities Research Infrastructure). Está destinado al desarrollo de la energía de fusión nuclear inercial mediante el uso de láseres y el esquema iluminación directa. Consecuentemente, se trata de una instalación con fines exclusivamente civiles. Se divide en dos fases, correspondientes con dos instalaciones: HiPER Engineering y HiPER Reactor. La instalación HiPER Engineering desarrollará las tecnologías implicadas en la ignición de alta repetición de cápsulas de DT por iluminación directa. El HiPER Reactor será una planta demostradora que produzca electricidad haciendo uso de las tecnologías desarrolladas durante la fase HiPER Engineering. El HiPER Engineering se centrará en las tecnologías relevantes para las igniciones a alta repetición de cápsulas de DT usando la iluminación directa. El principal esfuerzo de desarrollo tecnológico se hará en todos los asuntos directamente relacionados con la ignición: láseres, óptica, inyector, y fabricación masiva de cápsulas entre otros. Se espera una producción de entre 5200 MJ/año y 120000 MJ/año dependiendo del éxito de la instalación. Comparado con la energía esperada en NIF, 1200 MJ/año, se trata de un reto y un paso más allá en la protección radiológica. En este trabajo se ha concebido una instalación preliminar. Se ha evaluado desde el punto de vista de la protección radiológica, siendo las personas y la óptica el objeto de protección de este estudio. Se ha establecido una zonificación durante la operación y durante el mantenimiento de la instalación. Además, se ha llevado a cabo una evaluación de la selección de materiales para la cámara de reacción desde el punto de vista de gestión de residuos radiactivos. El acero T91 se ha seleccionado por, siendo un acero comercial, presentar el mismo comportamiento que el acero de baja activación EUROFER97 al evaluarse como residuo con el nivel de irradiación de HiPER Engineering. Teniendo en cuenta los resultados obtenidos para la instalación preliminar y las modificaciones de la instalación motivadas en otros campos, se ha propuesto una instalación avanzada también en este trabajo. Un análisis más profundo de los aspectos radiológicos, así como una evaluación completa de la gestión de todos los residuos radiactivos generados en la instalación se ha llevado a cabo. La protección radiológica se ha incrementado respecto de la instalación preliminar, y todos los residuos pueden gestionarse en un plazo de 30 sin recurrir al enterramiento de residuos. El HiPER Reactor sera una planta demostradora que produzca electricidad basada en las tecnologías de ignición desarrolladas durante la fase HiPER Engineering. El esfuerzo de desarrollo tecnológico se llevará a cabo en los sistemas relacionados con la generación de electricidad en condiciones económicas: manto reproductor de tritio, ciclos de potencia, vida y mantenimiento de componentes, o sistemas de recuperación de tritio entre otros. En este trabajo la principal contribución a HiPER Reactor está relacionada con el diseño de la cámara de reacción y sus extensiones en la planta. La cámara de reacción es la isla nuclear más importante de la planta, donde la mayoría de las reacciones nucleares tienen lugar. Alberga la primera pared, el manto reproductor de tritio y la vasija de vacío. Todo el trabajo realizado aquí ha pivotado en torno al manto reproductor de tritio y sus interacciones con el resto de componentes de la planta. Tras una revisión profunda de la bibliografía de los diseños recientes de cámaras de reacción con características similares a HiPER Reactor, se ha propuesto y justificado un esquema tecnológico innovador para el manto reproductor de tritio. El material fértil selecconado es el eutéctico 15.7 at.% Litio – 84.3 at.% Plomo, LiPb, evitando el uso de berilio como multiplicador neutrónico mientras se garantiza el ajuste online de la tasa de reproducción de tritio mediante el ajuste en el enriquecimiento en 6Li. Aunque se podría haber elegido Litio purom el LiPb evita problemas relacionados con la reactividad química. El precio a pagar es un reto materializado como inventario radiactivo de Z alto en el lazo de LiPb que debe controlarse. El material estructural seleccionado es el acero de baja activación EUROFER97, que estará en contacto directo con le LiPb fluyendo a alta velocidad. En este esquema tecnológico, el LiPb asegurará la autosuficiente de tritio de la planta mientras el propio LiPb extrae del manto el calor sobre él depositado por los neutrones. Este esquema recibe el nombre de manto de Litio-Plomo auto-refrigerado (SCLL por sus siglas en inglés). Respecto de los conceptos SCLL previos, es destacable que nos e requieren componentes del SiC, puesto que no hay campos magnéticos en la cámara de reacción. Consecuentemente, el manto SCLL propuesto para HiPER presenta riesgo tecnológicos moderados, similares a otros dispositivos de fusión magnética, como el HCLL, e incluso inferiores a los del DCLL, puesto que no se require SiC. Los retos que se deben afrontar son el control del inventario de Z alto así como las tasas de corrosión derivadas de la interacción del LiPb con el EUROFE97. En este trabajo se abordan ambos aspectos, y se presentan los respectivos análisis, junto con otros aspectos neutrónicos y de activación, tales como la protección de la vasija de vacío por parte del material fértil para garantizar la resoldabilidad de por vida en la cara externa de la vasija. También se propone y se estudio un ciclo de potencia de Brayton de Helio para dos configuraciones diferentes de refrigeración del sistema primera pared-manto reproductor. Las principales conclusiones de estos estudios son: i) el inventario de Z alto puede controlarse y es comparable al que se encuentra en dispositivos de fusión similares, ii)la vasija de vacío requiere una mayor protección frente a la radiación neutrónica y iii) las tasas de corrosión son demasiado altas y la temperatura media de salida del LiPb es demasiado baja. Tiendo en cuenta estos resultados juntos con otras consideraciones relacionadas con el mantenimiento de componentes y la viabilidad constructiva, se ha propuesto una evolución de la cámara de reacción. Las evoluciones más destacables son la introducción de un reflector neutrónico de grafito, la modificación de la configuración de la óptica final, la forma y el tamaño de la cámara de vacío y una nueva subdivisión modular del manto. Se ha evaluado desde el punto de vista neutrónico, y su análisis y posterior evolución queda fuera del objeto de este trabajo. Los códigos utilizados en este trabajo son: CATIA para la generación de geometrías 3D complejas MCAM para la traducción de archivos de CATIA a formato de input de MCNP MCNP para el transporte de la radiación (neutrones y gammas) y sus respuestas asociadas ACAB para la evolución del inventario isotópico y sus respuestas asociadas MC2ACAB para acoplar MCNP y ACAB para el cómputo de dosis en parada usando la metodología R2S basada en celda. Moritz para visualizar los reultados de MCNP FLUENT para llevar a cabo cálculos de fluido-dinámica Para llevar a cabo este trabajo, han sido necesarias unas destrezas computacionales. Las más relevantes utilizadas son: generación de geometrás 3D complejas y transmisión a MCNP, diferentes tñecnica de reducción de varianza como importancia por celdas y weight windows basado en malla, metodología Rigorous-two-Steps basada en celdas para el cálculo de dosis en parada y la modificación del código ACAB para el cálculos con múltiples espectros en la misma simulación. Como resumen, la contribución de este trabajo al proyecto HiPER son dos diseños conceptuales de instalación: una para HiPER Engineering y otra para HiPER Reactor. La primera se ha estudio en profundidad desde el punto de vista de protección radiológica y gestión de residuos, mientras que la segunda se ha estudiado desde el punto de vista de operación: seguridad, comportamiento, vida y mantenimiento de componentes y eficiencia del ciclo de potencia.

Experimental results on advanced inertial fusion schemes obtained within the HiPER project

This paper presents de results of experiments conducted within the Work Package 10 (fusion experimental programme) of the HiPER project. The aim of these experiments was to study the physics relevant for advanced ignition schemes for inertial confinement fusion, i.e. the fast ignition and the shock ignition. Such schemes allow to achieve a higher fusion gain compared to the indirect drive approach adopted in the National Ignition Facility in United States, which is important for the future inertial fusion energy reactors and for realising the inertial fusion with smaller facilities

Initiatives and facilities for E&T in the nuclear science and technology master at UPM

The present Master/Doctorate in Nuclear Science and Technology programme implemented in the Department of Nuclear Engineering of the Universidad Politécnica de Madrid (NED-UPM) has the excellence qualification by the Spanish Ministry of Education. One of the main of this programme is the training for the development of methodologies of simulation, design and advanced analysis, including experimental tools, necessary in research and in professional work in the nuclear field.

Atmospheric modelling of tritium forms transport: review of capabilities and R&D needs for the assessment of fusion facilities environmental impact

One of the key scrutiny issues of new coming energy era would be the environmental impact of fusion facilities managing one kg of tritium. The potential change of committed dose regulatory limits together with the implementation of nuclear design principles (As Low as Reasonably achievable - ALARA -, Defense in Depth -D-i-D-) for fusion facilities could strongly impact on the cost of deployment of coming fusion technology. Accurate modeling of environmental tritium transport forms (HT, HTO) for the assessment of fusion facility dosimetric impact in Accidental case appears as of major interest. This paper considers different short-term releases of tritium forms (HT and HTO) to the atmosphere from a potential fusion reactor located in the Mediterranean Basin. This work models in detail the dispersion of tritium forms and dosimetric impact of selected environmental patterns both inland and in-sea using real topography and forecast meteorological data-fields (ECMWF/FLEXPART). We explore specific values of this ratio in different levels and we examine the influence of meteorological conditions in the HTO behavior for 24 hours. For this purpose we have used a tool which consists on a coupled Lagrangian ECMWF/FLEXPART model useful to follow real time releases of tritium at 10, 30 and 60 meters together with hourly observations of wind (and in some cases precipitations) to provide a short-range approximation of tritium cloud behavior. We have assessed inhalation doses. And also HTO/HT ratios in a representative set of cases during winter 2010 and spring 2011 for the 3 air levels.

On track for solar grade silicon through a siemens process-type laboratory reactor: operating conditions and energy savings

Polysilicon cost impacts significantly on the photovoltaics (PV) cost and on the energy payback time. Nowadays, the besetting production process is the so called Siemens process, polysilicon deposition by chemical vapor deposition (CVD) from Trichlorosilane. Polysilicon purification level for PV is to a certain extent less demanding that for microelectronics. At the Instituto de Energía Solar (IES) research on this subject is performed through a Siemens process-type laboratory reactor. Through the laboratory CVD prototype at the IES laboratories, valuable information about the phenomena involved in the polysilicon deposition process and the operating conditions is obtained. Polysilicon deposition by CVD is a complex process due to the big number of parameters involved. A study on the influence of temperature and inlet gas mixture composition on the polysilicon deposition growth rate, based on experimental experience, is shown. Moreover, CVD process accounts for the largest contribution to the energy consumption of the polysilicon production. In addition, radiation phenomenon is the major responsible for low energetic efficiency of the whole process. This work presents a model of radiation heat loss, and the theoretical calculations are confirmed experimentally through a prototype reactor at our disposal, yielding a valuable know-how for energy consumption reduction at industrial Siemens reactors.

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.

Methodologies for an improved prediction of the isotopic content in high burnup samples. Application to Vandellos-II reactor core

Fuel cycles are designed with the aim of obtaining the highest amount of energy possible. Since higher burnup values are reached, it is necessary to improve our disposal designs, traditionally based on the conservative assumption that they contain fresh fuel. The criticality calculations involved must consider burnup by making the most of the experimental and computational capabilities developed, respectively, to measure and predict the isotopic content of the spent nuclear fuel. These high burnup scenarios encourage a review of the computational tools to find out possible weaknesses in the nuclear data libraries, in the methodologies applied and their applicability range. Experimental measurements of the spent nuclear fuel provide the perfect framework to benchmark the most well-known and established codes, both in the industry and academic research activity. For the present paper, SCALE 6.0/TRITON and MONTEBURNS 2.0 have been chosen to follow the isotopic content of four samples irradiated in the Spanish Vandellós-II pressurized water reactor up to burnup values ranging from 40 GWd/MTU to 75 GWd/MTU. By comparison with the experimental data reported for these samples, we can probe the applicability of these codes to deal with high burnup problems. We have developed new computational tools within MONTENBURNS 2.0. They make possible to handle an irradiation history that includes geometrical and positional changes of the samples within the reactor core. This paper describes the irradiation scenario against which the mentioned codes and our capabilities are to be benchmarked.