Resolution of neutronic challenges for the development of ITER and DEMO-EU magnetic fusion reactors

García Martín, Raquel. Resolution of neutronic challenges for the development of ITER and DEMO-EU magnetic fusion reactors . 2017. Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Internacional de Doctorado. Programa de Doctorado en Tecnologías Industriales

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Nombre Descripción Tipo MIME Size
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Título Resolution of neutronic challenges for the development of ITER and DEMO-EU magnetic fusion reactors
Autor(es) García Martín, Raquel
Resumen El objetivo de esta tesis doctoral es contribuir en el desarrollo de la fusión por confinamiento magnético, abordando cuestiones de interés en el marco de ITER y DEMO. El Reactor Termonuclear Experimental Internacional, ITER, es un experimento científico a gran escala que tiene como objetivo resolver problemas, tanto técnicos como científicos, para poder avanzar en el campo de la fusión nuclear. Con él se pretende demostrar la viabilidad de la fusión como fuente de energía y recoger los datos necesarios para el diseño y posterior operación de la primera planta comercial de producción de electricidad a partir de la energía de fusión. Actualmente se encuentra en construcción en el sur de Francia, aunque algunos componentes y sistemas se encuentran todavía en fase de diseño. ITER Organization (IO) es la entidad jurídica responsable de la construcción, funcionamiento, explotación y desactivación de las instalaciones de ITER. En el proyecto participan la Unión Europea, India, Japón, China, Rusia, Corea del Sur y Estados Unidos. El reactor DEMOstración DEMO es el siguiente paso en el camino para hacer realidad la energía de fusión. Su objetivo es desarrollar y probar tecnologías de ensayo, los regímenes de la física y las rutinas de control para el funcionamiento de un reactor de fusión no como un experimento científico, sino como una planta comercial de potencia. Uno de los problemas actuales que se identifican en ITER es conseguir valores de dosis residual por debajo de ciertos límites en las áreas de Port Cell y Port Interspace para poder llevar a cabo tareas de mantenimiento manual. Para evaluar la calidad de los resultados que se obtienen, es fundamental conocer cómo son las herramientas que nos permiten llegar a ellos. En este sentido, la aportación que se presenta se basa en el estudio de la calidad que las secciones eficaces de la librería EAF-2007, que es con la que habitualmente se llevan a cabo estos cálculos de dosis residual de mantenimiento en ITER, de manera que se pueda conocer el grado de fiabilidad que tienen estas secciones eficaces. Además, se evalúan las posibles mejoras y/o actualizaciones tanto en la versión más reciente de EAF (2010) como en la librería TENDL (versiones 2013-2015). Como principales conclusiones obtenidas de esta primera parte de la tesis, se ha visto que, hasta la fecha, la dosis calculada (producida por la activación de cada uno de los materiales) es fiable (es decir, más del 90% de la producción de los radionucleidos principales se debe a reacciones cuyas secciones eficaces en la librería EAF están validadas) para los siguientes materiales: SS316LN-IG, SS304L, Eurofer, LiPb, W, hormigón convencional de B-lite y hormigón L2N. Por el contrario, la predicción de la dosis para el hormigón baritado (potencial candidato para usarse en ITER) y el cobre no resulta fiable. Por otra parte, ITER contará con una serie de sistemas de diagnósticos para proporcionar las medidas necesarias para controlar, evaluar y optimizar el rendimiento del plasma y para fomentar también la comprensión de la física del mismo. Los sistemas de diagnóstico estarán localizados en distintos componentes del reactor: en la envoltura, cámara de vacío, criostato, puertos (superiores y ecuatoriales), divertor, etc. Al introducir estos diagnósticos en el reactor, se producen dos efectos. Por un lado, se elimina material de blindaje y, por otro, se generan caminos por los que puede haber fugas de radiación. Como consecuencia, algunos componentes tales como las bobinas de campo toroidal (TFCs) o la vasija de vacío (VV) pueden verse afectados por el cambio producido en el campo de radiación al que están sometidos. El hecho de que cambie el campo de radiación puede tener consecuencias en el funcionamiento de estos componentes, lo que podría desembocar en la pérdida del estado superconductor de dichas bobinas y, en última instancia, del confinamiento del plasma. Precisamente por este motivo, dentro de ITER IO, existe cierta preocupación por las cargas de radiación a las que están sometidos estos componentes, dado que estudios previos demostraban que los valores de estas cargas se encontraban muy cerca del límite y, en algunos casos, por encima. Por esta razón, un capítulo de la tesis aborda el estudio del efecto que tiene incluir cuatro sistemas de diagnósticos in-vessel (reflectometría, Neutron Activation System, First Wall Samples y bolómetros) sobre la VV y las TFCs. En este sentido, los resultados muestran que la contribución de los sistemas de diagnóstico estudiados, a las cargas de radiación que reciben estos componentes, no resulta crítica para el correcto funcionamiento de los mismos. La parte dedicada a DEMO, se centra en la envoltura DCLL (Dual-Coolant Lithium-Lead) y consiste en, partiendo del modelo CAD del reactor (tanto el correspondiente al año 2014 como al 2015), realizar cálculos de transporte (MCNP) y activación (ACAB) de los materiales que componen la envoltura y, finalmente, dar resultados en cuanto a activación y calor residual. Estos resultados son el punto de partida para posteriores análisis relacionados con seguridad y gestión de residuos radioactivos. Además, se calcula la producción de residuos y se analiza la viabilidad de almacenarlos en la instalación de El Cabril, incluyendo la determinación de la reducción de impurezas necesaria para ello. Los resultados reflejan que únicamente es necesario reducir una impureza (el Nb) para conseguir almacenar los residuos procedentes de esta envoltura en las instalaciones de almacenamiento superficial de El Cabril.
Abstract The objective of this thesis is contributing to the development of the magnetic confinement fusion, addressing issues of interest within the framework of ITER and DEMO. The International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER, is a large-scale scientific experiment which aims to solve technical and scientific problems to advance in the nuclear fusion field. Its goal is to demonstrate the feasibility of fusion as an energy source and collect the necessary data for the design and subsequent operation of the first plant producing electricity from fusion energy. It is currently under construction in the south of France, although some components and systems are still in the design phase. ITER Organization (IO) is the legal entity responsible for building, operating, exploiting and deactivating ITER. The European Union, India, Japan, China, Russia, South Korea and the United States are the countries participating in the project. Beyond ITER, the DEMOnstration power plant DEMO aims to develop and test technologies for the operation of a fusion reactor not as a scientific experiment, but as a power plant, applying the know-how gained with the ITER project. One of the current identified problems in ITER is to achieve shutdown dose rates (SDDR) values below certain limits in the Port Cell (PC) and Port Interspace (PI) areas, in order to carry out manual maintenance activities. In this context, the quality of the EAF-2007 activation cross sections, which are usually used for these SDDR calculations in ITER, is assessed in order to set their reliability. In addition, possible improvements/updates in both the latest version of EAF (2010) and the TENDL library (2013 to 2015 versions) is evaluated. As a conclusion from this first part of the thesis, it has been seen that, to date, calculated doses (produced by the activation of each of the materials) are trustworthy (i.e. more than 90% of the production of major radionuclides is due to reactions with EAF validated cross sections) for the following materials: SS316LN-IG, SS304L, Eurofer, LiPb, W, conventional concrete from B-lite, and L2N concrete. On the contrary, the SDDR prediction for Cu and barite concrete (potential candidate material) is not reliable. On the other hand, ITER will have several diagnostic systems to provide the necessary measures to control, evaluate and optimize plasma performance and also to promote understanding of plasma physics. These diagnostic systems will be located at different components of the reactor: blanket, vacuum chamber, cryostat, ports (upper and equatorial), divertor, etc. By introducing these diagnostics into the reactor, two effects are produced. On the one hand, shielding material is removed and, on the other hand, streaming paths are generated. As a consequence, some components such as the toroidal coils (TFCs) or the vacuum vessel (VV) might be affected by the change in the radiation field. The fact that the radiation field changes may affect their appropriate functioning, endangering the superconducting state of the TFCs and, as a result, the plasma confinement. It is precisely for this reason that, within ITER IO, there is some concern about the radiation loads to which these components are subjected, since previous studies showed that the radiation load values were very close to the limit and, in some cases, above. For this reason, a chapter of the thesis addresses the impact of the inclusion of four in-vessel diagnostics (reflectometry, NAS-neutron activation system, FW-first wall samples and bolometers) on the radiation loads (nuclear heating and neutron induced damage) on the VV and the TFCs of the ITER reactor. In this sense, results show that the contribution of the analyzed diagnostic systems to the radiation loads on both the VV and the TFC is not critical for the appropriate functioning of these components. Regarding DEMO, the focus is on the DCLL (Dual-Coolant Lithium-Lead) blanket concept. The work consists of performing transport (MCNP) and activation (ACAB) calculations of the blanket materials on the basis of 2014 and 2015 DEMO models and, finally, providing results in terms of activation and residual heat. These results are the starting point for further assessments on safety and/or waste management. Furthermore, the radioactive waste production is assessed and the possibility of waste disposal in El Cabril facility is analyzed, including the determination of the impurities limits needed to achieve this goal. Results show that it is only necessary to reduce one impurity content (Nb) in order to dispose the waste coming from this blanket at the El Cabril near-surface facility.
Materia(s) Ingeniería Industrial
Editor(es) Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Internacional de Doctorado. Programa de Doctorado en Tecnologías Industriales
Director de tesis Sanz Gozalo, Javier
Catalán Pérez, Juan Pablo
Fecha 2017
Formato application/pdf
Identificador tesisuned:IngInd-Rgarcia
http://e-spacio.uned.es/fez/view/tesisuned:IngInd-Rgarcia
Idioma eng
Versión de la publicación acceptedVersion
Nivel de acceso y licencia http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0
info:eu-repo/semantics/openAccess
Tipo de recurso Thesis
Tipo de acceso Acceso abierto

 
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Creado: Tue, 18 Apr 2017, 22:25:50 CET