Examinando por Autor "Ogando Serrano, Francisco M."
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Publicación Beam-facing material selection for mitigation of residual doses in the HEBT of IFMIF-DONES(ELSEVIER, 2024) Ogando Serrano, Francisco M.; Macià, Llorenç; López Ochoa, Víctor; Podadera Aliseda, Ivan; Sánchez Herranz, Daniel; https://orcid.org/0000-0001-5599-336X; https://orcid.org/0000-0002-3459-4631; https://orcid.org/0000-0001-7090-2550IFMIF-DONES will be an irradiation facility based on a 40 MeV deuteron accelerator. Unavoidable beam losses along the accelerator result in deuterium interactions with the beam facing materials of the vacuum beam pipe, some of them leading to material activation. The initial design of the beam pipe was based on stainless steel, but an evaluation of the residual doses from the pipe showed high values after operation of the accelerator. The accelerator beam line must be periodically maintained, and excessive cooling times for reaching acceptable dose levels may result in poorer availability of the facility. A deeper study of the High Energy Beam Transport line (HEBT) showed that a direct reaction between deuterons and iron in steel resulted in the production of Co-56, with a half-life of 77 days. This radioisotope is the main source of the radiation and makes it impractical to wait for a proper attenuation of the radiation field. A redesign of beam line elements has been performed to avoid the presence of stainless steel as a beam facing material and to replace it with aluminum where possible, resulting in faster decay of residual doses. This work contains a summary of the nuclear analysis performed for the computation of residual doses with stainless steel beam pipe, stressing the uncertainties of the calculations, based on the limited availability of nuclear data for the relevant nuclear reaction Fe56 (d,2n). The proposed replacement of element materials is also described, and an updated nuclear analysis shows the reduction of residual radiation, and its impact on possible maintenance operations.Publicación Construction of GVR weight windows maps from very low density transport simulations(Elsevier, 2024-05) Farga Niñoles, Gonzalo; Ogando Serrano, Francisco M.; Alguacil Orejudo, Javier; Sauvan, PatrickFusion-related facilities present relevant neutron radiation fields even after penetrating through a considerable thickness of shielding material. Neutronic analyses performed via Monte Carlo codes, then, need Global Variance Reduction (GVR) techniques so that low statistical uncertainty is reached efficiently throughout the geometry. Mesh-based Weight Windows is a flexible methodology used extensively for variance reduction purposes, both for Local and Global Variance Reduction. Purely stochastic GVR methodologies based on Weight Windows usually construct weight maps so that they are proportional to the forward particle flux, which is unknown a priori. Therefore, an iterative cycle is established. In each iteration, a weight map is obtained from the forward flux that allows the next iteration to reach further into the geometry, until all of it is populated. However, this iterative cycle may take a considerable amount of computer time, as many iterations are needed to fully populate the geometry. An alternative to achieve relevant penetration in a single iteration is to perform calculations at very low densities. However, a reconstruction method is needed to estimate the flux at the real density. This work studies a scheme to reconstruct the fluxes from low density calculations and compares it to already existing techniques.Publicación Estudio de radioprotección en el prototipo de acelerador IFMIF/EVEDA : diseño del blindaje del Beam Dump(Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales. Departamento de Ingeniería Energética, 2013) García Camacho, Mauricio; Sanz Gozalo, Javier; Ogando Serrano, Francisco M.Publicación New developments in transport and activation computational simulations in accelerator-based facilities.(Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Internacional de Doctorado. Programa de doctorado en Tecnologías Industriales, 2024) López Ochoa, Víctor; Sauvan, Patrick; Ogando Serrano, Francisco M.Publicación Optimization of stochastic global variance reduction techniques for Monte Carlo neutron transport with applications to the ITER geometry(Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Internacional de Doctorado. Programa de Doctorado en Tecnologías Industriales, 2016-05-04) Pérez Fernández, Lucía; Sauvan, Patrick; Ogando Serrano, Francisco M.En el ámbito del diseño de reactores nucleares de fusión, los estudios de neutrónica tienen una destacada importancia. Los neutrones liberados por las reacciones de fusión que tienen lugar en este tipo de reactores son altamente energéticos, y dicha energía será posteriormente aprovechada para generar energía eléctrica en futuras centrales eléctricas de fusión. Sin embargo, los efectos perniciosos causados por estos neutrones, como la capacidad de activar los materiales o su peligrosidad como radiación ionizante, requiere una adecuada caracterización de la distribución de los neutrones dentro del reactor. Para poder llevar a cabo una correcta evaluación de los flujos neutrónicos en en todo el reactor, es necesario transportar los neutrones por toda su geometría; considerando todas las interacciones de éstos con la materia a lo largo de su trayectoria. Los códigos de transporte basados en el método de Monte Carlo son ampliamente utilizados en la industria nuclear para este fin. No obstante, su aplicabilidad se ve limitada por las capacidades computacionales actuales. Con el fin de optimizar el transporte neutrónico existen varias técnicas (implementadas en los propios códigos de Monte Carlo) que reducen la varianza en el muestreo de las partículas, reduciendo a su vez el esfuerzo computacional. A pesar de todo, a la hora de caracterizar un sistema en todos los puntos del espacio, estas técnicas resultan insuficientes debido a la naturaleza local de las mismas. Así, en geometrías de grandes dimensiones en las que es necesario caracterizar a lo largo de todo el espacio ciertas funciones respuesta (como por ejemplo la dosis o el calor residual), los códigos de transporte basados en Monte Carlo requieren un gran esfuerzo computacional. Este problema se ve agravado cuando, además, existen materiales muy absorbentes y las partículas son en su mayoría absorbidas. En muchos de estos casos, realizar cálculos de transporte en un tiempo computacional asequible resulta imposible. Para solventar este problema, las técnicas de reducción de varianza global consideran todos los puntos de la geometría igualmente importantes, permitiendo un transporte homogéneo en términos del error relativo. Para generar los parámetros necesarios para la aplicación de reducción de varianza global, los métodos híbridos realizan cálculos previos del flujo neutrónico con códigos deterministas; estos parámetros son posteriormente empleados como entrada en una simulación de Monte Carlo (más precisa en geometrías complejas que los métodos deterministas). Actualmente existen varias técnicas que reducen la varianza de forma global, siendo el método híbrido FW-CADIS la técnica de referencia. El objetivo principal de esta tesis es implementar un método de reducción de varianza global para cálculos de transporte neutrónico realizados con el código de transporte MCNP (basado en el método de Monte Carlo), sin la necesidad de un código determinista. Para ello, en la primera parte de esta tesis se presenta un repaso de las principales técnicas de reducción de varianza global que existen actualmente para el transporte de neutrones. Se describen los puntos fuertes y las limitaciones de cada método y se hace especial hincapié en la técnica de van Wijk. Ésta metodología, puramente estocástica, presenta ciertos problemas para geometrías complejas con materiales muy absorbentes. Estos inconvenientes son estudiados y se proponen dos soluciones en función de los resultados obtenidos. La segunda parte de esta tesis consiste en aplicaciones de las técnicas propuestas así como del algoritmo original de van Wijk, usando dos geometrías diferentes. Para ello se propone en primer lugar el benchmark de ITER, una geometría simplificada que se emplea para la verificación de herramientas. Sobre este modelo, un caso análogo (sin reducción de varianza), el algoritmo de van Wijk y las modificaciones propuestas, son comparados en términos de optimización del tiempo computacional y del muestreo sobre toda la geometría. Además, se realiza una verificación de la fiabilidad de los métodos, comparando para ello el flujo neutrónico calculado en una región del espacio con el caso análogo de MCNP. La segunda geometría es más compleja y de mayores dimensiones; se emplea en este caso el modelo neutrónico del reactor fusión ITER. Se muestran sobre este modelo las mismas comparaciones de optimización realizadas en el benchmark. Además, los mapas provenientes de los dos métodos más optimizados son posteriormente empleados para realizar un cálculo de dosis en parada sobre el puerto ecuatorial del reactor. En esta tesis se proponen dos optimizaciones de técnicas de reducción de varianza global para el transporte con el código MCNP, sin la necesidad de emplear un código determinista para los cálculos previos. Las aplicaciones mostradas demuestran la consistencia en los resultados obtenidos cuando se comparan con una simulación análoga, así como la mejora en el tiempo computacional del transporte.Publicación Preliminary nuclear analysis of HYLIFE-III: A thick-liquid-wall chamber for inertial fusion energy(ELSEVIER, 2024-05) Ogando Serrano, Francisco M.; Tobin, Michael T.; Meier, Wayne R.; Farga Niñoles, Gonzalo; Marian, Jaime; Reyes, Susana; Sanz Gozalo, Javier; Galloway, Conner D.This paper provides neutronics analyses of the Xcimer Energy Corporation (XEC) HYLIFE-III Inertial Fusion Energy Power Plant concept. This design is based on the thick-liquid-wall HYLIFE-II reactor, but with much larger fusion yield, due to enhanced driver energy. Although HYLIFE-II neutronics was extensively studied, the differences between the two concepts suggested new analyses are required. Further, computational advances in neutronics calculations also motivate updating results from more than 25 years ago. The neutron spectra emitted from the much larger yield hybrid Inertial Confinement Energy (IFE) target is presented. Selected breeding materials are compared by tritium breeding ratio (TBR), activation, and first wall protection where FLiBe is proposed as the overall best choice. The first wall neutron activation and structural damage, including gas generation in the wall, is presented for various FLiBe protective wet-wall thicknesses. Final optic neutron damage is also examined and results in optics long enough lifespan with moderate annealing temperatures. Some limited comparisons of first wall damage for ICF and Magnetic Confinement Fusion relevant conditions is presented. HYLIFE-III with FLiBe as the breeding material and first wall protection provides a very robust TBR above 1.2.