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Examinando por Autor "Sanz Gozalo, Javier"

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ACABLoop simulation tool: Improving the activation prediction of flowing PbLi alloy in support of DEMO fusion reactor design
(ELSEVIER, 2024) García Camacho, Mauricio; Catalán Pérez, Juan Pablo; Sanz Gozalo, Javier
PbLi alloy as breeder material is considered within the EUROfusion Programme in the Water-Cooled Lithium-Lead blanket concept of DEMO fusion reactor. The PbLi travels along loops entering and leaving the Breeding Blanket for recovering the produced tritium, removing generated impurities and activated corrosion products, etc. Prediction of activation-related responses in the flowing PbLi is a key safety issue in support of DEMO design. Traditionally, the activation inventory generated in the flowing PbLi has been calculated considering a simplistic approach, valid only for a pre-conceptual analysis. Additionally, the simulation of some phenomena is not possible when using that simple methodology. ACABLoop has been conceived as a tool to overcome such limitations predicting more realistically the activation of the PbLi alloy, providing all the information related to the generated isotopic inventory in the fluid. Status of ACABLoop development is presented as well as some applications for PbLi activation in DEMO loops, proving its suitability for fusion activation calculations. Additionally, a promising first validation of ACABLoop using a water loop and a D-T fusion neutron spectrum is shown. Last improvements of ACABLoop are devoted to allowing incorporation of CFD information as a tool for increasing the reliability in some specific situations.
Acondicionamiento de acopladores y cavidades de radiofrecuencia para aceleradores de iones usados en instalaciones nucleares para el estudio de materiales para fusión
(Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Internacional de Doctorado. Programa de Doctorado en Tecnologías Industriales, 2024) Regidor Serrano, David; Jiménez Rey, David; Morena Álvarez-Palencia, Cristina; Sanz Gozalo, Javier
Análisis nuclear en reactores de fusión por confinamiento magnético: desarrollos computacionales y aplicación a DEMO e ITER
(Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales. Departamento de Ingeniería Energética, 2015-05-14) Catalán Pérez, Juan Pablo; Sanz Gozalo, Javier; Sauvan, Patrick
El objetivo principal de esta tesis es primero, proponer e implementar una metodología que permita realizar el análisis nuclear de reactores de confinamiento magnético, y segundo, aplicarla a diferentes instalaciones actualmente de gran interés en el mundo de la fusión. Teniendo esto en cuenta la tesis se estructura en dos partes principales: metodología y aplicaciones. En la primera parte se presenta la metodología implementada para abordar el análisis nuclear que requiere de cálculos de transporte de radiación y de activación de los materiales así como del acoplamiento entre ambos. Para realizar los cálculos de transporte y activación se han utilizado los códigos MCNP y ACAB que se pueden considerar estándar dentro del mundo de la fusión. Mientras que para el acoplamiento transporte-activación, utilizado mayoritariamente para el cálculo de dosis residual, se necesitan herramientas que sean capaces de obtener la fuente de decaimiento con una gran resolución espacial. En esta tesis se presenta el desarrollo de la herramienta R2SUNED para el acoplamiento transporte-activación. Tanto la descripción de esta herramienta como su verificación ocupan un papel central en esta tesis. En la segunda parte de la tesis la metodología propuesta se ha aplicado a tres instalaciones diferentes: dos reactores DEMO (DCLL y HCLL) y al reactor experimental ITER. Estas aplicaciones tienen diferentes niveles de complejidad mostrando, en buena medida, la evolución del autor a lo largo del desarrollo de esta tesis.
Caracterización de la piscina de almacenamiento de fuentes neutrónicas del Laboratorio de Patrones Neutrónicos, por medio de técnicas Montecarlo
(Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales. Departamento de Ingeniería energética, 2013-09-01) Campo Blanco, Xandra; Sanz Gozalo, Javier; Embid Segura, Miguel
El desarrollo de materiales resistentes al daño por irradiación es uno de los campos abiertos más importantes en el diseño de instalaciones experimentales y en plantas conceptuales nucleoeléctricas de fusión. El Laboratorio de Patrones Neutrónicos es una instalación que pretende colaborar en este desarrollo facilitando la irradiación neutrónica de materiales en su piscina de almacenamiento de fuentes neutrónicas de calibración. Para ello, es fundamental que la propia piscina esté bien caracterizada respecto a la fluencia y espectros neutrónicos presentes en el interior de la misma debido a la presencia de dichas fuentes. En este estudio, se presenta un resumen de las principales características de esta instalación y se lleva a cabo la caracterización de la piscina de almacenamiento de fuentes neutrónicas. Finalmente, se muestra cómo se puede aplicar los resultados obtenidos en la caracterización para la irradiación neutrónica de materiales.
Caracterización neutrónica de una instalación de almacenamiento de combustible nuclear gastado y de un nuevo material de blindaje neutrónico (Resumen)
(Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Internacional de Doctorado. Programa de Doctorado en Tecnologías Industriales, 2018-12-04) Campo Blanco, Xandra; Sanz Gozalo, Javier; Embid Segura, Miguel
El objetivo último de esta Tesis es contribuir a mejorar la problemática del almacenamiento de combustible nuclear gastado en las centrales nucleares españolas, que prácticamente han agotado la capacidad de sus piscinas de combustible gastado. A la espera de la construcción del Almacén Temporal Centralizado, las centrales nucleares han puesto o están poniendo en marcha sus propios Almacenes Temporales Individuales para el almacenamiento en seco del combustible gastado en contenedores. Para ello, y aprovechando el reciente establecimiento de un sistema de metrología neutrónica en España, materializado en el Laboratorio de Patrones Neutrónicos del CIEMAT, se han estudiado dos opciones, que son la caracterización metrológica de campos neutrónicos de trabajo y la evaluación de materiales de blindaje neutrónico en campos neutrónicos estandarizados.
Desing of an experimental facility for Tritium extraction from eutectic Lead-Lithium
(Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Internacional de Doctorado. Programa de Doctorado en Tecnologías Industriales, 2019-01-18) Garcinuño Pindado, Belit; Rapisarda Socorro, David; Sanz Gozalo, Javier
Esta Tesis se ha centrado en el problema asociado a la recuperación de tritio para la operación de reactores de fusión de un modo auto-sostenible. Como base, se ha seleccionado un reactor DEMO operado con un breeding blanket DCLL (Dual Coolant Lithium Lead) que utiliza la aleación eutéctica PbLi como regenerador de tritio, multiplicador de neutrones y refrigerante principal. Uno de los sistemas más importantes del reactor es el Sistema de Extracción y Recuperación de Tritio (TERS, de sus siglas en inglés), que se encarga de extraer el tritio generado para enviarlo a la Planta de Tritio y posteriormente ser reinyectado en el plasma para cerrar el ciclo. La opción seleccionada como tecnología de extracción de tritio para blankets basados en metal líquido es la permeación contra vacío (Permeation Against Vacuum, PAV). Dado que no hay resultados experimentales que validen la aplicabilidad de esta técnica, el objetivo principal de esta Tesis es el diseño de una instalación experimental capaz de demostrar la viabilidad de la tecnología PAV como sistema de extracción de isótopos de hidrógeno. Dicha instalación consiste en un circuito cerrado de metal líquido que lleva asociados una serie de componentes necesarios para dar soporte a la actividad, fundamentalmente un extractor (PAV) y un sistema de inyección de gas. El circuito, CLIPPER, se ha diseñado de acuerdo a los parámetros de operación del breeding blanket y su TERS, para así obtener unos resultados relevantes y extrapolables a DEMO. Por tanto, el primer paso de este trabajo se ha centrado en el diseño del TERS - DCLL, necesario para definir los parámetros de operación sobre los que diseñar y escalar la instalación experimental. El componente básico del TERS es el PAV, por lo que se ha realizado una optimización de su diseño operando en condiciones de DCLL, y partiendo del desarrollo teórico de un modelo de transporte de tritio que relaciona los parámetros físicos y geométricos del permeador en términos de eficiencia. Dicho modelo depende de los materiales que se utilizan para el estudio por sus características de permeación y compatibilidad con el PbLi, así como de la temperatura de operación y caudal del metal líquido. Uno de los resultados más relevantes es que los parámetros con mayor influencia en la eficiencia del permeador son la longitud de la membrana y la altura del canal. Se ha encontrado que un aspecto crítico en el diseño es la incertidumbre en el valor de la solubilidad de tritio en PbLi, que se traduce en una alta dispersión en la eficiencia calculada. Finalmente, se presenta un diseño de PAV capaz de recuperar tritio con una eficiencia del 80% cuando opera en condiciones DCLL, y que es adaptable a las necesidades del reactor. La dispersión en el valor de la solubilidad tiene una segunda consecuencia, ya que afecta al rango de velocidad de bombeo del sistema de vacío del permeador dificultando la definición de la bomba más adecuada, y que podría condicionar el funcionamiento de la técnica. Además, se ha determinado que la velocidad de bombeo mínima necesaria es 150 m3/s y actualmente no hay bombas compatibles capaces de llegar a ese nivel. Por ello se ha propuesto un diseño adaptado de una bomba comercial que, aumentando su tamaño, cubre las necesidades descritas. Una vez establecidos los parámetros de referencia se han fijado las condiciones de trabajo del lazo experimental, que cubren un amplio rango de operación con el objetivo de caracterizar el comportamiento de PAV en diferentes condiciones de caudal, temperatura y presión parcial de hidrógeno. Dado que el manejo de tritio atañe una serie de riesgos debido a su radiactividad y requiere una serie de instalaciones especiales y dedicadas, los experimentos se llevarán a cabo utilizando dos isótopos de ese gas, deuterio e hidrógeno.
Development of a methodology to estimate the statistical SDR uncertainty with R2S-UNED
(ELSEVIER, 2021) Alguacil Orejudo, Javier; Catalán Pérez, Juan Pablo; Sanz Gozalo, Javier; Sauvan, Patrick; https://orcid.org/0000-0002-9128-8817
The Rigorous-Two-Steps (R2S) is one of the most useful methods to estimate the Shutdown Dose Rate (SDR). The most advanced R2S tools couple neutron and photon transport, which are often simulated using Monte Carlo (MC) codes, through an activation simulation using mesh-based techniques to improve the spatial resolution of the neutron flux and the decay gamma source. One of the problems of the methodology is that the statistical uncertainty of the neutron flux due to the MC method used by the transport codes is not considered by most R2S implementations. Consequently, larger tolerance must be assumed affecting to the design of the nuclear facilities. This article describes a scheme allowing the calculation of the SDR statistical uncertainty without any additional assumptions than those used in the R2S methodology. The approach proposed in this article is suitable for cell- and mesh-based R2S implementations. In this work, the methodology was implemented in the R2S-UNED code. The accurate application of the methodology requires the full the neutron flux uncertainty (covariance matrix) as input data. MCNP was modified to calculate this matrix, although, it cannot be calculated for most of the realistic R2S simulations due to its size. If that is the situation, we propose a guideline to reduce the size of the covariance matrix to be calculated according to its element contribution to the SDR. When this guideline cannot be applied, the methodology still allows calculating the upper and lower SDR uncertainty bounds. In this article, the guideline is applied to the calculation of the SDR uncertainty in the computational benchmark of ITER. In addition, we also study the possible impact of the neutron flux correlation degree on the SDR uncertainty in this benchmark.
Developments of 3D geometries for activation computations and radiation transport
(Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Internacional de Doctorado. Programa de Doctorado en Tecnologías Industriales, 2024) García Bueno, Juan; Sanz Gozalo, Javier; Catalán Pérez, Juan Pablo
Diseño nuclear de un reactor de fusión por confinamiento magnético con envoltura regeneradora líquida de doble refrigerante He/LiPb (DCLL)
(Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales. Departamento de Ingeniería Energética, 2014-07-16) Palermo, Iole; Sanz Gozalo, Javier; Gómez Ros, José María
El presente trabajo, se centra en el análisis neutrónico o, de forma más amplia, el análisis nuclear, de una de las opciones de reactor de fusión basado en una Envoltura Regeneradora designada como DCLL (Dual Coolant Uthium-Lead). Como punto de partida, se han utilizado las especificaciones del Power Plant Conceptual Studies Europeo para llegar a un diseño nuevo, eficiente y tecnológicamente viable, cuyas características se han establecido mediante un riguroso proceso de optimización de los distintos componentes del reactor realizado acoplando las herramientas de diseño (CATIA) con las de simulación, del transporte de la radiación (MCNPX) y de análisis de activación (ACAB) a través de la interfaz entre diseño y análisis (MCAM), para determinar el comportamiento de dichos componentes bajo Jas condiciones reales de operación del reactor y adoptar así las medidas más indicadas para mejorar sus prestaciones. El diseño neutrónico final, ha de responder al requisito de autosuficiencia en tritio, eficiencia termodinámica de la envoltura, a la necesidad de mantener el confinamiento magnético del plasma, a los límites de temperatura impuestos por los materiales utilizados y a los límites de irradiación necesarios para garantizar la mayor vida útil de todos los componentes. De acuerdo con esto, se han estudiado: la Tasa de Regeneración de Tritio, la densidad de potencia en los componentes, el Factor de Multiplicación de Energía, la fluencia, los espectros neutrónicos, la producción de helio en los materiales estructurales y el daño (dpa) producido por la radiación. Finalmente, se ha logrado un grado de óptimización del diseño que cumple con los requisitos imprescindibles de un reactor, proporcionando diversas opciones de diseño basadas en distintos grados de dificultad tecnológica para los materiales propuestos, que podrán constituir la base conceptual para futuros diseños tanto de reactores de demostración DEMO como para plantas de potencia.
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.
Estudios de protección radiológica en la sala del acelerador de la instalación IFMIF/EVEDA : evaluación de la dosis residual y de la producción de residuos radiactivos
(Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales. Departamento de Ingeniería Energética, 2013-04-02) López González de Murillo, Daniel; Sanz Gozalo, Javier; Sauvan, Patrick
E‐lite 360° neutronics model of the ITER tokamak
(Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Internacional de Doctorado. Programa de Doctorado en Tecnologías Industriales, 2021) Pedroche Sánchez, Gabriel; Sanz Gozalo, Javier; Juárez Mañas, Rafael
Fast generation of parametric neutronic models for stellarators. Coupling HeliasGeom and GEOUNED
(ELSEVIER, 2024) Alguacil Orejudo, Javier; Catalán Pérez, Juan Pablo; Palermo, Iole; Sosa, David; Lion, Jorrit; Warmer, F.; Sanz Gozalo, Javier; https://orcid.org/0000-0001-8725-8167; https://orcid.org/0009-0000-5319-5575; https://orcid.org/0000-0002-6249-2368
The operation of the Wendelstein 7-X has highlighted stellarators as potential fusion power reactors. As a consequence, the pre-conceptual design of the next HELIAS stellarator has started in the framework of EUROfusion. During these first stages, it is essential to assess the feasibility of various stellarator concepts. It is important to emphasize that these concepts can vary significantly in terms of their overall shape and allocation of space for each component, including the vacuum vessel, breeding blankets, among others. Although pre-conceptual neutronic analysis can be conducted using straightforward yet representative neutronic models, such as simplified multilayer models with minimal geometric details, the intricate shape of stellarators presents challenges to produce them quickly. This issue prevents the effective parametric optimization of the concepts, creating a bottleneck in the design of HELIAS. In order to overcome this problem, we are developing a computational workflow for the fast production of parametric stellarator neutronic MCNP models. This work presents the current status of the scheme composed of two steps: HeliasGeom for the production of parametric multilayer CAD models, and GEOUNED for the translation of these models to MCNP CSG neutronic models.
Methodological advances in the analysis of Shutdown Dose Rate and shielding design proposals to mitigate it in ITER Diagnostic Port Interspaces (Resumen)
(Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Internacional de Doctorado. Programa de Doctorado en Tecnologías Industriales, 2019) Kolsek, Aljaz; Sanz Gozalo, Javier; Juárez Mañas, Rafael
Neutron analyses and design of components for ITER (Resumen)
(Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Internacional de Doctorado. Programa de Doctorado en Tecnologías Industriales, 2018) López Revelles, Antonio Jesús; Sanz Gozalo, Javier; Juárez Mañas, Rafael
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.
Resolution of neutronic challenges for the development of ITER and DEMO-EU magnetic fusion reactors
(Universidad Nacional de Educación a Distancia (España). Escuela Internacional de Doctorado. Programa de Doctorado en Tecnologías Industriales, 2017) García Martín, Raquel; Sanz Gozalo, Javier; Catalán Pérez, Juan Pablo
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.
Shielding conceptual designs of ITER TCP ports to protect electronics
(Elsevier, 2022-01-18) Martínez Albertos, Pablo; Pedroche Sánchez, Gabriel; Dremel, M.; Pearce, R.; Loughlin, M.; Le Tonqueze, Y.; Sanz Gozalo, Javier; Juárez Mañas, Rafael
Critical electronics of ITER Tokamak, hosted in the shielded corners (SC) of the Tokamak Building (B11), must operate under acceptable neutronic flux conditions (≤10 n⋅cm 2⋅s 1) to minimize single event effects. During machine operation and at lower level (B1), both the Torus Cryopumps (TCP) ports location within B11 and their pumping efficiency constraints are factors contributing to the radiation environment in the SC. Although previous studies have addressed the transmission of radiation out the vessel of TCP ports, none of them have assessed the impact of such radiation beyond the Port Cell. In this work, different TCP shielding configurations were evaluated at B1 level of B11 due to plasma neutrons emerging from the six TCP ports only. MCNP and dedicated computational tools were used to perform the radiation transport calculations. Albeit being a partial study, the examination of the compatibility between the TCP plasma neutron flux and the electronics limit in the SC has been addressed, while considering the combined effect of the shielding design and the building walls, lintels and doors in the results. We present a combined shielding case that reduces the neutron flux to a range of 1.3–9.3 n⋅cm 2⋅s 1 depending on the location, which is compatible with the limit while respecting pumping efficiency and assembly difficulty constraints
Sustaining regional Nuclear Human Capacity Building in Europe
(ELSEVIER, 2024) Dieguez Porras, Pedro; Sanz Gozalo, Javier; Cizelj, Leon; Ambrosini, Walter; Pavel, Gabriel Lazaro; https://orcid.org/0000-0002-8038-722X; https://orcid.org/0000-0002-8396-7465
Nuclear science, a pillar of human advancement in the last century, contributes significantly to clean energy and advanced medical care worldwide. This work highlights the critical importance of preserving nuclear human capacity in Europe to maintain a robust pool of expertise and nuclear Education and Training (E&T) infrastructure. Since 2000, the Organization for Economic Co-operation and Development - Nuclear Energy Agency (OECD-NEA) has expressed deep concern regarding the potential shortage of human resources in the field of nuclear science. The European Human Resources Observatory for Nuclear (EHRO-N) provided insight into the actual human resource levels needed in the nuclear industry in Europe, and this concern remains prevalent in the international community as of the year 2023, especially considering the projected nuclear power capacity by 2050. Given the distinctive and diverse challenges encountered within Europe, a novel quadrangular analysis model is introduced to facilitate the understanding of the diverse Nuclear Human Capacity Building (NHCB) development scenarios in the region. In the European Union (EU), concerted efforts were initiated in 2003 to establish regional networking activities dedicated to nuclear E&T. Since then, a wide range of nuclear stakeholders, including universities, research centers, industry representatives, technical support organizations, and regulatory bodies, have come together in a bottom-up approach to tackle the different NHCB scenarios in Europe, challenged by a variety of public acceptance, a weakly coordinated nuclear policy top-down approach and the cyclical demand of human capital caused by nuclear construction projects. Their collective goal has been to shape a European nuclear E&T ecosystem capable of addressing potential gaps in human resources within the European region. Drawing from the accumulated experience of coordinated European nuclear E&T and knowledge management projects, primarily funded by Euratom, a human-centered and generic NHCB Regional Collaboration Framework Model is proposed to support future coordination efforts in this scientific ecosystem. It is designed to serve as a communication tool for both top-down and bottom-up initiatives from governments, public and private institutions in the EU. The insights and know-how developed by the nuclear E&T community extend beyond their specific domain, offering valuable lessons to the broader nuclear scientific community as well as other industries facing similar challenges in attracting, retaining, and developing human talent.

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