REACTORES DE FUSION NUCLEAR

Autor: FONTDECABA CLIMENT JOSEP MARIA.
Año: 2003.
Universidad: POLITECNICA DE CATALUÑA.
Centro de lectura: FISICA I ENGINYERIA NUCLEAR.
Centro de realización: FÍSICA I ENGINYERIA NUCLEAR.

Resumen: En la investigación de la fusión termonuclear controlada por confinamiento magnético es importante conocer el transporte de energía en los plasmas, pues este transporte es el que hace que se enfríe más o menos rápidamente con lo que se obtendrán o no las reacciones de fusión. El transporte de energía en los plasmas es mayoritariamente turbulento o anómalo, hasta la fecha no hay una teoría que explique satisfactoriamente este tipo de transporte, por tanto para poder realizar estudios y extrapolaciones se utilizan modelos semiempíricos en códigos de simulación validados. Uno de estos códigos de simulación está PRETOR-Stellarator, utilizado y mejorado durante la realización de esta tesis. Por otra parte un aspecto importante de los dispositivos de fusión son los diagnósticos, herramientas imprescindibles para comprender la propiedades del plasma confinado en su interior. Uno de los diagnósticos instalados en el stellarator heliac flexible TJ-II del Laboratorio Nacional de Fusión de Madrid es el espectrómetro de intercambio de carga. Durante esta tesis se ha profundizado en su estudio y manejo para después poder analizar sus resultados. Con la siguiente generación de máquinas de fusión se pretende aumentar las prestaciones y llegar a demostrar la viabilidad de esta tecnología para producir electricidad. Para ello la máquinas deben ser mucho mayores y, por tanto, más caras y complejas. Por esto diversos países han colaborado en el diseño y, en el futuro, construcción del dispositivo. Para que los científicos de todos los países participantes puedan beneficiarse de los datos obtenidos por la nuevas máquinas se hacen imprescindibles las herramientas de participación remota. Uno de los puntos principales de esta tesis es la utilización de este tipo de herramientas para el manejo del espectrómetro de intercambio de carga, con lo que es un ejemplo para el futuro. En esta tesis se han realizado diferentes estudios de transporte de calor por los electrones en el plasma. Primero se ha acabado de validar el código PRETOR-Stellarator con datos de descargas de TJ-II obtenidos mediante la participación remota. Seguidamente se ha introducido una modificación del código que permite simular con mayor exactitud la parte central del plasma, con estas modificaciones se ha realizado un estudio del modo de confinamiento mejorado de TJ-II. Con el espectrómetro de intercambio de carga se han realizado una serie de medidas destinadas a comprobar las asimetrías poloidales de fuga de iones del plasma y después se ha intentado ver la influencia de la inducción de corriente en el plasma en la temperatura de los iones. Finalmente con datos obtenidos del espectrómetro de intercambio de carga se ha realizado un estudio del transporte del calor por los iones. Primero se ha realizado hasta un radio efectivo de 0.6 aproximadamente y después, gracias a una mejora del diagnóstico, se ha podido completar el perfil radial hasta fuera de la última superficie de flujo cerrada. Esto último es una novedad, ya que hasta ahora no se había hecho, además da como resultado una temperatura de los iones totalmente plana a lo largo de todo el radio e incluso fuera de esta última superficie cerrada de flujo. Con esta tesis se han probado herramientas de participación remota comprobando que son aptas para su empleo en grandes instalaciones científicas. Además se ha profundizado el conocimiento de los plasmas de TJ-II. También ha acabado de validar el código PRETOR-Stellarator, con lo que se tiene una herramienta útil para la simulación de plasmas de fusión.

Autor: SEDANO MIQUEL LUIS ANGEL.
Año: 1996.
Universidad: POLITECNICA DE CATALUÑA.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: FISICA I ENGINYERIA NUCLEAR PROGRAMA DE DOCTORADO: ENGINYERIA NUCLEAR.

Autor: PEREZ RAMIREZ ANGEL SAMUEL.
Año: 1995.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: INGENIERIA NUCLEAR PROGRAMA DE DOCTORADO: FUSION POR CONFINAMIENTO INERCIAL.

Resumen: EN UN REACTOR DE FUSION LAS FUENTES PRINCIPALES DE RADIACTIVIDAD SON EL TRITIO USADO COMO COMBUSTIBLE Y LOS MATERIALES ACTIVADOS NEUTRONICAMENTE. EL TRITIO NO PUEDE EVITARSE, AL MENOS EN LA PRIMERA GENERACION DE 2 REACTORES DEL TIPO D-T, PERO LOS PROBLEMAS RELACIONADOS CON EL PUEDEN SER FACILMENTE MANEJADOS MEDIANTE UN DISEÑO ADECUADO. POR OTRO LADO, EN LO QUE RESPECTA A LOS MATERIALES ACTIVADOS, ES POSIBLE SELECCIONAR MATERIALES ESPECIFICOS DE BAJA ACTIVACION Y CON ELLO REDUCIR CONSIDERABLEMENTE EL RIESGO ASOCIADO. UNO DE ELLOS ES EL SIC/SIC, UN COMPOSITE CERAMICO CUYAS PROPIEDADES FISICAS HACEN DE EL UN CANDIDATO RAZONABLE A LARGO PLAZO PARA EL MATERIAL ESTRUCTURAL DE LAS FUTURAS PLANTAS DE FUSION. ESTOS REACTORES PODRIAN EMPEZAR SU OPERACION DENTRO DE 40 O 50 AÑOS, LO QUE DEJA EL TIEMPO NECESARIO PARA EL DESARROLLO Y MEJORA DEL SIC/SIC DE NUESTROS DIAS. EN EL PRESENTE TRABAJO, DESPUES DE HABER HECHO LOS CALCULOS DE ACTIVACION PARA TODOS LOS ELEMENTOS EXISTENTES, SE IDENTIFICA Y SELECCIONA UNA ALTERNATIVA RAZONABLE AL SIC/SIC: EL COMPOSITE SIC/SIC2. SE HA DESARROLLADO UN METODO DE FABRICACION Y SE HA HECHO LA CARACTERIZACION DE ESTE MATERIAL. SIN EMBARGO LOS RESULTADOS OBTENIDOS REVELAN QUE SUS PRESTACIONES SON MENOS PROMETEDORAS QUE LAS DEL SIC/SIC. POR ESTA RAZON, LA PARTE RELACIONADA CON EL DISEÑO DE ESTE TRABAJO SE HA HECHO UTILIZANDO EL MATERIAL ESTRUCTURAL QUE MEJORES PROPIEDADES PRESENTA, EL COMPOSITE CERAMICO SIC/SIC. SE HA DISEÑADO EN DETALLE EL SEGMENTO EXTERIOR DE UNA ENVOLTURA REPRODUCTORA PARA UN REACTOR DE FUSION COMERCIAL: TAURO, QUE ES UNA ENVOLTURA AUTORREFRIGERADA POR PB-17LI. TAURO APROVECHA QUE EL SIC/SIC ES UN AISLANTE ELECTRICO PARA SACAR PARTIDO DE LA SENCILLEZ INTRINSECA DE LAS ENVOLTURAS AUTORREFRIGERADAS, YA QUE SE UTILIZA UN SOLO MATERIAL, EL PB-17LI, COMO REPRODUCTOR DE TRITIO Y REFRIGERANTE DE LA ENVOLTURA. EL USO DE UN MATERIAL COMO EL SIC/SIC PRESENTA PROBLEMAS ESPECIFICOS QUE, SIN EMBARGO, YA HAN SIDO RESUELTOS PARA MATERIALES MAS CONVENCIONALES, COMO EL ESTABLECIMIENTO DE CRITERIOS DE DISEÑO Y DE LAS TECNICAS DE UNION. LOS CALCULOS DEMUESTRAN QUE TAURO CUMPLE CON TODAS LAS FUNCIONES DE UNA ENVOLTURA REPRODUCTORA; POR EJEMPLO, ES AUTOSUFICIENTE EN TRITIO, SOPORTA LAS TENSIONES MECANICAS Y TERMICAS, RECUPERA LA ENERGIA DESPOSITADA POR LOS NEUTRONES PARA CONVERTIRLA EN ELECTRICIDAD CON GRAN EFICIENCIA Y PROTEGE LOS IMANES SUPERCONDUCTORES SITUADOS FUERA DE LA CAMARA DE VACIO. ADEMAS, EL ANALISIS DE UNA SECUENCIA ACCIDENTAL DE PERDIDA DE FLUJO DE REFRIGERANTE (LOFA) MUESTRA COMO ESTE TIPO DE ACCIDENTE PUEDE SER GESTIONADO SIN DAÑO EN LA INSTALACION.

Autor: VIOLA TERES JOSEP RAMON.
Año: 1993.
Universidad: POLITECNICA DE CATALUÑA.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: FISICA E INGENIERIA NUCLEAR PROGRAMA DE DOCTORADO: INGENIERIA NUCLEAR.

Resumen: LA TESIS SE ENCUADRA EN EL CAMPO DE INVESTIGACION DE LA FUSION NUCLEAR CONTROLADA POR CONFINAMIENTO MAGNETICO EN DISPOSITIVOS DEL TIPO TOKAMAK, Y SE HA LLEVADO A CABO EN EL PRINCIPAL CENTRO DE INVESTIGACION EXPERIMENTAL DEL MUNDO, JET (JOINT EUROPEAN TORUS) Y EN PARTICULAR EN EL CONTROL DE IMPUREZAS QUE LAS PAREDES DE LA CAMARA DE VACIO VIERTEN EL PLASMA MEDIANTE LA INSTALACION Y OPERACION DEL LLAMADO "DIVERTOR" EN LA CAMARA. LA TESIS PROPONE Y DESARROLLA INICIALMENTE UN METODO DE CALCULO DE LA POTENCIA DEPOSITADA EN LAS PLACAS DEL DIVERTOR. ESTE METODO PERMITE TRATAR PRACTICAMENTE CUALQUIER GEOMETRIA, ASI COMO UTILIZAR CUALQUIER CONFIGURACION MAGNETICA. EL METODO ENCUENTRA APLICACION EN ESTA TESIS, EN EL ESTUDIO DE LA DENSIDAD DE POTENCIA Y TOLERANCIAS MAXIMAS DEL DIVERTOR INERCIALMENTE REFRIGERADO MARK-I DEL JET. LA SENGUNDA PARTE DE LA TESIS ABORDA EL PROBLEMA DE LA CONCENTRACION DE TENSIONES SINGULARES EN LOS BORDES DE UN DIVERTOR BI-METALICO PROPUESTO EN JET CON OBJETO DE DEFINICION DEL CONCEPTO EN EL FUTURO REACTOR EXPERIMENTAL ITER (INTERNATIONAL THERMONUCLEAR EXPERIMENTAL REACTOR). EN ESTE SENTIDO LA TESIS PROPONE UN METODO DE ANALISIS PARA LA OPTIMIZACIONES DE LOS COMPONENTES AFECTADOS, CON EL OBJETIVO DE DISMINUIR LAS TENSIONES EN LOS BORDES, LO QUE PERMITIRIA LA OPERACION DE ESTE DIVERTOR SIENDO CAPAZ DE SOPORTAR DENSIDADES DE POTENCIA SUPERIORES AL LIMITE ACTUAL. COMO CONCLUSION ESENCIAL DE ESTA TESIS SE CONSIDERA QUE ES POSIBLE DISEÑAR Y OPERAR EN UNA INSTALACION DE FUSION (TIPO JET) CON UN DIVERTOR BI-METALICO CON UN FACTOR DE SEGURIDAD (RESPECTO A LOS PROBLEMAS DE LAS TENSIONES) ELEVADO.

Autor: MARTIN SOLIS JOSE RAMON.
Año: 1992.
Universidad: COMPLUTENSE DE MADRID.
Centro de lectura: FISICA.
Centro de realización: DEPARTAMENTO: FISICA ATOMICA, MOLECULAR Y NUCLEAR PROGRAMA DE DOCTORADO: FISICA ATOMICA Y ASTROFISICA.

Resumen: LA INYECCION DE PEQUEÑOS PELLETS EN EL PLASMA ES EMPLEADA PARA OBTENER LOS COEFICIENTES DE TRANSPORTE DE CALOR Y PARTICULAS EN EL TOKAMAK JET. LAS PRINCIPALES CONTRIBUCIONES DESCRITAS EN ESTA TESIS SON: A) LA MEDIDA SIMULTANEA EN LA REGION CENTRAL DEL PLASMA DE LOS COEFICIENTES DE DIFUSION DE CALOR Y DENSIDAD ELECTRONICA EN DISTINTOS REGIMENES DE CONFINAMIENTO A PARTIR DE LA EVOLUCION DE LAS PERTURBACIONES INDUCIDAS POR UN PELLET AL ENTRAR EN EL PLASMA; B) ANALISIS DE LAS PROPIEDADES DEL TRANSPORTE ELECTRONICO EN EL BORDE DEL PLASMA A PARTIR DE LA PROPAGACION HACIA EL BORDE DEL PLASMA DE LAS PERTURBACIONES DE TEMPERATURA Y DENSIDAD PRODUCIDAS POR UN PELLET DE DEUTERIO; C) MEDIDA DEL COEFICIENTE DE DIFUSION DE ELECTRONES SUPRATERMICOS DURANTE LHCD.

Autor: SANZ GOZALO JAVIER.
Año: 1988.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
Centro de realización: INSTITUTO DE FUSION NUCLEAR, E.T.S. INGENIEROS INDUSTRIALES, UNIVERSIDAD POLITECNICA DE MADRID.

Resumen: RESULTADO FUNDAMENTAL DE LA TESIS ES EL DESARROLLO DE UN MODELO DE CALCULO CAPAZ DE I) DETERMINAR LA EVOLUCION TEMPORAL DE LA PRODUCCION DE DESPLAZAMIENTOS ATOMICOS Y DE IMPUREZAS EN MATERIALES SOMETIDOS A LAS CONDICIONES DE IRRADIACION NEUTRONICA DE REACTORES DE FUSION Y DE INSTALACIONES EXPERIMENTALES, Y DE II) LLEVAR A CABO UN ANALISIS EXHAUSTIVO DE LA PRODUCCION DE IMPUREZAS. ADEMAS, SE APORTA UN MODELO ORIGINAL EN LA EVALUACION DE LA FUENTE NEUTRONICA DE FUSION INERCIAL (FCI), DEFINIENDO Y VALIDANDO UN PARAMETRO ASOCIADO AL QUEMADO DE LA MISMA, QUE LA CARACTERIZA Y POSIBILITA SU OBTENCION HACIENDO USO DE CALCULOS NEUTRONICOS ESTACIONARIOS. EL TRATAMIENTO DEL PROBLEMA DE LA GENERACION DE PRODUCTOS DE TRANSMUTACION, SE BASA EN EL CONCEPTO ORIGINAL DE FUNCION GENERATRIZ, QUE PROPORCIONA EL NUMERO DE ATOMOS PRODUCIDOS DE UNA ESPECIE (ELEMENTO O ISOTOPO) POR ATOMO INICIAL DE OTRA INICIALMENTE CONSTITUYENTE DE LA ALEACION. A PARTIR DE ESTAS FUNCIONES RESULTA SENCILLO ANALIZAR LA PRODUCCION DE UNA ESPECIE PARTICULAR, EVALUANDO I) LAS FUENTES (ELEMENTOS E ISOTOPOS), II) LAS SECUENCIAS QUE CONDUCEN A LA PRODUCCION DEL NUCLEIDO O NUCLEIDOS CRITICOS, ESTABLECIENDO SU CONTRIBUCION A LA MISMA. CON RELACION AL CALCULO DE DESPLAZAMIENTOS, SE HAN TRATADO: I) DETERMINACION DE LA FUNCION DE DAÑO, Y II) CALCULO DE LA SECCION EFICAZ DE DAÑO. LA FUNCION DE DAÑO SE HA OBTENIDO MEDIANTE SIMULACION NUMERICA DE LOS PROCESOS DE DAÑO, Y REPRESENTA EL NUMERO TOTAL DE PARES FRENKEL QUE QUEDARIAN COMO PERMANENTES EN UNA CASCADA DE DESPLAZAMIENTO FORMADA A TEMPERATURAS PROXIMAS A OK. SE DEMUESTRA QUE LA TASA DE PRODUCCION DE DESPLAZAMIENTOS EN EL CONCEPTO FCI ES APROXIMADAMENTE UN ORDEN DE MAGNITUD MENOR QUE LO OBTENIDO EN EL REACTOR HFIR (FISION MIXTA) Y EN EL CONCEPTO FCM (MAGNETICO). EL CAMBIO DE COMPOSICION EN EL MATERIAL POR EFECTO DE LAS TRANSMUTACIONES ES MUY DEPENDIENTE DEL TIPO DE AMBIENTE NEUTRONICO, SIENDO ESPECIALMENTE PRONUNCIADO EN LOS CASOS DEL REACTOR HFIR Y DEL CONCEPTO FCM, Y MENOR AUNQUE NO DESPRECIABLE EN EL CASO FCI.

Autor: PIERA CARRETE MIREIA.
Año: 1985.
Universidad: POLITECNICA DE MADRID.
Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES .
Centro de realización: ESCUELA TECNICA SUPERIOR DE INGENIEROS INDUSTRIALES DE MADRID..

Resumen: EN ESTA TESIS SE HA ELABORADO UNA TEORIA NEUTRONICA QUE PERMITE CARACTERIZAR EL COMPORTAMIENTO DEL REACTOR HIBRIDO IDENTIFICAR LOS PARAMETROS CRITICOS DE LOS QUE DEPENDEN LAS MAGNITUDES DE INTERES ( MULTIPLICACION NEUTRONICA FERTILIDAD REPRODUCCION DE TRITIO) ACOTAR LOS RESULTADOS Y ESTABLECER VENTANAS DE DISEÑO. TAMBIEN SE DEFINEN INDICES ESPECTRALES DE CALIDAD QUE DEFINEN Y DETERMINAN LA FACTIBILIDAD DE QUE EL HIBRIDO FUNCIONE EN DETERMINADOS REGIMENES.