Tesis:
Modelización y validación experimental del transporte de tritio en metal líquido y otros materiales para reactores de fusión nuclear magnética e inercial.
- Autor: MORAL FERNANDEZ, Nuria
- Título: Modelización y validación experimental del transporte de tritio en metal líquido y otros materiales para reactores de fusión nuclear magnética e inercial.
- Fecha: 2015
- Materia: Sin materia definida
- Escuela: E.T.S. DE INGENIEROS INDUSTRIALES
- Departamentos: INGENIERIA ENERGETICA
- Acceso electrónico: http://oa.upm.es/35498/
- Director/a 1º: PERLADO MARTIN, José Manuel
- Resumen: La presente tesis se centra en el estudio de los fenómenos de transporte de los isótopos de hidrógeno, y más concretamente del tritio, en materiales de interés para los reactores de fusión nuclear. Los futuros reactores de fusión nuclear necesitarán una Planta de Tritio, con una envoltura regeneradora (breeding blanket) y unos sistemas auxiliares claves para su diseño. Por lo tanto su desarrollo y cualificación son cruciales para demostrar que los reactores de fusión son una opción viable como futura fuente de energía. Se han resaltado los diferentes retos de la difusión y retención de estas especies ligeras para cada sistema de la Planta de Tritio, y se han identificado las necesidades experimentales y paramétricas para abordar las simulaciones de difusión, como factores de transporte como la difusividad, absorción/desorción, solubilidad y atrapamiento. Se han estudiado los fenómenos de transporte y parámetros del T en el metal líquido LiPb, componente del breeding blanket tanto para una planta de fusión magnética como inercial. Para ello se han utilizado dos experimentos con características diversas, uno de ellos se ha llevado a cabo en un reactor de alto flujo, y por lo tanto, en condiciones de irradiación, y el otro sin irradiación. Los métodos de simulación numérica aplicados se han adaptado a los experimentos para las mediciones y para estudiar el régimen de transporte. En el estudio de estos experimentos se ha obtenido un valor para algunos de los parámetros claves en el transporte y gestión del tritio en el reactor. Finalmente se realiza un cálculo de la acumulación y difusión de tritio en una primera pared de tungsteno para un reactor de fusión inercial. En concreto para el proyecto de fusión por láser europeo, HiPER (para sus fases 4a y 4b). Se ha estudiado: la implantación de los isótopos de H y He en la pared de W tras una reacción de fusión por iluminación directa con un láser de 48MJ; el efecto en el transporte de T de los picos de temperatura en el W debido a la frecuencia de los eventos de fusión; el régimen de transporte en la primera pared. Se han identificado la naturaleza de las trampas más importantes para el T y se ha propuesto un modelo avanzado para la difusión con trampas.