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

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.