Effects of irradiation on plasma facing materials in HiPER Laser Fusion Power Plant : Silica Final Lenses and Tungsten First Wall

Rodríguez Páramo, Ángel (2017). Effects of irradiation on plasma facing materials in HiPER Laser Fusion Power Plant : Silica Final Lenses and Tungsten First Wall. Tesis (Doctoral), E.T.S.I. Industriales (UPM). https://doi.org/10.20868/UPM.thesis.47712.

Descripción

Título: Effects of irradiation on plasma facing materials in HiPER Laser Fusion Power Plant : Silica Final Lenses and Tungsten First Wall
Autor/es:
  • Rodríguez Páramo, Ángel
Director/es:
  • Rivera de Mena, Antonio
  • Sordo Balbín, Fernando
Tipo de Documento: Tesis (Doctoral)
Fecha: 2017
Materias:
Escuela: E.T.S.I. Industriales (UPM)
Departamento: Ingeniería Energética
Licencias Creative Commons: Reconocimiento - Sin obra derivada - No comercial

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Resumen

La investigación y el desarrollo de nuevas fuentes de energía es necesaria debido al crecimiento de demanda energética a nivel global. Una de estas fuentes de energía alternativas se basa en control y la explotación de la fusión nuclear, que podría convertirse en una opción real para producción energética a medio plazo. Para el desarrollo de la fusión nuclear es fundamental las investigación en física de plasmas y tecnologías de reactor. En este contexto se desarrolla el proyecto europeo de fusión laser (HiPER), que se centra en el estudio de componentes tecnológicamente viables para el desarrollo de una planta de pontencia por fusión laser. Esta tésis se centra en el desarrollo del recubrimiento de la primera pared de wolframiao y de las lentes finales de silica en una planta de fusión laser. Para el desarrollo de estos componentes, estudiamos los efectos de irradiación en las condiciones de operación esperadas en el reactor de fusión. Estudiamos diferentes fases del desarrollo de reactor de fusión nuclear HiPER: desde una instalación Experimental que pretende demostrar esquemas avanzados de ignición, hasta un reactor de Demostración dirigido a probar la viabilidad tecnológia bajo condiciones altamente exigentes. Estudiamos el espectro de irradiación para diferentes especies: neutrones, rayos X, iones rápidos y lentos y estimamos los parámetros de irradiación tales como desplazamientos por átomo, producción de gases, espectro PKA (átomos primarios), formación de centros de color o los principales efectos termomecánicos. En el caso de irradiación iónica en silice realizamos un estudio más detallado. Este estudio incluye el análisis de los resultados de una campaña experimental con iones de bromo en el acelerador CMAM (Madrid). Esta campaña midió el indice de refracción en silice bajo irradiación. El resultado es un incremento inicial como consecuencia de la compactación de silice por la formación y acumulación de trazas, alcanzando un nivel de saturación cuando se forma una capa continua. A mayores fluencias de irradiación se observa un descenso en el índice de refracción. El efecto de la aparición de un flujo inducido por irradiación podría explicar este descenso en el índice de refracción. Verificamos esta hipótesis con un modelo basado en Elementos Finitos (FEM) con la ayuda de resultados obtenidos mediante Dinámica Molecular (MD). El estudio de la irradiación iónica nos permite concluir que es necesaria una mitigación completa de iones en las lentes finales de un reactor de fusión. A partir del análisis de irradiación, estudiamos el comportamiento en condiciones de irradiación de las ópticas finales de silice y de la primera pared de wolframio. Para las ópticas finales, consideramos lentes de transmisión de sílice y abordamos los principales aspectos relacionados con la irración neutrónica que debe soportar. Estudiamos la necesidad de mantener las lentes operando a alta temperatura para incrementear la aniquilación de defectos, y estudiamos como minimizar las aberraciones ópticas inducidas por la temperatura. Para ello, hemos desarrollado un sistema de control activo de la temperatura basado un fluido transmisor de calor que mantiene el perfil de temperatura tan homogéneo como sea posible. Las principales características del sistema de control de temperatura se definen a lo largo del trabajo, y permitirían la operación en planta, tanto durante la puesta en marcha como en operación normal. Estudiamos también el comportamiento de la primera pared de wolframio, evaluando su respuesta bajo las condiciones de irradiación y analizando cualitativamente los efectos atomísticos. Para ello, estudiamos la evolución de la tempratura en la primera pared y la respuesta termomecánica del material. Durante los pulsos de irradiación, la superficie se calienta dando lugar a una expansión superficial. Los resultados indican que la primera pared se deformará plásticamente en las primeras micras debajo de la superficie. Lo que daría lugar a la generación y propagación de grietas bajo operación continua en una planta de potencia. Finalmente, estudiamos la propagación de grietas y el grosor de la primera pared de wolframio necesario para que se cumpla el papel protector de la primera pared. Del estudio concluimos que una primera pared de wolframio se puede utilizar en instalaciones experimentales, pero que se deben considerar alternativas en el caso de reactores a plena potencia. Finalmente, acentuamos la necesidad de mayor experimentación para la validación de materiales y componentes. En este sentido, estudiamos la posibilidad de utilizar una fuente de neutrones de tamaño medio (similar a la propuesta para ESS-Bilbao) para el estudio de materales para fusión nuclear. Comparamos las condiciones de irradiación (espectro de PKAs, formación de gases) y concluimos que la forma de daño en fuentes de tamaño medio de neutrones es similar a la esperada en las lentes finales de una planta de ponencia de fusión laser. De este estudio concluimos que aunque una fuente de tamaño medio de irradiación neutrónica pueda jugar únicamente un pequeño papel para el estudio de materiales estructurales debido a los bajos flujos neutrónicos, estas fuentes podrían ser relevantes es estudios para lentes finales en plantas de potencia de fusión laser. Resumiendo, en esta tésis realizamos un análisis detallado de los efectos de irradiación en la primera pared de wolframio y en las lentes finales de silice en un reactor de fusión inercial. Estudiando desde aspectos fundamentales de irradiación hasta soluciones tecnológicas en un reactor. ABSTRACT Due to the growing energy demand, research and development of new energy sources is a must. A possible energy alternative is the control and exploitation of nuclear fusion, which can turn into a real option for energy production in the mid-term. For the development of nuclear fusion, research on plasma physics and reactor technologies is fundamental. In this context, the European laser fusion project HiPER is devoted to the study of technologically feasible components for a laser fusion power plant. This thesis focuses on the development of the tungsten First Wall and the silica Final Lenses of a laser fusion power plant. For the development of these components we study the irradiation effects under the expected operational conditions in a fusion reactor. We study different stages for the development of the HiPER nuclear fusion reactor: from an Experimental facility aimed to demonstrate an advanced ignition to a Demonstration reactor aimed to prove feasibility of technologies under very demanding conditions. We study the irradiation spectra of the different species: neutrons, X-rays, slow and fast ions and estimate irradiation parameters such as displacements per atom, gas production, PKA (primary knock-on atom) spectra, colour centres formation or the main thermomechanical effects. In the case of ion irradiation of silica we carry out a more detailed study. The study includes the analysis of the results of an experimental campaign using Br ions at CMAM accelerator (Madrid). This campaign measured the silica refractive index under irradiation. The result is that it initially increases as a consequence of silica compaction by track formation and accumulation reaching a saturation level once a continuous layer is formed. Further fluence increase leads to a drop in the refractive index. The effect of the irradiation enhanced plastic flow could explain the decrease in the refractive index. We tested this assumption with a model based on Finite Element Methods (FEM) with the aid of data provided by Molecular Dynamics (MD). The study of ion irradiation allows us to conclude that full ion mitigation from the final lenses will be required in a nuclear fusion reactor. From the analysis of irradiation we study the behavior of silica Final Optics and tungsten First Wall under operational conditions. For the final optics we consider silica transmission final lenses and address the major issues regarding the unavoidable neutron irradiation they must withstand. We study the necessity to keep the lens operating at high temperature in order to enhance defect annealing, and study how to minimize temperature induced optical aberrations. For this purpose we have devised an active intervention system based on a heat-transfer fluid to keep the temperature profile as smooth as possible. The main characteristics of the temperature control system are defined throughout this work and enable the operation of the plant, both for the start-up procedure and for normal operation. We study the behaviour of a tungsten First Wall, evaluate its performance under irradiation conditions and give a qualitative discussion of atomistic effects. We study the evolution of first wall temperature and the thermomechanical response of the material. During the irradiation pulse, the surface heats-up leading to a surface expansion. The results indicate that the first wall will plastically deform up to a few microns underneath the surface. Continuous operation in a power plant leads to fatigue failure with crack generation and growth. Finally, crack propagation and the minimum tungsten thickness required to fulfil the first wall protection role are studied. We conclude that a tungsten first wall can be used in experimental facilities, but alternatives should be considered for a full scale reactor. Finally we stress the necessity of more experimental data in order to validate materials and components. For this purpose we study the possibility of using a medium sized neutron irradiation facility (such as that proposed in ESS-Bilbao) for the study of nuclear fusion materials. We compare irradiation conditions (PKA spectrum, gas formation) and conclude that damage patterns in medium sized neutron facility are similar to those expected in the final lenses of real laser fusion power plants. From the analysis we conclude that while the medium sized neutron irradiation facility may only play a minor role for the analysis of structural materials due to its low neutron fluxes, it is very relevant for studies on silica for final lenses in laser fusion power plants. Summarizing, in this thesis we give a detailed analysis of irradiation effects on the tungsten First Wall and Silica Final Lenses of an inertial fusion reactor. We study from fundamental effects of irradiation to technological solutions for operation in a full scale reactor.

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ID de Registro: 47712
Identificador DC: http://oa.upm.es/47712/
Identificador OAI: oai:oa.upm.es:47712
Identificador DOI: 10.20868/UPM.thesis.47712
Depositado por: Archivo Digital UPM 2
Depositado el: 12 Sep 2017 06:59
Ultima Modificación: 12 Sep 2017 06:59
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