Neutronic analysis of a dual He/LiPb coolant breeding blanket for DEMO

Catalán, J.P.; Ogando Serrano, Francisco; Sanz Gonzalo, Javier; Palermo, I.; Veredas, G.; Gómez Ros, J.M. y Sedano, L. (2010). Neutronic analysis of a dual He/LiPb coolant breeding blanket for DEMO. "Fusion Engineering and Design", v. 86 (n. 9-11); pp. 1-4. ISSN 0920-3796. https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2011.03.030.

Descripción

Título: Neutronic analysis of a dual He/LiPb coolant breeding blanket for DEMO
Autor/es:
  • Catalán, J.P.
  • Ogando Serrano, Francisco
  • Sanz Gonzalo, Javier
  • Palermo, I.
  • Veredas, G.
  • Gómez Ros, J.M.
  • Sedano, L.
Tipo de Documento: Artículo
Título de Revista/Publicación: Fusion Engineering and Design
Fecha: Enero 2010
Volumen: 86
Materias:
Palabras Clave Informales: Blanket; Fusion; Neutronics; TBR; Shielding; Damage
Escuela: Instituto de Fusión Nuclear (UPM)
Departamento: Otro
Licencias Creative Commons: Reconocimiento - Sin obra derivada - No comercial

Texto completo

[img]
Vista Previa
PDF (Document Portable Format) - Se necesita un visor de ficheros PDF, como GSview, Xpdf o Adobe Acrobat Reader
Descargar (1MB) | Vista Previa

Resumen

A conceptual design of a DEMO fusion reactor is being developed under the Spanish Breeding Blanket Technology Programme: TECNO_FUS based on a He/LiPb dual coolant blanket as reference design option. The following issues have been analyzed to address the demonstration of the neutronic reliability of this conceptual blanket design: power amplification capacity of the blanket, tritium breeding capability for fuel self-sufficiency, power deposition due to nuclear heating in superconducting coils and material damage (dpa, gas production) to estimate the operational life of the steel-made structural components in the blanket and vacuum vessel (VV). In order to optimize the shielding of the coils different combinations of water and steel have been considered for the gap of the VV. The used neutron source is based on an axi-symmetric 2D fusion reaction profile for the given plasma equilibrium configuration. MCNPX has been used for transport calculations and ACAB has been used to handle gas production and damage energy cross sections.

Más información

ID de Registro: 8803
Identificador DC: http://oa.upm.es/8803/
Identificador OAI: oai:oa.upm.es:8803
Identificador DOI: 10.1016/j.fusengdes.2011.03.030
URL Oficial: http://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0920379611003036
Depositado por: Memoria Investigacion
Depositado el: 10 Nov 2011 13:15
Ultima Modificación: 20 Abr 2016 17:27
  • Open Access
  • Open Access
  • Sherpa-Romeo
    Compruebe si la revista anglosajona en la que ha publicado un artículo permite también su publicación en abierto.
  • Dulcinea
    Compruebe si la revista española en la que ha publicado un artículo permite también su publicación en abierto.
  • Recolecta
  • e-ciencia
  • Observatorio I+D+i UPM
  • OpenCourseWare UPM