Development of AINA code for the study of loss of plasma control events in ITER and DEMO, and contribution to the systems study of DEMO

Abstract

Magnetic fusion is a long term, worldwide research activity. Plans are increasingly ambitious, cooperation is progressing, and goals seem to be closer every year. ITER reactor is being built, and several conceptual studies are being developed around the world for the design of a DEMO power plant. 
 A central goal of ITER is to demonstrate the safety and environmental potential of fusion as an energy source. ITER Safety studies have developed a technical safety basis for safety in nuclear fusion. DEMO safety studies take benefit from the ITER experience. In the context of safety studies for ITER and DEMO devices, AINA code is used for the calculation of plasma-wall transients and its consequences for in-vessel components.
 The work of this thesis has consisted basically on the development of AINA code, from the initial existing version, and the safety studies performed with the code. Additionally, systems studies were performed in the frame of Tecno_FUS program. Also several small codes were developed in support of AINA calculations:
 - SimSched, simulation scheduler, is an Excel macro for automating calculations with AINA code. It allows making large series of simulations without supervision, increasing productivity. 
 - Code in Matlab for calculation of view factors of arbitrary toroidal geometries, useful for configuring AINA code. 
 - Montecarlo code for the calculation of neutron wall loading from a plasma source.
 - Python script for parametric studies with PROCESS code.
 - Python script for optimisation studies with AINA code.
 The following studies have been performed:
 - Study of passive plasma termination for beryllium evaporation during and ex-vessel LOCA transient in ITER: the ITER reference case has been studied again, with similar results to those obtained in the past. A sensitivity study was done showing that wall surface in contact with plasma could melt before the end of plasma discharge. 
 - Study of Loss of Plasma Control transients in ITER: it has been shown that parametric scan method is not appropriate to find the most severe plasma transients. An optimisation method has been proposed to substitute it. The behavior of plasma transients inside the plasma operation window was investigated, including the effect of two simultaneous perturbations. 
 - Safety studies for Japanese DEMO, considering plasma perturbations or thermohydraulic accidents and assuming loss of plasma control: methodology for safety studies has been improved. The result of this research is useful for Japanese DEMO research program, as it gives information about the recovery time for plasma control system.
 - Contribution to systems analysis to obtain optimal plasma configurations for Tecno_FUS research programme: In the frame of this project, sensitivity studies were performed with the systems code PROCESS, and a Montecarlo code was developed for the calculation of poloidal neutron wall loading for an arbitrary toroidal geometry. Results were compared with the case of ITER. 
 As a final conclusion, this work represents an important consolidation of the research line of AINA project. La fusión magnética ha sido y es una actividad de investigación a escala mundial y a muy largo plazo. Los objetivos son cada vez más ambiciosos, la cooperación cada vez mayor, y los objetivos parecen cada vez más cercanos. El reactor ITER se está construyendo, y varios estudios conceptuales se están desarrollando en todo el mundo para el diseño de una central de fusión nuclear conectada a la red, DEMO. Un objetivo central de ITER es demostrar el potencial de seguridad y respeto al medio ambiente de la fusión como fuente de energía. Los estudios de seguridad de ITER han desarrollado una base técnica para los estudios de seguridad en fusión nuclear. Los estudios de seguridad para DEMO se están basando actualmente en la experiencia de ITER. En el contexto de los estudios de seguridad para ITER y DEMO, el código AINA se utiliza para el cálculo de los transitorios plasma-pared y el estudio de sus consecuencias térmicas para los componentes instalados dentro de la vasija del reactor. El trabajo de esta tesis ha consistido principalmente en el desarrollo del código AINA, desde su versión inicial preexistente, y los estudios de seguridad realizados con el código. También se realizaron estudios de sistemas en el marco del programa de Tecno_FUS . Además, varios códigos de pequeña extensión se desarrollaron para apoyar el trabajo con el código AINA: - SimSched, planificador de la simulación, es una macro de Excel para automatizar los cálculos con el código de AINA. Permite hacer grandes series de simulaciones sin supervisión, lo que aumenta la productividad. - Código en Matlab para el cálculo de los factores de vista de geometrías toroidales arbitrarias, útil para configurar código AINA. - Código de Montecarlo para el cálculo de la carga neutrónica que cruza la superficie de los elementos en contacto con el plasma. - Código en lenguaje Python para estudios paramétricos con el código de sistemas PROCESS. - Código en lenguaje Python para estudios de optimización con el código AINA. Se han realizado los siguientes estudios: - Estudio del apagado pasivo del plasma por evaporación de berilio durante un accidente de pérdida de refrigerante fuera de la vasija del plasma en ITER: se ha repetido el estudio del caso de referencia, con resultados similares a los obtenidos en el pasado. Se ha realizado un estudio de sensibilidad que ha mostrado que la superficie de la pared en contacto con el plasma puede llegar a fundirse antes del fin de la descarga. - Estudio de transitorios de pérdida de control del plasma en ITER: se ha demostrado que el método de exploración paramétrica no es apropiado para encontrar los transitorios de plasma más graves. Un método de optimización se ha propuesto para sustituirlo. Se ha investigado el comportamiento de los transitorios dentro de la ventana de operación del plasma incluyendo combinaciones simultáneas de dos perturbaciones. - Estudios de seguridad para el diseño DEMO japonés, teniendo en cuenta las perturbaciones del plasma o accidentes termohidráulicos y asumiendo la pérdida de control del plasma: la metodología para los estudios de seguridad ha sido mejorada. El resultado de esta investigación es útil para el programa de investigación DEMO japonés, ya que da información sobre el tiempo de recuperación máximo para el sistema de control de plasma. - Contribución al análisis de sistemas para dar configuraciones óptimas de plasma para el proyecto Tecno_FUS: Dentro de esta actividad se realizaron estudios paramétricos con el código de sistemas PROCESS, y se desarrolló un código de Montecarlo para calcular la carga neutrónica que cruza la superficie de los elementos en contacto con el plasma para una geometría toroidal arbitraria, y comparación con resultados de ITER. El balance final en cuanto al proyecto AINA, es que este trabajo representa una consolidación importante de esta línea de investigación.