| dc.description.abstract | En esta tesis se estudia el comportamiento de los materiales que se encuentra en
la vecindad del plasma de un reactor de fusión de confinamiento magnético mediante
simulación neutrónica, los cuales teóricamente están expuestos a sufrir activación,
transmutaciones y daños estructurales, entre otros, dislocaciones y desplazamientos. En
particular el estudio se centra en el comportamiento del wolframio, hierro y aleaciones
de Cu-Cr-Zr, para ello se hicieron dos tipos de simulación.
En la primer fase se estudió la dosis residual del High Flux Test Module
(HFTM) donde se obtuvieron mapas de flujo, daño por desplazamiento, y de producción
de gases como el H2 y He, así como sus gradientes, con la finalidad de identificar la
variación de las magnitudes mencionadas a través del HFTM.
En una segunda fase se analizaron computacionalmente los efectos de la
radiación en hierro, wolframio y aleaciones de Cu-Cr-Zr en el HFTM y HFTM2, y se
compararon con los requisitos de irradiación expuestos en la hoja de ruta de fusión y
con cálculos de un DEMO-DCLL (DEMO-Dual Coolant Lithium Lead) en la zona del
divertor. Los cálculos realizados consisten en analizar la Tasa de Dosis de Daño
[dpa/fpy] (displacement per atom/ full power year), el gradiente vertical de la tasa de
dosis de daño [%/cm] y el gradiente volumétrico de la tasa de dosis de daño [%/cm],
con la finalidad de tener el conocimiento sobre las magnitudes de daño alcanzadas en
las muestras irradiadas, para así poder determinar cuál es el mejor acomodo de las
muestras en el HFTM y HFTM2. | |
