Thermo-hydraulic models and analyses for design optimization of cooling circuits and components of SPIDER and MITICA experiments

ITER costituisce la prossima tappa verso lo sviluppo di un reattore a fusione termonucleare. Basato sul concetto tokamak, utilizza diversi sistemi di riscaldamento per il plasma, tra questi sistemi l’iniettore di fascio di neutri gioca un ruolo fondamentale. Il livello di energia delle particelle fino a 1 MeV, la potenza di riscaldamento da rilasciare al plasma fino a 16.5 MW e l’operatività in condizioni stazionarie fino a 3600 s, non sono mai state simultaneamente raggiunte in macchine di questo tipo. Una Neutral Beam Test Facility è stata realizzata a Padova (Italia) presso il Consorzio RFX al fine di ospitare due esperimenti (SPIDER e MITICA) e colmare le lacune scientifiche e tecnologiche. L’attività di ricerca presentata in questo lavoro di tesi si inserisce nel contesto dello sviluppo di una sorgente a ioni negativi delle dimensioni pari a quelle richieste per ITER (SPIDER) e al prototipo di iniettore di fascio di neutri per ITER (MITICA). La tesi è focalizzata su due argomenti principali: sviluppo di modelli termo-idraulici uno-dimensionali con sotto-modelli 3D, e l’adattamento di un codice agli elementi finiti per svolgere analisi termo-idrauliche accoppiate 1D-3D. Sono stati sviluppati appropriati modelli per i circuiti di raffreddamento di MITICA beam source, neutraliser, e residual ion dump in quanto necessari, in supporto alla progettazione, al fine di predire la distribuzione delle portate, le temperature e le cadute di pressione; tali risultati risultano particolarmente utili per successive analisi dettagliate orientate al calcolo del coefficiente di scambio termico locale. Il comportamento idraulico dei componenti è stato simulato sia con modelli analitici, che attraverso simulazioni CFD dettagliate. I circuiti di raffreddamento ottimizzati sono stati adottati per la realizzazione dei componenti di MITICA. Le analisi termo-idrauliche accoppiate 1D-3D sono state svolte per il componente SPIDER beam dump costituito di hypervapotron, realizzati in lega di CuCrZr, come elementi di scambio termico. In un nuovo codice agli elementi finiti sono state implementate opportune correlazioni per il coefficiente di scambio termico locale e per la perdita di pressione in regimi di convezione forzata ed ebollizione nucleata con vena fluida sottoraffreddata. L’adattamento di tale codice ha permesso di svolgere simulazioni dei diversi meccanismi di scambio termico che si verificano lungo i canali di raffreddamento con differenti scenari di fascio (in termini di divergenza, frazione di halo e disallineamento orizzontale). Una sintesi dei risultati è stata svolta identificando nel modello la posizione delle termocoppie usate durante le operazioni. I risultati caratterizzano il comportamento termo-idraulico del beam dump come possibile diagnostica di fascio in sinergia con tomografia e spettroscopia.