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

ITER is the next milestone towards the development of a controlled thermonuclear fusion reactor. Based on the tokamak concept, among the systems used to heat the plasma, the Neutral Beam Injector (NBI) plays a fundamental role. The particle energy levels up to 1 MeV, the heating power to deliver to the plasma up to 16.5 MW and the steady state condition up to 3600 s, have never been simultaneously achieved before in such kind of device. A Neutral Beam Test Facility has been realised in Padova (Italy) at Consorzio RFX in order to host two experiments (SPIDER and MITICA) and solve the scientific and technological gaps. The research activity presented in this thesis work has been carried out in the framework of the development of the ITER full scale negative ion source (SPIDER) and of the full injector prototype for the ITER neutral beam (MITICA). The thesis is focused on two main topics: development of thermo-hydraulic one-dimensional models with 3D sub-modelling, and customization of a finite element code for coupled 1D-3D thermo-hydraulic analyses. Proper models of the MITICA beam source, neutraliser and residual ion dump cooling systems have been developed since they are required, in support of the design, in order to predict under steady state conditions the flow partitioning, the coolant temperatures and pressure drops in complex and delicate pipework networks; all these results are useful, as boundary conditions, for further detailed simulations oriented to the localised heat transfer coefficients. The hydraulic behaviour of the components have been simulated both with analytical models and detailed 3D computational fluid dynamics (CFD) analyses. The optimised cooling circuits have been proposed and then implemented for the construction of the MITICA components. The coupled 1D-3D thermo-hydraulic analyses have been dedicated to the SPIDER beam dump (already procured) made of CuCrZr hypervapotrons as high heat flux elements. Suitable correlations for localised heat transfer coefficients and pressure drop for forced-convection and sub-cooled surface boiling in hypervapotron geometry have been implemented in a new customised FE code to allow coupled thermo-hydraulic analyses in two-phase heat transfer. The customized code has been used to carry out detailed simulations of the local heat transfer mechanisms occurring along the cooling channels under different particle beam scenarios (in terms of divergence, halo fraction and horizontal misalignment). A synthesis of the simulation results has been undertaken by identifying in the model the locations of the thermocouples used during operations. The analysis results characterise the thermo-hydraulic behaviour of the beam dump to be used as a possible beam diagnostic in synergy with tomography and spectroscopy.

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.