Análisis termo-hidráulicos de la Vacuum Vessel de ITER

Francia

La Vasija de Vacío (VV) se encuentra dentro del sistema de imanes y dentro del criostato y alberga los componentes in-vessel. Una estructura de doble pared rodea el plasma con varios puertos para el diagnóstico y el calentamiento del plasma y el acceso por remote-handling. Su función principal es proporcionar un vacío de alta calidad para el plasma y al mismo tiempo constituye una importante barrera de confinamiento para el ITER.

La VV está compuesta por nueve sectores. El volumen entre las paredes externa e interna de cada sector está diseñado para permitir la circulación del agua de refrigeración suministrada por el sistema de transferencia de calor primario (VV PHTS). Un único bucle de refrigeración por sector elimina la deposición de calor debida al calentamiento nuclear.

Los sectores en la zona de los Neutral Beam Injectors (NBI) se clasifican como «irregulares», porque sus puertos ecuatoriales se han modificado para permitir la integración de los sistemas de calentamiento.

Entre 2015 y 2017 IDOM simuló el comportamiento termo-hidráulico de 3 de los sectores de la Vasija de Vacío del ITER (Sector Irregular #2, Sector Irregular #3 y Sector Regular #5).

El objetivo de estos proyectos era evaluar el impacto del calentamiento nuclear en el diseño de fabricación de los sectores de la VV mediante herramientas CFD; los análisis termo-hidráulicos tienen como objetivo identificar la distribución de los flujos de agua, los perfiles de velocidad y las regiones estancadas, la transferencia de calor conjugada entre agua y pared, los coeficientes de transferencia de calor (HTC) y las distribuciones de temperatura y los puntos calientes en los dominios sólidos y fluidos. Esto se hizo en los 3 sectores completos mediante una simulación en estado estacionario de un modelo que alcanza los 200 millones de celdas.

Además, debido a la naturaleza transitoria de los escenarios de plasma, es posible que no se alcance el estado estacionario durante el funcionamiento. Por lo tanto, se realizó una simulación termo-hidráulica transitoria de uno de los sectores para identificar las temperaturas máximas al final del tiempo de plasma activo y del tiempo de plasma inactivo y para asegurar que se satisfacen los requisitos termo-hidráulicos del sistema.

Fusión