Gonzalez, José (2004) Utilización de plasmas densos magnetizados como fuentes de neutrones / Uses of dense magnetized plasmas as neutron sources. Tesis Doctoral en Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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Resumen en español
En este trabajo se presenta un modelo de parámetros concentrados para el cálculo de equipos Plasma Focus. Se ha desarrollado un código computacional especialmente orientado al cálculo de la producción neutrónica de equipos usados con gas de Deuterio. Se trata de un código de rápida ejecución, lo cual lo hace adecuado para la utilización en la optimización de los parámetros del equipo, enmarcado dentro de una etapa de ingeniería conceptual. La cinemática del dispositivo se representa mediante un modelo de pistones planos cuasibidimensional, basado en la hipótesis de barredora de nieve. Se calculan las características de la lámina de corriente necesarias para estimar las propiedades del plasma (densidad n y temperatura T). Para la compresión del pinch, luego del colapso radial se ha desarrollado un modelo MHD de un fluido que asume perfiles de velocidad para las partículas atrapadas en el interior del mismo. De esta manera, se puede calcular la producción neutrónica por termofusión si se supone equilibrio térmico en el interior del plasma. Las ecuaciones de la dinámica se encuentran acopladas con las correspondientes del circuito eléctrico. Para resolver este conjunto de ecuaciones en forma numérica, se ha programado un código computacional en lenguaje FORTRAN. Se usa un poderoso integrador numérico de ecuaciones diferenciales ordinarias de primer orden, con lo que el código puede realizar una estimación de la producción neutrónica muy rápidamente. Las predicciones de producción neutrónica y de la dinámica han sido comparadas con datos experimentales extraídos de equipos de distintas partes del mundo, para diferentes condiciones geométricas y energéticas. Los parámetros inherentes usados en el modelo se validaron con esta base de datos de laboratorio. Como resultado primario, se ha conseguido un modelo validado experimentalmente que permite calcular rápidamente la producción neutrónica, usando un modelo termonuclear, de un equipo Plasma Focus usado con gas de Deuterio, dadas las características geométricas, energéticas y la presión de llenado. Esto constituye la faceta distintiva del trabajo realizado
Resumen en inglés
In this work, a lumped parameter model for Plasma Focus is presented. A fast running computer code was developed, specially focused to the calculation of the neutron production in Deuterium-filled devices. This code is suitable to parameters optimization at the conceptual engineering stage. The kinematics of the current sheet is represented by a plane, 2D snowplow model.It is complemented with sensible estimations for the current sheet characteristics (density n and temperature T). After the radial collapse, a one fluid MHD model with velocity profiles for the particles trapped inside the pinch is proposed. Then, assuming thermal equilibrium in the plasma, the neutron production by termofusion can be estimated. The dynamics equations are coupled with the electrical circuit. A computer code in FORTRAN language was programmed to solve this set of equations. A powerful numerical integrator for first order differential equations is used, and the code can perform an estimation of the neutron production very quickly. The resulting neutron yield and dynamics predictions have been compared against experimental results of Plasma Focus devices from all around the world, for different geometric and energetic conditions. The effective parameters of the model were validated using those experimental measurements. The presented model ultimately calculates the neutron production given the geometric and energetic parameters, and the filling pressure
| Tipo de objeto: | Tesis (Tesis Doctoral en Ingeniería Nuclear) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Plasma focus; Neutrones; Equilibrio térmico; Fortran; Fuentes; Plasma focus; Neutrons; Thermal equilibrium; Fortran; |
| Materias: | Ingeniería nuclear |
| Divisiones: | Energía nuclear > Ingeniería nuclear > Termohidráulica |
| Código ID: | 11 |
| Depositado Por: | Administrador RICABIB |
| Depositado En: | 28 Abr 2010 15:53 |
| Última Modificación: | 28 Abr 2010 15:53 |
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