Contribució als estudis de seguretat d’ITER mitjançant el codi AINA

Abstract

En el present document es realitza un estudi de simulacions de pèrdua del control del plasma en un reactor termonuclear de fusió. En particular, el futur reactor del projecte ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), situat a França i que té per col·laboradors la UE, els EEUU, Japó, Rússia, la República de la Xina i la República de Corea. En aquest marc, des de Japó es va dissenyar un codi per simular situacions accidentals del plasma, el SAFALY. Aquest era un codi en llenguatge Fortran i poc amigable pels usuaris, així que, des de ITER es va encarregar al NERG (Nuclear Engineering Research Group) millorar aquestes mancances. Així va néixer AINA, un nou codi en llenguatge C++, un llenguatge de programació més estès en la comunitat científica. A més la nova interfície millorava molt la facilitat d’operació del software. Aquest nou codi, que va néixer com a AINA 1.0 ha anat evolucionant a petició d’ITER. La versió actual és l’AINA 3.0, i és la utilitzada en aquest document per obtenir els resultats. Així, en primer lloc s’ha fet un anàlisi dels diferents escenaris en estat estacionari, per seguidament estudiar els transitoris; s’han considerat 4 diferents escenaris i s’han comparat els resultats de les dos versions. Aquest escenaris són: 1. Increment sobtat de la injecció de combustible 2. Sense injecció de combustible 3. Sense injecció de potència externa 4. Sense injecció de combustible ni potència externa A més també es fa un anàlisi d’una situació en la que el plasma s’estabilitza en un estat energètic elevat, comprovant les temperatures de les parets en la direcció radial. Els resultats obtinguts demostren la validesa del codi AINA 3.0, i la millora en certs aspectes dels resultats respecte els obtinguts amb la versió AINA