The magnetically confined plasmas study is one of the most promising research fields in the present days due to the high perspectives of unlimited and clean energy that fusion has generated. In this framework, the stellarator devices play a significant role because of, unlike in the tokamak case, their continuum working regime, which will be an essential feature of the future fusion commercial reactor.Heat transport studies in stellarator devices are completely necessary since the main plasma properties (and therefore, the total fusion power generated) are absolutely dependent. Nowadays, the largest stellarator in the world is the Large Helical Device (LHD). There is also a stellarator device is Spain, TJ-II, which is located in the installations of CIEMAT in Madrid. In this thesis, turbulent and conductive heat transport is studied in both devices with the aim of comparing its formation and suppression. First of all, collisional transport, i.e. neoclassical transport, which is caused by the particle collisions, is studied by means of a new transport model implemented in the transport code PRETOR-Stellarator. This model is able to calculate heat diffusivities as well as the neoclassical electric field with reasonable accuracy without spending as much computational time as in the Monte Carlo techniques. It is deduced from the results that, for both TJ-II and LHD, neoclassical transport may be quite important in plasmas with low density and high temperatures, although higher levels of neoclassical transport are obtained in TJ-II. Both devices share the feature that in low collisional plasmas, a high positive neoclassical electric field with a high shear appears in the plasma core. This electric field can be responsible of the suppression of the turbulence heat transport.Some new turbulent heat transport models have been added to PRETOR-Stellarator in order to study this kind of transport. Both, LHD and TJ-II, share a common heat transport in the confinement region (plasma core), called drift wave electromagnetic transport, and which is due to the fluctuations of the magnetic field. Outside this region, turbulent heat transport in LHD has similar characteristic to that in tokamaks, whereas in TJ-II, turbulent transport is maintained.Turbulent heat transport reduction is a major issue in fusion research, since the capability of producing commercial fusion energy depends strongly on the low levels of turbulence of the plasma. The appearance of a neoclassical electric field in the plasma core and its interaction with turbulent transport has been studied. It is shown that this electric field is able to generate a rotation in the plasma which is able to suppress turbulent transport to neoclassical levels when density is low enough. These plasmas are called to have an internal transport barrier and have stepped electron temperature profiles with hollow electron density profiles. Another important phenomenon related with electron heat transport is non-local transport, which can not be studied within the general diffusive framework that is used to study turbulent transport in plasmas. The non-local transport is caused by the interaction of long distant parts of the plasma. In this thesis, a new model for this type of transport, which is based on the convolution over a kernel of the neoclassical transport, has been proposed to explain this phenomenon. It has been shown that this model is able to simulate the main characteristics of this transport, e.g. fast pulses propagation, ballistic transport or the growing of the turbulence levels close to the axis of the device. All these phenomena have been observed in LHD and TJ-II. Finally, once electron heat transport in stellarators has been clarified, a comparison of the designs of the future commercial reactor based on both, stellarators and tokamaks, has been carried out. A stellarator commercial reactor, based on the design of the LHD, would have a 15.5 m major radius, 2.5 m minor radius, with a continuum working regime based on low temperatures and high densities. Main energy sinks are due to conductive-convective heat losses and radiation losses (in a 95% from Bremmstrahlung radiation). The fact that it has such a large major radius makes this design expensive and difficult to build. A tokamak fusion reactor would be smaller, however, the high temperatures achieved make cyclotron radiation losses to be very high, and a wall with a high reflection coefficient seems to be necessary. / L'estudi de les propietats dels plasmes confinats magnèticament esta esdevenint un dels temes primordials de recerca degut a les prometedores perspectives (de netedat i ampli abast) que l'energia produïda per fusió nuclear està fomentant. Es dins d'aquest context on l'estudi dels dispositius de confinament magnètic de tipus stellarator juguen un paper molt important, ja que un reactor de fusió basat en aquest concepte podria tenir (al contrari dels tokamaks) un mode de funcionament continu i no polsat.L'estudi del transport de calor en el dispositius de fusió per confinament magnètic de tipus stellarator és totalment necessari, ja que les propietats del plasma (i per tant de l'energia produïda per fusió) en depenen completament. Actualment, el stellarator més gran del món es troba al Japó i es diu Large Helical Device (LHD), mentre que a Espanya, el stellarator TJ-II es troba a les instal·lacions del CIEMAT a Madrid. En aquesta tesi, s'estudien ambdós dispositius per tal de determinar de que depèn que aparegui o que desaparegui el transport de calor turbulent en aquests dispositius, i si hi ha algun tipus de punt en comú.En primer lloc, s'analitza el transport de calor colisional (degut a la col·lisió de les partícules que formen el plasma) mitjançant la introducció d'un model de transport colisional (anomenat neoclàssic) al codi de transport PRETOR-Stellarator. Aquest model es capaç de calcular magnituds físiques tal com difusivitats i camps elèctrics neoclàssics però sense consumir tant de temps com a d'altres tècniques que utilitzen mètodes de Monte Carlo. Dels resultats es desprèn que el transport neoclàssic, tant al TJ-II com al LHD, pot ser important, en plasmes amb baixa densitat i temperatures grans. Ambdós dispositius comparteixen la característica de que apareix, en aquests casos, un gran camp elèctric al centre del plasma que pot ser fa que el transport turbulent disminueixi. Mitjançant la introducció de diferents models pel transport turbulent a PRETOR-Stellarator, s'estudia el transport turbulent als dos dispositius. De l'anàlisi es dedueix que ambdós dispositius poden compartir el mateix tipus de transport (anomenat electromagnètic) i que es degut a les variacions locals del camp magnètic. Tanmateix, fora de la zona central, el LHD té un tipus de transport semblant al que existeix al tokamak JET (Joint European Torus), mentre que el TJ-II continua amb el transport electromagnètic.La reducció del transport turbulent prèviament estudiat és un tema capdal ja que permetria un millor confinament del plasma. S'ha estudiat com el camp elèctric format al centre del plasma pot generar un rotació que disminueix el transport turbulent tant al LHD com al TJ-II. Aquests plasmes es diuen que tenen una barrera interna del transport que redueix el transport turbulent a valors neoclàssics sempre que la densitat sigui prou baixa.Un altre fenomen lligat al transport molt important és el transport no local, que es degut a les correlacions entre parts llunyanes del plasma i que no es pot entendre dintre del context del transport difusió que se sol emprar per a estudiar el plasmes confinats. En el marc d'aquesta tesi s'ha dissenyat un model de transport no local per mitjà d'una convolució sobre el transport neoclàssic. Amb aquest model s'ha aconseguit reproduir molts del efectes no locals que apareixen als plasmes (com ara la ràpida propagació de fenòmens turbulents o la propagació de fronts turbulents que mantenen una forma d'ona ), i que s'han descrit tant al LHD com al TJ-II.Finalment es realitza una comparació entre els dissenys dels reactors de fusió basats en stellarators i tokamaks. Un reactor de fusió stellarator tindria un radi major de 15.5 m i treballaria en mode continu amb alta densitat i baixa temperatura. Les pèrdues d'energia més importants serien, en aquest cas, degudes a la convenció i conducció dins del plasma. El fet que tingui una grandària tan gran el faria molt car de construir. En el cas dels tokamaks, la seva grandària seria més petita, però les pèrdues per radiació ciclotró serien molt grans (degut al règim d'alta temperatura i baixa densitat) i el disseny d'una paret del reactor amb un coeficient de reflexió molt gran fora totalment necessari.

En la investigació de la fusió termonuclear controlada per confinament magnètic es important conèixer el transport d'energia en els plasmes, doncs aquest transport és el que fa que es refredi més o menys ràpidament amb el que s'obtindran o no les reaccions de fusió. El transport d'energia en els plasmes es majoritàriament turbulent o anòmal, fins la data no hi ha una teoria que expliqui satisfactòriament aquest tipus de transport, por tant per poder realitzar estudis i extrapolacions s'utilitzen models semiempírics en codis de simulació validats. Un d'aquests codis de simulació és PRETOR-Stellarator, utilitzat i millorat durant la realització d'aquesta tesi.Per altra banda un aspecte important dels dispositius de fusió son els diagnòstics, eines imprescindibles per comprendre les propietats del plasma confinat al seu interior. Un dels diagnòstics instal·lats en el stellarator heliac flexible TJ-II del "Laboratorio Nacional de Fusión" de Madrid és l'espectròmetre d'intercanvi de càrrega. Durant aquesta tesi s'ha aprofundit en el seu estudio per després poder analitzar els seus resultats.Amb la següent generació de màquines de fusió és pretén augmentar les prestacions i arribar a demostrar la viabilitat d'aquesta tecnologia per produir electricitat. Per això les màquines han de ser molt més grans i, per tant, més cares i complexes. Por això diversos països han col·laborat en el disseny i, en el futur, construcció del dispositiu. Per a que els científics de tots els països participants puguin beneficiar-se de les dades obtingudes per les noves màquines es fan imprescindibles les eines de participació remota. Un dels punts principals d'aquesta tesi és la utilització d'aquest tipus d'eines pel funcionament de l'espectròmetre d'intercanvi de càrrega.En aquesta tesi s'han realitzat diferents estudis de transport de la calor pels electrons en el plasma. Primer s'ha acabat de validar el codi PRETOR-Stellarator amb dades de descàrreges de TJ-II obtingudes mitjançant la participació remota. Seguidament s'ha introduït una modificació del codi que permet simular amb més exactitud la part central del plasma, amb aquestes modificacions s'ha realitzat un estudi del mode de confinamient millorat de TJ-II.Amb l'espectròmetre d'intercanvi de càrrega s'han realitzat una sèrie de mesures destinades a comprovar les asimetries poloidals de fuga de ions del plasma i després s'ha intentat ver la influència de la inducció de corrent en el plasma en la temperatura dels ions.Finalment amb dades obtingudes de l'espectròmetre d'intercanvi de càrrega s'ha realitzat un estudi del transport del calor pels ions. Primer s'ha realitzat fins un radi efectiu de 0.6 aproximadament i després, gràcies a una millora del diagnòstic, s'ha pogut completar el perfil radial fins fora de l'última superfície de flux tancada. Això és una novetat, ja que fins ara no s'havia fet, a més com a resultat dóna una temperatura dels ions totalment plana al llarg de tot el radi i fins i tot fora d'aquesta última superfície tancada de flux.Amb aquesta tesi s'han provat eines de participació remota comprovant que són aptes per la seva utilització en grans instal·lacions científiques. A més s'ha aprofundit el coneixement dels plasmes de TJ-II. També s'ha acabat de validar el codi PRETOR-Stellarator, amb el que es té una eina útil per la simulació de plasmes de fusió. / En la investigación de la fusión termonuclear controlada por confinamiento magnético es importante conocer el transporte de energía en los plasmas, pues este transporte es el que hace que se enfríe más o menos rápidamente con lo que se obtendrán o no las reacciones de fusión. El transporte de energía en los plasmas es mayoritariamente turbulento o anómalo, hasta la fecha no hay una teoría que explique satisfactoriamente este tipo de transporte, por tanto para poder realizar estudios y extrapolaciones se utilizan modelos semiempíricos en códigos de simulación validados. Uno de estos códigos de simulación está PRETOR-Stellarator, utilizado y mejorado durante la realización de esta tesis.Por otra parte un aspecto importante de los dispositivos de fusión son los diagnósticos, herramientas imprescindibles para comprender la propiedades del plasma confinado en su interior. Uno de los diagnósticos instalados en el stellarator heliac flexible TJ-II del Laboratorio Nacional de Fusión de Madrid es el espectrómetro de intercambio de carga. Durante esta tesis se ha profundizado en su estudio y manejo para después poder analizar sus resultados.Con la siguiente generación de máquinas de fusión se pretende aumentar las prestaciones y llegar a demostrar la viabilidad de esta tecnología para producir electricidad. Para ello la máquinas deben ser mucho mayores y, por tanto, más caras y complejas. Por esto diversos países han colaborado en el diseño y, en el futuro, construcción del dispositivo. Para que los científicos de todos los países participantes puedan beneficiarse de los datos obtenidos por la nuevas máquinas se hacen imprescindibles las herramientas de participación remota. Uno de los puntos principales de esta tesis es la utilización de este tipo de herramientas para el manejo del espectrómetro de intercambio de carga, con lo que es un ejemplo para el futuro.En esta tesis se han realizado diferentes estudios de transporte de calor por los electrones en el plasma. Primero se ha acabado de validar el código PRETOR-Stellarator con datos de descargas de TJ-II obtenidos mediante la participación remota. Seguidamente se ha introducido una modificación del código que permite simular con mayor exactitud la parte central del plasma, con estas modificaciones se ha realizado un estudio del modo de confinamiento mejorado de TJ-II.Con el espectrómetro de intercambio de carga se han realizado una serie de medidas destinadas a comprobar las asimetrías poloidales de fuga de iones del plasma y después se ha intentado ver la influencia de la inducción de corriente en el plasma en la temperatura de los iones.Finalmente con datos obtenidos del espectrómetro de intercambio de carga se ha realizado un estudio del transporte del calor por los iones. Primero se ha realizado hasta un radio efectivo de 0.6 aproximadamente y después, gracias a una mejora del diagnóstico, se ha podido completar el perfil radial hasta fuera de la última superficie de flujo cerrada. Esto último es una novedad, ya que hasta ahora no se había hecho, además da como resultado una temperatura de los iones totalmente plana a lo largo de todo el radio e incluso fuera de esta última superficie cerrada de flujo.Con esta tesis se han probado herramientas de participación remota comprobando que son aptas para su empleo en grandes instalaciones científicas. Además se ha profundizado el conocimiento de los plasmas de TJ-II. También ha acabado de validar el código PRETOR-Stellarator, con lo que se tiene una herramienta útil para la simulación de plasmas de fusión. / In the magnetic confinement cotrolled thermonuclear fusion research it is important to know the energy transport in plasmas, because the transport makes the plasma get cold more or less quickly and so obtain more or less fusion reactions. The energy transport in plasmas is mainly turbulent or anomalous, since now there is not a theory that explains correctly this kind of transport, so in order to make studies and extrapolations it is mandatory to use semiempirical models in validated simulation codes. Among these simulation codes it is PRETOR-Stellarator, used and upgraded during the realization of this thesis.Another important aspect in the fusion devices are the diagnostics, indispensable tools for understanding the plasma properties of the device. One of the diagnostics installed in the stellarator flexible heliac TJ-II from "Laboratorio Nacional de Fusión" (Madrid) is the charge exchange spectrometer. A deep study and operation of it has been done to analize some of its results during the thesis.The next generation of fusion devices will improve its features and demonstrate the viability of this technology to produce electricity. To achieve these goals the machines must be bigger than the present-day ones, and therefore more expensive and complex. To avoid these problems some countries have collaborated in the design and, in the future, will collaborate in the construccion of the device. The scientists participating in the construction of the device would acces to the data collected in the machine by remote participation techniques, no matter where their laboratories were. One of the main points of this thesis is the use of remote participation techniques to operate the charge exchange spectrometer, so this can be a good example for the future.Some electron heat transport studies have been done during this thesis. First of all PRETOR-Stellarator has been validated whit TJ-II shots obtained by remote participation techniques. After, a modification of the code has been done in order to simulate with more precition the central part of the plasma, with these modifications an study of the improved confinement regime of TJ-II has been done.A series of measurements with the charge exchange spectrometer have been done to comprove the asimetric poloidal ion losses in the plasma. Moreover the influence of an induced current in ion temperature has been investigated.Finally, with the charge exchange spectrometer data an ion heat transport study has been done. First and study until an effective radius of 0.6 has been done and, after an upgrade of the diagnostic, it has been completed to the last closed flux surface. This last action is a novelty because never has been done in TJ-II. As a main result of these measurements results an ion temperature profile flat along the whole radius, also out of the last closed flux surface.In this thesis some remote praticipation tools have been tested resulting that they are effective for their use in big scientific instalations. Furthermore the knowledge of TJ-II plasmas has been increased. Also the PRETOR-Stellartor has been validated, resulting an useful tool for the plasma simulations.

En el estudio de la fusión por confinamiento magnético es crucial conocer con detalle las condiciones físicas del plasma confinado. En este sentido los códigos de simulación son una herramienta muy útil para interpretar las propiedades del plasma. A lo largo de esta tesis se ha estudiado las propiedades del plasma de tokamaks y stellarators y se ha contribuido al desarrollo del código de transporte PRETOR, creado en el JET. Estos estudios se han realizado dentro de la colaboración existente entre el DFEN de la UPC y el Laboratorio Nacional de Fusión del CIEMAT.El código PRETOR permite simular la variación radial y la evolución temporal de las principales magnitudes físicas de un plasma de fusión. Para valorar la bondad de los modelos implementados en el código y determinar la corrección de sus resultados los resultados de la simulación de las magnitudes más relevantes de diversas descargas se comparan con los datos experimentales. De esta comparación se deduce que las magnitudes simuladas presentan un buen acuerdo con los datos experimentales aunque debe destacarse que los errores experimentales son bastante grandes y no siempre están disponibles.En el desarrollo de esta tesis también se ha aplicado el código PRETOR para el estudio de la parada de emergencia de ITER-DDR, con 1500 MW de potencia de fusión funcionando en un estado estacionario en ignición. Se ha estudiado con detalle la evolución del plasma durante una parada implementada mediante la interrupción del suministro de combustible. Este método se muestra efectivo para reducir la potencia de fusión en unas decenas de segundos evitando una disrupción del plasma en todo el escenario.Se han realizado diversas modificaciones en el código para hacerlo más versátil y adaptarlo a las necesidades específicas que han ido surgiendo. La modificación más destacada es la incorporación a PRETOR de una rutina más elaborada que la inicialmente implementada en el código para el cálculo de la deposición de potencia adicional por inyección de haces neutros.En los últimos años la investigación de stellarators ha adquirido una creciente importancia debido a las ventajas que presentan este tipo de dispositivos. Además hay que destacar que el programa de fusión por confinamiento magnético español se centra en el Heliac Flexible TJ-II de la asociación EURATOM-CIEMAT. Por estos motivos y para disponer de un código que sea capaz de simular descargas de stellarators, PRETOR ha sido modificado de forma substancial para crear la versión PRETOR-Stellarator. Esta modificación del código presenta un aspecto inédito de la tesis en el ámbito internacional.Los módulos que han sido adaptados afectan a la configuración magnética, al transporte de energía y partículas y a la geometría del plasma. Una vez modificado el código, éste se ha aplicado al análisis del plasma de Heliac Flexible TJ-II. El objetivo de este estudio es comprobar que las modificaciones introducidas en PRETOR permiten simular correctamente descargas de stellarators. Los resultados obtenidos con PRETOR se comparan con los obtenidos con el código PROCTR, un código utilizado en el CIEMAT para el estudio del TJ-II y de otros stellarators.Los resultados demuestran que los perfiles de temperatura se reproducen correctamente, estos resultados son similares a los obtenidos con PROCTR. Los valores experimentales de la potencia radiada y de la energía almacenada en el plasma han sido satisfactoriamente predichos mediante la simulación de PRETOR-Stellarator.El camino abierto por esta tesis permitirá ahondar en el estudio del plasma del heliac flexible TJ-II, el código está disponible para utilizarse en este dispositivo e incorporar nuevas modificaciones para adaptarlo a las necesidades que vayan apareciendo. / In the study of the fusion by magnetic confinement it is crucial to know the physical behaviour of the confined plasma with detail. In this sense the simulation codes are a very useful tool to analyse the properties of the plasma. Throughout this thesis the properties of the plasma of tokamaks and stellarators has been studied and the transport code PRETOR, created in the JET, has been developed. These studies have been developed within the existing collaboration between the DFEN in the UPC and the Laboratorio Nacional de Fusión of the CIEMAT.The PRETOR code allows the simulation of the radial variation and the temporal evolution of the main physical magnitudes of a fusion plasma. The results of the simulation of the most important magnitudes of diverse shots are compared with the experimental data in order to evaluate the goodness of the models implemented in the code and to determine the correction of their results. From this comparison it's deduced that the simulated magnitudes present a good agreement with the experimental data although it must be stand out that the experimental errors are quite large and they not always are available.In the development of this thesis the code PRETOR has also been applied to the study of the shutdown emergency of ITER-DDR, with 1500 MW of fusion power operating in an ignition stationary state. The evolution of the plasma has studied with detail during the shutdown implemented by means of the interruption of the fuel injection. This method is effective to reduce the fusion power in tens of seconds avoiding a plasma disrupción in all the scenarios. Several modifications have been made in the code in order to make it more versatile and to adapt it to the specific arisen necessities. The most outstanding modification is the incorporation to PRETOR of more complex routine than that initially implemented in the code for the calculation of the additional power deposition by neutral beam injection.In the last years the investigation of stellarators has acquired an increasing importance due to the advantages that this type of devices presents. Besides it is necessary to emphasise that the Spanish program of fusion by magnetic confinement is focused in Flexible Heliac TJ-II in the asociación EURATOM-CIEMAT. For these reasons and in order to have a code able to simulate stellarators shots, PRETOR has been modified of substantial form to create the PRETOR-Stellarator version. This modification of the code presents an new aspect of the thesis in the international scope.The modules that have been adapted affect to the magnetic configuration, the transport of energy and particles and to the plasma geometry. Once the code has been modified, it has been applied to the analysis of TJ-II Flexible Heliac plasmas. The objective of this study is to verify that the modifications introduced in PRETOR allow to simulate correctly stellarators discharges. The results obtained with PRETOR are compared with that ones obtained with PROCTR code, a code used in the CIEMAT for the study of the TJ-II and others stellarators.The results demonstrate that the temperature profiles are reproduced correctly, these results are similar to the obtained ones with PROCTR. The experimental values of the radiated power and the stored energy in the plasma have been predicted satisfactorily by means of the simulation with PRETOR-Stellarator.The way open by this thesis will allow studying in depth the plasma of TJ-II flexible heliac, the code is available to be used in this device and to incorporate new modifications to adapt it to the necessities that will appear.

Submitted by Maria Eneide de Souza Araujo (mearaujo@ipen.br) on 2017-03-10T16:38:03Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-03-10T16:38:03Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho foi padronizada uma solução de 14C emissor beta puro com energia máxima de 156 keV, por meio de três diferentes métodos: CIEMAT/NIST e TDCR (triple-to-double coincidence ratio) em sistemas de cintilação líquida e pelo método do traçador, em sistema de coincidências 4πβ-γ. O sistema de cintilação líquida TRICARB, equipado com dois tubos fotomultiplicadores, foi usado para aplicação do método CIEMAT/NIST, usando um padrão de 3H emissor beta puro com energia máxima de 18,7 keV como traçador de eficiência. O sistema de cintilação líquida HIDEX 300SL, equipado com três tubos fotomultiplicadores, foi utilizado para as medidas pelo método TDCR. As amostras de 14C e 3H, medidas nos sistemas de cintilação foram preparadas usando-se três coquetéis cintiladores comerciais Ultima Gold, Optiphase Hisafe3 e InstaGel-Plus a fim de comparar seu desempenho nas medidas.Todas as amostras foram preparadas com 15 mL de coquetel cintilador, em frascos de vidro com baixa concentração de potássio. Alíquotas conhecidas de solução radioativa foram depositadas nos coquetéis cintiladores. Para a variação do parâmetro indicador de quenching, foram utilizados: um carregador de nitro metano e 1 mL de água destilada. Para a padronização pelo método do traçador no sistema de coincidências 4πβ-γ, foi utilizado 60Co como emissor beta gama. As medidas foram feitas no sistema de coincidências por software SCS, usando discriminação eletrônica para alterar a eficiência beta. O comportamento da curva de extrapolação foi predito por meio do código Esquema, que utiliza a técnica de Monte Carlo. Os resultados da atividade da solução de 14C obtida pelos três métodos utilizados mostraram uma boa concordância dentro da incerteza experimental. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP