[ca] Una conclusió que es pot extreure dels estudis de seguretat que històricament s'han anat desenvolupant per a reactors de fusió del tipus Tokamak és que un dels riscos més importants inclou incidents al contenidor de buit. Durant els deu anys anteriors a aquesta tesi es va desenvolupar un codi de seguretat anomenat AINA per tal d'avaluar l'evolució del plasma i les tensions patides pels components de la paret del reactor, concretament per a ITER i el disseny japonès DEMO WCPB. El present document inclou un anàlisi crític en profunditat d'aquestes versions antigues d'AINA, una nova codificació del codi i un procés de verificació i validació per tal que aquest nou codi esdevingui una eina adequada, fiable, versàtil i flexible amb la que contribuir als anàlisis de seguretat dels quatre diferents dissenys europeus de DEMO (HCPB, DCLL, HCLL i WCLL). Amb tot aquest procés, AINA 4.0 es converteix en un codi fiable compost per un model pel plasma zero-dimensional basat en un balanç de massa i energia i un model tèrmic 1-dimensional en la direcció radial tant per al mantell com per al divertor. Aquests dos blocs es realimenten entre si constantment mitjançant el bloc de plasma-paret que calcula les càrregues reals que pateixen els components de la paret i la presència real d'impureses al nucli del plasma. Amb aquest concepte bàsic, AINA és capaç de comprovar la integritat d'aquests components tant quan té lloc una pertorbació del plasma que indueix una pèrdua de control de plasma (LOPC) com quan es produeix un accident termo-hidràulic; com podria ser una pèrdua de refrigeració (LOCA) als components més propers al plasma (PFC) o en l'estructura interna de la paret. Una de les conclusions més importants d'aquest estudi és que per als escenaris DEMO 1 i DEMO2 es poden sobrepassar lleugerament certs límits de temperatura funcional a la pitjor regió de la paret (OB4) quan estudiem els dissenys HCLL i HCPB; per contra, per als models DCLL i WCLL, aquest fenomen no es produeix a causa de l'arquitectura i el sistema de refrigeració particulars de cada disseny. A més, pel que fa a les pertorbacions del tipus LOCA, es conclou que aquest tipus de fallada dins del sistema de refrigeració no afecta les condicions internes de plasma, però, sens dubte, fins i tot una petita pèrdua del flux de refrigerant condueix el reactor a un augment de la temperatura global per a tots els dissenys i nivells. Per aquest motiu, és imprescindible la instal·lació d'un sistema de resposta eficaç capaç de detectar ràpidament una anomalia en la refrigeració i activar una acció de mitigació adequada, com ara un apagament ràpid de plasma (FPSS) injectant certs gasos/impureses com per exemple Ne o Ar tal i com es planteja fer a ITER. Pel que fa als casos de LOPC, hi ha una àmplia variabilitat de situacions en funció de la pertorbació simulada; alguns més crítics que altres, de manera que el sistema de mitigació i les accions particulars que s'hauran d'aplicar per salvaguardar al reactor depenen de cada cas concret i s'expliquen al llarg del document.

[en] A conclusion that can be drawn from the historical safety analyses developed for tokamaks fusion reactors is that some of the major risks involve incidents in the vacuum vessel. In order to evaluate plasma evolution and in-vessel components strains, a safety code called AINA was developed during the last ten years for different fusion reactors designs as ITER and the Japanese DEMO design WCPB. The present document includes an in-depth critical analysis of these former AINA versions, a new codification of it and a checking and validation process in order to develop a proper, reliable, versatile and flexible tool with the purpose of carrying contributions to safety analyses for the four different European designs of DEMO (HCPB, DCLL, HCLL and WCLL). Therefore, AINA 4.0 becomes a reliable code comprised of a 0D plasma dynamics approach based on a mass and energy balance and a 1D thermal model for the blanket (in the radial direction) and the divertor. These two blocks feed-back constantly each other by means of the plasma-wall block which estimates the real loads suffered by the in vessel components and the real impurity presence into the plasma core. With this basic concept, AINA is useful to check the integrity of these in-vessel components both when a plasma perturbation induces a Loss Of Plasma Control (LOPC) and a thermo-hydraulic accident takes place in the Plasma Facing Components (PFCs) or in the Vacuum Vessel such as a Loos Of Coolant Accident (LOCA). One of the most important findings of this study is that for the DEMO 1 and DEMO2 scenarios certain functional temperature limits may be slightly exceeded in the worst poloidal region (OB4) for the HCLL and the HCPB blanket designs; on the contrary, for the DCLL and the WCLL models this phenomena does not take place due to the particular architecture and cooling scheme of each design. Moreover, with regard to LOCAs perturbations, from AINA outcomes, it concludes that this kind of failure inside the cooling system does not affect the internal plasma conditions but, undoubtedly, even a slight loss of the mass flow leads the reactor to an overall temperature increase for all the designs and levels. For this reason, it is indispensable the installation of a quick response system capable of detecting a cooling anomaly rapidly and activating a proper mitigation action such as a fast plasma shutdown FPSS injecting impurity gases (e.g. Ne, Ar, etc.) as in ITER. Concerning LOPC cases there is a wide variability of situations depending on the perturbation simulated; some more critical than others, so the mitigation system and the particular actions applied depend on the case and are explained throughout the document.