Noticias

A finales de 2014, el CIEMAT participó, a través del Dr. Francisco Tabarés, del Laboratorio Nacional de Fusión, en los Seminarios Internacionales de Fronteras de la Ciencia de Materiales, con la ponencia “Estado actual de la selección de materiales para un reactor de Fusión”. Los Seminarios fueron organizados por el Departamento de Materiales de la Escuela de Ingenieros Superiores de Caminos, Puertos y Canales, y coordinados por el profesor José Ygnacio Pastor.

En su seminario, el Dr. Tabarés habló del estado actual del estudio de materiales en contacto con el plasma para un reactor de fusión; por razones obvias, estos materiales deben tener unas características muy especiales.  También comentó el estado actual en el que se encuentra la estrategia europea para conseguir tener en 2050 un reactor de fusión en funcionamiento, reto que está condicionando toda la estructura de trabajo de investigación definida.

Tras una muy breve introducción sobre la fusión nuclear, características y peculiaridades, abordó el tema del daño que pueden sufrir las paredes de los contenedores del plasma, así como el hecho de que esta agresión puede provocar que se produzca la contaminación del propio plasma por impurezas procedentes de la pared o de la interacción de ésta con el plama; y por último también dedicó un tiempo al problema de la retención de tritio, ya que es necesario tener controlada esta retención.

Las paredes que confinan el plasma sufren la interacción con éste, por lo que la pared se ve sometida a radiación de partículas y energías en proporciones enormes; ante esta situación se han considerado distintos abordajes, entre otros, la utilización de limitadores, aunque en el presente la solución más aceptada es la del “divertor”, una zona de escape de esas partículas que pueden interactuar con la pared, de forma que puedan extraerse –partículas e impurezas-, además de permitir esta extracción de una manera adecuada. El Dr. Tabarés hace un recorrido histórico por los distintos sistemas de control de interacción plasma pared para poder explicar las ventajas de los divertores que se están considerando en el presente.

Con respecto a los materiales, habla de distintas opciones, considerando ventajas e inconvenientes, centrándose en el Berilio y el Wolframio, con especial atención a las posibles impurezas en cada caso (por ejemplo, una parte por millón de Wolframio sería capaz de paralizar la reacción). El Carbono, considerado en los inicios, fue descartado por otro de los aspectos que hay que tener en cuenta, la retención de tritio.  Durante los últimos años se han considerado un gran abanico de posibilidades: estructuras, composición, recubrimiento, etc., que hagan posible cumplir con los requisitos en un reactor de fusión con pulsos continuados.  El Dr. Tabarés expone los principales y los comenta detalladamente.

Por último abre la puerta a la nueva solución que podría resultar del empleo de metales líquidos, que estarían exentos de problemas estructurales, y que, aunque descartada para ITER pudiera tener un futuro más prometedor en DEMO.  Precisamente el Dr. Tabarés comentó que el CIEMAT está trabajando también en esta línea de investigación, en concreto en relación con la capilaridad de metales líquidos, y más concretamente, con la aleación de estaño y litio (SnLi), que pudiera ser una excelente alternativa al Li.

La intervención del Dr. Francisco Tabarés puede verse, íntegra, en este enlace.

Imágenes:

Figura 1.  Ejemplos del uso  de limitadores (izquierda) y divertor (derecha) para la localización de la interacción Plasma Pared en dispositivos de Fusion. Abajo, imágenes de la interacción durante la formacion de palsma caliente. Se muestra la emision de hidrógeno atómico (Balmer alpha) Obsérvese el moteado en la foto del divertor (ASDEX Upgrade) correspondiente a  la emisión de neutrones en plasmas calientes de deuterio.

Figura 2. Esquema del divertor de ITER. Se muestra uno de los cassettes (54 en total) con los sistemas de enganche, refrigeración y placas de wolframio y carbono (CFC) en la configuración de 2002.

Figura 3. Esquemas de Reactores de Fusion basados en cortina de litio fluyente.

Figura 4. Diversos esquemas de limitador de litio líquido basados en el concepto CPS. a) FTU, Frascati, b) TJ-II Madrid, c) T-11M, Moscú, d) KTM, Kazakistán. Obsérvese la refrigeracion por metal líquido de este ultimo.

Figura 5. Esquema general de montaje del limitador de litio líquido en el TJ-II y sus características funcionales. En la foto inferior, el sistema y cámaras usadas en el transporte desde Moscú.

Figura 6. Esquema de la inserción del limitador de litio líquido en el plasma de TJ-II (representado por las curvas cerradas de color)  y detalles de su estructura interna.