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OLMAT, una nueva instalación en el Laboratorio Nacional de Fusión
Los problemas de corrosión entre el metal líquido y los elementos en contacto con él son un elemento más a considerar cuando se trata de seleccionar el mejor candidato, así como su comportamiento frente al hidrógeno y sus isótopos (retención del tritio) y su potencial contaminación del plasma. En la actualidad solo se consideran como candidatos al litio, al estaño y a las aleaciones entre ambos ricas en estaño, hasta un 30% de litio. Sin embargo queda aún por probar que existe un diseño compatible con todas las restricciones exigidas para el divertor basado en el uso de alguno de estos elementos. Todo esto ha motivado el apoyo del Consorcio EuroFusión, en la Unión Europea, y de los gobiernos de la mayoría de los miembros del proyecto ITER (China, Rusia Japón, y Estados Unidos) a la investigación en este campo. En definitiva se trata, entre otros aspectos, de demostrar la capacidad superior de las alternativas basadas en metal líquido a las actuales (ITER) respecto a su tolerancia a las condiciones extremas del divertor de un reactor de fusión.
La instalación OLMAT se ha diseñado de forma que su operación no interfiera con la del TJ-II. Por ello, a pesar de usar los sistemas de alimentación de las bobinas del TJ-II, la muestra a tratar será colocada en una cámara supletoria, situada entre el NBI (Haces de Neutros) y la entrada a la cámara de vacío del stellarator.
Aunque los estudios para los que se ha pensado OLMAT pertenecen al ámbito de la tecnología de reactor de fusión, se prevé que funcione como una instalación de acceso abierto a la comunidad científica española e internacional. El tratamiento de superficies por altas cargas térmicas, ya sea plasma, láser o cañón de electrones, se utiliza para funcionalización de la superficie, ya sea aumentando su dureza, sus propiedades tribológicas, aumentando la adhesión de capas depositadas, desarrollando estructuras superficiales, etc. Por ello cabe esperar que la instalación despierte interés en los sectores industriales en el campo, permitiendo el tratamiento de superficies grandes y posibilitando tratamientos microscópicos por láser sobre las mismas.
Imagen 1: Instalación OLMAT.
Imagen 2: Esquema del divertor de DEMO con (arriba) y sin (abajo) “dome”. Ref: JH You. Fusion Engineering and Design 109–111 (2016) 1598–1603.
Imagen 3: Detalle de la estructura de los módulos del target de W para el divertor de ITER con refrigeración.
Imagen 4: Imagen de IR del blanco-Calorímetro irradiado por NBI.
La propuesta OLMAT (Optimization of Liquid Metal Targets) del Laboratorio Nacional de Fusión del CIEMAT se generó como respuesta a la convocatoria de actividades financiables dentro del programa de Power Exhaust Experimenst de EuroFusion en 2016 y está actualmente parcialmente financiada dentro del Programa de Trabajo de Divertor Tokamak Divertor (DTT) bajo el epígrafe de Liquid Metal Divertor (LMD). Se ha solicitado la participación de la Agencia Estatal de Investigación, a través del Plan Nacional de I+D, Retos.
El desarrollo comercial de la energía de fusión pasa por la construcción de un reactor de demostración (DEMO) capaz de operar el plasma de fusión en condiciones de ignición durante largos periodos de tiempo de una forma segura y eficiente. Uno de los principales escollos encontrados en le camino hacia el desarrollo de dicho reactor es el comportamiento de los materiales sólidos bajo las condiciones extremas de flujo de partículas y energía incidentes sobre la zona de la cámara de vacío a la que se desvía el plasma, con objeto de evitar la interacción de éste con el resto de la pared interna y los sistemas que ésta soporta. Esta zona se denomina divertor y ejerce un papel fundamental en el diseño del reactor, pues es la responsable de extraer las partículas de helio producidas como ceniza de la fusión nuclear del deuterio con el tritio, y que escapan del plasma tras calentarlo suficientemente para mantenerlo a temperaturas de ignición, unos 100 millones de grados.
Aunque el material elegido, el wolframio, para la siguiente máquina de experimentación de plasmas de fusión, el dispositivo ITER (Reactor Termonuclear Experimental Internacional), presenta un comportamiento que podría ser aceptable sin el problema de la retención del tritio radioactivo que presenta el carbono en forma de CFC (Carbon Fibre Composites), tanto las cargas térmicas esperadas como la baja tasa de neutrones no garantizan que esta solución sea aplicable a un auténtico reactor. Todo esto ha originado una búsqueda intensiva de nuevas alternativas al diseño del divertor de ITER en al comunidad internacional de fusión.
Los metales líquidos han surgido como una posible opción para afrontar el problema. Las ventajas frente a un material sólido son evidentes: ausencia de estructura microscópica susceptible de destrucción, posibilidad de reemplazo sin tener que desmontar el reactor, posibilidad de extracción del flujo térmico y de partículas por simple circulación, etc. Entre sus posibles desventajas aparece la complejidad de diseño añadida por sus características de movilidad y alta temperatura así como su interacción con los altos campos magnéticos presentes en el dispositivo que origina intensas fuerzas de Lorentz dado su carácter de conductor eléctrico. Estas fuerzas puede dar lugar a la expulsión del metal de su ubicación en el divertor en forma de chorros o gotas que, si entran en el plasma, originarían la inactivación del mismo en forma de disrupciones, un fenómeno letal para la integridad física de la cámara de vacío y todos sus componentes. Este último aspecto ha motivado el desarrollo de conceptos que
Imagen 5: Valores de potencia incidente en el blanco usado como calorímetro en función de los parámetros del haz.
Imagen 6: Representación por CAD de un blanco- Calorímetro de CFC y NBI.