En la investigación de la energía de fusión nuclear , el material (o materiales) que encara el plasma ( PFM ) es cualquier material utilizado para construir los componentes que encaran el plasma ( PFC ), los componentes expuestos al plasma dentro del cual se produce la fusión nuclear y, en particular, el material utilizado para el revestimiento de la primera pared o región desviadora de la vasija del reactor .
Los materiales de revestimiento de plasma para diseños de reactores de fusión deben respaldar los pasos generales para la generación de energía, que incluyen:
- Generando calor a través de la fusión,
- Capturando calor en la primera pared,
- Transfiriendo calor a un ritmo más rápido que capturando calor.
- Generar electricidad.
Además, los PFM tienen que funcionar durante la vida útil de una vasija de reactor de fusión manejando las duras condiciones ambientales, tales como:
- Bombardeo de iones que provoca pulverizaciones físicas y químicas y, por tanto, erosión .
- Implantación de iones que causa daños por desplazamiento y cambios en la composición química.
- Flujos de alta temperatura (por ejemplo, 10 MW / mdebido a ELMS y otros transitorios.
- Codeposición y secuestro limitado de tritio.
- Propiedades termomecánicas estables en funcionamiento.
- Número limitado de efectos de transmutación nuclear negativos
Actualmente, la investigación de los reactores de fusión se centra en mejorar la eficiencia y la fiabilidad en la generación y captura de calor y en aumentar la tasa de transferencia. La generación de electricidad a partir del calor está más allá del alcance de la investigación actual, debido a los ciclos eficientes de transferencia de calor existentes, como el calentamiento de agua para operar turbinas de vapor que impulsan generadores eléctricos.
Los diseños actuales de reactores se alimentan de reacciones de fusión deuterio-tritio (DT), que producen neutrones de alta energía que pueden dañar la primera pared, [1] sin embargo, se necesitan neutrones de alta energía (14,1 MeV) para la operación de manta y reproductores de tritio. El tritio no es un isótopo abundante en la naturaleza debido a su corta vida media, por lo tanto, para un reactor de DT de fusión tendrá que ser criado por la reacción nuclear de litio (Li), boro (B), o berilio (Be) isótopos con alto -Neutrones de energía que chocan dentro de la primera pared. [2]
Requisitos
La mayoría de los dispositivos de fusión por confinamiento magnético (MCFD) constan de varios componentes clave en sus diseños técnicos, que incluyen:
- Sistema magnético: confina el combustible deuterio-tritio en forma de plasma y en forma de toro.
- Recipiente de vacío: contiene el plasma de fusión del núcleo y mantiene las condiciones de fusión.
- Primera pared: colocada entre el plasma y los imanes para proteger los componentes externos del vaso del daño por radiación.
- Sistema de refrigeración: elimina el calor del confinamiento y transfiere el calor de la primera pared.
El plasma de fusión del núcleo no debe tocar realmente la primera pared. El ITER y muchos otros experimentos de fusión actuales y proyectados, en particular los de los diseños tokamak y stellarator , utilizan campos magnéticos intensos en un intento de lograrlo , aunque persisten los problemas de inestabilidad del plasma . Sin embargo, incluso con un confinamiento de plasma estable, el primer material de la pared estaría expuesto a un flujo de neutrones más alto que en cualquier reactor de energía nuclear actual , lo que conduce a dos problemas clave en la selección del material:
- Debe resistir este flujo de neutrones durante un período de tiempo suficiente para ser económicamente viable.
- No debe volverse lo suficientemente radiactivo como para producir cantidades inaceptables de desechos nucleares cuando finalmente se produzca el reemplazo del revestimiento o el desmantelamiento de la planta .
El material de revestimiento también debe:
- Permita el paso de un gran flujo de calor .
- Sea compatible con campos magnéticos intensos y fluctuantes .
- Minimice la contaminación del plasma.
- Ser producidos y reemplazados a un costo razonable.
Algunos componentes críticos que miran al plasma, como y en particular el desviador , están típicamente protegidos por un material diferente al utilizado para el área principal de la primera pared. [3]
Materiales propuestos
Los materiales actualmente en uso o en consideración incluyen:
- Carburo de silicio [4]
- Carburo de boro [5] [6]
- Grafito
- Compuesto de fibra de carbono (CFC) [6]
- Berilio
- Tungsteno
- Molibdeno
- Litio
También se están considerando y utilizando baldosas multicapa de varios de estos materiales, por ejemplo:
- Una fina capa de molibdeno sobre baldosas de grafito.
- Una fina capa de tungsteno sobre baldosas de grafito.
- Una capa de tungsteno encima de una capa de molibdeno sobre baldosas de grafito.
- Una capa de carburo de boro sobre baldosas de CFC. [6]
- Una capa de litio líquido sobre baldosas de grafito. [7]
- Una capa de litio líquido encima de una capa de boro sobre baldosas de grafito. [8]
- Una capa de litio líquido sobre desviadores o superficies sólidas de PFC a base de tungsteno. [9]
El grafito se utilizó para el primer material de pared del Joint European Torus (JET) en su puesta en marcha (1983), en la variable de configuración Tokamak à (1992) y en el National Spherical Torus Experiment (NSTX, primer plasma 1999). [10]
El berilio se utilizó para revestir JET en 2009 en previsión de su uso propuesto en ITER . [11]
El tungsteno se utiliza para el desviador en JET y se utilizará para el desviador en ITER. [11] También se utiliza para el primer muro en ASDEX Upgrade . [12] Se utilizaron baldosas de grafito rociadas con plasma con tungsteno para el desviador ASDEX Upgrade. [13]
El molibdeno se utiliza para el primer material de pared en Alcator C-Mod (1991).
Se utilizó litio líquido (LL) para revestir el PFC del Reactor de prueba de fusión Tokamak en el Experimento de litio Tokamak (TFTR, 1996). [7]
Consideraciones
El desarrollo de materiales de revestimiento de plasma satisfactorios es uno de los problemas clave que aún deben resolver los programas actuales. [14] [15]
El rendimiento de los materiales de revestimiento de plasma se puede medir en términos de: [8]
- Producción de energía para un tamaño de reactor dado.
- Costo de generar electricidad.
- Autosuficiencia de producción de tritio.
- Disponibilidad de materiales.
- Diseño y fabricación del PFC.
- Seguridad en la eliminación de residuos y en el mantenimiento.
La Instalación Internacional de Irradiación de Materiales de Fusión (IFMIF) se ocupará especialmente de esto. Los materiales desarrollados con IFMIF se utilizarán en DEMO , el sucesor propuesto de ITER.
El premio Nobel francés de física Pierre-Gilles de Gennes dijo sobre la fusión nuclear: "Decimos que pondremos el sol en una caja. La idea es bonita. El problema es que no sabemos cómo hacer la caja". [dieciséis]
Desarrollos recientes
Se sabe que los materiales sólidos que se enfrentan al plasma son susceptibles de dañarse bajo grandes cargas de calor y alto flujo de neutrones. Si se dañan, estos sólidos pueden contaminar el plasma y disminuir la estabilidad del confinamiento del plasma. Además, la radiación puede filtrarse a través de defectos en los sólidos y contaminar los componentes externos del recipiente. [1]
Se han propuesto componentes de metal líquido frente al plasma que encierran el plasma para abordar los desafíos en el PFC. En particular, se ha confirmado que el litio líquido (LL) tiene varias propiedades que son atractivas para el rendimiento del reactor de fusión. [1]
Litio
El litio (Li) es un metal alcalino con un Z (número atómico) bajo. Li tiene una primera energía de ionización baja de ~ 5,4 eV y es muy reactivo químicamente con las especies de iones que se encuentran en el plasma de los núcleos de los reactores de fusión. En particular, el Li forma fácilmente compuestos de litio estables con isótopos de hidrógeno, oxígeno, carbono y otras impurezas que se encuentran en el plasma DT. [1]
La reacción de fusión de DT produce partículas cargadas y neutras en el plasma. Las partículas cargadas permanecen confinadas magnéticamente al plasma. Las partículas neutras no están confinadas magnéticamente y se moverán hacia el límite entre el plasma más caliente y el PFC más frío. Al llegar a la primera pared, tanto las partículas neutras como las cargadas que escaparon del plasma se convierten en partículas frías neutras en forma gaseosa. Un borde exterior de gas neutro frío se "recicla" o se mezcla con el plasma más caliente. Se cree que un gradiente de temperatura entre el gas neutro frío y el plasma caliente es la causa principal del transporte anómalo de electrones e iones desde el plasma confinado magnéticamente. A medida que disminuye el reciclaje, el gradiente de temperatura disminuye y aumenta la estabilidad del confinamiento del plasma. Con mejores condiciones para la fusión en el plasma, aumenta el rendimiento del reactor. [17]
El uso inicial de litio en la década de 1990 fue motivado por la necesidad de un PFC de bajo reciclaje. En 1996, se agregaron ~ 0.02 gramos de recubrimiento de litio al PFC de TFTR, lo que dio como resultado que la potencia de fusión y el confinamiento del plasma de fusión mejoraran en un factor de dos. En la primera pared, el litio reaccionó con partículas neutras para producir compuestos de litio estables, lo que resultó en un bajo reciclaje de gas neutro frío. Además, la contaminación por litio en el plasma tendía a estar muy por debajo del 1%. [1]
Desde 1996, estos resultados han sido confirmados por un gran número de dispositivos de fusión por confinamiento magnético (MCFD) que también han utilizado litio en sus PFC, por ejemplo: [1]
- TFTR (EE. UU.), CDX-U (2005) / LTX (2010) (EE. UU.), CPD (Japón), HT-7 (China), EAST (China), FTU (Italia).
- NSTX (EE. UU.), T-10 (Rusia), T-11M (Rusia), TJ-II (España), RFX (Italia).
La generación de energía primaria en los diseños de reactores de fusión proviene de la absorción de neutrones de alta energía. Los resultados de estos MCFD destacan los beneficios adicionales de los recubrimientos de litio líquido para la generación de energía confiable, que incluyen: [1] [17] [7]
- Absorbe neutrones de alta energía o de movimiento rápido. Aproximadamente el 80% de la energía producida en una reacción de fusión de DT está en la energía cinética del neutrón recién producido.
- Convierta las energías cinéticas de los neutrones absorbidos en calor en la primera pared. El calor que se produce en la primera pared puede eliminarse mediante refrigerantes en sistemas auxiliares que generan electricidad.
- Cría autosuficiente de tritio por reacción nuclear con neutrones absorbidos. Los neutrones de diferentes energías cinéticas impulsarán reacciones de reproducción de tritio.
Litio liquido
Actualmente se están probando nuevos desarrollos en litio líquido, por ejemplo: [8] [9]
- Recubrimientos de compuestos líquidos de litio cada vez más complejos.
- Recubrimientos multicapa de LL, B, F y otros metales con bajo contenido de Z.
- Recubrimientos de LL de mayor densidad para uso en PFC diseñados para mayores cargas de calor y flujo de neutrones.
Ver también
- Instalación internacional de irradiación de materiales de fusión # Información general
- Experimento de litio Tokamak
Referencias
- ^ a b c d e f g Litio como componente de revestimiento de plasma para la investigación de fusión magnética. Ono. 2012 consultado el 1 de noviembre de 2015.
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- ↑ a b Molokov, SS; Moreau, R .; Magnetohidrodinámica de Moffatt KH : Evolución histórica y tendencias, p. 172-173.
enlaces externos
- Página del proyecto del Instituto Max Planck en PFM
- 13 ° Taller internacional sobre materiales y componentes de revestimiento de plasma para aplicaciones de fusión / 1 ° Congreso internacional sobre ciencia de materiales de energía de fusión
- Ruset, C .; Grigore, E .; Maier, H .; Neu, R .; Greuner, H .; Mayer, M .; Matthews, G. (2011). "Desarrollo de recubrimientos W para aplicaciones de fusión". Ingeniería y Diseño de Fusión . 86 (9-11): 1677-1680. doi : 10.1016 / j.fusengdes.2011.04.031 .
Resumen: El artículo ofrece una breve descripción de los recubrimientos de tungsteno (W) depositados mediante varios métodos sobre materiales de carbono (compuesto de fibra de carbono - CFC y grafito de grano fino - FGG). Pulverización de plasma al vacío (VPS), Deposición química de vapor (CVD) y Deposición física de vapor (PVD) ... Se presta especial atención a la técnica Combinada de pulverización de magnetrón e implantación de iones (CMSII), que se desarrolló durante los últimos 4 años desde laboratorio a escala industrial y se aplica con éxito para el recubrimiento W (10-15 μm y 20-25 μm) de más de 2500 baldosas para el proyecto de pared tipo ITER en JET y ASDEX Upgrade .... Experimentalmente, recubrimientos W / Mo con un espesor de hasta 50 μm se produjeron y probaron con éxito en la instalación de haz de iones GLADIS de hasta 23 MW / m2. Palabras llave: Revestimiento de tungsteno; Compuesto de fibra de carbono (CFC); Muro tipo ITER; Pulverización catódica de magnetrón; Implantación de iones