En la investigación de la energía de fusión nuclear , el material (o materiales) de revestimiento de plasma ( PFM ) es cualquier material utilizado para construir los componentes de revestimiento de plasma ( PFC ), aquellos 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 los diseños de reactores de fusión deben respaldar los pasos generales para la generación de energía, que incluyen:
Además, los PFM deben funcionar durante toda la vida útil de la vasija de un reactor de fusión, soportando condiciones ambientales adversas, como:
Actualmente, la investigación sobre reactores de fusión se centra en mejorar la eficiencia y la confiabilidad en la generación y captura de calor y en aumentar la tasa de transferencia. Generar 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 calentar agua para operar turbinas de vapor que impulsan generadores eléctricos.
Los diseños de reactores actuales se alimentan de reacciones de fusión deuterio-tritio (DT), que producen neutrones de alta energía que pueden dañar la primera pared; sin embargo, se necesitan neutrones de alta energía (14,1 MeV) para el funcionamiento de la manta y del generador de tritio . El tritio no es un isótopo abundante de forma natural debido a su corta vida media, por lo que para un reactor de fusión DT será necesario generarlo mediante la reacción nuclear de isótopos de litio (Li), boro (B) o berilio (Be) con alta -Neutrones de energía que chocan dentro de la primera pared. [2]
La mayoría de los dispositivos de fusión por confinamiento magnético (MCFD) constan de varios componentes clave en sus diseños técnicos, que incluyen:
El plasma de fusión del núcleo no debe tocar realmente la primera pared. ITER y muchos otros experimentos de fusión actuales y proyectados, en particular los de los diseños de tokamak y stellarator , utilizan intensos campos magnéticos en un intento de lograrlo , aunque persisten problemas de inestabilidad del plasma . Sin embargo, incluso con un confinamiento de plasma estable, el material de la primera pared estaría expuesto a un flujo de neutrones mayor que en cualquier reactor de energía nuclear actual , lo que genera dos problemas clave a la hora de seleccionar el material:
El material de revestimiento también debe:
Algunos componentes críticos orientados al plasma, como y en particular el desviador , normalmente están protegidos por un material diferente al utilizado para el área principal de la primera pared. [3]
Los materiales actualmente en uso o bajo consideración incluyen:
También se están considerando y utilizando baldosas multicapa de varios de estos materiales, por ejemplo:
El grafito se utilizó para el primer material de pared del Joint European Torus (JET) en su inicio (1983), en Tokamak à configuración variable (1992) y en el National Spherical Torus Experiment (NSTX, primer plasma 1999). [10]
Se utilizó berilio para revestir el JET en 2009, en previsión de su uso propuesto en el ITER . [11]
El tungsteno se utiliza para el desviador en JET y se utilizará para el desviador en ITER. [11] [12] También se utiliza para el primer muro en ASDEX Upgrade . [13] Se utilizaron baldosas de grafito rociadas con plasma con tungsteno para el desviador ASDEX Upgrade. [14] Se han realizado estudios de tungsteno en el desviador en las instalaciones de DIII-D. [15] Estos experimentos utilizaron dos anillos de isótopos de tungsteno incrustados en el desviador inferior para caracterizar la erosión del tungsteno durante la operación. El molibdeno se utiliza como el primer material de pared en Alcator C-Mod (1991).
Se utilizó litio líquido (LL) para recubrir el PFC del reactor de prueba de fusión Tokamak en el experimento Tokamak de litio (TFTR, 1996). [7]
El desarrollo de materiales satisfactorios para el revestimiento del plasma es uno de los problemas clave que aún deben resolver los programas actuales. [16] [17]
El rendimiento de los materiales orientados hacia el plasma se puede medir en términos de: [8]
La Instalación Internacional de Irradiación de Materiales de Fusión (IFMIF) se ocupará especialmente de esto. Los materiales desarrollados utilizando 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". [18]
Se sabe que los materiales sólidos orientados hacia el plasma son susceptibles a sufrir daños bajo grandes cargas de calor y un 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 orientados hacia el 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 resultan atractivas para el rendimiento de los reactores de fusión. [1]
El tungsteno es cada vez más reconocido como el material preferido para los componentes orientados al plasma en dispositivos de fusión de próxima generación, en gran parte debido a su combinación única de propiedades y potencial de mejora. Sus bajas tasas de erosión lo hacen particularmente adecuado para el entorno de alto estrés de los reactores de fusión, donde puede soportar condiciones intensas sin degradarse rápidamente. Además, la baja retención de tritio del tungsteno durante la implantación es crucial en contextos de fusión, ya que ayuda a minimizar la acumulación de este isótopo radiactivo. [19] [20] [21]
Otra ventaja clave del tungsteno es su alta conductividad térmica, esencial para gestionar el calor extremo generado en los procesos de fusión. Esta propiedad asegura una disipación eficiente del calor, reduciendo el riesgo de daños a los componentes internos del reactor. Además, el potencial para desarrollar aleaciones de tungsteno endurecidas por radiación presenta una oportunidad para mejorar su durabilidad y rendimiento bajo las intensas condiciones de radiación típicas de los reactores de fusión.
A pesar de estos beneficios, el tungsteno no está exento de inconvenientes. Un problema notable es su tendencia a contribuir a una alta radiación en el núcleo, un desafío importante para mantener la seguridad y eficiencia de los reactores de fusión. Sin embargo, se ha seleccionado tungsteno como material de revestimiento de plasma para el desviador de primera generación del proyecto ITER, y es probable que también se utilice para la primera pared del reactor.
Comprender el comportamiento del tungsteno en entornos de fusión, incluido su origen, migración y transporte en la capa de raspado (SOL), así como su potencial de contaminación del núcleo, es una tarea compleja. Se están realizando importantes investigaciones para desarrollar una comprensión madura y validada de esta dinámica, en particular para predecir el comportamiento de materiales con alto número atómico, como el tungsteno, en dispositivos tokamak del siguiente paso.
Para abordar la fragilidad intrínseca del tungsteno, que limita su ventana operativa, se ha desarrollado un material compuesto conocido como compuesto W mejorado con fibra W (Wf/W). Este material incorpora mecanismos de endurecimiento extrínsecos para aumentar significativamente la tenacidad, como se demuestra en pequeñas muestras de Wf/W.
En el contexto de las futuras centrales eléctricas de fusión, el tungsteno destaca por su resistencia a la erosión, el punto de fusión más alto entre los metales y su comportamiento relativamente benigno bajo la irradiación de neutrones. Sin embargo, su temperatura de transición de dúctil a frágil (DBTT) es preocupante, especialmente porque aumenta bajo la exposición a neutrones. Para superar esta fragilidad, se están explorando varias estrategias, incluido el uso de materiales nanocristalinos, aleaciones de tungsteno y materiales compuestos de W.
Particularmente notables son los laminados de tungsteno y los compuestos reforzados con fibra, que aprovechan las excepcionales propiedades mecánicas del tungsteno. Cuando se combinan con la alta conductividad térmica del cobre, estos compuestos ofrecen propiedades termomecánicas mejoradas, que se extienden más allá del rango operativo de materiales tradicionales como CuCrZr. Para aplicaciones que requieren una resiliencia a la temperatura aún mayor, se han desarrollado compuestos de tungsteno reforzados con fibra de tungsteno (Wf/W), que incorporan mecanismos para mejorar la tenacidad, ampliando así las aplicaciones potenciales del tungsteno en la tecnología de fusión.
El litio (Li) es un metal alcalino con un Z (número atómico) bajo. El Li tiene una primera energía de ionización baja, de ~5,4 eV, y es altamente reactivo químicamente con especies iónicas 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 del DT produce partículas cargadas y neutras en el plasma. Las partículas cargadas permanecen magnéticamente confinadas 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 neutras frías en forma gaseosa. Luego, 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. [22]
El uso inicial de litio en la década de 1990 estuvo 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 producción de energía 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 su PFC, por ejemplo: [1]
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 resaltan beneficios adicionales de los recubrimientos de litio líquido para la generación confiable de energía, que incluyen: [1] [22] [7]
Actualmente se están probando nuevos desarrollos en litio líquido, por ejemplo: [8] [9]
El carburo de silicio (SiC), un material cerámico refractario de bajo Z, se ha convertido en un componente prometedor de revestimiento de plasma (PFC) para dispositivos de energía de fusión magnética. Si bien las notables propiedades del SiC alguna vez atrajeron la atención para los experimentos de fusión, las limitaciones tecnológicas del pasado obstaculizaron su uso más amplio. Sin embargo, la evolución de las capacidades de los compuestos de fibra de SiC (SiCf/SiC) en los reactores de fisión Gen-IV ha renovado el interés en el SiC como material de fusión. [23]
Las versiones modernas de SiCf/SiC combinan muchos atributos deseables que se encuentran en los compuestos de fibra de carbono, como la resistencia termomecánica y el alto punto de fusión. Estas versiones también presentan beneficios únicos: exhiben una degradación mínima de las propiedades cuando se exponen a altos niveles de daño de neutrones y su rendimiento de pulverización química es sustancialmente menor que el del grafito. Esto da como resultado menos problemas relacionados con la acumulación de escoria de material y una menor retención de combustible. Además, el SiC demuestra una difusividad del tritio inferior a la observada en materiales como el tungsteno, una propiedad que puede optimizarse aún más aplicando una fina capa de SiC monolítico sobre un sustrato de SiC/SiCf. [24] [25]
La siliconación, un método de acondicionamiento de paredes, podría superar a otras técnicas al reducir las impurezas de oxígeno y mejorar el rendimiento del plasma. [26] [27] Dadas estas ventajas, la integración de SiC como PFC en los dispositivos de fusión contemporáneos es una propuesta convincente. Los esfuerzos de investigación actuales se centran en comprender el comportamiento del SiC en condiciones relevantes para los reactores, proporcionando información valiosa sobre su papel potencial en la futura tecnología de fusión. Recientemente se desarrollaron películas ricas en silicio sobre PFC desviadores utilizando inyecciones de pellets de Si en escenarios de modo de alto confinamiento en DIII-D , lo que generó más investigaciones para perfeccionar la técnica para aplicaciones de fusión más amplias. [28]
Resumen: El artículo ofrece una breve descripción de los recubrimientos de tungsteno (W) depositados mediante diversos 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 catódica con magnetrón e implantación de iones (CMSII), que se desarrolló durante los últimos 4 años desde desde laboratorio hasta escala industrial y se aplica con éxito para el recubrimiento W (10–15 μm y 20–25 μm) de más de 2500 mosaicos para el proyecto ITER-like Wall en JET y ASDEX Upgrade.... Experimentalmente, recubrimientos W/Mo Con un espesor de hasta 50 μm se fabricaron y probaron con éxito en la instalación de haces de iones de GLADIS con una potencia de hasta 23 MW/m2. Palabras clave: Revestimiento de tungsteno; Compuesto de fibra de carbono (CFC); Muro tipo ITER; pulverización catódica con magnetrón; Implantación de iones
