Reactor de fusión nuclear

Modelo de uno de los 18 sectores del tokamak ITER en construcción (una persona en la parte inferior derecha para comparar el tamaño)

Un reactor de fusión nuclear o reactor de fusión es un sistema técnico en el que la fusión nuclear de deuterio y tritio tiene lugar de manera controlada como una reacción termonuclear . Los reactores de fusión que serían adecuados para generar electricidad en una planta de energía de fusión aún no existen. Aunque este objetivo se ha perseguido desde la década de 1960, solo se está acercando lentamente debido a los altos obstáculos técnicos y también a los fenómenos físicos inesperados.

La investigación se centra actualmente (2020) en tokamaks y stellarators . Estos conceptos de reactores se basan en la técnica del confinamiento magnético . Se colocan unos pocos gramos de la mezcla gaseosa deuterio-tritio en un recipiente toroidal evacuado de muchos metros cúbicos y se calienta a 100 a 150 millones de Kelvin. A estas temperaturas, los electrones y los núcleos atómicos se separan entre sí y forman un plasma eléctricamente conductor . Alrededor de la cámara de plasma toroidal están dispuestos electroimanes superconductores que generan un campo magnético de hasta 10 Tesla . Este campo magnético confina el plasma en la cámara para que no toque las paredes. Si entrara en contacto con la pared, el plasma se enfriaría inmediatamente y la reacción colapsaría. La densidad de partículas corresponde a un vacío técnico . La reacción nuclear fuertemente exotérmica ocurre a través de la colisión de los núcleos atómicos rápidos. En el proceso, se liberan neutrones de alta energía . Los neutrones emiten su energía en la manta (cubierta exterior) en forma de calor, que se utilizará para generar electricidad.

Los reactores de investigación europeos más importantes son los tokamaks JET en Culham en Gran Bretaña y ASDEX Upgrade en Garching cerca de Munich , así como el stellarator Wendelstein 7-X en Greifswald . El proyecto más prometedor es el reactor de investigación internacional ITER , un tokamak que se ha estado construyendo en Cadarache, en el sur de Francia, desde 2007 . ITER pretende mostrar que de esta forma se puede obtener energía técnicamente utilizable. El primer plasma de hidrógeno en el ITER se generará en 2025, y se espera que un plasma de deuterio-tritio lo esté como muy pronto en 2035. Los conocimientos adquiridos con el ITER deberían proporcionar la base para la construcción de la planta de energía de demostración DEMO , que generará suficiente tritio y alimentar de forma fiable varios 100 MW a la red eléctrica.

Wendelstein 7-AS , operado en Garching hasta 2002

Vista del recipiente exterior del Wendelstein 7-X en Greifswald (2011)

Fuente de energía potencial del futuro

Con el desarrollo de los reactores de fusión nuclear se espera el desarrollo de una fuente de energía prácticamente inagotable sin el riesgo de accidentes catastróficos y sin la necesidad de eliminación de desechos radiactivos de larga duración. Si los reactores de fusión nuclear alcanzan la madurez técnica para la generación de electricidad, no se puede esperar un primer reactor comercial antes de 2050 según el estado actual de los conocimientos. El uso a gran escala es previsible en el último cuarto del siglo XXI, siempre que la tecnología tenga aceptación y sea económica. Hoy (2020) no se puede hacer ninguna declaración sobre la rentabilidad. Las futuras ventajas y desventajas regionales en comparación con otros métodos de generación de electricidad, los costos de construcción o importación del reactor, los gastos de financiamiento, operación, desmantelamiento y eliminación de desechos radiactivos, así como el precio de la electricidad aplicable en ese momento, no se pueden pronosticar de manera confiable.

historia

Investigación básica

Durante el desarrollo de la bomba atómica , Edward Teller , Enrico Fermi y otros científicos presentaron los primeros borradores para generar electricidad mediante fusión nuclear controlada. Un concepto contemplaba el uso de un campo magnético para encerrar el plasma de deuterio-tritio, que tenía que calentarse a varios millones de Kelvin para la fusión. Después de la Segunda Guerra Mundial, el primer programa de investigación civil sobre el uso de la fusión nuclear se inició sobre esta base en Inglaterra. George Paget Thomson y Moses Blackman siguieron la idea del confinamiento en forma de anillo del plasma. Se proporcionaron ondas electromagnéticas de alta frecuencia para calentar.

Primeros stellarators y tokamaks

En los años siguientes, este concepto se desarrolló aún más independientemente el uno del otro en dos variantes en los EE. UU. Y la Unión Soviética. En Estados Unidos, Lyman Spitzer desarrolló el stellarator , cuyo comportamiento fue investigado a partir de 1951 como parte de los proyectos Matterhorn y Sherwood en la Universidad de Princeton, entre otros .

Un campo magnético debería servir para confinar las partículas, en el que las líneas de campo para el confinamiento magnético corren dentro de las superficies anidadas del toro. Pronto se hizo evidente que tales áreas de flujo no son fácilmente accesibles en el estelar. La base teórica para esto solo se desarrolló gradualmente. No fue hasta finales del siglo XX que se pudieron realizar los cálculos necesarios gracias a ordenadores suficientemente potentes; esto hizo posible construir el estelarizador Wendelstein 7-X , que generó su primer plasma en 2015.

En 1950 y 1951, Andrei Sakharov e Igor Tamm probaron otra variante de confinamiento magnético en la Unión Soviética , el tokamak . Según este concepto, en el confinamiento interviene un campo magnético generado en el propio plasma por el flujo de corriente; la corriente en el plasma también contribuye a su calentamiento. Se estableció un sorprendente récord de temperatura en el tokamak soviético T3 en 1968 con 10 millones de Kelvin en 10 milisegundos. Después de que esto se dio a conocer en Occidente, el diseño de tokamak más simple se convirtió en la base de casi todos los experimentos relevantes posteriores.

Primeros éxitos en la UE y EE. UU.

Los primeros intentos de generar energía a partir de la fusión nuclear se llevaron a cabo de forma independiente y bajo secreto militar. En 1956, Igor Wassiljewitsch Kurchatov , ex director del programa de bombas atómicas soviéticas, rompió el secreto con una conferencia en el centro de investigación de Harwell en Inglaterra . En la segunda conferencia nuclear internacional de Ginebra en 1958, se decidió por primera vez dar a conocer los resultados y fortalecer la cooperación internacional, también en vista de las grandes dificultades tecnológicas.

En Europa, el Tratado Euratom se firmó en 1958 , en el que seis países se comprometieron inicialmente a trabajar juntos en el campo de la energía nuclear y la investigación nuclear. En 1973 se decidió construir el Joint European Torus (JET) en Culham (Gran Bretaña), actualmente el tokamak más grande. En 1983 entró en funcionamiento el reactor. El 9 de noviembre de 1991, JET pudo liberar una cantidad significativa de energía de la fusión nuclear controlada por primera vez. Un plasma de deuterio-tritio entregó 1.8 megavatios de potencia durante dos segundos. En 1997, se logró una potencia de fusión de 16 megavatios, aunque se requirieron 24 megavatios para el calentamiento del plasma.

Desde el récord de temperatura soviético en 1968, la Universidad de Princeton estadounidense había estado trabajando intensamente en proyectos de tokamak además del concepto de stellarator. En el Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR) en el Laboratorio de Física del Plasma de Princeton (PPPL), se lograron éxitos similares a los del JET europeo competidor; En 1994, se logró una potencia de fusión de 10,7 megavatios y en 1995 una temperatura de plasma de 510 millones de Kelvin. El TFTR estuvo en funcionamiento desde 1983 hasta 1997. De 1999 a 2016, se llevó a cabo una investigación sobre el sucesor del National Spherical Torus Experiment (NSTX).

Proyectos y planes internacionales

Es necesario superar un gran número de dificultades técnicas en una amplia variedad de áreas antes de que se pueda encontrar el primer reactor de fusión práctico, de funcionamiento continuo y económicamente viable. El desarrollo del uso civil de la energía de fusión también se está promoviendo en proyectos internacionales debido a los altos costos. El método de contención magnética se utiliza casi exclusivamente en todo el mundo .

En julio de 2020, comenzó la construcción del experimento del reactor de fusión ITER, cuya finalización está prevista para 2025.

En diciembre de 2020, el reactor de fusión nuclear experimental chino HL-2M se encendió por primera vez.

También en diciembre de 2020, el Instituto de Energía de Fusión de Corea del Sur informó que un plasma en la instalación de prueba KSTAR (Investigación Avanzada de Tokamak Superconductores de Corea) podría mantenerse a más de 100 millones de Kelvin durante 20 segundos, más del doble que en una prueba el año anterior.

En 2021, Commonwealth Fusion Systems, en cooperación con MIT , planea comenzar a construir una instalación de prueba para un tokamak compacto llamado SPARC basado en el concepto ARC. ARC es sinónimo de enfoque es un ffordable = asequible, r obust, c = ompact compactos. Con un radio de 1,85 m, se alcanzará una potencia de 140 MW. Para este propósito, se construye un campo magnético de alrededor de 12 Tesla con la ayuda de superconductores de alta temperatura para lograr una fusión nuclear autosostenida con Q ~ 11.

Fundamentos físicos

Reacción deuterio-tritio

Un deuterio y un núcleo atómico de tritio se fusionan para formar un núcleo de helio , liberando un neutrón rápido.

En una fusión nuclear, los núcleos atómicos se fusionan para formar un nuevo núcleo. Muchas reacciones nucleares de este tipo liberan energía. La energía que irradia el sol también proviene de los procesos de fusión nuclear. En su centro, el hidrógeno se fusiona en la reacción protón-protón y en el ciclo de CNO bajo una presión de 200 mil millones de bar a alrededor de 15 millones de Kelvin para formar helio . Sin embargo, debido a la extrema presión, estos procesos no son adecuados para su uso en la tierra.

Para que ocurra una reacción de fusión entre dos núcleos atómicos, deben acercarse mucho entre sí, alrededor de 2.5 femtómetros (ver Fuerza nuclear fuerte ). Esto es contrarrestado por la repulsión eléctrica , que debe superarse con un gran gasto de energía (alta temperatura). Las reacciones de fusión adecuadas para la generación técnica de energía son bien conocidas por las investigaciones que utilizan aceleradores de partículas . En los experimentos con aceleradores, sin embargo, se gasta mucha más energía para operar el aparato de la que luego libera la reacción; una ganancia neta de energía, es decir, la operación de una central eléctrica , no es posible de esta manera.

Para que una fusión nuclear pueda convertir la materia en energía de acuerdo con la fórmula de Einstein E = mc ² , la masa de los dos núcleos fusionados debe ser mayor que la masa de los núcleos y partículas que se forman. Esta diferencia de masa se convierte en energía. La diferencia de masa es particularmente grande cuando el helio -4 se forma a partir de isótopos de hidrógeno . Estos también tienen la repulsión eléctrica más pequeña que se puede superar antes de la fusión, porque cada uno lleva una sola carga elemental . Por tanto, una mezcla de proporciones iguales de deuterio (D) y tritio (T) se considera combustible de fusión :

${\ Displaystyle \ mathrm {D + T \ \ rightarrow \ \! ^ {4} Él + n + 17 {,} 6 \; MeV} \ \}$

Esta reacción también se caracteriza por una sección transversal eficaz , que caracteriza la probabilidad de reacción, que es suficientemente grande incluso a temperaturas de plasma que técnicamente son alcanzables. Por lo tanto, todos los conceptos realistas para las plantas de energía de fusión se basan en esta reacción hasta hoy (2016).

Fusión con confinamiento de plasma magnético

Los conceptos más prometedores para los reactores de fusión hasta la fecha prevén encerrar un plasma de deuterio-tritio en un campo magnético anular y calentarlo a una temperatura suficiente. Para lograr una ganancia neta de energía de esta manera, el volumen de plasma debe ser lo suficientemente grande (ver relación A / V ).

Para poner en marcha el proceso, se dejan unos pocos gramos de una mezcla gaseosa de deuterio-tritio (1: 1) en el recipiente de reacción de muchos metros cúbicos grande y bien evacuado ; la densidad de las partículas corresponde entonces a un vacío de fino a alto . El gas se lleva al estado de plasma mediante calentamiento y se calienta más. Después de alcanzar la temperatura objetivo, alrededor de 150 millones de Kelvin en la parte más interna del plasma, el plasma ejerce una presión de unos pocos bares . Contra esta presión, el campo magnético debe mantener unidas las partículas. Debe evitarse el contacto con la pared del vaso, ya que de lo contrario el plasma se enfriaría inmediatamente.

Las reacciones de fusión tienen lugar a una temperatura de aproximadamente 150 millones de Kelvin y una densidad de partículas de aproximadamente 10 ²⁰ m ⁻³ . La energía liberada como resultado se distribuye como energía cinética en una proporción de 1: 4 a las partículas alfa formadas (núcleos de He-4) y neutrones libres (ver cinemática (procesos de partículas) ). La energía de las partículas alfa se distribuye más a través de colisiones en el plasma y contribuye a su calentamiento adicional. Con una velocidad de reacción nuclear suficiente (número de reacciones por intervalo de tiempo), esta energía puede ser suficiente para mantener la temperatura del plasma sin más calentamiento externo: el plasma entonces se "enciende" y "quema" por sí mismo. Esto ocurre cuando el producto triple de La densidad de partículas a una temperatura dada, Temperatura y una constante de tiempo determinada por las inevitables pérdidas de calor, el tiempo de contención de energía, excede un cierto valor mínimo según el criterio de Lawson .

Sin embargo, no es necesario llegar a este punto para un reactor de suministro de energía. Incluso a temperaturas ligeramente más bajas y calentamiento adicional constante, tienen lugar suficientes reacciones de fusión (ver fusión con ganancia neta de energía sin alcanzar el criterio de Lawson ). El calentamiento adicional incluso ofrece una opción bienvenida (además de rellenar el combustible) para controlar la velocidad de reacción, es decir, la salida del reactor. El estado de plasma que se ha alcanzado debe mantenerse permanentemente rellenando nuevo combustible de acuerdo con el consumo y eliminando el helio que se crea, el resultado de la fusión, la "ceniza". Los neutrones liberados abandonan el plasma; su energía cinética, cuatro quintas partes de la energía de fusión, está disponible para su uso.

Interior de la variable de configuración tokamak à (TCV) revestido con placas de grafito en Lausana , Suiza

Hasta ahora, solo se ha logrado una ganancia de energía muy brevemente en las pruebas en JET y TFTR (Princeton, EE. UU.), Pero aún no en los muchos otros experimentos, porque los recipientes de plasma de los sistemas de prueba existentes son demasiado pequeños para esto, lo que significa que el plasma se enfría demasiado (ver relación A / V ). En el ITER tokamak, que por lo tanto es más grande, se debe implementar una fusión permanente “ardiente” con calentamiento adicional constante. Incluso los sistemas posteriores como DEMO probablemente se diseñarán de tal manera que un calentamiento adicional débil de, por ejemplo, un pequeño porcentaje de la energía de fusión, siga siendo necesario para retener una opción de control adicional.

El aumento de la temperatura o la densidad aumenta la potencia producida por las reacciones de fusión . Sin embargo, no es posible aumentar la temperatura demasiado, ya que la pérdida de energía del plasma debido a los procesos de transporte también aumenta con la temperatura. Por tanto, la velocidad de reacción deseada permanece constante a temperatura y densidad constantes.

tecnología

Calentamiento por plasma

Plasma en la instalación de prueba Mega-Ampere Spherical Tokamak (MAST) en Culham , Reino Unido

Se han desarrollado varios métodos para calentar el plasma a más de 100 millones de Kelvin. Todas las partículas en el plasma se mueven a una velocidad muy alta de acuerdo con la temperatura respectiva (los núcleos de deuterio a 100 millones de Kelvin tienen una velocidad promedio de alrededor de 1000 km / s). La potencia calorífica aumenta la temperatura y compensa las pérdidas provocadas por el transporte principalmente turbulento y neoclásico (provocado por colisiones entre las partículas) y por bremsstrahlung .

Con algunos de los siguientes métodos de calentamiento, se puede influir en la temperatura y, por tanto, también en la distribución de corriente en el plasma, lo que es importante para su estabilidad dimensional:

• Calentamiento eléctrico: El plasma es un conductor eléctrico y se puede calentar mediante una corriente eléctrica inducida . El plasma es la bobina secundaria de un transformador . Sin embargo, la conductividad del plasma aumenta al aumentar la temperatura, por lo que la resistencia eléctrica de alrededor de 20-30 millones de Kelvin o 2 keV ya no es suficiente para calentar el plasma con mayor intensidad. Con el tokamak, la corriente a través del solenoide central aumenta continuamente para la calefacción eléctrica.
• Inyección de partículas neutras : cuando se inyectan átomos neutros rápidos en el plasma ( inyección de haz neutro , NBI para abreviar), la energía cinética de estos átomos, que se ionizan inmediatamente en el plasma, se transfiere al plasma a través de impactos, lo que hace que se calentar.
• Ondas electromagnéticas: las microondas pueden excitar los iones y electrones en el plasma en sus frecuencias de resonancia ( frecuencia orbital en la línea helicoidal que describe la partícula en el campo magnético) y así transferir energía al plasma. Estos métodos de calentamiento se denominan calentamiento por resonancia de ciclotrón de iones (ICRH), calentamiento por resonancia de ciclotrón de electrones (ECRH) y calentamiento por resonancia híbrida inferior (LHRH).
• Compresión magnética: el plasma se puede calentar como un gas mediante una compresión rápida ( adiabática ). Una ventaja adicional de este método es que la densidad del plasma aumenta al mismo tiempo. Solo los campos magnéticos generados por bobinas magnéticas con intensidad de corriente variable son adecuados para comprimir el plasma.

Campo magnético

Campos y fuerzas en un tokamak

El campo magnético debe mantener el plasma unido contra su presión para que no toque la pared del vaso. Ambos conceptos de confinamiento magnético, tokamak y stellarator , utilizan un campo magnético toroidal retorcido para este propósito. Los Tokamaks generan la torsión del campo induciendo una corriente eléctrica en el plasma, los estelaradores lo logran mediante una forma especial y complicada de sus bobinas magnéticas (explicación más detallada del confinamiento magnético y la necesidad de torcer las líneas de campo en fusión por medio de confinamiento magnético ).

Las deformaciones especiales y localizadas del campo eliminan los iones no deseados, es decir, el producto de fusión helio y cualquier impureza, del plasma (ver desviador ).

El campo magnético se genera con grandes bobinas. Su forma y disposición determinan la forma del plasma; La fuerza de la corriente en las bobinas determina la fuerza del campo magnético y, por lo tanto, el posible tamaño del plasma, la densidad de partículas y la presión. En un reactor (o en experimentos en los que el plasma está confinado durante un período de tiempo más largo ) las bobinas deben ser superconductoras: las que se encuentran en bobinas normalmente conductoras La electricidad que fluye produce calor debido a la resistencia eléctrica que debe superarse. Tales bobinas ya no podrían enfriarse eficazmente si se hicieran funcionar durante un período de tiempo más largo, como resultado de lo cual la temperatura aumentaría y la bobina se destruiría. Las bobinas superconductoras, por otro lado, no tienen resistencia, por lo que la corriente en ellas no produce ningún calor que deba ser disipado.

El tokamak es el concepto más avanzado y perseguido internacionalmente con ITER. Sin embargo, tiene el inconveniente , al menos en su modo de funcionamiento original con un flujo de plasma generado puramente inductivamente , que el funcionamiento no es posible de forma continua, sino solo de forma pulsada, es decir, con breves interrupciones regulares. Por lo tanto, sé

• por un lado, se desarrollaron posibilidades adicionales para "impulsar" la corriente en los tokamaks,
• por otro lado, los estelaradores continúan siendo una alternativa.

Los experimentos sobre la actualización de ASDEX y otros reactores de investigación indican que los reactores tokamak podrían funcionar de forma continua en el futuro.

combustible

Ocurrencia y adquisición

Mientras que el deuterio está presente en cantidades casi inagotables (2,5 · 10 ¹³  t) en el agua de la tierra , el tritio en las cantidades necesarias para un reactor de fusión prácticamente solo puede producirse "incubando" litio -6 en la propia planta:

${\ Displaystyle ^ {6} \ mathrm {Li} + \ mathrm {n} \ \ rightarrow \ ^ {4} \ mathrm {He} + {} ^ {3} \ mathrm {H} +4 {,} 8 \ ; \ mathrm {MeV}}$

La presencia terrestre de litio se estima en más de 29 millones de toneladas. Para la incubación de tritio sólo se utiliza el isótopo ⁶ Li, que se encuentra naturalmente al 7,5% . De este suministro proporcional de alrededor de 2 millones de t de litio-6, teóricamente se puede obtener alrededor de 1 millón de t de tritio utilizando la fórmula anterior. En la práctica, se debe utilizar litio enriquecido con un contenido de litio-6 del 30 al 60%. Los depósitos de litio técnicamente utilizables son matemáticamente suficientes para satisfacer las necesidades energéticas de la humanidad durante miles de años.

Una escasez debida a la demanda de litio de otras ramas de la industria obstaculiza el hecho de que la composición isotópica no juega un papel en estas ramas y, por lo tanto, más del 90% del litio queda disponible para ellas. Incluso en un escenario con un fuerte aumento en la demanda de litio debido a la expansión masiva de la electromovilidad, solo los recursos de litio que se pueden extraer con los precios y tecnologías actuales del litio se agotarán para 2050.

El tritio es radiactivo con una vida media de 12,32 años. Sin embargo, solo emite radiación beta con una energía máxima baja y sin radiación gamma acompañante . En el inventario de radiactividad de un reactor de fusión que ha estado en funcionamiento durante algún tiempo, el tritio solo hará una contribución relativamente pequeña.

El tritio necesario para poner en marcha los reactores de fusión podría obtenerse fácilmente en reactores de fisión nuclear convencionales. En particular, los reactores de agua pesada (por ejemplo, CANDU ) producen tritio como subproducto en una cantidad de alrededor de 1 kg por cada 5 GWa de energía eléctrica generada. También es probable que el tritio (unos pocos kilogramos) necesario durante el período previsto del ITER provenga de esto.

Sin embargo, para el funcionamiento continuo de las plantas de energía de fusión, estas únicas fuentes disponibles hasta ahora no proporcionarían suficiente tritio, lo que da lugar a la necesidad de generar tritio en el reactor. Una planta de energía de fusión con 1 GW de producción eléctrica requeriría alrededor de 225 kg de tritio por año.

Cría de tritio y multiplicación de neutrones

Una producción económica de las cantidades necesarias de tritio sería posible mediante la producción antes descrita a partir de litio-6 en el propio reactor de fusión por medio de los neutrones libres emitidos de todos modos. Para ello, el plasma está rodeado por un manto de cría, la manta.

La fusión nuclear entrega exactamente un neutrón por cada átomo de tritio consumido; En principio, se podría producir un nuevo átomo de tritio a partir de esto. Sin embargo, esto no es posible sin pérdida, porque puramente geométricamente, el manto no puede capturar el 100% de los neutrones, y algunos de los neutrones que golpean el manto son absorbidos inevitablemente en núcleos atómicos distintos al litio o escapan del sistema. Las pérdidas también son inevitables cuando el tritio se transfiere al plasma de fusión, al igual que su desintegración radiactiva. Para poder introducir tanto tritio nuevo en el plasma como se utilizó, los neutrones de la capa deben aumentarse entre un 30 y un 50% aproximadamente. Para este propósito, las corrientes de aire prevén el uso de la reacción del núcleo (n, 2n) ya sea sobre berilio o sobre plomo . Por lo tanto, los reactores de fusión comerciales deben diseñarse de tal manera que sea posible una ligera sobreproducción de tritio. La proporción de reproducción de tritio se puede establecer y reajustar a través del grado de enriquecimiento del isótopo ⁶ Li en la capa.

El desarrollo tecnológico de esta extracción de tritio es una tarea crucial para la futura investigación de la fusión, especialmente en el ITER. Si la incubación del tritio es posible con suficiente eficacia en la práctica, sólo se demostrará cuando un primer reactor de fusión deuterio-tritio esté en funcionamiento continuo con él. Pero solo si las plantas pueden cubrir sus propias necesidades de tritio y las cantidades necesarias para iniciar un proceso de fusión se pueden obtener en otro lugar, es posible construir una fuente de alimentación utilizando reactores de fusión. Esta cuestión se discute en publicaciones científicas. Si bien algunos científicos como Michael Dittmar del CERN critican la autosuficiencia de los reactores de fusión con tritio como poco realista en vista de los resultados experimentales y computacionales previos, la mayoría de los investigadores de la fusión no ven ningún problema fundamental en este punto.

Recarga de combustible

Durante el tiempo de combustión del plasma, es necesario recargar combustible de acuerdo con el consumo respectivo. Para este propósito, la inyección de gránulos de una mezcla congelada de deuterio-tritio en el recipiente ha demostrado ser una técnica adecuada. Con este fin, tales gránulos con una masa de, por ejemplo, 1 mg se llevan a una velocidad de aproximadamente 1000 m / s mediante una centrífuga o neumáticamente con un tipo de pistola de gas. Este método de recarga también permite influir específicamente en la distribución de la densidad espacial del plasma mediante la elección del punto de inyección y la velocidad del gránulo. Con más o menos recargas, también se puede controlar la velocidad de fusión; detener la recarga finaliza las reacciones de fusión.

Eliminación de helio y contaminantes

El producto de reacción ⁴ He y los núcleos inevitablemente eliminados del material de la pared actúan como impurezas; deben eliminarse constantemente del plasma. Dado que tienen un mayor número de cargas que los isótopos de hidrógeno, esto es posible con la deflexión magnética. Para ello se utilizan desviadores especialmente desarrollados ; Consisten en placas deflectoras montadas en el borde del toro, sobre las que se dirigen los iones no deseados en el plasma con un campo magnético auxiliar. Allí se enfrían y, por lo tanto, capturan electrones nuevamente, i. es decir, se convierten en átomos neutros. Estos no están influenciados por el campo magnético y pueden ser eliminados por el sistema de succión que mantiene el alto vacío.

Uso de la energía liberada

Del rendimiento energético de la reacción nuclear, 17,6 MeV por reacción individual,  cuatro quintos, es decir 14,1 MeV, se producen como energía cinética del neutrón liberado. Estos neutrones apenas están influenciados por el campo magnético y penetran en el manto, donde primero emiten su energía como calor utilizable a través de impactos y luego cada uno sirve para incubar un átomo de tritio. La energía térmica puede entonces, como en cualquier central eléctrica convencional , a través del intercambiador de calor generar vapor, que a su vez se acciona mediante turbinas de vapor con generadores de energía acoplados .

Materiales del reactor

requisitos

La energía útil del reactor deuterio-tritio se produce en forma de neutrones de alta energía (14,1  MeV ). Los neutrones golpean el lado de la manta que mira al plasma con una alta densidad de flujo , alrededor de 10 ¹⁴ s ⁻¹ · cm ⁻² , además de estar expuestos a radiación térmica. Esto conduce inevitablemente a daños considerables por radiación en el material (a modo de comparación: incluso en el centro del núcleo de un reactor típico de agua a presión , la densidad del flujo de neutrones es unas diez veces menor, y la mayoría de estos son neutrones térmicos ). El daño por radiación depende en gran medida de la energía del neutrón. Es por eso que la carga de la pared a menudo se da como el producto de la densidad del flujo de neutrones y la energía de los neutrones, es decir, como la densidad de la superficie de potencia en MW / m² ( megavatios por metro cuadrado). Con una energía de 14,1 MeV, 10 ¹⁴ neutrones · s ⁻¹ · cm ⁻² corresponden a unos 2,2 MW / m². Esta es la carga de la pared de neutrones proporcionada en un calado para la capa del reactor DEMO . La manta debe tener una vida útil de 20.000 horas de funcionamiento, es decir, alrededor de 2,3 años. El daño acumulado por dislocación , que principalmente causa fragilización, asciende a aproximadamente 50 dpa (desplazamientos por átomo) en el acero . Además, el material se daña por hinchamiento porque las reacciones nucleares (n, p) y (n, α) en la estructura metálica producen gases, hidrógeno y helio, respectivamente. El helio en el metal también es perjudicial para la soldabilidad . Se requiere una concentración de helio por debajo de 1 appm ( "partes de átomo por millón" , es decir , un átomo de He por 1 millón de átomos de metal) para que las piezas de acero y las conexiones de tubería se puedan soldar juntas nuevamente después de ser reemplazadas .

Además, los nucleidos radiactivos se forman en los materiales mediante la activación . Para producir las cantidades más pequeñas posibles, que también deberían tener las vidas medias más cortas posibles , solo se pueden usar materiales hechos de ciertos elementos. En los materiales estructurales comunes de hoy en día, como los aceros inoxidables austeníticos al cromo-níquel , la activación de neutrones produce grandes cantidades de ⁶⁰ Co. de vida relativamente larga y fuertemente emisora ​​de rayos gamma . El material estructural del ITER sigue siendo un acero al cromo-níquel austenítico; Sin embargo, estos aceros no se pueden utilizar para futuros reactores de centrales eléctricas.

Los principales requisitos para el desarrollo de materiales son los materiales de baja activación, que tienen suficiente resistencia a la irradiación de neutrones y deben cumplir con todos los requisitos para su respectiva tarea especial, como estabilidad, amagnetismo o estanqueidad al vacío. Hasta ahora también se ha asumido que la capa más interna debe reemplazarse periódicamente, ya que ningún material resistirá el alto flujo de neutrones de un reactor comercial durante años. Debido a la radiación de las partes activadas, las reparaciones y los trabajos de mantenimiento deberían realizarse a distancia después de la puesta en servicio. Debe garantizarse que la mayoría de los componentes de la planta capitalizados deben almacenarse de manera controlada durante solo unos 100 años después del final de su vida útil, hasta que sea posible el reciclaje; la parte más pequeña debe almacenarse durante unos 500 años. Por tanto, no sería necesaria una eliminación . El trabajo de desarrollo se centra en aceros ferríticos-martensíticos sin níquel , pero también se investigan las aleaciones a base de vanadio y el carburo de silicio cerámico (SiC). Con la actualización ASDEX se descubrió que el tungsteno también es adecuado para las superficies frontales de los módulos de manta que miran al plasma y para las placas de desvío . Para los experimentos de irradiación con estos materiales, la fuente de neutrones IFMIF de alta intensidad y alta energía se utilizará aproximadamente al mismo tiempo que el ITER .

Cálculos de activación

En 2002, el Centro de Investigación de Karlsruhe presentó un cálculo espacialmente detallado de la activación en un reactor DEMO . Se supuso una potencia de fusión de 2200 MW para el reactor. Su manto consta de 77 t (toneladas) de ortosilicato de litio Li ₄ SiO ₄ (enriquecido al 40% de litio-6) como material de reproducción, 306 t de berilio metálico como multiplicador de neutrones y 1150 t del acero Eurofer actualmente en desarrollo ( componentes principales 89% hierro, 9% cromo y 1,1% tungsteno) como material estructural. Para todos los materiales, no solo se tuvo en cuenta la composición nominal ideal, sino también las impurezas naturales típicas, incluida, por ejemplo, una proporción del 0,01% de uranio en berilio. La actividad se calculó al final de una operación ininterrumpida a plena carga de 20.000 horas; esta es la vida útil requerida para las piezas en blanco DEMO hasta su reemplazo. Se consideró que la tasa de dosis de radiación gamma en la superficie del material de un componente sólido era la variable determinante para el manejo posterior de las partes activadas . Se asumió que el reprocesamiento en nuevas partes del reactor es posible a menos de 10 mSv / h (milisievert por hora) con tecnología de control remoto (manipulación remota) y a menos de 10  Sv / h con manipulación directa (manipulación práctica) . Resulta que todos los materiales (silicato de litio, berilio y acero) se pueden procesar de forma remota después de un tiempo de descomposición de 50 a 100 años. Dependiendo de su composición exacta, el acero puede tardar hasta 500 años en desvanecerse y convertirse en manejabilidad directa. ${\ Displaystyle \ mu}$

En 2006, se estimó que la cantidad total de material radiactivo acumulado durante los 30 años de vida útil de una instalación estaba entre 65.000 y 95.000 toneladas, según el tipo de construcción. A pesar de esta mayor masa , su actividad en Becquerel sería comparable a los productos de desmantelamiento de un reactor de fisión correspondiente; sin embargo, las propiedades ambientales serían significativamente más favorables. A diferencia de las plantas de energía de fisión nuclear, no se dejaron grandes cantidades de productos de fisión durante la producción de electricidad, ni residuos de minerales que producen radón radiactivo.

estado de la investigación

En casi 50 años de investigación de fusión ^{[desactualizada]} desde los resultados con el primer tokamak T3 ruso de 1968, cada una de las tres variables decisivas (temperatura , densidad de partículas y tiempo de inclusión de energía ) se ha incrementado considerablemente y el producto triple ya se ha incrementado. mejorado en un factor de alrededor de 10.000; todavía está a un factor de siete de la ignición, para lo cual el producto triple debe tener un valor de aproximadamente 10 ²¹ keV s / m³. En sistemas tokamak más pequeños, las temperaturas alcanzadas ya se han incrementado de 3 millones de Kelvin a más de 100 millones de Kelvin. ${\ Displaystyle T}$${\ Displaystyle n _ {\ rm {e}}}$${\ Displaystyle \ tau _ {E}}$ ${\ Displaystyle n _ {\ rm {e}} \ cdot T \ cdot \ tau _ {E}}$

El objetivo principal de la investigación actual sobre los dos métodos de confinamiento magnético es encontrar condiciones del plasma que aumenten significativamente el tiempo de confinamiento de energía . En los muchos experimentos anteriores, el tiempo de contención de energía medido ha demostrado ser mucho más corto de lo esperado teóricamente. A finales de abril de 2016, el Instituto Max Planck de Física del Plasma informó que los experimentos en el ASDEX Upgrade con respecto al tiempo de inclusión fueron exitosos y que el funcionamiento continuo de un tokamak es técnicamente factible. Esto significa que las “condiciones para ITER y DEMO casi se cumplen”.${\ Displaystyle \ tau _ {E}}$

El estelarizador Wendelstein 7-X , que se completó en 2015 , inicialmente solo funciona con hidrógeno; más tarde, también se utilizará deuterio. Su objetivo es demostrar el confinamiento continuo permanente del plasma sin flujo de corriente en el plasma, la principal ventaja sobre los tokamaks. Esto demostraría que el concepto de estelarizador también es fundamentalmente adecuado como planta de energía de fusión.

Los sistemas anteriores todavía son demasiado pequeños para encender el plasma, por lo que el plasma se enfría demasiado. Es necesario un cierto tamaño mínimo del plasma para alcanzar de 10 a 15 keV (110 a 170 millones de Kelvin) en el centro, porque con un tamaño dado el plasma solo puede tener una cierta energía total máxima. Se conseguirá por primera vez un balance energético positivo en el futuro reactor de fusión internacional ITER, que se construye en el centro de investigación de Cadarache en el sur de Francia desde 2007 . El reactor debería entregar alrededor de diez veces más energía de fusión que la que debe aplicarse para calentar el plasma. Para este propósito, las temperaturas requeridas para tales velocidades de fusión se generarán a partir de 2026 con calentamiento adicional . A partir de 2035, la reproducción de tritio y la multiplicación de neutrones necesaria para ello también se desarrollarán y optimizarán en el ITER. Los resultados de la investigación del ITER deberían allanar el camino para la primera DEMO de " planta de energía de demostración" , que no generará electricidad antes de 2050 y, por lo tanto, probará la viabilidad comercial de la fusión nuclear.

Conceptos alternativos

Instalación Nacional de Ignición ( EE . UU. ) Para la investigación de la fusión inercial utilizando láseres

Ningún otro concepto de fusión ha alcanzado un nivel de desarrollo que, desde la perspectiva actual (2019), pueda considerarse para la generación eléctrica.

• Los combustibles distintos del deuterio-tritio darían lugar a dificultades técnicas mucho mayores. Solo en instalaciones experimentales de física del plasma, en las que la generación de energía no es el objetivo, se trabaja con deuterio puro para evitar las dificultades prácticas provocadas por el tritio radiactivo.
• El concepto de confinamiento inercial se encuentra en la etapa de investigación básica. Las instalaciones experimentales existentes no están orientadas principalmente al desarrollo de centrales eléctricas y están lejos de su uso comercial. En 2021, el LLNL informa sobre la generación de energía de fusión de 1,35 MJ después del uso de energía láser de 1,9 MJ.

• En opinión de la mayoría de los científicos, la fusión fría tampoco es una alternativa posible. Los procesos técnicos de este tipo con la supuesta liberación de energía no son posibles según la física conocida.

Lista de instalaciones de prueba

Los sistemas más importantes se enumeran en la siguiente tabla.

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enlaces web

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