Author: F. Tabarés
Plasma and wall interaction group-CIEMAT
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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. Los flujos de partículas generados en dicha zona son del orden de 1024/m2.s y el flujo potencia asociada puede llegar hasta unos 20 MW/m2. Además de esto, el plasma puede producir fenómenos de expulsión pulsada de partículas y calor en forma de los denominados ELMs (Edge Localized Modes) debido a la altísima presión que ejerce el plasma sobre su superficie externa en los plasmas altamente confinados magnéticamente. Aunque el material elegido, el wolframio, para la siguiente máquina de experimentación de plasmas de fusión, el dispositivo ITER, presenta un comportamiento que podría ser aceptable , con tasas de sputtering muy pequeñas y sin el problema de la retención del tritio radioactivo que presenta el carbono en forma de CFC, 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.
Fig. 1 (arriba) : Detalle de la estructura de los módulos del target de W para el divertor de ITER con refrigeración.
Fig. 2. Esquema del divertor de DEMO con (arriba) y sin (abajo) “dome”
Los metales líquidos ha 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 muerte 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 usan la alta tensión superficial característica de estos materiales para su soporte físico. El concepto, denominado Capillary Porous System (CPS), usa mallas de metal de estructura porosa, en el rango de decenas de micras, para generar fuerzas de sujeción muy superiores a las esperadas en el reactor, incluyendo la propia gravedad, y hasta la fecha ha dado excelentes resultados en las pruebas realizadas en maquinas de fusión.
Entre los elementos metálicos con temperatura de fusión en un rango asequible y que no sufran activación por los neutrones de fusión, se encuentran el estaño, el litio y el galio. Los problemas de corrosión entre el metal liquido y los elementos en contacto con él son un elemento mas a considerar cuando se trata de seleccionar el mejor candidato, así como su comportamiento frente al hidrogeno y sus isótopos (retención del tritio) y su potencial contaminación del plasma, directamente relacionado con su eficiencia de sputtering y su numero atómico. 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 aun 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 liquido a las actuales (ITER) respecto a su tolerancia a las condiciones extremas del divertor de un reactor de fusión.
Existen diversos dispositivos en el mundo especialmente dedicados al tipo de pruebas requeridas. Algunos se basan en el uso de plasmas de alta densidad y baja temperatura (Linear Plasma Devices), tales como Magnum, Pisces, PILOT, PSI., Nagdis, etc.. que emulan los plasmas divertor del reactor, otros en cañones de electrones de alta potencia (Judith) y otros en “cañones de plasma” o Plasma Guns, que trabajan en modo pulsado (QSPAs). También se han usado láseres de alta potencia con objeto de simular el efecto que los ELMs producirán en el material, aunque solo sobre elementos sólidos .
En este contexto es en el que ha surgido la propuesta OLMAT (Optimization of Liquid Metal Targets) del Laboratorio Nacional de Fusion del CIEMAT. La propuesta se generó como respuesta a la convocatoria de actividades financiables dentro del programa de Power Exhaust Experimenst de EuroFusion en 2016 y esta actualmente parcialmente financiada dentro del Programa de Trabajo de Divertor Tokamak Divertor (DTT) bajo el epígrafe de Liquid Metal Divertor (LMD). La implicación de la Agencia Estatal de Investigación, a través del Plan Nacional de I+D, Retos, ha sido requerida muy recientemente.
El concepto en que se basa del Proyecto es básicamente el uso de los Haces de Neutros (NBI) usados para el calentamiento del plasma en TJ-II para la irradiación de materiales a potencias relevantes para el divertor de DEMO, de hasta 20 MW/m2. En la actualidad se dispone dos sistemas NBI , capaces de inyectar en el plasma hasta 700KW cada uno. El haz, generado por extracción de iones de hidrogeno de un plasma creado al efecto y neutralizados posteriormente, presenta una distribución gausiana de potencia con una anchura a mitad de altura (FWHM) de unos 15 cms en la posición del plasma, originando un área circular de unos 25 cm de diámetro de potencias mayores de 10MW/m2 limitada geométricamente por aperturas insertadas ad hoc. En su operación rutinaria con plasma s TJ-II, los haces se generan cada 10 minutos aproximadamente, pero si la fuente de alimentación de las bobinas del TJ-II, que comparten su uso, no se requiere, la frecuencia de repetición de “disparos “ NBI puede aumentarse hasta uno pulso cada dos minutos. De esta manera los materiales pueden ser expuestos a las cargas térmicas producidas por el NBI cientos de veces cada día de operación. En estas circunstancias es de esperar que la fatiga térmico-mecánica del material pueda ser probada de una forma mucho mas rápida que la de cualquier dispositivo actual, si bien la duración del pulso NBI esta limitada a unos 150-200 ms. La supresión del neutralizador, obligatorio en la producción de un haz solo de neutros en presencia de los campos magnéticos de TJ-II, puede incrementar la potencia real incidente sobre el material en un 35%, aunque su efecto sobre la creación de un plasma altamente radiativo en la superficie del material está por explorar.
Figure 3: Representación por CAD de un blanco- Calorímetro de CFC y NBI.
Figure4: Imagen de IR del blanco-Calorímetro irradiado por NBI
Fig. 5. Valores de potencia incidente en el blanco usado como calorímetro en función de los parámetros del haz.
Con objeto de estudiar el efecto de las cargas pulsadas generadas por los ELMs sobre un material irradiado a alta potencia por el plasma, se pretende añadir un laser de alta potencia, tipo fibra, a la instalación. Dicho laser generará pulsos de 1 a 10 ms de duración con energías de 100 J. En enfoque del laser sobre la muestra puede producir densidades de energía de 1-10 MJ/m2 a frecuencias de hasta 10 Hz, y algo menores a mayor frecuencia de repetición. En estas condiciones, cualquier superficie solida es sometida a ablación o al menos fusión, con un cambio significativo de sus propiedades termo-mecánicas. Sin embargo, es de esperar que el efecto protector del metal liquido sobre la superficie, debido a su entalpia de evaporación y la creación de un plasma local que disipa energía por radiación intensa (vapor shielding) pueda aliviar fuertemente estos efectos , disminuyendo la energía efectiva que realmente llega a la superficie metálica. Lógicamente , existe un intercambio entre densidad de potencia local y área procesada, regulable con el sistema de enfoque del laser.
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 y la entrada a la cámara de vacío del stellarator. La muestra, un sistema de malla porosa con metal liquido en su interior con un diámetro de unos 10 cm, se sujeta a un disco de acero inoxidable, de unos 25 cm de diámetro, y se expone al NBI/laser a una temperatura programada durante un numero de pulsos determinado. Se dispone de una recámara, aislada por una válvula de vacío y con una puerta de acceso de 25 cm de diámetro, para la preparación y examen de las muestras. El porta-muestras va montado sobre un brazo con un pasamuros con la longitud adecuada para llevar la muestra a su lugar de exposición, y permite la rotación de la misma de forma que se pueda variar el ángulo de incidencia del NBI sobre la muestra en un amplio rango. En al figura 6 se muestra el conjunto de la instalación con el porta-muestras en su posición retraída.
Figura 6. La Instalación OLMAT.
Aunque los estudios para los que se ha pensado OLMAT pertenecen al ámbito de la tecnología de reactor fusión, como se mencionó antes, se prevé que funcione como una instalación de acceso abierto a la comunidad Española e Internacional. El tratamiento de superficies por altas cargas térmicas, ya sea plasma , laser o cañón electrones, se utiliza para funcionalización de la superficies , 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.