Fusión Nuclear: IFMIF-DONES en Granada

Posted on 27 enero 2019 by joseantoniomartin

La fusión nuclear, en una u otra de sus opciones tecnológicas, es una opción clara e ineludible en el futuro del abastecimiento energético de una sociedad cada vez más demandante de energía. No parece previsible que esa sociedad que vive en estos momentos bajo un consumo basado en los procesos de transformación de la materia y los recursos naturales, para lo que la energía es imprescindible, rebaje el listón de su demanda. Las energías renovables ocuparán un lugar fundamental en nuestro futuro esperando un incremento de su uso que pasará de un 25% actualmente a 37% en 2040. El proyecto de más relevancia y a su vez el más internacional es el conocido como ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), proyecto liderado por la Unión Europea, EE.UU., Rusia y Japón. El objetivo final de todos estos experimentos es construir un dispositivo en el cual, calentando y confinando el combustible (mezcla de deuterio-tritio) el tiempo suficiente, se produzca la reacción de fusión, generando más energía que la aportada. El desarrollo de ITER (aún experimental) y de sistemas similares no tendrá frutos hasta el comienzo de los 2030. De ese paso a un sistema DEMO y comercial conectado a la red quedará aún una o dos décadas al menos.

La fusión nuclear es un tipo de reacción nuclear en el que dos nucleidos (generalmente ligeros) se unen para formar un nucleido más pesado. Las reacciones de fusión que desprenden energía (reacciones exotérmicas) pueden utilizarse para producir energía útil siempre y cuando se controle el proceso de fusión. Para ello es necesario calentar la materia a temperaturas de cientos de millones de grados, obteniendo un plasma, y confinar este plasma en un volumen determinado para que las reacciones de fusión tengan lugar. Este es el objetivo de los proyectos actuales de fusión por confinamiento magnético y de fusión por confinamiento inercial.

²H + ³H → ⁴He + ¹n + Energía

(la fusión de deuterio y tritio, da lugar a energía, un núcleo de helio y un neutrón)

Las reacciones nucleares exotérmicas (generan energía) teniendo en cuenta la equivalencia masa-energía E = mc², donde E es la energía, m la masa y c la velocidad de la luz en el vacío. Si la masa de los nucleidos iniciales es mayor que la de los nucleidos finales, su diferencia (llamada Q de la reacción, dada en 1 eV = 1,6022 . 10^-19 J) será positiva y se producirá energía. Para la reacción de fusión nombrada anteriormente tenemos:

Q = m . ( ²H + ³H − ⁴He − ¹n) . c² = 17,59 MeV > 0

A pesar de esto, no es sencillo obtener esta energía. Aunque la reacción sea exotérmica, no basta con mezclar deuterio y tritio en un reactor para que ésta se produzca, los nucleidos han de estar a temperaturas muy altas: del orden de 10 000 000 ^oC en el núcleo del Sol, 150 000 000 ^oC en un tokamaks como el del ITER.

El confinamiento a escala de laboratorio se realiza usando campos magnéticos (ya que el plasma está formado por partículas cargadas) o la inercia de la materia acelerada (leyes de Newton). En el primer caso hablamos de confinamiento magnético (usado en tokamaks y stellarators), mientras que en el segundo caso hablamos de confinamiento inercial (en este caso la aceleración se produce mediante láseres de potencia o mediante campos electromagnéticos en los llamados Z-pinch).

El estado de un sistema físico se describe mediante una función de las coordenadas generalizadas del sistema (q) y del tiempo (t), denominada función de onda, ѱ(q,t), que adopta valores complejos y cuyo módulo elevado al cuadrado, |ѱ (q,t)|² , define la densidad de probabilidad de las variables (q) en un instante dado (t). Las relaciones de indeterminación que rigen entre dichas parejas de magnitudes físicas, es el denominado principio de incertidumbre (enunciado por Heisenberg en 1927), que es uno de los principios fundamentales de la mecánica cuántica. La evolución en el tiempo de la función de onda es descrita por la ecuación de onda (propuesta por Schrödinger en 1926). Niels Bohr formuló en la interpretación de Copenhague lo que se conoce como el “principio de complementariedad” que establece que ambas descripciones, la ondulatoria y la corpuscular, son necesarias para comprender el mundo cuántico.

Hay una cierta probabilidad de que la partícula atraviese una barrera de potencial, sin aportarle la energía adicional que la física clásica exigiría para superarla. Este fenómeno es conocido como efecto túnel. El efecto túnel juega un papel esencial en la fusión nuclear ya que, en su ausencia, las temperaturas de fusión que serían necesarias para superar la barrera coulombiana (de repulsión eléctrica que impide el acercamiento, y la fusión) serían extremadamente altas.

Por su alta conductividad, el interior de un plasma (las temperaturas necesarias para producir la fusión termonuclear hacen que el combustible pase a este estado, electrones libres e iones de átomos cargados, con más protones que electrones), está apantallado frente a campos eléctricos constantes (porque las partículas que lo componen se reordenan en función de sus cargas eléctricas neutralizándose), pero no frente a campos magnéticos constantes, que pueden penetrar en el plasma permitiendo mantenerlo confinado. El plasma puede formar estructuras complejas (como filamentos o capas) bajo la influencia de un campo magnético. Un combustible de D-T es básicamente un gas completamente ionizado, es decir, un plasma. La ionización puede ser inducida por distintos medios como la aplicación de un fuerte campo electromagnético mediante un láser o un generador de microondas.

A escala terrestre, existen en la actualidad dos modos de confinamiento viables para la generación de energía mediante fusión nuclear: la Fusión por Confinamiento Magnético (FCM) y la Fusión por Confinamiento Inercial (FCI); la tercera forma que es la gravitatoria sólo es posible en las estrellas. La estrategia de la fusión por confinamiento magnético FCM es confinar el plasma caliente por medio de campos magnéticos helicoidales (resultado de combinar campos magnéticos toroidales y poloidales), que lo mantengan permanentemente en trayectorias cerradas para que no toque la pared de la cámara, y es esencial contener el plasma para que circule únicamente por senderos previamente delimitados, a fin de mantener una temperatura y una densidad óptimas para la fusión. El FCI se hace con una diminuta cápsula de combustible comprida inercialmente, generalmente mediante láseres de gran potencia, con este método se contiene el plasma durante muy poco tiempo pero a densidades extremadamente altas, lo que permite que se produzcan muchas reacciones.

Actualmente existen dos formas de crear los campos helicoidales: tokamaks y stellarators. En el caso de los tokamaks (del acrónimo ruso para cámara toroidal con bobinas magnéticas) una parte del campo magnético es generado por una corriente eléctrica que circula por el propio plasma. En los stellarators todo el campo magnético es producido mediante corrientes en solenoides helicoidales en el exterior cuya disposición puede ser muy compleja. A día de hoy los tokamaks son los aparatos que permiten alcanzar más fácilmente el confinamiento necesario para producir reacciones de fusión. Esto se refleja en el diseño tokamak del proyecto de Reactor Termonuclear Experimental Internacional, conocido como ITER. El ITER es uno de los mayores proyectos experimentales a nivel mundial, que pretende demostrar que se puede obtener ganancia energéticamediante la FCM a partir del diseño conocido como tokamak. Existen otras modalidades (Z-pinch), la estrategia principal de la fusión por confinamiento inercial es depositar una alta densidad de energía en una pequeña capsula de deuterio-tritio, que logre una rápida implosión, y subsiguiente fusión, en un tiempo tan corto que los núcleos no tengan tiempo para alejarse unos de otros.

Estas dos opciones para el desarrollo comercial de la fusión nuclear: magnética e inercial. Cada una de ellas tiene su propia tecnología, pero también comparten muchos componentes. Se parte de un plasma de deuterio y tritio, que son los reactivos de la fusión nuclear, en el interior del reactor. Existe una gran abundancia de deuterio en el agua de la Tierra que se puede obtener mediante un proceso de enriquecimiento. No obstante, no sucede lo mismo con el tritio, que no se encuentra en la naturaleza y que se debe obtener a través de medios artificiales como la irradiación de litio con neutrones.

El concepto termodinámico no difiere del de otras centrales termoeléctricas actuales basadas en el ciclo Rankine: centrales térmicas convencionales (petróleo, gas o carbón), ciclos combinados, centrales solares de concentración o centrales nucleares de fisión. En todas se aprovecha el calor generado para calentar agua y convertirla en vapor. Este vapor se dirige a una turbina que hace girar un alternador o generador eléctrico. Por último, el vapor es condensado en un ciclo de refrigeración que evacúa el calor al foco frío exterior.

Para alcanzar las condiciones de ignición, es preciso confinar la materia que constituye el combustible en estado de plasma durante un tiempo y con una densidad adecuados. El confinamiento magnético utiliza la fuerza de Lorentz (fuerza ejercida por el campo electromagnético que recibe una partícula cargada o una corriente eléctrica), para desviar la trayectoria de las partículas del plasma y mantenerlas en el sistema. Debido a las fuerzas electromagnéticas implicadas, no es suficiente el campo toroidal para confinar el plasma, y se hace preciso modificar éste con una componente poloidal. Es en el método seguido para generar esta componente donde reside la principal diferencia entre las dos tecnologías principales: el tokamak y el stellarator. Ambas apuestan por densidades bajas del plasma durante tiempos considerables.

Las astronómicas temperaturas a las que debe ser calentado el plasma para obtener reacciones de fusión hacen que este proceso sea, en sí mismo, un reto tecnológico nada desdeñable. Una vez se inicia la reacción de fusión, una parte de la energía generada en ésta es depositada en el propio plasma por medio de las partículas alfa (que son de corto alcance debido a su doble carga positiva), pero otra parte importante de la energía es extraída por los neutrones o las radiaciones térmicas del plasma. Por ello, es preciso disponer de distintos métodos complementarios para alcanzar y mantener la temperatura del plasma:

Calentamiento Óhmico. Al existir una corriente en el seno del plasma, se producirá una liberación de calor por efecto Joule como ocurre en cualquier cable de corriente. Este calor será absorbido en su mayoría por el propio plasma haciendo que aumente así su temperatura. Sin embargo, a mayor temperatura del plasma, mejor será su conductividad y por lo tanto menos efectivo será el efecto Joule. Es por esto que se necesitan otros métodos de calentamiento.
Calentamiento por ondas electromagnéticas. Se dispone de emisores de ondas electromagnéticas que apuntan hacia el interior del plasma. Gracias a que estas ondas se emiten en frecuencias resonantes con la frecuencia típica del plasma, la absorción de energía en el mismo se produce con la eficacia máxima.
Calentamiento por inyección de haces de partículas neutras. Este método consiste en acelerar partículas hasta temperaturas mucho más elevadas que la del plasma e inyectar estas partículas directamente en el mismo. Al tratarse de partículas neutras no son desviadas por el campo magnético al inyectarlas, así viajan en trayectorias rectilíneas hasta que son ionizadas por colisiones con el plasma. Una vez ionizadas, se convierten en parte del plasma contribuyendo a la cola de alta energía en la función de distribución. Esta cola de alta energía se termaliza por medio de colisiones, transfiriendo su energía al plasma en forma de calor.

El confinamiento magnético del plasma no es un problema resuelto a día de hoy. Los plasmas y su comportamiento todavía guardan incógnitas, de las cuales muchas siguen sin estar totalmente resueltas. El primer problema que se encuentra para el confinamiento es el provocado por las inestabilidades “magneto-hidrodinámicas”, turbulencias propias de un fluido. Una pequeña perturbación en el plasma puede provocar inestabilidades que conduzcan al fenómeno conocido como disrupción del plasma.

Una disrupción del plasma consiste en la pérdida del confinamiento del mismo con las consecuencias que esto supone: cuando el plasma pierde su confinamiento, entra en contacto con las paredes de la cámara infligiendo daño en los materiales. Además, este contacto vaporiza parte de la superficie interna de la cámara, que se introduce en el plasma y provocará inestabilidades aún mayores, este fenómeno puede verse realimentado positivamente: las disrupciones del plasma pueden comenzar con una pequeña inestabilidad que, mediante una reacción en cadena, acaba con el desconfinamiento total del plasma y el daño a la cámara de reacción.

Las disrupciones del plasma han de ser totalmente evitadas en un reactor comercial. Para ello, se espera que los estudios que se realicen en ITER logren este objetivo. Hay, sin embargo, otro fenómeno dañino inherente a la física del plasma, ante el cual la única posibilidad es la de paliar sus consecuencias: los modos localizados en el borde (ELMs inglés). Si mediante la configuración de los campos electromagnéticos se consiguiese evitar las disrupciones y reducir los efectos de los ELMs, se obtendría un plasma estable.

Principales sistemas del tokamak.

Vasija de vacío. La vasija del reactor está herméticamente cerrada y en condiciones de vacío, de manera que actúa también como la primera barrera de seguridad y blindaje, evitando fugas de partículas radiactivas y protegiendo a los elementos tecnológicos del intenso campo neutrónico. Su condición de primera pared le concede determinadas responsabilidades, como la de recoger la energía térmica portada por los neutrones o la radiación saliente del plasma. Se encuentra también surcada de diversas penetraciones que dan acceso al interior a través de telemanipuladores y a los distintos métodos de calentamiento del plasma. También se encuentran los blanckets de doble propósito (extraer el calor y reproducir el litio).
Divertor. El divertor es el elemento tecnológico que, situado en la cota inferior de la cámara del reactor, tiene por misión recoger las diversas partículas que resultan de la reacción de fusión o el calentamiento del plasma (ya sea el helio o los átomos insertados como neutros). Estas partículas son dirigidas hacia el divertor valiéndose de los campos magnéticos y de su superior masa con respecto al deuterio y al tritio. Las altísimas temperaturas alcanzables en el interior de la cámara durante el funcionamiento, así como la tasa de daño atómico, convierten el diseño de esta pieza en uno de los mayores retos del desarrollo tecnológico de la fusión industrial por confinamiento magnético. Encontrar los materiales capaces de soportar las intensas tasas de abrasión y daño a las que se encontrará sometido el divertor es clave, y tanto el wolframio (resistencia al daño atómico), como los compuestos derivados de la fibra de carbono (carbono reforzado con fibra de carbono CFC, resistente a la abrasión) son los mejores candidatos actualmente.
Sistemas remotos. Una vez se inicien las operaciones con tritio será imposible acceder al tokamak debido a la alta radiación que habrá en el interior de la cámara de vacío, por lo que los sistemas de control remoto tendrán un papel fundamental. El mantenimiento de los diferentes componentes que se encuentren en el interior de la vasija, tales como el manto reproductor, el divertor o los sistemas de diagnóstico, sólo se podrá realizar de forma remota. La fiabilidad, precisión y rapidez con que funcionen los sistemas de control remoto influirán en la duración de las paradas del tokamak. Además de los estrictos márgenes de tolerancia con los que tendrán que trabajar, también tendrán que contar con que los equipos y herramientas tendrán que trabajar bajo condiciones de alta irradiación. La frecuencia con la que se cambien los componentes dependerá del uso de los mismos y de la velocidad a la que se vayan deteriorando.
Criostato. El tokamak está envuelto en un criostato, con aislantes térmicos entre los componentes calientes y las bobinas magnéticas, para mantener sus condiciones de superconductividad. El criostato contiene helio líquido en su interior a una temperatura de 4 K.

Ciclo de combustible de un reactor de FCM

El tritio es un elemento de corta vida que no se encuentra de forma natural en la Tierra en las cantidades necesarias. Por ello, dentro de un reactor de fusión, el tritio será producido a partir de litio, que es un metal ligero y abundante. En el caso de ITER, la generación del tritio tendrá lugar dentro del propio reactor mediante el uso de los mantos reproductores (del inglés breading blanket).

Por cada reacción D-T del plasma se emite un neutrón que generará tritio al interaccionar con el litio del manto según las ecuaciones:

⁶Li + ¹n → ⁴He + ³H + 4,8MeV

⁷Li + ¹n → ³H + ⁴He + ¹n − 2,5MeV

El combustible debe generarse en el mismo reactor, por lo que el desarrollo de esta tecnología resulta crítico para demostrar la viabilidad de la FCM. Debido a su importante valor estratégico para el programa de fusión, los distintos miembros que participan del diseño de ITER (UE, Japón, Rusia, Estados Unidos, China, Corea y la India) planean probar distintos módulos de breeding blankets en ITER.

Retos de la física de plasmas en FCM. Los más significativos son:

Incremento sustancial de la duración de los tiempos de confinamiento del plasma, así como de la duración de los pulsos del mismo. En la actualidad nos movemos en tiempos de confinamiento para ITER de 5s, con experiencias muy recientes en 2015-16 en la máquina china EAST de 30s, y tiempos de pulso de 1000s (ITER) frente a los mucho más largos deseados.
Obtención de modos avanzados de confinamiento del plasma, mejorando sustancialmente el actualmente previsto para una máquina de potencia como ITER: el H-mode (de alto, “high”) confinamiento.
Control de los ELMs (“Edge Localized Modes”) mediante perturbaciones magnéticas y control de las cargas térmicas en el divertor.
Ser capaces de detectar, eliminar y mitigar el efecto de las posibles disrupciones; en este sentido, desarrollar conceptos de inyección de blancos combustibles (entre otros) para lograr la mitigación de las consecuencias y otras soluciones. El manejo eficaz de las disrupciones del plasma es fundamental para una operación fiable y segura.
Comprender bien el efecto del transporte del combustible, y de las impurezas posiblemente asociadas en la operación del plasma.
Aunque asociadas a los estudios de tecnología, los estudios de divertor e interacción plasma-pared y mecanismos de diseño del divertor y las cargas reales a él asociadas.

Existen desarrollos conjuntos para la FCM y la FCI relativos a la extracción de energía, el ciclo del tritio, los sistemas de blindaje y protección radiológica, así como algunos de los episodios desencadenantes de situaciones que afectan a la seguridad de la planta. Garantizar una eficiente transmisión de la energía depositada por los neutrones en el sistema envolvente del plasma y transmitirla al dispositivo de ingeniería donde se produce el salto de entalpía en un refrigerante capaz de conducir el ciclo termodinámico elegido. Deben de garantizar que la magnitud de tritio generado en el reactor sea superior al usado como combustible en el plasma, y deberán de garantizar la seguridad radiológica de los operarios según las condiciones y áreas de trabajo de los mismos.

Hay muy diversos conceptos de las distintas plantas que se están desarrollando teóricamente, tanto de un reactor DEMO (primer reactor de potencia sin todavía el refinamiento adecuado), como comercial. Cada uno de los elementos ahí enunciados supone una línea de investigación.

Un elemento fundamental discutido desde hace muchos años en el ámbito de la fusión, que supone un paso crítico tanto en el programa de investigación tecnológica como en la inversión futura o quizás paralela a ITER, es el desarrollo de una instalación de irradiación de materiales con el flujo neutrónico correspondiente al de los reactores de fusión; es decir, gran dosis de daño y muy alta irradiación total. En la actualidad esta instalación no existe, ni una aproximación a la misma, siendo quizás imprescindible para el desarrollo y validación experimental de los materiales nuevos que aparecen en esta tecnología. De entre diversas opciones iniciales (espalación, Z-pinch, tokamaks esféricos….), la comunidad internacional apuesta en estos momentos por una fuente basada en reacciones nucleares de stripping, conocida como IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility), usando ²H+ de 40 MeV (generados por dos aceleradores lineales de 125 mA cada uno) como partícula incidente sobre un blanco líquido de Li que fluye con una velocidad de 15 m/s, flujo de 130 l/s, siendo el área de impacto de 5×20 cm², extrayéndose una potencia de 10 MW con una temperatura de entrada de 250 ^oC. El sistema dispone, según diseño, de un volumen de irradiación (donde se colocarán muestras) de 0,5 l con una tasa de 20-55 dpa/año a plena potencia, otra de 6 l con una tasa de 1-20 dpa/año, y una muy grande > 100 l con una tasa de < 1 dpa/año. En todo caso los sistemas de control permitirán mantener la temperatura en el rango correcto entre 250^oC-1000 ^oC.

En los orígenes de la fusión nuclear era preciso avanzar en dos conceptos fundamentales: El primero es la comprensión de las partículas atómicas y la naturaleza que las gobierna. El segundo, la equivalencia E = mc² entre masa y energía desarrollada matemáticamente por Albert Einstein. En el proyecto Manhattan es donde se gestó la primera aplicación de la fusión nuclear. Después de esta aplicación militar, la ciencia comenzó a avanzar lentamente hacia el uso civil de esta energía; se comentarán los diseños del primer tokamak o stellarator, así como el uso de láseres para comprimir la materia hasta densidades extremadamente altas. Las transformadas de Lorentz y Henri Poincaré servirían a Einstein de base para finalmente formular su teoría. Cabe destacar que las transformadas de Lorentz están tan íntimamente ligadas a la teoría de Einstein que en un primer momento la teoría de la relatividad especial se llamó teoría de Einstein-Lorentz.

Se continuará el camino de la mano de dos de los grandes científicos de la época que se preguntaron de qué están hechos los átomos, Joseph John Thomson, y Ernest Rutherford. Modelos como el de Rutherford permitían definir el núcleo del átomo teóricamente en propiedades y características. En el año 1920 Arthur Eddington, un astrofísico inglés, basándose en las precisas medidas de los pesos atómicos, fue el primero en sugerir que las estrellas obtienen su energía de la fusión del hidrógeno y el helio. La teoría no acabó de confirmarse hasta 1938, cuando el científico Hans Bethe dio con la teoría correcta de fusión estelar. En 1929 Robert Atkinson, un científico británico, colaboró con otro científico de origen polaco-alemán llamado Fritz Houtermans para aplicar la teoría del efecto túnel cuántico descrita por Gamow al proceso de la fusión nuclear en las estrellas.

Marcus Oliphant el año 1932 habían construido un pequeño acelerador de protones en el laboratorio Cavendish, donde salieron descubrimientos como el neutrón o el positrón. Al hacer impactar los deuterones de agua pesada con diversos blancos descubrieron el núcleo de ³He y el tritio, que se habían formado a través de fusión nuclear uno de los procesos de fusión estelar.

La mirada de la humanidad hacia los científicos cambió para siempre en el proyecto Manhattan, en las palabras de Robert Oppenheimer, uno de los directores científicos del proyecto: “En un crudo sentido, en el cual ni la vulgaridad ni el humor ni la exageración podrán extinguir, los físicos hemos conocido el pecado; y este es un conocimiento que ellos no van a olvidar”. El proyecto Manhattan comenzó a gestarse a raíz de una carta en la que se instaba al presidente Roosevelt (1933 – 1945) a iniciar el programa atómico en Estados Unidos. Esta carta fue esbozada por Leo Szilárd y firmada por Albert Einstein, en un momento de pánico cuando vislumbraron el poderío de la energía nuclear por un lado, y la investigación de la Alemania nazi por otro. Einstein dijo posteriormente que “debería quemarme los dedos con los que escribí aquella carta”. Einstein no trabajó en el proyecto Manhattan, ya que sus tendencias pacifistas se consideraron un riesgo para la seguridad. Científicos que sí trabajaron en el proyecto Manhattan fueron algunos tan famosos y brillantes como Enrico Fermi, Richard Feynmann, Hans Bethe, o Robert Oppenheimer.

Tras la primera prueba atómica, llamada Trinity, parte de la comunidad científica de Los Álamos empezó a asustarse. Se vieron creadores del arma que podría llegar a destruir a la humanidad, previeron que los soviéticos pronto tendrían la bomba (como así fue, filtrada por uno de los científicos del proyecto) y que esto podría provocar una carrera armamentística sin precedentes en la historia. Sus voces no fueron escuchadas, hasta el punto de que Robert Oppenheimer fue expulsado del proyecto por sus tendencias pacifistas y sustituido por otro científico con tendencias mucho más belicosas, otro de los padres con nombre propio de la fusión nuclear: Edward Teller, junto a Stanislaw Ulam.

Despues de la II-GM se promovió el uso pacífico de la energía nuclear con el establecimiento del OIEA (Organismo Internacional de la Energía Atómica) en julio de 1957. Esta organización, que se ampara directamente en la ONU (Organización de las Naciones Unidas), busca promover el uso pacífico de la energía nuclear, así como inhibir el uso militar de la misma. La investigación y el entendimiento de los plasmas de fusión siguió caminos paralelos y desconectados entre EE.UU. y la URSS hasta 1958, año del congreso Atoms for Peace en Ginebra (Suiza). En Princeton, universidad de la que era miembro Lyman Spitzer, el primer stellarator de la historia, donde se empezaron a realizar experimentos con plasmas y a obtener resultados de este estado de la materia.

Los científicos soviéticos Andréi Sájarov y Ígor Tamm, trabajando sobre una idea de Oleg Lavrentiev que en 1965 llevó a la presentación del tokamak (TOroidal’naya KAmera s MAgnitnymi Katushkami o cámara toroidal con bobinas magnéticas) por parte de Lev Artsimovich. Tamm y Sájarov, son padres de la fusión nuclear y aceptaron parte de la responsabilidad de la creación de la bomba H mostrando una postura claramente antimilitarista (tanto que Andréi Sájarov fue galardonado con el premio Nobel de la Paz en 1975). En septiembre de 1958 en la conferencia Atoms for Peace de Ginebra se pusieron en común los avances, que llevaron a poner las bases de colaboraciones a nivel mundial. Se acordó que se colaboraría abiertamente en confinamiento magnético hasta que se encontrasen soluciones comerciales, además de mantener una postura contra la política de clasificación. Esta postura abierta de intercambio de información permitió que se construyeran tokamaks y stellarators por todo el mundo, que ayudan al estudio de los plasmas para fusión nuclear.

La FCM se lleva estudiando desde hace más de 75 años (recordemos que una bomba H es fusión nuclear incontrolada). Los retos principales, en líneas generales, están relacionados con los siguientes puntos:

Maximizar la presión y duración del plasma.
Disminuir la inestabilidad del plasma (fuerza centrífuga alrededor del toroide).
Controlar las turbulencias (a causa de fluctuaciones magnéticas y eléctricas, las partículas pierden energía) y transporte de energía.
Desarrollar nuevas configuraciones de toro que minimicen estos problemas con el plasma.
Diseñar la primera pared del toro, que tiene interacción directa con las altas temperaturas, presiones y neutrones de alta energía, por lo que tiene que estar compuesta por materiales de alta resistencia térmica, alta conductividad y que no se activen fácilmente con neutrones de alta energía.
La producción de tritio necesaria de modo autosostenido.

Los estudios europeos sobre el manto reproductor se concentran en dos modelos: el de Li-Pb, y el de bolas cerámicas fértiles, ambos refrigerados por helio. Esta investigación es crucial para el desarrollo del ciclo del tritio en un reactor de fusión. Con los planes de diseño actuales, se necesitarán 80.000 km de cables superconductores (Nb₃Sn) para cablear las 18 bobinas toroidales. Una vez conseguida la reacción de fusión, se generarán ingentes cantidades de calor y energía, de la que el 80% escapará en forma de neutrones rápidos (14,1 MeV). Como los neutrones no tienen carga, no se pueden reconducir con ningún campo magnético hacia un lugar concreto. Este ha sido uno de los mayores retos.

Ser lo suficientemente resistentes para aguantar tiempo suficiente (meses o años) a la radiación y temperatura. La elección del material de estas superficies ha sido uno de los problemas más rigurosos del diseño del reactor y queda mucho trabajo experimental por delante hasta llegar a una solución válida en un reactor comercial. El material escogido debería tener buena conductividad térmica para evacuar fácilmente el calor (estará expuesto a unos 3000 ^oC), pero a la vez no puede activarse fácilmente, ya que se espera que las piezas aguanten 20 años dentro de un reactor. Las dos opciones apuntadas anteriormente: el carbono reforzado con fibra de carbono (CFC) y el tungsteno (o wolframio). Se precisan más de 100 millones de grados para que arranque la fusión nuclear en el plasma del reactor. Gracias a los millones de amperios que se esperan inducir en el plasma, la temperatura se llevará, por efecto Joule, hasta unos 10 millones de grados. Para aportar la energía que falta hasta los cientos de millones de grados, se espera conseguirlo por dos medios: la inyección de neutros acelerados y el calentamiento por radiofrecuencia y microondas. Trabajar en condiciones de UHV (Ultra Alto Vacío) implica olvidarse de todas las prácticas y los materiales comunes: plásticos, pegamentos, soldadura estándar, etc. Todos ellos tienden a expulsar pequeñas partículas de gas al exponerse al UHV. Las uniones son particularmente complicadas debido a las condiciones de tensión mecánica que deben afrontar: la interacción de las bobinas con el campo generado por la corriente eléctrica en el plasma y por otros imanes producirá grandes fuerzas pulsadas, lo que evidentemente implica que la fatiga podría degradar su estructura con el tiempo. Para resistir mejor estas fuerzas, se colocarán anillos de fibra de vidrio alrededor de cada electroimán, pretensados con una tensión equivalente a 6.000 toneladas.

Para demostrar la viabilidad de la FCM es necesario todavía un gran desarrollo de la tecnología e ingeniería relacionada (materiales, proyectos, códigos, etc.). Actualmente existen numerosos proyectos en marcha con éste propósito, siendo ITER el de mayor envergadura a nivel internacional. El proyecto DEMO, entendido como la continuación de ITER, tiene como objetivo la producción en modo continuo de energía. Su construcción se debería iniciar alrededor de 2030, estar en operación sobre 2040 y debería cumplir sus objetivos antes de 2050. Los proyectos más importantes que existen en la actualidad en FCM, marcan el camino crítico a seguir: ITER, DEMO y PROTO.

ITER. Ya se han alcanzado las temperaturas y densidades necesarias para producir la fusión autosostenida en los tokamaks existentes, pero el tamaño de dichas instalaciones limita la ganancia neta de energía. Con un diseño de mayor envergadura existiría la posibilidad de ganancia de energía, y ese es el objetivo principal de ITER, el cual tendrá dos veces el tamaño de JET (el tokamak de mayor tamaño hasta el momento). ITER se basa en el concepto de tokamak. Se está construyendo en el sur de Francia (Cadarache) desde el 2010 y se espera que obtenga su primer plasma en 2035. Es un proyecto internacional en el que participan 35 naciones, la Unión Europea, Rusia, Japón, EE. UU., India, Corea del Sur y Suiza. A fecha de 2017, el presupuesto de construcción se ha duplicado hasta alcanzar los 13 mil millones de euros. A esto habrá que sumarle los coste anuales de mantenimiento en torno a 300 millones anuales y durante 20 años. Para las fases de desactivación (2037 – 2042) y desmantelamiento, los costes están establecidos en 281 millones de euros y 530 millones de euros respectivamente (estimación de 2001). El propósito de ITER es demostrar que se puede obtener ganancia mediante la fusión nuclear por confinamiento magnético. Es un reactor experimental, es decir, no está destinado a producir energía de modo continuo para su distribución a la red eléctrica. El objetivo es producir unos 500 MW, habiendo usado 50 MW (Q = 10) para la ignición, durante al menos unos 500 s a partir de un gramo de combustible de tritio.

DEMO. El proyecto DEMO (DEMOnstration Power Plant), tiene como objetivo la producción en modo continuo de energía. Se espera que se produzcan 1,5 GW de energía eléctrica de forma continua. Su construcción se debería iniciar alrededor de 2030, estar en operación sobre 2040 y debería cumplir sus objetivos antes de 2050, aunque son esperables retrasos en el cronograma. En cambio ITER, busca la demostración de la producción de plasma autosostenido, no tendrá un ciclo de combustible “autosuficiente”. El diseño de DEMO no ha sido formalmente seleccionado y los requisitos de operación aún no están disponibles. Los códigos y modelos a utilizar tienen que ser aún desarrollados. El diseño se basará en gran medida en la física y tecnología validada previamente en ITER. Los objetivos de DEMO son los siguientes:

Producir energía con conexión a la red eléctrica.
Obtener la cantidad de tritio necesaria para cerrar el ciclo del combustible.
Demostrar que toda la tecnología para la construcción de una futura planta comercial es viable.

PROTO. El primer prototipo de reactor de fusión comercial PROTO (PROTOtype Power Plant) y aún no ha sido diseñado en detalle. Existe una planificación de trabajo. Guenter Janeschitz, físico austríaco coordinador del ITER Design Review, propuso una “vía ultrarrápida” para la fusión comercial que podría lograr un prototipo final durante la década del 2030. Esta propuesta se basaba en simultanear la construcción de un proyecto combinado DEMO/PROTO con la de ITER, empezando en 2016. Se introducirían ciertas mejoras en el diseño de ITER y se diseñaría DEMO de tal forma que permitiese su transformación en PROTO sin necesidad de un proyecto separado.

Hay un emergente consenso político sobre el desarrollo sostenible, “satisfacer las necesidades de la generación presente sin comprometer la capacidad de las generaciones futuras para satisfacer las suyas”. El acceso a una fuente de energía limpia como la electricidad a los más de 1.300 millones de personas que carecen de ella es un elemento clave en la lucha contra la pobreza, y atajar algunos efectos negativos que afectan a la seguridad de las naciones y su independencia energética, fuera de los avatares del mercado de materias primas. Garantizar que la estructura política y económica internacional facilite este acceso en los países sin medios propios suficientes. La estrategia que se ha seguido en Europa a la hora de diseñar los planes de transición energéticos de cada país ha sido la de establecer los tres criterios comúnmente aceptados, aunque con prioridades diversas, de seguridad de suministro, competitividad y protección del medio ambiente”.

Surgen críticas que tratan de reclamar el coste de la investigación como parte de los costes posteriores de la tecnología. Las grandes investigaciones que se llevan a nivel internacional, ya sean de física básica (como la que se hace en el CERN) o más aplicadas, constituyen no solo una importante inversión en industria que retorna en forma de trabajo y formación la cantidad invertida, sino también una fuente inagotable de tecnologías extras que se desarrollan de forma paralela al objetivo principal. El ejemplo más claro de la importancia de estos desarrollos paralelos es la creación de la World Wide Web en el CERN en 1990. La extraordinaria densidad de energía y la ausencia de emisión de gases contaminantes durante la fusión son sus más claras ventajas. Por otro, sobre el concepto de “nuclear” siempre planean las sombras de la proliferación militar, la seguridad en las plantas y la gestión de los residuos radiactivos.

Uno de los frecuentes argumentos en contra de las tecnologías de origen nuclear es la posibilidad de construcción de armas de destrucción masiva. Sin embargo, no hay ningún proceso tecnológico en la fusión, más allá de la obtención de deuterio de fuentes naturales o la generación de tritio, que resulte coincidente con la fabricación de tales armas. Las exigentes condiciones de seguridad en las plantas requeridas para la fusión hacen que sea una energía extremadamente segura, sin problemas relacionados con la criticidad o el calor residual de que si tiene su hermana la fisión nuclear. Durante el desmantelamiento de las instalaciones una vez terminado su periodo de operación, se generan residuos que, por su contenido en radioisótopos, resultan peligrosos y deben ser gestionados con procesos específicos. En el caso de la fusión nuclear estos residuos se generan en baja proporción y en ningún caso tendrán periodos de vida que excedan los centenares de años. En definitiva, un reactor de fusión es «como un inmenso microondas», no puede desencadenar la reacción en cadena descontrolada característica de los accidentes nucleares, no deja desechos radiactivos de larga duración y utiliza combustibles económicos y casi inagotables.

Las materias primas de la fusión nuclear son la propia agua del mar y el litio. Desde el punto de vista de las reservas mundiales, como una energía sostenible en el sentido de que las reservas de materia prima son tan elevadas que podrían durar, bajo cualquier consumo imaginable, tiempos similares a la vida del sistema solar. Actualmente la posesión de las fuentes de explotación de la materia prima (como en el caso de los combustibles fósiles) se convierta en una fuerte palanca de presión política y en ocasiones esté en el origen de conflictos armados y de medidas opresivas que llevan a movimientos de carácter violento a nivel mundial. La dispersión de las materias primas de la fusión podría colaborar en la disolución de muchas de estas tensiones. Otro punto positivo de la fusión es compartido con la fisión nuclear: el reducido coste de la materia prima con respecto a los gastos en construcción o mantenimiento hacen que el precio de la energía de origen nuclear sea extraordinariamente estable frente a cambios en el mercado de sus respectivas materias primas. La Fusión Nuclear como un bien de la humanidad es una firme candidata para contribuir a paliar problemas tan graves como el calentamiento global o las tensiones geopolíticas relacionadas con la posesión de las materias primas de la energía.

La pronta construcción de un “Early DEMO” ha impuesto cierta urgencia en la construcción de una planta de irradiación con neutrones. Se abrió un periodo de discusión para determinar cuál debería ser la así llamada Early Neutron Source (ENS). A propuesta del Laboratorio Nacional de Fusión (LNF) se decidió que la ENS fuera DONES (DEMO-Oriented Neutron Source) que consiste básicamente en una simplificación de IFMIF, el diseño de la ENS es uno de los Paquetes de Trabajo de EUROfusion. Con el objetivo de reproducir las mismas condiciones de radiación duras del interior de un reactor de fusión, es necesario construir una fuente de neutrones específica basada en la reacción nuclear que se produce entre núcleos de deuterio y litio. El diseño conceptual de una planta de irradiación con estas características se remonta a los años 90 y ha ido evolucionando en un entorno internacional bajo el nombre IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility). Esta planta se considera clave para poder diseñar DEMO en base no solo a la información obtenida en ITER, sino también en base la información obtenida sobre el comportamiento de los materiales bajo la radiación neutrónica esperada. IFMIF forma parte de los programas internacionales para la consecución de la Fusión como fuente de energía.

En la actualidad, y desde la firma del acuerdo “Broader Approach” en 2007, se está ejecutando el proyecto IFMIF/EVEDA (IFMIF Engineering Validation and Engineering Design Activities) que pretende demostrar la viabilidad técnica del gran proyecto IFMIF. El proyecto IFMIF/EVEDA esta subdividido en 4 subproyectos:

El diseño de ingeniería de IFMIF
Actividades de Validación en el Sistema del Lazo de Litio
Actividades de Validación en los Sistemas del área de irradiación
Actividades de Validación para el Sistema de Aceleradores

Los tres primeros subproyectos han finalizado satisfactoriamente quedando pendiente de finalizar el último que consiste en la construcción de un acelerador prototipo similar a los de IFMIF (LIPAc por Linear IFMIF Prototype Accelerator) pero alcanzando solo una energía de 9 MeV.

Para que la producción de energía por fusión nuclear sea posible y rentable es necesario desarrollar materiales que sean capaces de resistir neutrones de alta energía y elevado flujo de calor para ser utilizados en la primera pared y el blanket (manto regenerador de tritio) de los sistemas de fusión. De este modo, probar los materiales y los distintos conceptos del blanket en un entorno de fusión de referencia es un paso necesario en el diseño del reactor DEMO, antes mencionado. La instalación se basa en dos aceleradores de deuterones de 40 MeV y alta intensidad, que inciden en un blanco de litio líquido. Mediante reacciones nucleares se generarán los neutrones que inciden sobre los materiales en estudio. La instalación constará de tres sistemas principales: el del acelerador, el correspondiente al blanco de litio y el sistema de ensayo, incluyendo además las instalaciones de Examen Post-Irradiación (PIE). IFMIF se considera, después de ITER, la instalación más importante en el Programa Europeo de Fusión.

España participa, a través del CIEMAT, en el programa europeo de fusión desde los años 80 y lo hace en sus dos vertientes: los sistemas de confinamiento, con el tokamak TJ-I (1983-93) y el “stellarator” TJ-IU (1993-97), por un lado, y los materiales bajo irradiación, por otro. En 1998 entra en servicio el dispositivo TJ-II, la gran apuesta española en el campo de la fusión. TJ-II es un “stellarator”, un sistema de confinamiento de geometría toroidal pero con una filosofía de diseño diferente a la de los “tokamak”. Pese a presentar una mayor complejidad y un mayor coste de construcción que un tokamak de tamaño equivalente, los stellarators ofrecen la posibilidad de operar en estado estacionario (el tokamak es intrínsecamente pulsado) y una mayor estabilidad, lo que hace de esta configuración un candidato ideal para su uso en los futuros reactores comerciales. Existen stellarators en operación en España (1), Japón (2), Rusia (1), EEUU (1), Australia (1) y Alemania (1). Este último país está construye el dispositivo superconductor W7X el mayor del mundo.

España participa en el proyecto IFMIF a través de dos vías diferentes: por un lado, colabora en la fase EVEDA de validación y por otro, también lo hará en la fase de construcción. Esta y otras actividades corresponden aproximadamente al 27% de la participación europea en el proyecto. Es obligado destacar el excelente papel que la industria española está teniendo en la construcción de ITER. Nuestro país es el segundo, después de Francia, en número de ofertas presentadas a las licitaciones y el tercero, tras Italia y Francia, en presupuesto total adjudicado. El dato es aún más relevante si tenemos en cuenta que uno de los contratos en manos de empresas españolas es el de la construcción de las grandes bobinas superconductoras de campo toroidal, verdadero “corazón tecnológico” del proyecto, adjudicado a un consorcio hispano-italiano, liderado por empresas españolas. Otros elementos importantes en el programa español han sido el lanzamiento de la Infraestructura Científica y Técnica Singular (ICTS) “Technofusion”, orientada al desarrollo de materiales, aplicaciones de metales líquidos y sistemas de mantenimiento remoto, o el proyecto Consolider “Tecnología de Fusión”, encaminado al desarrollo de la tecnología del manto fértil.

Debido a la posiblidad de usar fondos FEDER para la construcción, la candidatura española ha propuesto a Granada (Escuzar) como sede para albergar IFMIF-DONES (2015-2022) y su posible ampliación futura con IFMIF (2030-2050). España es uno de los mayores contribuyentes del ITER, así como el tercer proveedor privado que desarrolla tecnología para el mismo y está lista para acoger el IFMIF-DONES en Granada. IFMIF se considera clave para poder diseñar DEMO en base no solo a la información obtenida en ITER, sino también en base la información obtenida sobre el comportamiento de los materiales bajo la radiación neutrónica esperada.

Hay grandes empresas españolas implicadas en los grandes proyectos que preceden a IFMIF-DONES; y otras que son mucho más cercanas, como la granadina Seven Solutions, una spin-off de la Universidad de Granada que exporta su talento, en forma de tecnología, a todo el mundo. Son, junto a los científicos, las mejores cartas de presentación para la candidatura granadina.

El impacto en la economía y el empleo durante la contrucción de las instalaciones será el siguiente:

Sobre el PIB (directo+indirecto) ∼221 millones de euros.
Sobre el empleo (directo+indirecto) ∼2.088 personas-año.

Mientras que, según los cálculos de la candidatura, durante la fase de operación alcanzará estas cifras:

Sobre el PIB (directo+indirecto) ∼701 millones de euros.
Sobre el empleo (directo+indirecto) ∼9.641 personas-año.

La primera ventaja es que la sede de la Agencia Europea para la Energía de Fusión (Fusion For Energy o F4E) está en Barcelona. Esta agencia es la responsable de la parte europea del proyecto ITER. La segunda es que España tiene un gran centro de investigación en tecnología de fusión, el CIEMAT (Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas). El CIEMAT lidera la participación española en el tokamak ITER y alberga el Laboratorio Nacional de Fusión (LNF), todo un referente internacional que dispone de un pequeño reactor de fusión experimental de tipo Stellerator. La tercera es que un español está liderando la primera fase de IFMIF llamada EVEDA cuya sede está en Japón. Ya hay un Acuerdo Bilateral entre la Unión Europea y Japón para el Desarrollo de la Fusión, en concreto con Alemania, Francia, Italia, Bélgica, España y Suiza. Japón no ofrece candidatura para albergar DONES y en Europa nuestra candidatura tiene fuertes apoyos, entre ellos el de Alemania. Y la cuarta es que muchas empresas españolas están colaborando en el diseño y fabricación de los equipos e instalaciones para ITER, y están capacitadas para hacer lo mismo con DONES.

La candidatura española nació en Granada, que se encargó de organizar la solicitud de propuesta al Gobierno de España. Granada reúne excelentes condiciones científicas por su tradición de investigación en Física de partículas y el Gobierno aceptó su propuesta en el verano de 2015, cuando se formalizó la carta de presentación de la candidatura. Una verdadera oportunidad para la ciencia y la industria españolas. Los científicos apuestan por acelerar el proceso y desarrollar materiales que, aunque no serán los definitivos, sí permitirán avanzar más rápidamente en los ensayos. Esta fase intermedia, llamada DEMO-Oriented Neutron Source (DONES) es la que puede tener el sello de Granada. Porque tiene una comunidad científica en el ámbito de la Física “muy interesante”; porque las fórmulas para su financiación que se están barajando por Gobierno y Junta son “atractivas”; y porque cuenta con un incipiente entorno industrial dedicado a estas disciplinas, no solo en Granada, sino también en otros puntos de Andalucía como Málaga o Sevilla. Empresas que tienen capacidad para desarrollar y proveer equipos y sistemas de alta tecnología. Asimismo existe en Andalucía la capacidad y las estructuras para permitir la creación de nuevas actividades y empresas en base a las tecnologías, equipamientos y servicios que serán necesarios en DONES.

Granada, candidata de Europa, se encuentra en “muy buena posición”, por el trabajo de las Administraciones, por el prestigio de su Universidad, por sus razones objetivas como emplazamiento y por el compromiso de la industria tecnológica española. DONES no será solo una instalación científica para ITER, sino que sus capacidades de ensayo servirán también para el desarrollo de nuevos materiales de interés en la investigación e industria aeroespacial, biociencias, medioambiente, automóvil,..etc, según destacan las fuentes para subrayar que las instalaciones tendrían uso más allá de este primer gran cometido. Tras competir con Polonia y Croacia, la propuesta española para albergar el IFMIF-DONES en Granada es la que consiguió finalmente el aval como candidatura única de Europa y actualmente compite con Japón para acoger la instalación.