Material de revestimiento de plasma
Interior de Alcator C-Mod que muestra las baldosas de molibdeno utilizadas como primer material de pared
Interior de un Tokamak de configuración variable que muestra las baldosas de grafito utilizadas como primer material de pared

En la investigación sobre energía de fusión nuclear , el material (o materiales) orientado hacia el plasma ( PFM ) es cualquier material utilizado para construir los componentes orientados hacia el plasma ( PFC ), aquellos componentes expuestos al plasma dentro de los cuales ocurre la fusión nuclear , y particularmente el material utilizado para revestir la primera pared o región desviadora del recipiente del reactor .

Los materiales orientados al plasma para los diseños de reactores de fusión deben respaldar los pasos generales para la generación de energía, que incluyen:

  1. Generando calor a través de la fusión,
  2. Capturando calor en la primera pared,
  3. Transferir calor a un ritmo más rápido que capturar calor.
  4. Generando electricidad.

Además, los PFM tienen que funcionar durante la vida útil de un recipiente de reactor de fusión soportando duras condiciones ambientales, tales como:

  1. Bombardeo de iones que provoca pulverización física y química y, por tanto, erosión .
  2. Implantación de iones que provoca daños por desplazamiento y cambios en la composición química
  3. Flujos de calor elevados (por ejemplo, 10 MW/m ) debido a ELMS y otros transitorios. 2 {\estilo de visualización ^{2}}
  4. Codeposición y secuestro limitado de tritio.
  5. Propiedades termomecánicas estables en funcionamiento.
  6. Número limitado de efectos negativos de transmutación nuclear.

En la actualidad, la investigación sobre reactores de fusión se centra en mejorar la eficiencia y la fiabilidad de la generación y captura de calor y en aumentar la velocidad de transferencia. La generación de electricidad a partir del calor queda fuera del alcance de la investigación actual, debido a los ciclos de transferencia de calor eficientes existentes, como el calentamiento de agua para hacer funcionar turbinas de vapor que impulsan generadores eléctricos.

Los diseños actuales de reactores se alimentan de reacciones de fusión de deuterio-tritio (DT), que producen neutrones de alta energía que pueden dañar la primera pared, [1] sin embargo, se necesitan neutrones de alta energía (14,1 MeV) para el funcionamiento de la manta y del generador de tritio . El tritio no es un isótopo naturalmente abundante debido a su corta vida media, por lo tanto, para un reactor de fusión DT, será necesario generarlo mediante la reacción nuclear de isótopos de litio (Li), boro (B) o berilio (Be) con neutrones de alta energía que colisionan dentro de la primera pared. [2]

Requisitos

La mayoría de los dispositivos de fusión por confinamiento magnético (MCFD) constan de varios componentes clave en sus diseños técnicos, entre ellos:

  • Sistema magnético: confina el combustible deuterio-tritio en forma de plasma y en forma de toro.
  • Recipiente de vacío: contiene el plasma de fusión del núcleo y mantiene las condiciones de fusión.
  • Primera pared: ubicada entre el plasma y los imanes para proteger los componentes externos del recipiente contra daños por radiación.
  • Sistema de enfriamiento: elimina el calor del confinamiento y transfiere el calor de la primera pared.

El plasma de fusión del núcleo no debe tocar la primera pared. El ITER y muchos otros experimentos de fusión actuales y previstos, en particular los de diseño tokamak y stellarator , utilizan campos magnéticos intensos en un intento de lograr esto, aunque persisten los problemas de inestabilidad del plasma . Sin embargo, incluso con un confinamiento estable del plasma, el material de la primera pared estaría expuesto a un flujo de neutrones superior al de cualquier reactor nuclear actual , lo que conduce a dos problemas clave en la selección del material:

  • Debe soportar este flujo de neutrones durante un período de tiempo suficiente para ser económicamente viable.
  • No debe volverse lo suficientemente radiactivo como para producir cantidades inaceptables de desechos nucleares cuando finalmente se sustituya el revestimiento o se desmantele la planta .

El material de revestimiento también debe:

  • Permitir el paso de un gran flujo de calor .
  • Ser compatible con campos magnéticos intensos y fluctuantes .
  • Minimizar la contaminación del plasma.
  • Ser producido y reemplazado a un costo razonable.

Algunos componentes críticos orientados al plasma, como en particular el desviador , suelen estar protegidos por un material diferente al utilizado para la mayor parte de la primera pared. [3]

Materiales propuestos

Los materiales actualmente en uso o bajo consideración incluyen:

También se están considerando y utilizando baldosas multicapa de varios de estos materiales, por ejemplo:

  • Una fina capa de molibdeno sobre baldosas de grafito.
  • Una fina capa de tungsteno sobre baldosas de grafito.
  • Una capa de tungsteno sobre una capa de molibdeno sobre baldosas de grafito.
  • Una capa de carburo de boro sobre baldosas de CFC. [6]
  • Una capa de litio líquido sobre placas de grafito. [8]
  • Una capa de litio líquido sobre una capa de boro sobre placas de grafito. [9]
  • Una capa de litio líquido sobre superficies o desviadores de PFC sólidos a base de tungsteno. [10]

El grafito se utilizó como material de pared del primer Joint European Torus (JET) en su puesta en marcha (1983), en el Tokamak de configuración variable (1992) y en el National Spherical Torus Experiment (NSTX, primer plasma en 1999). [11]

En 2009 se utilizó berilio para revestir el JET en previsión de su uso propuesto en el ITER . [12]

El tungsteno se utiliza para el desviador en JET, y se utilizará para el desviador en ITER. [12] [13] También se utiliza para la primera pared en ASDEX Upgrade . [14] Se utilizaron baldosas de grafito rociadas con plasma de tungsteno para el desviador de ASDEX Upgrade. [15] Se han realizado estudios de tungsteno en el desviador en la instalación DIII-D. [16] Estos experimentos utilizaron dos anillos de isótopos de tungsteno incrustados en el desviador inferior para caracterizar la erosión del tungsteno durante la operación. El molibdeno se utiliza para el primer material de pared en Alcator C-Mod (1991).

Se utilizó litio líquido (LL) para recubrir el PFC del reactor de prueba de fusión Tokamak en el experimento de Tokamak de litio (TFTR, 1996). [8]

Consideraciones

El desarrollo de materiales satisfactorios para el tratamiento del plasma es uno de los problemas clave que aún deben resolver los programas actuales. [17] [18]

Los materiales orientados al plasma se pueden medir en términos de rendimiento en términos de: [9]

  • Producción de energía para un tamaño de reactor determinado.
  • Costo de generación de electricidad.
  • Autosuficiencia de la producción de tritio.
  • Disponibilidad de materiales.
  • Diseño y fabricación del PFC.
  • Seguridad en la eliminación de residuos y en el mantenimiento.

El Centro Internacional de Irradiación de Materiales de Fusión (IFMIF) se ocupará especialmente de este tema. Los materiales desarrollados mediante el IFMIF se utilizarán en DEMO , el sucesor propuesto del ITER.

El premio Nobel de Física francés Pierre-Gilles de Gennes dijo sobre la fusión nuclear: "Decimos que meteremos el sol en una caja. La idea es bonita. El problema es que no sabemos cómo hacer la caja". [19]

Acontecimientos recientes

Se sabe que los materiales sólidos que se encuentran frente al plasma son susceptibles a sufrir daños bajo grandes cargas térmicas y un alto flujo de neutrones. Si se dañan, estos sólidos pueden contaminar el plasma y disminuir la estabilidad del confinamiento del plasma. Además, la radiación puede filtrarse a través de defectos en los sólidos y contaminar los componentes externos del recipiente. [1]

Se han propuesto componentes de metal líquido que encierran el plasma para abordar los desafíos en el PFC. En particular, se ha confirmado que el litio líquido (LL) tiene varias propiedades que son atractivas para el rendimiento del reactor de fusión. [1]

Tungsteno

El tungsteno es ampliamente reconocido como el material preferido para los componentes de cara al plasma en los dispositivos de fusión de próxima generación, en gran medida debido a su combinación única de propiedades y potencial de mejora. Sus bajas tasas de erosión lo hacen particularmente adecuado para el entorno de alto estrés de los reactores de fusión, donde puede soportar las condiciones intensas sin degradarse rápidamente. Además, la baja retención de tritio del tungsteno a través de la codeposición e implantación es crucial en contextos de fusión, ayudando a minimizar la acumulación de este isótopo radiactivo. [20] [21] [22]

Otra ventaja clave del tungsteno es su alta conductividad térmica, esencial para controlar el calor extremo generado en los procesos de fusión. Esta propiedad garantiza una disipación eficiente del calor, reduciendo el riesgo de daños a los componentes internos del reactor. Además, el potencial para desarrollar aleaciones de tungsteno endurecidas por radiación presenta una oportunidad para mejorar su durabilidad y rendimiento en las intensas condiciones de radiación típicas de los reactores de fusión.

A pesar de estos beneficios, el tungsteno no está exento de inconvenientes. Uno de ellos es su tendencia a contribuir a una elevada radiación en el núcleo, lo que supone un importante reto para mantener el rendimiento del plasma en los reactores de fusión. No obstante, se ha seleccionado el tungsteno como material de revestimiento del plasma para el divertor de primera generación del proyecto ITER, y es probable que también se utilice para la primera pared del reactor.

Comprender el comportamiento del tungsteno en entornos de fusión, incluida su obtención, migración y transporte en la capa de raspado (SOL), así como su potencial contaminación del núcleo, es una tarea compleja. Se están llevando a cabo importantes investigaciones para desarrollar una comprensión madura y validada de estas dinámicas, en particular para predecir el comportamiento de materiales de alto Z (alto número atómico) como el tungsteno en los dispositivos tokamak de próxima generación.

Para abordar la fragilidad intrínseca del tungsteno, que limita su ventana operativa, se ha desarrollado un material compuesto conocido como W-fibre Enhanced W-composite (Wf/W). Este material incorpora mecanismos de endurecimiento extrínsecos para aumentar significativamente la tenacidad, como se demostró en pequeñas muestras de Wf/W.

En el contexto de las futuras plantas de energía de fusión, el tungsteno destaca por su resistencia a la erosión, su punto de fusión más alto entre los metales y su comportamiento relativamente benigno bajo la irradiación de neutrones. Sin embargo, su temperatura de transición de dúctil a frágil (DBTT, por sus siglas en inglés) es un motivo de preocupación, especialmente porque aumenta con la exposición a neutrones. Para superar esta fragilidad, se están explorando varias estrategias, incluido el uso de materiales nanocristalinos, aleación de tungsteno y materiales compuestos de W.

Particularmente destacables son los laminados de tungsteno y los compuestos reforzados con fibra, que aprovechan las excepcionales propiedades mecánicas del tungsteno. Cuando se combinan con la alta conductividad térmica del cobre, estos compuestos ofrecen propiedades termomecánicas mejoradas, que se extienden más allá del rango operativo de los materiales tradicionales como CuCrZr. Para aplicaciones que requieren una resistencia a la temperatura aún mayor, se han desarrollado compuestos de tungsteno reforzados con fibra de tungsteno (Wf/W), que incorporan mecanismos para mejorar la tenacidad, ampliando así las posibles aplicaciones del tungsteno en la tecnología de fusión.

Litio

El litio (Li) es un metal alcalino con un Z (número atómico) bajo. El Li tiene una energía de primera ionización baja de ~5,4 eV y es altamente reactivo químicamente con las especies iónicas que se encuentran en el plasma de los núcleos de los reactores de fusión. En particular, el Li forma fácilmente compuestos de litio estables con isótopos de hidrógeno, oxígeno, carbono y otras impurezas que se encuentran en el plasma de destilación térmica. [1]

La reacción de fusión de DT produce partículas cargadas y neutras en el plasma. Las partículas cargadas permanecen confinadas magnéticamente en el plasma. Las partículas neutras no están confinadas magnéticamente y se moverán hacia el límite entre el plasma más caliente y el PFC más frío. Al llegar a la primera pared, tanto las partículas neutras como las partículas cargadas que escaparon del plasma se convierten en partículas neutras frías en forma gaseosa. Un borde exterior de gas neutro frío se "recicla" o se mezcla con el plasma más caliente. Se cree que un gradiente de temperatura entre el gas neutro frío y el plasma caliente es la causa principal del transporte anómalo de electrones e iones desde el plasma confinado magnéticamente. A medida que disminuye el reciclaje, el gradiente de temperatura disminuye y la estabilidad del confinamiento del plasma aumenta. Con mejores condiciones para la fusión en el plasma, aumenta el rendimiento del reactor. [23]

El uso inicial de litio en la década de 1990 estuvo motivado por la necesidad de un PFC de bajo reciclaje. En 1996, se agregaron ~ 0,02 gramos de recubrimiento de litio al PFC de TFTR, lo que resultó en una mejora de la potencia de fusión y el confinamiento del plasma de fusión en un factor de dos. En la primera pared, el litio reaccionó con partículas neutras para producir compuestos de litio estables, lo que resultó en un bajo reciclaje de gas neutro frío. Además, la contaminación de litio en el plasma tendió a ser muy inferior al 1%. [1]

Desde 1996, estos resultados han sido confirmados por un gran número de dispositivos de fusión por confinamiento magnético (MCFD) que también han utilizado litio en su PFC, por ejemplo: [1]

  • TFTR (EE. UU.), CDX-U (2005)/ LTX (2010) (EE. UU.), CPD (Japón), HT-7 (China), EAST (China), FTU (Italia).
  • NSTX (EE.UU.), T-10 (Rusia), T-11M (Rusia), TJ-II (España), RFX (Italia).

La generación de energía primaria en los diseños de reactores de fusión se produce a partir de la absorción de neutrones de alta energía. Los resultados de estos MCFD destacan beneficios adicionales de los recubrimientos de litio líquido para la generación de energía confiable, incluidos: [1] [23] [8]

  1. Absorben neutrones de alta energía o de rápido movimiento. Alrededor del 80% de la energía producida en una reacción de fusión de DT se encuentra en la energía cinética del neutrón recién producido.
  2. Convierte la energía cinética de los neutrones absorbidos en calor en la primera pared. El calor que se produce en la primera pared puede luego eliminarse mediante refrigerantes en sistemas auxiliares que generan electricidad.
  3. Reproducción autosuficiente de tritio mediante reacción nuclear con neutrones absorbidos. Los neutrones de energías cinéticas variables impulsarán las reacciones de reproducción de tritio.

Litio líquido

Actualmente se están probando desarrollos más nuevos en litio líquido, por ejemplo: [9] [10]

  • Recubrimientos de compuestos de litio líquido cada vez más complejos.
  • Recubrimientos multicapa de LL, B, F y otros metales de bajo Z.
  • Recubrimientos de LL de mayor densidad para uso en PFC diseñados para mayores cargas de calor y flujo de neutrones.

Carburo de silicio

El carburo de silicio (SiC), un material cerámico refractario de bajo Z, ha surgido como un candidato prometedor para los materiales estructurales en dispositivos de energía de fusión magnética. Si bien las notables propiedades del SiC alguna vez atrajeron la atención para los experimentos de fusión, las limitaciones tecnológicas anteriores obstaculizaron su uso más amplio. Sin embargo, las capacidades en evolución de los compuestos de fibra de SiC (SiCf/SiC) en los reactores de fisión de cuarta generación han renovado el interés en el SiC como material de fusión. [24]

Las versiones modernas de SiCf/SiC combinan muchos atributos deseables que se encuentran en los compuestos de fibra de carbono, como la resistencia termomecánica y el alto punto de fusión. Estas versiones también presentan beneficios únicos: exhiben una degradación mínima de las propiedades cuando se exponen a altos niveles de daño neutrónico. Sin embargo, la retención de tritio en los componentes de carburo de silicio orientados al plasma es aproximadamente 1,5-2 veces mayor que en el grafito, lo que conduce a una menor eficiencia del combustible y mayores riesgos de seguridad en los reactores de fusión. El SiC atrapa más tritio, lo que limita su disponibilidad para la fusión y aumenta el potencial de acumulación peligrosa, lo que complica la gestión del tritio. [25] [26] Además, la pulverización química y física del SiC sigue siendo significativa y contribuye a la cuestión clave de aumentar el inventario de tritio a través de la codeposición a lo largo del tiempo y con la fluidez de las partículas. Por esas razones, los materiales basados ​​en carbono se han descartado en ITER , DEMO y otros dispositivos. [27] El SiC ha demostrado una difusividad de tritio menor que la observada en otros materiales estructurales, una propiedad que se puede optimizar aún más aplicando una capa delgada de SiC monolítico sobre un sustrato de SiC/SiCf. [28] [29]

Se ha demostrado que la siliconización, como método de acondicionamiento de las paredes, reduce las impurezas de oxígeno y mejora el rendimiento del plasma. [30] [31] Los esfuerzos de investigación actuales se centran en comprender el comportamiento del SiC en condiciones relevantes para los reactores, lo que proporciona información valiosa sobre su papel potencial en la tecnología de fusión futura. Recientemente se desarrollaron películas ricas en silicio sobre PFC desviadores utilizando inyecciones de pellets de Si en escenarios de modo de alto confinamiento en DIII-D , lo que impulsó una mayor investigación para refinar la técnica para aplicaciones de fusión más amplias. [32]

Véase también

Referencias

  1. ^ abcdefg Ono, Masayuki (2012). El litio como componente de revestimiento de plasma para la investigación de la fusión magnética (informe). Laboratorio de Física del Plasma de Princeton. doi :10.2172/1056493. OSTI  1056493.
  2. ^ Ihli, T; Basu, TK; Giancarli, LM; Konishi, S; Malang, S; Najmabadi, F; Nishio, S; Raffray, AR; Rao, CVS; Sagara, A; Wu, Y (diciembre de 2008). "Revisión de diseños de manta para reactores de fusión avanzados". Ingeniería y diseño de fusión . 83 (7–9): 912–919. Bibcode :2008FusED..83..912I. doi :10.1016/j.fusengdes.2008.07.039.
  3. ^ Stoafer, Chris (14 de abril de 2011). «Concepto del sistema de desvío del Tokamak y diseño para el ITER» (PDF) . Applied Physics and Applied Math en la Universidad de Columbia . Archivado desde el original (PDF) el 11 de diciembre de 2013. Consultado el 20 de abril de 2019 .
  4. ^ "Mitigar la corrosión con estaño líquido podría conducir a una mejor refrigeración en los reactores de fusión". phys.org. Diciembre de 2022. Archivado desde el original el 28 de diciembre de 2022. Consultado el 22 de julio de 2024 .
  5. ^ "Desarrollo de componentes de primera pared revestidos con carburo de boro para Wendelstein 7-X". Max Planck Gesellschaft . Archivado desde el original el 12 de mayo de 2011.
  6. ^ a B C Ando, ​​T .; Kodama, K.; Matsukawa, M.; Ouchi, Y.; Arai, T.; Yagyu, J.; Kaminaga, A.; Sasajima, T.; Koike, T.; Shimizu, M. (1994). "Comportamiento del material de los componentes de revestimiento de plasma JT-60U e instalación de losetas de grafito/CFC convertidas en B/Sub 4/C". 15º Simposio IEEE/NPSS. Ingeniería de Fusión . vol. 1. págs. 541–544. doi :10.1109/FUSION.1993.518390. ISBN 0-7803-1412-3.
  7. ^ Hino, T; Jinushi, T; Yamauchi, Y; Hashiba, M.; Hirohata, Y.; Katoh, Y.; Kohyama, A. (2012). "Carburo de silicio como material de revestimiento o de cobertura de plasma". Compuestos cerámicos avanzados de SiC/SiC: desarrollos y aplicaciones en sistemas de energía . Ceramic Transactions Series. Vol. 144. págs. 353–361. doi :10.1002/9781118406014.ch32. ISBN 9781118406014.
  8. ^ abc "El experimento del Tokamak de litio (LTX)" (PDF) . Hoja informativa. Laboratorio de Física del Plasma de Princeton. Marzo de 2011. Archivado desde el original (PDF) el 4 de marzo de 2016 . Consultado el 20 de abril de 2019 .
  9. ^ abc Kaita R, Berzak L, Boyle D (29 de abril de 2010). "Experimentos con paredes de metal líquido: estado del experimento del tokamak de litio". Ingeniería y diseño de fusión . 85 (6): 874–881. Bibcode :2010FusED..85..874K. doi :10.1016/j.fusengdes.2010.04.005. OSTI  973198. S2CID  120010130.
  10. ^ ab Ono, M.; et al. (2013). "Progreso reciente en el programa de litio NSTX/NSTX-U y perspectivas para el desarrollo de un divertor basado en litio líquido relevante para el reactor". Fusión nuclear . 53 (11). Código Bibliográfico :2013NucFu..53k3030O. doi :10.1088/0029-5515/53/11/113030.
  11. ^ Goranson, P.; Barnes, G.; Chrzanowski, J.; Heitzenroeder, P.; Nelson, B.; Neumeyer, C.; Ping, J. (1999). Diseño de los componentes de revestimiento de plasma para el Experimento Nacional de Tokamak Esférico (NSTX) . 18.º Simposio IEEE/NPSS sobre Ingeniería de Fusión. doi :10.1109/FUSION.1999.849793.
  12. ^ ab Heirbaut, Jim (16 de agosto de 2012). «Cómo revestir un reactor termonuclear». Science . Consultado el 20 de abril de 2019 .
  13. ^ Diez, M.; Balden, M.; Brezinsek, S.; Corre, Y.; Fedorczak, N.; Firdaouss, M.; Fortuna, E.; Gaspar, J.; Gunn, JP; Hakola, A.; Loarer, T.; Martin, C.; Mayer, M.; Reilhac, P.; Richou, M. (1 de marzo de 2023). "Descripción general de las interacciones de las superficies de plasma y tungsteno en el sector de prueba del desviador en WEST durante las campañas C3 y C4". Materiales nucleares y energía . 34 : 101399. Bibcode :2023NMEne..3401399D. doi : 10.1016/j.nme.2023.101399 . ISSN  2352-1791.
  14. ^ "Ejemplos de recubrimientos de prueba para la primera pared de tungsteno de la actualización ASDEX: comparación de diferentes métodos de recubrimiento". Max Planck Gesellschaft . Archivado desde el original el 13 de mayo de 2011.
  15. ^ Neu, R.; et al. (diciembre de 1996). "El experimento del desviador de tungsteno en la actualización de ASDEX". Física del plasma y fusión controlada . 38 (12A): A165–A179. doi :10.1088/0741-3335/38/12A/013. S2CID  250893393.
  16. ^ Petty, CC; Equipo DIII-D (5 de junio de 2019). "La investigación del DIII-D tiene como objetivo establecer la base científica para los futuros reactores de fusión" (PDF) . Fusión nuclear . 59 (11): 112002. Bibcode :2019NucFu..59k2002P. doi : 10.1088/1741-4326/ab024a . S2CID  127950712.
  17. ^ Evans, Ll. M.; Margetts, L.; Casalegno, V.; Lever, LM; Bushell, J.; Lowe, T.; Wallwork, A.; Young, P.; Lindemann, A. (28 de mayo de 2015). "Análisis de elementos finitos térmicos transitorios del monobloque de CFC–Cu del ITER utilizando datos de tomografía de rayos X". Ingeniería y diseño de fusión . 100 : 100–111. Bibcode :2015FusED.100..100E. doi : 10.1016/j.fusengdes.2015.04.048 . hdl : 10871/17772 .
  18. ^ Evans, Ll. M.; Margetts, L.; Casalegno, V.; Leonard, F.; Lowe, T.; Lee, PD; Schmidt, M.; Mummery, PM (1 de junio de 2014). "Caracterización térmica de técnicas de unión cerámica/metal para aplicaciones de fusión mediante tomografía de rayos X". Ingeniería y diseño de fusión . 89 (6): 826–836. Bibcode :2014FusED..89..826E. doi : 10.1016/j.fusengdes.2014.05.002 .
  19. ^ Michio Kaku , Física de lo imposible , págs. 46-47.
  20. ^ Neu, R.; et al. (2005). "Tungsteno: una opción para los componentes de plasma de la cámara principal y del desviador en futuros dispositivos de fusión". Fusión nuclear . 45 (3): 209–218. Bibcode :2005NucFu..45..209N. doi :10.1088/0029-5515/45/3/007. S2CID  56572005.
  21. ^ Philipps, V.; et al. (2011). "Tungsteno como material para componentes orientados al plasma en dispositivos de fusión". Journal of Nuclear Materials . 415 (1): S2–S9. Bibcode :2011JNuM..415S...2P. doi :10.1016/j.jnucmat.2011.01.110.
  22. ^ Neu, R.; et al. (2016). "Materiales avanzados de tungsteno para componentes de revestimiento de plasma de plantas de energía de fusión y DEMO". Ingeniería y diseño de fusión . 109–111: 1046–1052. Código Bibliográfico :2016FusED.109.1046N. doi :10.1016/j.fusengdes.2016.01.027. hdl : 11858/00-001M-0000-002B-3142-7 .
  23. ^ ab Molokov, SS; Moreau, R.; Moffatt KH Magnetohidrodinámica: evolución histórica y tendencias, pág. 172-173.
  24. ^ Abrams, T.; et al. (2021). "Evaluación del carburo de silicio como material de blindaje desviador en descargas en modo H DIII-D". Fusión nuclear . 61 (6): 066005. arXiv : 2104.04083 . Código Bibliográfico :2021NucFu..61f6005A. doi :10.1088/1741-4326/abecee. S2CID  233204645.
  25. ^ Mayer, M.; Balden, M.; Behrisch, R. (1998). "Retención de deuterio en carburos y grafitos dopados". Journal of Nuclear Materials . 252 (1): 55–62. Bibcode :1998JNuM..252...55M. doi :10.1016/S0022-3115(97)00299-7.
  26. ^ Koller, Markus T.; Davis, James W.; Goodland, Megan E.; Abrams, Tyler; Gonderman, Sean; Herdrich, Georg; Frieß, Martin; Zuber, Christian (2019). "Retención de deuterio en carburo de silicio, compuestos de matriz cerámica de SiC y grafito recubierto de SiC". Materiales nucleares y energía . 20 : 100704. Código Bibliográfico :2019NMEne..2000704K. doi :10.1016/j.nme.2019.100704.
  27. ^ Roth, Joaquín; Tsitrone, E.; Loarte, A.; Loarer, Th.; Consejo, G.; Neu, R.; Philipps, V.; Brezinsek, S.; Lehnen, M.; Coad, P.; Grisolia, Ch.; Schmid, K.; Krieger, K.; Kallenbach, A.; Lipschultz, B.; Doerner, R.; Causey, R.; Alimov, V.; Shu, W.; Ogorodnikova, O.; Kirschner, A.; Federici, G.; Kukushkin, A. (2009). "Análisis reciente de cuestiones clave de interacciones con la pared de plasma para ITER". Revista de materiales nucleares . 390–391: 1–9. Código Bib : 2009JNuM..390....1R. doi :10.1016/j.jnucmat.2009.01.037. hdl :11858/00-001M-0000-0026-F442-2. ISSN  0022-3115.
  28. ^ Katoh, Y.; et al. (2012). "Efectos de la radiación en SiC para aplicaciones estructurales nucleares". Current Opinion in Solid State and Materials Science . 16 (3): 143–152. Bibcode :2012COSSM..16..143K. doi :10.1016/j.cossms.2012.03.005.
  29. ^ Koyanagi, T.; et al. (2018). "Progreso reciente en el desarrollo de compuestos de SiC para aplicaciones de fusión nuclear". Journal of Nuclear Materials . 511 : 544–555. Bibcode :2018JNuM..511..544K. doi : 10.1016/j.jnucmat.2018.06.017 . S2CID  104235507.
  30. ^ Winter, J.; et al. (1993). "Rendimiento de plasma mejorado en TEXTOR con superficies recubiertas de silicio". Phys. Rev. Lett . 71 (10): 1549–1552. Bibcode :1993PhRvL..71.1549W. doi :10.1103/PhysRevLett.71.1549. PMID  10054436.
  31. ^ Samm, U.; et al. (1995). "Física del borde del plasma con siliconización en TEXTOR". Journal of Nuclear Materials . 220–222: 25–35. Bibcode :1995JNuM..220...25S. doi :10.1016/0022-3115(94)00444-7.
  32. ^ Effenberg, F.; Abe, S.; Sinclair, G.; et al. (2023). "Recubrimiento in situ de películas ricas en silicio sobre componentes orientados al plasma tokamak con inyección de material de silicio en tiempo real". Fusión nuclear . 63 (10): 106004. arXiv : 2304.03923 . Código Bibliográfico :2023NucFu..63j6004E. doi :10.1088/1741-4326/acee98. S2CID  258049235.
  • Página del proyecto del Instituto Max Planck sobre PFM Archivado el 2 de diciembre de 2012 en Wayback Machine.
  • 13.º Taller internacional sobre materiales y componentes orientados al plasma para aplicaciones de fusión / 1.ª Conferencia internacional sobre ciencia de materiales para energía de fusión
  • Ruset, C.; Grigore, E.; Maier, H.; Neu, R.; Greuner, H.; Mayer, M.; Matthews, G. (2011). "Desarrollo de recubrimientos de W para aplicaciones de fusión". Ingeniería y diseño de fusión . 86 (9–11): 1677–1680. Bibcode :2011FusED..86.1677R. doi :10.1016/j.fusengdes.2011.04.031. Resumen: El artículo ofrece una breve descripción general de los recubrimientos de tungsteno (W) depositados por varios métodos sobre materiales de carbono (compuesto de fibra de carbono - CFC y grafito de grano fino - FGG). Se presta especial atención a la técnica de pulverización de plasma al vacío (VPS), deposición química en fase de vapor (CVD) y deposición física en fase de vapor (PVD)... Se presta especial atención a la técnica combinada de pulverización catódica con magnetrón e implantación de iones (CMSII), que se desarrolló durante los últimos 4 años desde el laboratorio hasta la escala industrial y se aplica con éxito para el recubrimiento de W (10-15 μm y 20-25 μm) de más de 2500 baldosas para el proyecto de pared similar al ITER en JET y ASDEX Upgrade... Experimentalmente, se produjeron recubrimientos de W/Mo con un espesor de hasta 50 μm y se probaron con éxito en la instalación de haz de iones GLADIS hasta 23 MW/m2. Palabras clave: Recubrimiento de tungsteno; Compuesto de fibra de carbono (CFC); Pared similar al ITER; Pulverización catódica con magnetrón; Implantación de iones
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