ITER: Fusión de hidrógeno para obtención de energía

1 ANTECEDENTES DEL PROYECTO ITER

1.1 HISTORIA DE LA FUSIÓN NUCLEAR

Las primera investigaciones sobre la energía nuclear se iniciaron en torno a 1920. En ese año el físico F.W. Aston realizó experimentos para demostrar que cuatro átomos de hidrógeno eran más pesados que un átomo de Helio.

En 1922, fue

galardonado con el Premio Nobel de física, por

sus experimentos relacionados con el peso/carga de los isóto

pos utilizando un espectógrafo de masas.

La importancia de este descubrimiento fue inmediatamente reconocida por el astro-físico inglés Sir Edmund Eddington, quien se dio cuenta de que una diferencia en masa significaba que el sol ardía convirtiendo hidrógeno en helio, y la diferencia de masa (0,7%) se convertía en energía gracias a la famosa ecuación de Einstein:

E = mc2

Los cálculos demostraron que, de esta forma, el sol dispondría de combustible durante billones de años. En 1930 se logró realizar la primera fusión nuclear, aunque por aquel entonces se invertía en el proceso más energía de la

que se obtenía. Ya en 1938, se realizaron los primeros experimentos para confinar el plasma de hidrógeno utilizando campos magnéticos.

Tras la segunda guerra mundial se produjo un interés generalizado en controlar los procesos de fusión nuclear, por lo que se pusieron en marcha experimentos por todo el mundo. Pues que los experimentos era de aplicación militar, los avances se mantenían en el más estricto secreto.

Fue en 1950 cuando se consiguió la primera fusión nuclear con aprovechamiento neto de la liberación de energía, aunque totalmente incontrolada. Se trataba de la prueba de una bomba termonuclear realizada por Estados Unidos, a quien siguió la antigua Unión Soviética, Gran Bretaña y Francia.

El 25 de marzo de 1957 se firmaron dos tratados: el Tratado constitutivo de la Comunidad Económica Europea

(CEE) y el Tratado constitutivo de la Comunidad Europea de la Energía Atómica (CEEA o Euratom). Entre los objetivos principales del Tratado EURATOM figuran los siguientes:

- Desarrollar la investigación y difundir los conocimientos técnicos

- Establecer normas de seguridad uniformes para la protección de la población y de los trabajadores

- Facilitar la investigación

- Garantizar que los materiales nucleares civiles no se destinan a otros fines, en particular militares

La importancia del T

ratado Euratom se puede apreciar sobre todo en el contexto de la ampliación. La energía atómica es una importante fuente de energía para muchos países de la Europa oriental, pero las normas de seguridad aplicad

as en sus centrales nucleares y los niveles de protección de la población y de los trabajadores no siempre son suficientes. El Tratado Euratom ha proporcionado el marco para las ayudas de la UE.

En 1958 se celebró la conferencia “Átomos por la paz” en Ginebra, en la que participaron 69 naciones, con más de 65

00 científicos y observadores (prácticamente el doble de los participantes de la conferencia de 1955). Durante las puestas en común de los científic

os se compartieron muchos estudios y experimentos que hasta entonces habían permanecido clasificados (incluso por parte de la URSS y de los US). A partir de este punto se constató que era posible realizar procesos de fusión de forma controlada, pero que sería un arduo trabajo conseguirla debida principalmente a la inestabilidad del plasma.

A final de la década de los 50 se decidió llevar todo el trabajo científico y tecnológico a nivel internacional. En Europa se establecieron relaciones entre la agencia nuclear Europea y los institutos científicos de los estados miembros. En 1958 y con el ánimo de profundizar en la investigación de la fusión nuclear se creo el Rijnhuizen FOM Institute for Plasma Physics en Holanda.

1.1.1 JET

En 1968 se produjo un punto de inflexión en la investigación de la fusión nuclear cuándo los investigadores rusos anunciaron que habían obtenido resultados sin precedentes con un TOKAMAK: un reactor con geometría toroidal. Este reactor estaba basado en los trabajos de diseño de Andrei Sakharoz e Igor Tamm. Estos experimentos fueron confirmados por un equipo británico que viajó a Moscú.

La generación moderna de reactores TOKAMAK fue diseñada duranto los años 70. En 1983 se puso en marcha JET (Joint European Torus) cerca de Oxford.

Por lo tanto, JET nace con el objetivo de investigar el potencial de la energía de fusión como fuente de energía segura, limpia y prácticamente ilimitada, para futuras generaciones.

Se trata del único tokamak capaz de trabajar con un fuel mezcla de deuterio y tritio, tal y como funcionarán los reactores de fusión comerciales del futuro, como es el caso de ITER.

Como Joint Venture que es, es utilizado por más de 40 laboratorios asociados a EURATOM. El acuerdo europeo para desarrollo de la fusión (European Fusion Development Agreement, EFDA ), proporciona la plataforma de trabajo para explotar JET de forma eficiente. Más de 350 científicos e ingenieros de toda Europa contribuyen al programa JET.

Gracias a su original diseño, la máquina ha sido capaz de evolucionar a lo largo de los años para adecuarse a las necesidades de investigación. Su principal función hoy en día es preparer la construcción y puesta en marcha de ITER, auctuando como plataforma de test para ITER en todos los escenarios operativos de plasma.

En el centro de la máquina está la cámara de vacío en la que se contiene el plasma de hidrógeno utilizando fuertes campos magnéticos (hasta 4 tesla y 5 mega amperios).

Los radios mayor y menor del toroide de plasma son de 3 y 0.9 metros respectivamente, y el volumen total de plasma es de 80 m3. Un Divertor en la parte inferior de la cámara de vació permite el escape de gases y color de forma controlada.

A partir de 2011, los materiales que se utilizarán en la primera pared de la cámara de vacío serán el Berilio y el Tungsteno (al igual que se está haciendo en ITER).

Otras características importantes de JET son:

- Un sistema auxiliar de calentamiento flexible, consistente en un Haz Neutro de Inyección (Neutral Beam Injection) de 34 megawatios, sistema de calentamiento Ion-Ciclotrón de 10 megawatios y el Lower Hybrid Current Drive de 7 megawatios.

- Un sistema exhaustivo de diagnóstico compuesto por más de 100 instrumentos capturando hasta 18 Gigabytes de información bruta por cada pulso de plasma.

- Inyector de alta frecuencia para realimentación del plasma y estudios del ELM (Edge-localized mode), puesto que el plasma muestra inestabilidades en el perímetro debido a la transición L -> H que podrían dañar partes sensibles del reactor, como por ejemplo las placas de los divertores.

- Una válvula de inyección masiva de gas para estudio de las disrupciones de plasma.

Capacidades de operación con Tritio y Berilio.

- Herramientas de gestión remota para trabajar en el interior de la cámara de vacío.

1.1.2 TFTR

El Reactor de Prueba de Fusión Tokamak (TFTR) funcionó en el Laboratorio de Física de Plasma de Princeton (PPPL) a partir de 1982 y hasta 1997. Los TFTR batieron varios récords mundiales, incluso una temperatura plasma de 510 millones de gr

ados centígrados – la temperatura más alta jamás producida en un laboratorio, superando con creces los 100 millones de grados requeridos para la fusión comercial. Esta temperatura alcanzada supera en 30 veces la temperatura del centro del sol.

Además de acometer sus objetivos desde el estudio de la física, TFTR consiguió todos sus objetivos de diseño de hardware, haciendo contribuciones sustanciales en muchas áreas del desarrollo de tecnología de fusión.

En el diciembre de 1993, TFTR se convirtió en el primer dispositivo de fusión magnético del mundo para la realización de experimentos con plasmas formados por 50/50 deuterio/tritio - la mezcla de combustible requerida para la producción de energía de fusión de aplicaciones prácticas. Por consiguiente, en 1994, TFTR produjo un registro mundial 10.7 millones de watios de energía de fusión controlada, suficiente para satisfacer las necesidades de 3,000 hogares. Se logró por lo tanto una producción de 100 millones de veces la potencia generada 20 años antes.

Estos experimentos también enfatizaron en los estudios del comportamiento de partículas alfa producidas en las reacciones de deuterio-tritio. El grado al cual las partículas alfa pasan su energía al plasma es crítico para conseguir la fusión sostenida.

En este tokamak se constató que la presión del plasma es más alta en el centro y cae rápidamente en las paredes de la cámara de vacío. Los cálculos teóricos ya predecían que esta variación de la presión ayudaría a sostener la corriente eléctrica en el plasma sin la necesidad de una fuente de alimentación externa. En 1986 se confirmó la existencia de dicha corriente eléctrica, que fueron capaces de gestionar de forma global dentro del plasma.

En el diseño de máquinas más grandes, es importante saber como se comportará el plasma, más concretamente como la energía contenida en el plasma es transportada por los campos magnéticos. En los experimentos de TFTR se manifestó como el tamaño de la máquina afecta al tiempo de confinamiento de la energía y partículas en el plasma. El efecto relaciona el tiempo de confinamiento del plasma a la proporción del tamaño de las órbitas de partícula al tamaño del tokamak. Este descubrimiento tiene un impacto directo en el tamaño de futuros reactores.

En 1995, los científicos de TFTR exploraron un nuevo modo fundamental del confinamiento plasma (enhance reverse shear). Esta nueva técnica implica una configuración de campo magnético que considerablemente reduce la turbulencia plasma. Mediante esta técnica se logra incrementar hasta tres veces la densidad central del plasta y reducir las fugas en un factor de 50.

Otro de los hitos importantes de TFTR fue el descubrimiento de reacciones de fusión con deuterio un 20% más elevadas de las observadas hasta entonces cuándo se disminuía el influjo de gas en las paredes de la cámara de vacío. Este efecto no se producía cuándo el plasma era homogéneo sino cuando la densidad era más alta en el centro del toroide y disminuía la presión sobre las paredes del toroide.

También se constató el mejor comportamiento de los plasmas mixtos de Tritio – Deuterio frente a plasmas compuestos sólo por deuterio. La energía de confinamiento obtenida gracias a esta mezcla era hasta un 20% más alta.

Las partículas alfa producidas permitían así mismo proporcionar energía al plasma, lo que permitía obtener mayores temperaturas a mayor velocidad. También se utiliza radio frecuencia Ión Ciclotrón para proporcionar energía al plasma y contribuir con su calentamiento.

1.2 OBJETIVOS DEL PROYECTO

En 1992 se firmó el acuerdo de colaboración entre la Unión Europea, Estados Unidos, Japón y Rusia para el d

esarrollo del proyecto ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor). El princi

pal objetivo de ITER es demostrar la viabilidad científica y tecnológica de la energía de fusión. Para ello ITER deberá demostrar que es posible mantener el control de la combustión de un plasma de deuterio-tririo en condiciones próximas a ignición y, como un último objetivo, en estado estacionario. Además deberá demostrar que las tecnologías necesarias en un reactor funcionan correctamente en un sistema integrado. En concreto ITER deberá:

- Demostrar la disponibilidad e integración de las tecnologías esenciales en un reactor de fusión, como las bobinas superconductoras y el mantenimiento remoto.

- Comprobar componentes del reactor tales como los sistemas de extracción de energía y partículas del plasma.

- Comprobar los módulos de generación de tritio, la extracción de calor y generación de electricidad.

ITER será un reactor que integrará todos los aspectos físicos y tecnológicos necesarios para la producción de energía, únicamente le faltarán los sistemas de producción de electricidad. La fase de diseño de ITER-EDA (Engineering Design Activities) preveía la producción de 1500 MW de potencia de fusión en un pulso de unos 1000 segundos en régimen de ignición, para alcanzar la ignición se preveían unos 100 MW de potencia de calentamiento adicional. La última revisión ITER-RTO/RC (Reduced Technical Objectives/Reduced Cost) tiene como objetivo la construcción de un reactor con un menor coste a cambio de unos objetivos más modestos, así se prevé alcanzar una potencia de fusión de 500 MW con una razón entre la potencia de fusión y la potencia de calentamiento auxiliar por lo menos de 10 en funcionamiento inductivo y de 5 en plasmas con corriente no inductiva.

ITER por lo tanto tiene que genrar más energía de la que consume, esto se expresa en un valor Q, que representa el total de energía térmica poroporcionada por las reacciones de fusión, dividido por total de energía externa necesaria para el calentamiento que posibilite las reacciones. Por lo tanto, un valor de Q inferior a 1 significa que utilizamos más energía de la que producimos. El objetivo de ITER es alcanzar Q mayor o igual a 10, es decir, producir 10 veces la energía invertida.

1.3 PARTICIPANTES Y FINANCIACIÓN

Durante 2010, la Unión Europea ha acordado contribuir con 860 millones de Euros adicionales, lo que incrementa su participación a 6.600 millones de euros en 10 años. La UE (con Suiza con un estado especial) aporta el 45% del presupuesto de ITER.

De todas formas, es importante remarcar que más del 85% de la contribución europea al reactor de demostración de fusión nuclear se hace en especie, es decir, en equipos y construcciones que hacen empresas europeas.


El proyecto ITER incluye a los Estados Unidos, Japón, Rusia, India, China y Korea además de la UE. Desde la primera propuesta económica, los costes han ido incrementándose en un espiral sin control. Sin embargo, con la nueva inyección económica proporcionada el proyecto tienen luz verde, y las obras de construcción ya se han iniciado.

Para reducir tanto costes como plazos, los expertos japoneses han realizado propuestas para reducir la complejidad de los procesos de construcción.

La decisión de la UE de añadir fondos adicionales a pesar de la severa crisis económica que se está sufriendo, constata el firme compromiso de la UE en la investigación de métodos de producción de energía limpia.

1.4 PLANIFICACIÓN Y EVOLUCIÓN DEL PROYECTO

En su cuarto congreso, EL 17 Y 18 De Junio de 2010, el Consejo Ejecutivo de ITER, adoptó y revisó el programa de construcción y operaciones propuesto para ITER y revisado previamente por el STAC (Science and Technology Advisory Committee) y por el MAC (Management Advisory Committee).

Hasta ahora se contemplaba la generación del “primer plasma” para finales de 2018 (lo cual ya suponía un retraso de 2 años con respecto al plan original), sin embargo esta fecha se ha pospuesto hasta inicios de 2019.

En esta fecha se inciará la denominada “fase de acercamiento”, que consistirá en 5 años de operación con hidrógeno y helio, seguida de 2 años de operación con plasma de deuterio. Estas operaciones se realizarán antes de introducir tritio en el reactor.

Los experimentos con plasta de deuterio-tritio no se iniciarán hasta 20206, y conforme a la planificación, no se alcanzará Q=10 con pulsos largos de 15 minutos hasta 2028.