El futuro de la energía

Proyecto internacional ITER

La energía de fusión es la energía liberada al realizarse una reacción de fusión nuclear. En este tipo de reacción, dos núcleos atómicos ligeros se fusionan para formar un núcleo más pesado, liberándose gran cantidad de energía en el proceso. En el universo, la fuerza gravitacional genera las condiciones idóneas para que se produzca la fusión. A lo largo de billones de años, estas fuerzas permitieron que nubes gigantes de partículas subatómicas y de átomos se unieran para formar las estrellas. En el núcleo de las mismas, bajo condiciones de densidad y temperatura extremas, se produce la fusión.

El proyecto ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) es un proyecto conjunto entre la Unión Europea, China, India, Japón, Corea del Sur, la Federación de Rusia y los EE.UU. que se está construyendo en Europa, en Cadarache, en el sur de Francia y se espera que comience a funcionar antes de 2030. Tiene como objetivo construir un reactor de fusión, dos veces el tamaño de los mayores dispositivos actuales, con el objetivo de demostrar la viabilidad científica y técnica de la energía de fusión.

El proyecto, pretende demostrar que la fusión nuclear, tal y como se genera en el sol o las estrellas, puede ser la fuente de energía del futuro

Gaspar Pérez Saitua, ingeniero de Idom explicando el Proyecto Internacional ITER

El Tokamak

El corazón del proyecto ITER

El conjunto de edificios denominado Tokamak Complex es el corazón del proyecto ITER, pues alberga las edificaciones que acogerán al reactor de fusión. En su interior se encontrará el plasma formado por una mezcla de Deuterio y Tritio calentado a temperaturas cercanas a 150 millones de grados centígrados. Mediante potentes campos magnéticos se dirigirá el plasma para evitar que toque las paredes de la “Vacuum Vessel”(la cámara de vacío).

A finales del mes de agosto de 2014, se procedió a hormigonar el último sector de la losa superior (upper basemat), que tiene 1,5 metros de espesor, y está apoyada sobre aisladores antisísmicos. Todo el conjunto del Tokamak Complex irá construido sobre dicha losa. Para ITER ha sido un hito importante, pues con él se concluye la estructura de aislamiento sísmico (Seismic Isolation Pit), considerada la primera fase de construcción del Tokamak Complex.

Sección del modelo del ITER Tokamak, con el plasma, producido en Julio de 2013 © ITER Organization, 2011

Los reactores de fusión deuterio — tritio

ITER, como un paso hacia DEMO

El proyecto ITER es en esencia un gran banco de pruebas experimental de nuevas tecnologías al servicio objetivos más ambiciosos. Si el experimento sale tal y como se espera, en 2050 podrá entrar en funcionamiento Demo, el primer reactor de fusión nuclear explotable comercialmente. Una de las tecnologías clave que se van a probar en ITER se refiere a un componente que tiene una triple responsabilidad: extraer el calor de la reacción nuclear, regenerar el tritio que actúa como “combustible” de la reacción y proteger componentes clave del reactor respecto de la radiación. Este elemento, aparentemente simple, consiste en una caja metálica hueca refrigerada, dentro de la cual se encuentra el material que regenera tritio y posibilita la multiplicación de neutrones.

Generar tritio y disipar calor

Tritium Breeder Blanket

En los futuros reactores de fusión, la reacción fundamental consistirá en fusionar dos isótopos del hidrógeno, el deuterio y el tritio, para dar lugar a un átomo de helio en una reacción exotérmica cuya energía se utilizará para producir electricidad. El tritio, por tanto, es utilizado como “combustible” y el reactor tendrá que contar con dispositivos que se ocupen de regenerar continuamente dicho isótopo así como de extraer la energía térmica del plasma en unas condiciones apropiadas para la producción de electricidad. Estas funciones las realizará un dispositivo llamado Tritium Breeder Blanket, un “manto” refrigerado que recubrirá la cara interna de la cámara de vacío y estará en contacto directo con el plasma. Para hacernos una idea de la importancia del Tritium Breeder Blanket, baste decir que el éxito de ITER dependerá en gran medida de que se encuentre un diseño que garantice la autosuficiencia del reactor en la producción de tritio y su capacidad para extraer el calor generado.

“El éxito de ITER dependerá de que se encuentre un diseño que garantice la autosuficiencia del reactor en la producción de tritio y su capacidad para disipar el calor del núcleo”


En la imagen: Jon Saenz, Andrea Costa, Luis Aspilcueta y Gaspar Pérez. Fotografía de Alfonso Calza

“En la actualidad, ITER es el mayor proyecto científico internacional de investigación energética del mundo”

Gaspar Pérez Saitua. Ingeniero Industrial


Dos dispositivos experimentales

Test Blanket Modules

Desde hace varios años, se han estado desarrollando hasta seis conceptos de dispositivos productores de tritio, bajo la forma de unos módulos metálicos (Test Blanket Modules, TBMs), que se dispondrán en los puertos ecuatoriales número 2, 16 y 18 de ITER. Europa se ocupa actualmente de desarrollar dos conceptos de Test Blanket Modules que se pondrán a prueba en el ITER. Ambos conceptos tienen como denominador común la utilización de un acero especial de baja activación como material estructural, el Eurofer; también es común a ambos diseños el refrigerante: helio a una presión de 8 MPa y una temperatura que oscila entre los 300 y 500 ºC.

La diferencia entre ambos diseños se refiere al material utilizado para producir tritio y multiplicar neutrones.

HCLL Helium-Cooled Lithium-Lead

1/ El concepto “Helium-Cooled Lithium-Lead” (HCLL), utiliza un líquido eutéctico de plomo y litio Pb-15.7Li (enriquecido en 6Li). Ha sido desarrollado inicialmente por CEA (Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives).

HCPB Helium-Cooled Pebble-Bed

2/ El concepto “Helium-Cooled Pebble-Bed” (HCPB), utiliza un sólido, consistente en partículas de cerámica litiada (enriquecida con 6Li) como generador de tritio y partículas de berilio como multiplicador de neutrones. Ha sido desarrollado inicialmente por KIT (Karlsruher Institut für Technologie).

Un sistema colector situado en la parte posterior del Test Blanket Module (TBM) asegura la recepción y distribución de helio hacia las diversas partes del TBM, de manera que optimiza la temperatura de los materiales del dispositivo de acuerdo con su función. El tritio liberado es transportado a través de una corriente de helio –o de Pb-15.7Li- que circula lentamente hasta las unidades externas que se ocupan de extraer el tritio.

Los dos diseños europeos del Test Blanket Module (TBM), el HCLL y el HCPB, se pondrán a prueba al mismo tiempo en el puerto ecuatorial número 16 de ITER. Ambos serán orientados verticalmente y se insertarán en un elemento llamado Port Plug Frame.

Los sistemas conectados en el Test Blanket Module no se localizan sólo en el edificio del reactor, sino que se extienden a otros edificios del complejo ITER. El sistema de refrigeración por helio, por ejemplo, está conectado con el sistema general de mitigación de calor. El sistema de extracción de tritio se localiza tanto en la celda de puerto como en el edificio de tritio. El sistema de purificación de los refrigerantes se encuentra en el área CVCS.


El edificio de las bobinas poloidales

En la imagen, la instalación donde se prepararán las bobinas de campo magnético poloidal que permitirá confinar el plasma en el interior del reactor de fusión


Ensamblaje en el edificio del Tokamak

Test Blanket Modules

Inserción de puertos en el Tokamak

El componente mecánico principal de un Test Blanket Module (TBM) es una caja de acero que alberga los materiales utilizados tanto para regenerar tritio como para multiplicar los neutrones, así como una serie de placas de extracción de calor que están directamente en contacto con estos materiales. Una rejilla interior de refuerzo proporciona resistencia mecánica al conjunto, al tiempo que segmenta su volumen en celdas que se utilizan para a alojar los materiales reproductores y multiplicadores y las placas de refrigeración. Dichas cajas están ensambladas en el extremo de una viga metálica de considerable longitud y estrictos requisitos en términos de blindaje que facilita el paso de los diversos conductos desde el edificio Tokamak hacia la cámara de vacío donde se encuentran las cajas de acero, a través del puerto ecuatorial en cuestión

Puertos de entrada y salida. Test Blanket Modules HCLL y HCPB

Las principales solicitaciones a las que se verán sometidos los TBMs en ITER son de carácter principalmente térmico, debido a los intensos flujos de calor generados por el plasma y la deposición neutrónica, y mecánico, debido a la altísima presión del helio de refrigeración del sistema.

Idom en el proyecto internacional ITER

Viabilidad técnica de los TBMs

Idom está trabajando, en colaboración con Fusion for Energy (agencia doméstica europea dentro del proyecto ITER), en estudiar la viabilidad técnica de nuevos conceptos de TBM, en los que se disminuya o suprima su contenido de acero ferrítico-martensítico (como es el caso de Eurofer), pues estudios recientes han demostrado que la presencia significativa de materiales ferromagnéticos dentro de la cámara de vacío, en cantidad y localización similares a la correspondiente a los TBMs, podría dificultar el cumplimiento de ciertos objetivos para el control del plasma en ITER.

Test Blanket Modules HCLL + HCPB

Nuevas metodologías de diseño

en proyectos de investigación tecnológicamente punteros

Estudiar la viabilidad técnica de estos nuevos conceptos va mucho más allá de la aplicación de las reglas convencionales de diseño y cálculo que se utilizan en otras industrias ya maduras y sancionadas por décadas de experiencia operativa. Las conclusiones que han de manejar científicos e ingenieros para la toma de decisiones en proyectos de investigación como este, absolutamente punteros a nivel mundial, se basan en sofisticados análisis donde se determina el comportamiento termo-mecánico de los distintas partes que componen el TBM ante las condiciones principales de operación y en los casos pésimos de accidente. Las solicitaciones principales a las que se verán sometidos los TBM dentro de ITER son de carácter térmico y mecánico. Las solicitaciones térmicas se originan por los intensos flujos de calor existentes en la cara interior (directamente expuesta al plasma) de la cámara de vacío, así como por el calor generado en el interior del propio TBM por deposición neutrónica.

Las solicitaciones mecánicas se derivan, principalmente, de la altísima presión del helio de refrigeración que recorre el complejo sistema de canales embebidos en el acero de la caja y que se ramifica a lo largo y ancho de las distintas placas que componen el TBM, por lo que éstas habrán de fabricarse mediante un sofisticado proceso de soldadura por difusión que se está poniendo prueba mediante la fabricación de prototipos parciales.


5.000 científicos

de todo el mundo participan en el proyecto internacional ITER

39 edificios

formarán el conjunto


Capacidades técnicas

Generación de desarrollos numéricos ad-hoc

Idom está estudiando la viabilidad de distintas alternativas desde un enfoque global y acoplado, común a todos los componentes principales del TBM, mediante avanzadas herramientas de simulación desarrolladas para el análisis de componentes en régimen transitorio, lo que ha incluido la generación de desarrollos numéricos ad-hoc por parte de nuestros ingenieros. Dicho enfoque permite determinar la respuesta global del TBM, tanto en temperaturas como en tensiones mecánicas, en cada instante del ciclo de operación de ITER, incluyendo cada uno de los innumerables canales de refrigeración. La posibilidad de que se desarrollen modos de fallo tales como agotamiento plástico, inestabilidad local o fatiga es analizada en las localizaciones críticas y traducida en términos de capacidad para poder evaluar la viabilidad de cada una de las alternativas propuestas y, en consecuencia, tomar decisiones encaminadas a cerrar un diseño final viable técnicamente.

Artículo originalmente publicado en el Boletín de I+D de Idom

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