Un estudio global colaborativo de nueve instituciones trae nuevos descubrimientos para el diseño de plantas de fusión con paredes de litio, ayudando a utilizar plenamente el raro combustible de fusión tritio.

Interpretación artística de la interacción del plasma interno del sistema de fusión tokamak con la pared. El elemento litio se muestra en verde, el combustible en rojo, y los átomos que constituyen la pared del tokamak en azul. (Fuente de ilustración: Kyle Palmer / Departamento de Comunicaciones PPPL)

El litio es un elemento clave para las plantas de fusión tokamak comerciales futuras, pero su impacto en la cantidad de combustible retenido en las paredes del tokamak no estaba claro previamente. Este estudio descubre que el principal factor impulsor de la retención de combustible es la codesposición, es decir, el combustible capturado junto con el litio, posiblemente originado en litio agregado directamente durante operaciones de plasma o litio depositado previamente que se redeposita después de erosionarse.

El estudio también indica que agregar litio durante la operación produce una temperatura más uniforme desde el núcleo del plasma hasta el borde que preagregar litio en la pared, favoreciendo la creación de condiciones de plasma estables necesarias para fusión comercial. Este estudio va más allá de lo anterior al examinar el comportamiento de las paredes de litio en dispositivos tokamak, proporcionando insights más cercanos a los entornos complejos de sistemas de fusión comercial, ayudando a futuros dispositivos tokamak a gestionar mejor el tritio.

Este estudio, publicado en Nuclear Materials and Energy, compara por primera vez directamente la cantidad de combustible capturado agregando litio de diferentes maneras antes y después de operaciones de fusión. El polvo de litio inyectado durante la operación actúa principalmente como recubrimiento protector, mejorando la superficie enfrentada al plasma, reduciendo sustancias nocivas que entran en el plasma y promoviendo la codesposición. El estudio descubre que el espesor del recubrimiento de litio aplicado antes del disparo de plasma no tiene un impacto significativo en la captura de combustible, y la mayor parte de la retención de combustible ocurre cuando se agrega litio durante el disparo de plasma.

Florian Effenberg del Laboratorio de Física de Plasma Princeton (PPPL) del Departamento de Energía de EE.UU. indica que debido a la corrosión rápida y producción de polvo en paredes de grafito, los materiales de pared de tokamak se han cambiado a tungsteno, etc., necesitando métodos de ajuste, y el litio es el material preferido; la técnica de inyección de polvo proporciona una vía factible para lograr paredes completamente líquidas de litio. Un plan está en formulación para incluir inyectores de litio en el proyecto de actualización del Experimento Nacional de Tokamak Esférico (NSTX-U) en PPPL, eventualmente incluyendo componentes enfrentados a plasma de litio líquido; el laboratorio también está desarrollando un dispositivo tokamak llamado Reactor Avanzado Tokamak Esférico (STAR).

El equipo de investigación, además de PPPL, incluye investigadores del Instituto Holandés de Energía Fundamental (DIFFER), la Universidad Técnica de Eindhoven, General Atomics, el Laboratorio Nacional Sandia, Auburn University, University of Tennessee Knoxville, University of California San Diego y el Laboratorio Nacional Lawrence Livermore del Departamento de Energía de EE.UU.

El litio puede fundirse para formar una capa autorreparable, protegiendo componentes directamente enfrentados al plasma en el contenedor de fusión; a temperaturas suficientemente altas, también puede formar un blindaje gaseoso o de vapor para proteger la pared del contenedor. El diseño de pared de litio ayuda a estabilizar el borde del plasma, mejorar el confinamiento y aumentar la densidad de potencia, pero también causa retención de combustible, especialmente del tritio radiactivo, escaso y estrictamente regulado. La retención excesiva de tritio reduce la disponibilidad de combustible, complica el ciclo de combustible de tritio y trae riesgos de seguridad y operación.

El estudio enfatiza que es crucial evitar regiones de pared fría en diseños tokamak donde el litio y el combustible se acumulen fácilmente; técnicas como litio líquido fluido, mantener altas temperaturas de pared, etc., pueden prevenir codesposiciones innecesarias, guiando el tritio a regiones de recuperación fáciles de gestionar.

Durante el estudio, los investigadores usaron muestras de material incrustadas en ladrillos de pared DIII-D para evaluar dos métodos de uso de litio: uno es recubrir litio previamente antes de exponerlo a plasma de fusión, y el otro es agregar litio a muestras de material insertadas en ladrillos de pared y exponerlo a plasma de fusión usando un sistema de goteo de polvo de impurezas. Los resultados indican que la codesposición de litio sólido y deuterio produce más retención de combustible que los recubrimientos de litio existentes; Maria Moya planea calentar los ladrillos para licuar el litio y comparar resultados.

Effenberg afirma que este paso hará que la investigación sea más cercana al modo de operación del litio en plantas de fusión, donde el litio líquido finalmente proporcionará protección térmica y rutas de flujo para recuperar y reutilizar combustible de tritio. El estudio también ayuda a identificar regiones clave donde el tritio podría acumularse en dispositivos tokamak; entender cómo se incrusta el combustible es crucial para hacer de la energía de fusión una fuente de energía segura y económica.

Los fuertes campos magnéticos mantienen la mayor parte del plasma en forma de rosquilla dentro del dispositivo tokamak, pero algunas partículas escapan e impactan componentes como la pared interna del contenedor; las partículas atrapadas o rebotadas tienen ventajas y desventajas: los átomos de tritio atrapados no se pueden recuperar para producir energía, y las partículas rebotadas bajan la temperatura general del plasma, afectando la reacción de fusión.

Shota Abe, Alessandro Bortolon y Alexander Nagy de PPPL; Tyler Abrams de General Atomics; Ryan Hood del Laboratorio Nacional Sandia; Ulises Losada de Auburn University; Jun Ren de University of Tennessee Knoxville; Dmitry Rudakov de University of California San Diego; Michael Simmonds y Dinh Truong del Laboratorio Nacional Lawrence Livermore; y Thomas Morgan de DIFFER y la Universidad Técnica de Eindhoven también participaron en la investigación.

Este estudio fue financiado por la Oficina de Ciencia de Energía de Fusión del Departamento de Energía de EE.UU., utilizando la Instalación Nacional de Fusión DIII-D operada por General Atomics, y también recibió financiamiento de la UE a través del Programa de Investigación y Formación de la Comunidad Europea de Energía Atómica.