ESCUELA TCNICA SUPERIOR DE INGENIEROS DE MINASPROYECTO FIN DE CARRERADEPARTAMENTO DE FSICA APLICADA A LOS RECURSOS NATURALESEMULACIN DEL DAO POR RADIACIN DE REACTOR DEFUSIN NUCLEARJESS PEDRO DE VICENTE BUENO FEBRERO DE 2010DE VICENTE BUENO, JESUS PEDRO (FIRMA)Firmado digitalmente por DEVICENTE BUENO, JESUS PEDRO (FIRMA) Nombre de reconocimiento (DN):c=ES, serialNumber=51060382Z,sn=DE VICENTE,givenName=JESUS PEDRO,cn=DE VICENTE BUENO, JESUS PEDRO (FIRMA) Fecha: 2010.02.14 12:44:39+01'00'Titulacin: Ingeniero de Minas Plan: 1996Autorizo la presentacin del proyectoEMULACIN DEL DAO POR RADIACIN DE REACTOR DE FUSIN NUCLEARRealizado porJess Pedro de Vicente BuenoDirigido porProf. Dr. Flix Jos Salazar BloiseyDr. Rafael Alberto Vila VzquezLaboratorio Nacional de Fusin por Connamiento Magntico (Ciemat)Firmado: Prof. Dr. Flix Jos Salazar BloiseFecha: ......................................Hay una fuerza motriz ms poderosaque el vapor, la electricidady la energa atmica, la voluntad.A. Einstein (1879-1955)Proyecto editado con LATEXndice generalResumen . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . viiiAbstract . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . viiiDOCUMENTO 1: MEMORIA1 OBJETIVOS Y ALCANCE. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22 DEFINICIN DEL PROBLEMA TRATADO . . . . . . . . . . . . . . . . . 32.1 Situacin energtica actual . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 32.2 Fusin nuclear como solucin energtica . . . . . . . . . . . . . . . . . . 42.3 Problemas tecnolgicos de la fusin. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 72.4 Solucin a problema de los materiales . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 82.5 Donde se sita el presente proyecto. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 113 ANTECEDENTES . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 133.1 Mtodos de emulacin. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 133.2 Tecnologa de referencia . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 143.3 Normativa y estndares . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 153.4 Instalaciones actuales y sus limitaciones . . . . . . . . . . . . . . . . . . 183.5 Velocidad de emulacin . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 204 DEFINICIONES . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 235 SELECCIN DEL MTODO. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 295.1 Mtodo seleccionado. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 295.2 Descripcin de la emulacin. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 326 CLCULOS. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 35i6.1 Energa mxima de los iones . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 356.2 Mnimo dao material . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 376.3 Supercie de irradiacin. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 376.4 Haz multienergtico . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 376.5 Parmetros generales . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 387 PROPUESTA DE INSTALACIN . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 397.1 Sistemas principales . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 397.2 Sistemas auxiliares y de diagnstico . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 418 DIMENSIONAMIENTO DE LOS EQUIPOS . . . . . . . . . . . . . . . . . 448.1 Fuente primaria de partculas . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 448.2 Compuesto organometlico . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 468.3 Cmara MIVOC . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 488.4 Fuente de iones . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 508.5 Acelerador . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 528.6 Dipolos magnticos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 578.7 Necesidad de focalizacin . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 598.8 Cuadrupolos magnticos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 608.9 Degradador . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 638.10 Neutralizador . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 638.11 Diagnstico de haz. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 648.12 Cmara de vaco . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 678.13 Suministros auxiliares . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 679 DISEO DEGRADADOR DE IONES . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 709.1 Conceptos de degradador . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 709.2 Concepto seleccionado. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 769.3 Lminas del degradador . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7910 CONCLUSIONES . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8111 BIBLIOGRAFA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8211.1 Textos legislativos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 82ii11.2 Normas y patentes . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8211.3 Libros. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8311.4 Artculos de revistas y publicaciones . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8311.5 Documentos electrnicos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8911.6 Bibliografa general . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 89DOCUMENTO 2: ESTUDIO ECONMICO1 INVERSIN INICIAL . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 911.1 Costes equipos no comercializados . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 911.2 Coste de equipos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 922 COSTES ANUALES . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 93DOCUMENTO 3: ANEXOSANEXO A ESTUDIO DE DAO MATERIAL POR RADIACINA.1RADIACIN EN REACTOR DE FUSIN . . . . . . . . . . . . . . . . . . 96A.1.1 Radiacin Neutrnica . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 97A.1.2 Materiales irradiados . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 100A.2INTERACCIN PARTCULA - MATERIA. . . . . . . . . . . . . . . . . . 103A.2.1 Interaccin neutrn - tomo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 104A.2.2 Interaccin in - tomo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 111A.3DAO POR RADIACIN EN EL MATERIAL. . . . . . . . . . . . . . . . 130A.3.1 Fenomenologa. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 130A.3.2 Modelo terico . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 134A.4DAO PRIMARIO EN REACTOR DE FUSIN. . . . . . . . . . . . . . . 148ANEXO B EMULACIN DE DAO CON IONES PESADOSB.1 MOTIVACIN PARA EMULAR. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 155B.2 ANLISIS GENERAL DE DAO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 157iiiB.2.1 Energa disponible para producir dao . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 157B.2.2 Distribucin espacial del dao . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 160B.3 DEMOSTRACIN TERICA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 162B.3.1 Magnitud del dao primario . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 162B.3.2 Espectros de PKA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 163B.3.3 Funciones de dao. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 165B.4 CLCULO DE RADIACIN INICA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 167B.4.1 Ajuste del ujo de iones . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 167B.4.2 Ajustes de distribucin espacial del dao. . . . . . . . . . . . . . . . . . 170B.5 VENTAJAS DE LA EMULACIN INICA . . . . . . . . . . . . . . . . . . 171ANEXO C SELECCIN DE ACELERADORC.1 ACELERADOR DE IONES PESADOS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 174C.1.1 Mtodo de aceleracin orbital . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 174C.1.2 Estabilidad del haz de iones en el ciclotrn. . . . . . . . . . . . . . . . . 185C.1.3 Problemtica del ciclotrn . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 189C.1.4 Concepto de ciclotrn iscrono . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 193C.1.5 Extraccin del haz de iones del ciclotrn . . . . . . . . . . . . . . . . . . 197C.1.6 Seleccin de la fuente de iones del ciclotrn . . . . . . . . . . . . . . . . 199C.1.7 Seleccin general de ciclotrn iscrono . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 208C.2 ACELERADOR DE IONES LIGEROS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 220ANEXO D CATLOGOSivndice de gurasDOCUMENTO 1: MEMORIA2-1 Esquema bsico de central elctrica de fusin nuclear . . . . . . . . . . . . 62-2 Reaccin nuclear de fusin entre deuterio y tritio . . . . . . . . . . . . . . 82-3 Fenomenologa del dao primario por radiacin . . . . . . . . . . . . . . . . 93-1 Esquema general de equipo instalacin University of Wisconsin-Madison 143-2 Plano de instalacin y recreacin 3D ciclotrn AVF TIARA . . . . . . . . 193-3 Tasas de aumento de generacin de dao, hidrgeno y helio . . . . . . . 225-1 Funciones de dao correspondientes a diferentes radiaciones . . . . . . . 317-1 Conexin propuesta para los diferentes sistemas . . . . . . . . . . . . . . 438-1 Conexin de la fuente primaria con la fuente de iones . . . . . . . . . . . . . 468-2 Molcula de ferroceno y aspecto de muestra slida . . . . . . . . . . . . . 478-3 Fotografa de la fuente de iones Hypernanogan R. . . . . . . . . . . . . . . 518-4 Representacin tridimensional de Cyclone R 70. . . . . . . . . . . . . . . . 548-5 Disposicin de bobinas tipo electroimn en ciclotrn . . . . . . . . . . . . . 558-6 Curvatura del haz debida a un dipolo magntico . . . . . . . . . . . . . . . 588-7 Focalizacin de haz de iones en cuadrupolo magntico . . . . . . . . . . . . 608-8 Disposicin alternada de cuadrupolos magnticos . . . . . . . . . . . . . . . 618-9 Vistas tridimensionales de la Faraday cup . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 668-10 Vistas tridimensionales del medidor de emitancia . . . . . . . . . . . . . . . 669-1 Concepto de degradador tipo cua simple . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 719-2 Concepto de degradador tipo cua doble. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 729-3 Concepto de degradador tipo cua rotativa . . . . . . . . . . . . . . . . . . 73v9-4 Concepto de degradador tipo rotativo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 749-5 Concepto de degradador tipo de reexin . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 759-6 Concepto de degradador tipo turbulento . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 769-7 Concepto denitivo de degradador . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 779-8 Elementos anexos a degradador y conexin . . . . . . . . . . . . . . . . . . 789-9 Porcentaje de iones transmitidos por degradador . . . . . . . . . . . . . . . 80vindice de tablasDOCUMENTO 1: MEMORIA3-1 Relacin de la normativa asociada a los entornos de riesgo . . . . . . . . 163-2 Relacin a nivel mundial de instalaciones de emulacin neutrnica . . . . 193-3 Tasas de aumento de generacin de dao, hidrgeno y helio . . . . . . . 205-1 Relacin de problemas y soluciones de las alternativas . . . . . . . . . . . 316-1 Rangos de penetracin de dao en las diferentes instalaciones actuales . 366-2 Datos de partida del proyecto . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 387-1 Propuesta de sistemas y equipos en el esquema conceptual . . . . . . . . 428-1 Principales especicaciones de la fuente de iones Hypernanogan R. . . . 518-2 Principales especicaciones del dipolo magntico 3474-140. . . . . . . . . . 598-3 Principales especicaciones del cuadrupolo magntico EMQD-02-100-600 . 628-4 Principales consumos elctricos de los equipos de la instalacin . . . . . 68DOCUMENTO 2: ESTUDIO ECONMICO1-1 Costes de fabricacin del ciclotrn . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 921-2 Precios de las lminas de espesores usados en el degradador . . . . . . . . 921-3 Inversin inicial estimada para la instalacin. . . . . . . . . . . . . . . . . 92viiRESUMENLa fusin nuclear, candidata a futura fuente masiva de energa, genera condiciones de ra-diacin neutrnica tan extremas que degradaran las propiedades de los materiales de unreactor, produciendo fallo en servicio. En la actualidad no existen instalaciones que repro-duzcan estas condiciones, y permitan entonces el desarrollo de los materiales de fusin.Este proyecto propone el desarrollo de una instalacin que s las emule. En primer lugarse procedi a justicar la validez de la correlacin entre emulacin y realidad, para des-pus proceder al dimensionamiento de los equipos principales, as como a su evaluacinde costes. La instalacin propuesta permite la emulacin del dao neutrnico a ritmo 6400veces superior al real, pudiendo acelerar iones de hierro a energas de 400 MeV, e irradiarsimultneamente reas de 2,25 cm2. Este proyecto precede a la fase de ingeniera de deta-lle de una instalacin donde pudieran desarrollarse, y certicarse, los futuros materialesde los reactores de fusin nuclear de primera generacin.palabras clave: fusin nuclear, dao por radiacin neutrnica, primera pared, emula-cin de dao, iones pesados, ciclotrn.ABSTRACTNuclear fusion, as a candidate for a energy source in the future, creates an extreme neu-tronradiationenvironmentthatwoulddegradethepropertiesofthereactormaterials,resultinginfailureof theservice. Currentlytherearenofacilitiesthat reproducethenecessaryconditionsforthedevelopmentofnewfusionmaterials. Thepresentprojectproposes the construction of a facility to emulate the neutron radiation damage. Firstly,the validation of the correlation between emulation and real conditions was demonstra-ted, followed by the sizing of the main equipments, and the evaluation of their costs. Theproposed facility allows the reproduction of neutron damage 6400 times faster than realneutron conditions. It accelerates iron ions to 400 MeV and it irradiates 2,25 cm2. This pro-ject allows the development of the detail engineering stage of a facility that could developand certify the nuclear fusion materials of the rst generation power plants.keywords: nuclearfusion, neutronradiationdamage, rst wall, damageemulation,heavy ions, cyclotron.viiiEMULACIN DEL DAO POR RADIACIN DE REACTOR DEFUSIN NUCLEARDOCUMENTO 1: MEMORIA21OBJETIVOS Y ALCANCEEl objetivo del presente proyecto es la propuesta conceptual de una instalacin viable parala emulacin del dao neutrnico, producido en los materiales internos de un reactor defusin nuclear de primera generacin.Esta instalacin debe diferenciarse de otras ya existentes a nivel internacional en cuantoacapacidaddedaoproducido. Deformatal, queresulteatractivaparael ensayodelos nuevos materiales de los futuros reactores de fusin. Conseguir sto requiere alcanzarespesores de penetracin de dao de pocas decenas de micrmetros y reas de irradiacinsuperiores a 1 cm2.El alcance del proyecto queda limitado por varios puntos, a saber, a) la seleccin concep-tual del mtodo de emulacin adecuado, analizando publicaciones realizadas por otrosautores, b) la justicacin terica del mtodo seleccionado, utilizando para ello la com-paracin de daos primarios, reales y simulados, los cuales sern los responsables delos posteriores efectos de la radiacin, c) el dimensionamiento general de los elementosms relevantes, y d) la estimacin grosera de las inversiones necesarias. La no existenciaa nivel internacional de instalaciones con capacidades similares a la propuesta, permitirel libre ajuste del precio de los servicios prestados, a n de obtener el benecio esperado,asegurndose entonces la viabilidad econmica a los inversores.Fuera del alcance del presente proyecto, y paralelamente al mismo, se proponen amplia-ciones para la emulacin del dao tambin producido por intensos campos magnticos,por radiaciones ionizantes, y por la difusin y acumulacin de tomos de hidrgeno y dehelio, todos ellos simultneamente sobre los mismos materiales tratados.Como continuacin al presente proyecto, se propone el dimensionamiento detallado y laestimacin de costes precisa, de cada uno de los elementos que componen la instalacin.32DEFINICIN DEL PROBLEMA TRATADOEl objetivo de este captulo ser identicar, dentro de un contexto global, el problema queel presente proyecto intenta resolver. Por tanto, se pretende comenzar con una breve expo-sicin de los problemas generales de la situacin energtica actual, a nivel internacional,para de esta forma motivar el uso de la energa de fusin nuclear como posible alternativaenergtica, pues se expone como una solucin a estos problemas. Posteriormente, se hacerevista a los principales problemas de la tecnologa de fusin, uno de los cuales, pretendeser abordado en el presente proyecto.2.1 SITUACIN ENERGTICA ACTUALEl borrador CP.15 del reciente tratado climtico de Copenhagen [110] , actualmente no vin-culante para las partes, establece el ritmo de cambio del clima como uno de los cambiosactuales ms importantes a nivel internacional. Segn este borrador, el objetivo del citadotratadoserdisminuirlainuenciaantropognicasobreestecambio.Tambinseex-pone que esta inuencia es debida a la emisin de gases de efecto invernadero, los cualesel futuro tratado intentar disminuir. El acuerdo nal entre las partes, debiera entoncesraticarestadirectriz. Segnelkey world energy statistics 2009[111] , delaInternationalEnergy Agency, el 99,6 % de las emisiones de dixido de carbono en 2007, principal gas deefecto invernadero, fueron debidas a la combustin de petrleo, de gas natural y de carbn.Por otro lado, segn el statistical review of world energy 2009 [112] , de The British PretoleumCompany, la relacin entre capacidad de reservas mundiales y capacidad de produccinanual de petrleo, de gas natural y de carbn, para 2008 se estim en 42, 60 y 122 aos,respectivamente. Suponer constante el ritmo de produccin actual en el futuro, sera unode los mejores escenarios que pudiera tener el mix energtico actual (aunque difcilmentepueda mantenerse, pues es creciente la demanda energtica de los pases con economaemergente, ystanopodrcompensarseconlaecienciaenergticalogradaporlos4pases con economa desarrollada). En cualquier caso, el abastecimiento energtico delos combustibles fsiles puede considerarse como limitado.En2008, el 59,9%delasreservasmundialesdepetrleo, el 60,0%delasdegasna-turalyel4,0%delasdecarbnestabanconcentradasenlazonageogrcaconocidacomo oriente medio [112] . Elevado es el porcentaje de los pases de esta zona que puedenconsiderarse como de inestabilidad poltica, no garantizndose entonces el suministroa futuro, ni a las economas desarrolladas ni a las emergentes. Consecuencia actualde esta distribucin caprichosa es la volatilidad de precios, que aunque el demandantepueda protegerse especulativamente con contratos de futuro, energticamente sigue siendouna deciencia estratgica.El sector elctrico, que es el que nos ocupa, est ampliamente inuenciado por lo anterior-mente expuesto, pues el 68,0 % de su generacin en 2007, fue debida a la combustin delcombustibles fsiles [111] . Se hace necesaria entonces, una modicacin del mix elctricoa largo plazo.2.2 FUSIN NUCLEAR COMO SOLUCIN ENERGTICASe busca posible candidata a fuente masiva de energa, capaz de formar parte del mix elctri-co de nes del siglo XXI. Una alternativa podra ser la energa trmica por fusin nuclear.Dentro de las diferentes reacciones de fusin, la opcin ms viable sera la del deuterio ytritio mediante connamiento magntico, tal y como se indica en el captulo A.1 (pg. 96)del ANEXO A. Este tipo de energa corrige los defectos de los combustibles fsiles, plan-teados en el apartado 2.1 (pg. 3) de este captulo.La fusin no emite gases de efecto invernadero, como se demuestra con la ecuacin A-1 delANEXOA (pg. 95) . En esta ecuacin se observa que el residuo (o subproducto, segnseconsidere)esel istopo-4del helio. Esteelementopuedecomercializarse1, opuede1Aplicaciones del helio podran ser varias, a saber, uso como gas de relleno en elementos otantes, in-mersin acutica, refrigerante, soldadura por arco, tneles de viento, etc.5expulsarse al exterior, pues al ser su forma molecular (He2) menos densa que la de losgasesatmosfricosynoserreactiva(esungasnoble), escapaalasltimascapasdelaatmsfera o incluso al espacio exterior, no constituyendo un gas de efecto invernadero.Esta fuente de energa garantiza la disponibilidad de combustible de fusin durante todaescala temporal humana [23] , pues sus dos elementos necesarios, el deuterio y el litio, seencuentran en gran abundancia. El deuterio se encuentra en el agua del mar en cantidadesaproximadas de 150 ppm en peso. La abundancia del litio es de 65 ppm en peso en la cor-teza terrestre, siendo sus principales menas los minerales lepidolita, petalita, espodumenay ambligonita.La distribucin geogrca del combustible puede considerarse entonces homognea a lolargo de la supercie de nuestro planeta. Se evitara as la incertidumbre en el suministro,as como tambin la volatilidad en los precios.Adicionalmente, la fusin nuclear por connamiento magntico es implcitamente segu-ra en caso de incidente. El combustible es inyectado de forma continua en el reactor, adiferencia de las recargas discretas de los reactores de sin, por lo que se evita la acu-mulacin de grandes cantidades de energa potencial, ya que de lo contrario existira elriesgodeserliberadadeformarepentina. Porotrolado, estatecnologanohaceusode reacciones en cadena, y adems sus parmetros de operacin son muy precisos, por loque cualquier transitorio inesperado disminuira radicalmente la probabilidad de reaccinnuclear, apagndose el reactor, no habiendo riesgo de explosin.Desde el punto de vista de la eciencia energtica, la relacin entre energa generada ymasa de los reactivos en una reaccin nuclear, es del orden del milln de veces superiorque en una reaccin qumica (reaccin caracterstica en la combustin fsil). Como ejem-plo, se obtiene la misma cantidad de energa en un gramo de combustible de fusin queen una tonelada de carbn [23] . No obstante, esta armacin puede llevar a confusin,pues una tasa eciente de reacciones de fusin requiere de la aplicacin externa de ener-ga, principalmenteparacalentarelplasmaalatemperaturaenlaqueseproduzcalaliberacin eciente de sus electrones orbitales. Para la fusin del deuterio y del tritio, esta6temperatura se sita aproximadamente en 100 000 000 K (diez veces superior a la tempe-ratura del ncleo del sol). El proyecto ITER, intentar demostrar que este aporte externode energa puede ser inferior al obtenido por las reacciones de fusin.La argumentacin expuesta previamente permite establecer la fusin nuclear como posi-ble fuente energtica del futuro. La gura 2-1 muestra el esquema bsico de una centralelctricadefusinnucleardeprimerageneracin,DEMO, muysimilaraldecualquierotracentraltrmica. Enellasepuedeapreciarcomounplasmaalimentadopordeute-rio y tritio es connado por la accin de unas bobinas magnticas. Los neutrones y laspartculasenergticasdehelio, procedentesdelareaccindefusin, interaccionanconel intercambiador de calor, cediendo su energa y generando el vapor, que se dirige a laturbina para transformar su energa en energa mecnica. Aunque estas centrales dispo-nen de un almacenamiento primario de tritio, necesario para arrancar el reactor, ste esgeneradocontinuamentemediantelareaccinnucleardelosneutronesconellitiodelmanto reproductor, el cual es inyectado externamente. Finalmente el helio es dirigido haciael fondo del reactor, donde es recogido por el divertor, y se extrae como residuo.bobinasmagnticasmantoreproductorplasmatritiodeuterioheliointercambiadorde calorvaportritiolitiogeneradorde vaporturbinatransformadoragua derefrigeracinFigura propiedad de Fusion for EnergyFigura 2-1: Esquema bsico de central elctrica de fusin nuclear72.3 PROBLEMAS TECNOLGICOS DE LA FUSINSinembargo,aunquelafusinpuedapresentarsecomosolucinalosproblemasener-gticos actuales, su desarrollo cuenta con ciertos problemas tecnolgicos, que limitan laconstruccin del primer reactor comercial. Podemos asociar estos problemas en dos gran-des grupos. En el primero estaran los relativos a la operacin del reactor, y en el segundolos relativos a la durabilidad de la planta.En el primero de los grupos, el principal problema es debido a la elevada temperaturaque necesita alcanzar el combustible. A esta temperatura, el combustible se encuentra enestado de plasma, por lo que su fuerte gradiente trmico con los materiales reactor, obligaa que se evite su contacto material con ninguno de ellos. Conseguir esto requiere del con-namiento del plasma mediante el uso de precisos campos magnticos, teniendo en cuentaque el plasma puede considerarse como un uido turbulento. Por lo que a la dicultadtecnolgica del control preciso de todo uido turbulento, deben aadirse las interaccioneselectromagnticas entre sus partculas. Otros problemas a resolver dentro de este grupo,podran ser los asociados al desarrollo de nuevas tecnologas, como por ejemplo potentessistemas de calentamiento, manipulacin remota, sistemas de diagnstico, etc.En cuanto al grupo de los problemas relativos a la durabilidad de la planta, el principaldeelloseselreferentealamodicacindelaspropiedadesdelosmaterialesduranteoperacin, pues si sobrepasaran ciertos limites produciran fallo en servicio. Los materia-les de un reactor de fusin estn sometidos a las condiciones ms extremas de radiacinneutrnica, de gradientes de temperatura, y de campos magnticos, que puedan existiren cualquier instalacin tecnolgica actual. Su estudio es llevado a cabo en el ANEXO A(pg. 95), sinembargoenlagura2-2puedeapreciarsequeelorigendelaradiacinneutrnica est en la propia reaccin nuclear, pues la fusin del deuterio y del tritio tie-necomoproductosunneutrn, muyenergticode14,1MeV, yunindeheliomuyenergtico tambin, de 3,5 MeV.Sinembargo, aunquesetratedeunatecnologaaltamentecompleja, yconciertospro-blemas tecnolgicos, los actuales proyectos internacionales incentivan la participacin de8deuteriotritioneutrn rpidohelio energticoelevada temperaturaFigura 2-2: Reaccin nuclear de fusin entre deuterio y tritiotodos sus miembros en el desarrollo de cada una de sus fases. Y aunque esta forma degestin no sea eciente, favorece la universalidad de la tecnologa de fusin, facilitandosu futura libre explotacin por todos los pases.2.4 SOLUCIN A PROBLEMA DE LOS MATERIALESLa modicacin de las propiedades de los materiales es debida fundamentalmente al daoprimario provocado por la radiacin neutrnica. En la gura 2-3 se puede apreciar comolos proyectiles, que en este caso seran los neutrones, transmiten su energa a los tomosde la red del material, desplazndolos de sus posiciones de equilibrio. Y estos tomos asu vez desplazaran a otros tomos. El resultado nal es una cascada de desplazamientopor cada uno de los neutrones incidentes, que modicar la red del material, modicandopor ende sus propiedades macroscpicas.La principales propiedades materiales modicadas durante irradiacin pueden ser muydiversas(conslteselatablaA.3-1paramsinformacin). Solucionesparaevitarestasmodicaciones no pasan por la reduccin, o en su caso supresin, de las condiciones ex-tremas de radiacin a las que son sometidos los materiales dentro del reactor, pues soninherentes a la propia tecnologa. Las soluciones a este problema pasaran por el desarro-llo de nuevos materiales, tales que sus propiedades fueran poco sensibles a los hostilesentornos de radiacin. Se tratara entonces de soluciones correctivas, y no preventivas.9pkapkarecoil 1proyectilproyectilpkapkarecoil 1pkaproducto 1producto 2pka producto 1producto 2pkarecoil 2pkapkapkapkaFigura 2-3: Fenomenologa del dao primario por radiacinEn primera aproximacin, las actuales lneas de investigacin [58] apuntan al desarrollode cuatros materiales, como candidatos a formar parte de la primera pared de los reacto-rescomercialesdeprimerageneracin, asaber, a)acerosferrtico-martensticosdebajaactivacin (RAFM), b) aceros RAFM reforzados con dispersiones de xidos (OSD RAFM),c) materiales cermicos compuestos de matriz de SiC y d) aleaciones de volframio, apar-tado A.1.2 (pg. 100) . Todos tienen en comn, una elevada resistencia a la modicacinde sus propiedades en entornos de elevada radiacin. Y ser en ellos, donde se centre eldesarrollo de futuras investigaciones.No obstante, en el caso de aquellos sistemas electrnicos que pudieran ser expuestos a ele-vada irradiacin, como son los de instrumentacin, control o diagnstico, as como otrosdispositivos anes, la solucin debiera tender hacia un carcter ms preventivo, pues laspropiedades de inters de sus materiales ya no son tanto mecnicas sino electromagn-ticas(muchomssensiblesalaradiacin). Entalcaso, lasolucinpodratenderhacialabsquedadesistemasdeproteccinydeaislamiento, tipoescudo. Perolasolucinpreventiva de este caso, queda fuera del alcance del presente proyecto, facilitndose so-lamente la posible solucin correctiva, es decir, el desarrollo de materiales ms resistivos,en cuanto a la propiedad de inters se trate.10El desarrollo de estos nuevos materiales requiere de la reproduccin de las condicionesrealesexistentesenel reactor. Estopuedeserllevadoacabopordosvas, a)ladelasimulacin computacional, y b) la de la experimentacin.En el ANEXO A (pg. 95) , se analiza la viabilidad de la va de la simulacin. Llegando a laconclusin de que la elevada potencia de clculo, requerida para simular con abilidad laconexin entre los efectos de la radiacin y la modicacin de las propiedades macroscpicasde los materiales, la hace inviable, excepto en algunos casos especcos. No ser entonceshastaqueseproduzcael desarrollodetcnicasdecomputacinmspotentesquelasactuales, comoporejemplolacomputacincuntica, cuandoestavapuedaconstituirsecomo fundamental para el desarrollo de materiales bajo condiciones de fuerte radiacin.No obstante, el uso de supercomputadores, en ocasiones permite la conexin entre los efectosde la radiacin y la modicacin de las propiedades macroscpicas, pero siempre limitadoavolmenesmuyreducidosdeestudioyacondicionescongradodehostilidadmuyreducido. Descartaremos entonces esta va en el desarrollo del presente proyecto.La va de la experimentacin, requiere por otro lado, la reproduccin fsica de las condi-ciones del reactor, por lo que puede llegar a ser en ocasiones, una va de elevado costeeconmico. Dentro de sus posibles opciones, la experimentacin dentro del propio reac-tor resultara ser evidentemente la mejor de ellas, desde el punto de vista tcnico, peronodesdeelpuntodevistadelalgica, puesdeberecordarsequelasolucindelpro-blema est en el desarrollo de los materiales del propio reactor, por lo que esta opcinresultara ilgica.No obstante, pueden reproducirse con suciente exactitud las condiciones fsicas del reac-tor por otros mtodos, como por ejemplo mediante el bombardeo de un haz de deuteronessobre un blanco de litio. De esta forma se producen reacciones nucleares de fusin, simi-lares a las producidas en los reactores, en las que se generan neutrones de alta energa.Pero existe diferencia entre el espectro neutrnico de este mtodo y el caracterstico deun reactor de fusin, siendo el primero de ellos mucho ms energtico, por lo que podraacelerarse entonces la tasa de produccin del dao. En la actualidad existe un proyecto en11desarrollo de una instalacin de este tipo, conocida como IFMIF [24]. Tomaremos entoncesla experimentacin como la va adecuada para el desarrollo de los materiales de fusin.2.5 DONDE SE SITA EL PRESENTE PROYECTOPodra suponerse que los reactores nucleares de sin, pudieran constituir un escenariopara la experimentacin comentada en el apartado anterior, pues en ellos existe una in-tensa radiacin neutrnica. Pero aunque este ujo de neutrones es incluso superior al deunreactordefusin,esmuchomenosenergtico[55] ,porloquenoseconseguiralaadecuada reproduccin de dao.En adelante, consideraremos que las nicas condiciones hostiles del reactor de fusin, sonlas debidas radiacin neutrnica, y por tanto, sta ser la nica que consideraremos parael desarrollo del presente proyecto. Ignoraremos por tanto, las condiciones de alto campomagntico y las de radiacin ionizante (producidas por el connamiento magntico y porla partculas que se escapan del plasma), que se trasladaran a estudios fuera de los lmitesdel alcance del presente proyecto, tal y como se anticip en el captulo 1 (pg. 2) .El desarrollo de la instalacin IFMIF, comentado en el apartado 2.4 (pg. 8) , es prcti-camente paralelo al del reactor experimental ITER, tanto en plazos de construccin comode operacin. Comenzando la operacin de ambos, no antes del ao 2017 [24] . Entonces,tanto IFMIF como ITER, pueden considerarse fases previas al desarrollo del primer proto-tipo de central elctrica de fusin nuclear, DEMO, dentro del programa internacional dedesarrollo de la energa de fusin como fuente energtica.Por otro lado, el coste total del desarrollo del proyecto IFMIF, resulta ser excesivamenteelevado, pues se estima en 910 MUSD [25].Por tanto, aunque la reproduccin del dao material con este proyecto sea tcnicamentela mejor de las opciones [26] , se presenta interesante la proposicin de una opcin alter-nativa, que aunque no permita la reproduccin exacta, si permita una emulacin del daode la radiacin neutrnica, pero cuya aplicacin en un proyecto no requiriera de largosperiodos de construccin, ni de costes tan elevados como los de IFMIF. Es entonces en la12emulacin del dao neutrnico, y no en la reproduccin del dao real, donde se sita elpresente proyecto.Como conclusin al presente captulo, el autor quisiera hacer nuevamente nfasis de laelevada importancia que tiene el uso de los materiales adecuados en un reactor nuclear.Pues como se ha comentado anteriormente, estn sometidos a las condiciones ms hostilesa las que se haya sometido un material en un reactor actual de cualquier tipo, pudiendoenalgunosparmetrossersimularesalasdelsol. Motivoporelcual, enlaactualidadnoexistenmaterialesquepuedanmantenerlasespecicacionesqueel sistemaal quepertenezcanlessolicite. Producindoseencualquiercasofallo, quedependiendodelaimportancia del sistema podra poner en peligro tanto la operatividad de la central elc-trica,ascomotambinsuseguridad.Evidentementesededuceelbenecioeconmicoque tiene asociado la correcta seleccin de materiales.133ANTECEDENTESLaopcinalternativadeemulacindeldaoneutrnico, anticipadaenelapartado2.5(pg. 11) , consiste en el uso de partculas alternativas a los neutrones. En el campo deestudio de los materiales para fusin, esta alternativa puede dividirse en dos, a saber, a) eluso de protones de alta energa [27], y b) el uso de iones pesados de alta energa [28]. Enel captulo 5 (pg. 29) , se procede a realizar la seleccin entre ambas alternativas, peropara facilitar el desarrollo de este captulo, y as poder establecer los condicionantes delpresente proyecto, se hace necesario anticipar que la opcin b) ser la seleccionada.3.1 MTODOS DE EMULACINLas alternativas experimentales existentes para la emulacin del dao neutrnico consis-tenenel empleodeotrotipoderadiaciones. Deestaformalosdesplazamientos, queprovocan los neutrones al interaccionar con los tomos del material, son provocados porotro tipo de partculas. Estas partculas pueden ser protones o iones pesados.En el ANEXO B (pg. 154) se demuestra la validez terica de la emulacin con iones pesa-dos, pero su desarrollo puede extrapolarse a los iones ligeros, y en consecuencia tambin alos protones (iones del hidrgeno). Avalan este desarrollo los estudios de C. Abromeit [39]y de D. J. Marzey [40] . Por lo que la validez de las alternativas queda demostrada teri-camente.Porotrolado,lostrabajosdeG.S.Was[38] demuestranlavalidezexperimentaldelaemulacin con protones. Y los de H. Vernon [41] para el caso de los iones pesados.Una vez planteadas las alternativas para la emulacin del dao neutrnico, se propone laseleccin de la alternativa que mejor se adapte a las necesidades del proyecto.143.2 TECNOLOGA DE REFERENCIAUna vez seleccionado el tipo de partculas con que emular el dao, debe proponerse unesquema general, que dena los principales equipos con que debiera contar una instala-cin que proceda a la emulacin de dicho dao. Por ello, en el presente apartado, se hacerevista del esquema bsico general utilizado por otras instalaciones similares, y ya ser enel captulo 7 (pg. 39) , donde se ajust este esquema a nuestros requisitos particulares.En la gura 3-1, puede apreciarse el esquema bsico general de equipos, utilizado por laantigua instalacin de la University of Wisconsin-Madison [29] . La nalidad que motiveldesarrollodeestainstalacin, fueelestudiodelaemulacindedaoneutrnicoenmateriales, mediante el uso de iones pesados. Motivo por el cual, este esquema constituyeun buen punto de partida terico para la propuesta del esquema de nuestra instalacin.fuenteiones pesadosfuenteiones ligeroshaz ionesbaja energaaceleradoracondicionamientodel hazalto voltajehaz ionesalta energaelementos deguiadohaz ionesa muestra materialdiagnsticodel hazFigura tomada de H. Vernon Smith [29]Figura 3-1: Esquema general de equipo instalacin University of Wisconsin-MadisonEn esta gura pueden identicarse siete sistemas principales, a saber, a) de inyeccin delhazdeiones, formadoporlasfuentesdeiones, tantopesadoscomoligeros, quesernel origen de las partculas con las que producir el dao, b) de aceleracin del haz, cuyoprincipal elemento es el acelerador lineal, encargado de aumentar la energa cintica delas partculas, c) de acondicionamiento del haz, encargado de ajustar ciertos parmetrosdel haz de partculas, como por ejemplo la emitancia y la carga elctrica de sus partculas,d) de guiado y focalizacin del haz, necesarios para que el haz de partculas incida sobrela zona deseada, e) de diagnstico del haz, para controlar el estado de los parmetros, f) deirradiacin de muestras, compuesto por los equipos que albergan las muestras irradiadas15y que permiten la realizacin de ensayos de propiedades, y g) de equipos auxiliares, queaunque no aparezca en la gura, se considera imprescindible como por ejemplo para elsuministro elctrico, vaco y refrigeracin.3.3 NORMATIVA Y ESTNDARESEn este apartado, se expone la normativa, que a juicio del autor, es de obligatorio cumpli-miento para la segura operacin de la instalacin propuesta, y que por tanto condiciona eldesarrollo del presente proyecto. No citaremos normativa alguna referente a los equiposindividuales, pues se supone que los suministradores han obtenido los certicados corres-pondientes en materia de seguridad. Tampoco se har referencia a normativa en cuantoamontajeypuestaapuntodeestosequipos, puesnotienecabidaenelalcancedelpresente proyecto. Por otro lado, se exponen algunas normas, que an no siendo de obli-gatoriocumplimiento,susrecomendacionespermitenadoptarmtodosestandarizados,como prueba de buenas prcticas.3.3.1 DE OBLIGATORIO CUMPLIMIENTOSi la propuesta de instalacin de este proyecto llegara a materializarse, constituira una delas pocas instalaciones de iones pesados de nuestro pas, as como la nica diseada paraemular el dao neutrnico, por lo que hara uso haces de iones intensamente energticos,distancindose cuantitativamente de las ya existentes, en cuanto a condiciones hostiles setratara. Motivo por el cual, no existe normativa alguna a la que podamos ceirnos parasu propuesta de diseo.Como ya se ha comentado, tampoco citaremos normativa alguna referente al diseo deningn equipo individual, pues se supone que su adquisicin sera llave en mano, y ascomo tambin se supone la validez de su homologacin y certicado. Y aunque esto nosera aplicable al elemento denominado como degradador (captulo 9 (pg. 70) ), ya que noexiste comercialmente, su simple diseo no requerira de ninguna certicacin especial.16Sin embargo, s es necesaria la adaptacin general de la instalacin a la normativa vigen-te, en aras de conseguir las adecuadas condiciones de seguridad para su personal. Estascondiciones de seguridad deben proporcionar proteccin frente a diversos entornos hos-tilesexistentesenlainstalacin, asaber, a)entornoderiesgoradiactivo, b)entornoderiesgo elctrico, c) entorno de riego magntico, d) entorno de riesgo de alta temperaturaye)entornoderiegodealtapresindevaco, algunospresentesenmayorintensidadque otros.Laproteccindel trabajador frenteaestosentornosrequieredel cumplimientodelaLey31/1995sobrePrevencindeRiesgosLaborales[1] . Noobstante, latabla3-1exponeuna relacin de la diferente normativa particular asociada a cada uno de los entornos deriesgo, y que su cumplimiento asegurara las condiciones de seguridad requeridas.Tabla 3-1: Relacin de la normativa asociada a los entornos de riesgoEntorno de riesgo Normativa a aplicarRadiacin R. D. 783/2001 [2]Elctrico R. D. 614/2001 [3]Magntico R. D. 1066/2001 [4]Temperatura R. D. 1215/1997 [5]Presin R. D. 2060/2008 [6]Datos tomados de legislacin espaola y del Boletn Ocial del EstadoLa capacidad que tiene el entorno radiactivo, generalmente de trasladar su inuencia msall de los lmites de accin de otros entornos, le convierte en un caso particular. Esto hace,que no solamente sea necesaria que la instalacin se ajuste a la normativa correspondienteen materia de proteccin radiactiva, sino que adems sea necesario su licenciamiento einspeccin, por parte de un organismo gubernamental competente, el Consejo de SeguridadNuclear en el caso de Espaa.Entoncesenarasdel Real Decreto1836/1999[7] , quefuemodicadoporel Real De-creto 35/2008 [8] , para nuestra instalacin debiera realizarse el correspondiente estudioradiactivo, para comprobar si a efectos del citado reglamento, pudiera quedarse exentade considerarse como instalacin radiactiva. En caso que si fuera considerada como tal, de-biera requerir de una autorizacin de funcionamiento y de una declaracin de clausura,17pues se trata de una instalacin radiactiva con nes cientcos. As como tambin requerirade inspecciones peridicas, y de licencias y acreditaciones para su personal.3.3.2 RECOMENDACIONES DE BUENAS PRCTICASLa no existencia de instalaciones para emulacin de dao neutrnico en nuestro pas, nohapermitidoeldesarrollodelegislacinalgunaqueregulesudiseo. Noobstante, serecomienda el seguimiento de parte de la norma ASTM E 521 96 [10]. Esta norma raticaelobjetodenuestroproyecto, queeseldelainvestigacindelosefectos de la radiacinneutrnica sobre las propiedades de los materiales para fusin mediante la emulacin conradiacin inica. Pero lamentable, la diversidad de alternativas de diseo, no ha permitidoque la norma se decante por la seleccin de ninguna de ellas, solamente especicando lanecesidad de un acelerador de iones, y centrando su atencin en los mtodos de clculoparalaevaluacindedaoproducidoenmuestrasyairradiadas, metodologaadopta-da para justicar la validez de nuestra demostracin de validez terica en el ANEXOB(pg. 154) . Se puede citar que esta norma tambin hace referencia a la preparacin demuestras, previa irradiacin, como tambin al posterior anlisis de ellas una vez irradia-das; pero el alcance del presente proyecto no comprende la denicin de los experimentosque puedan ser llevados a cabo en la instalacin que propone. Finalmente, comentar quelos valores de la energa de desplazamiento, de los elementos atmicos de inters de nues-trainstalacin, yqueseutilizanenlassimulacionescomputacionalesrealizadasenelANEXO B (pg. 154) , son los recogidos por la citada norma.Tambin seguiremos la recomendacin establecida por la norma ASTM E 821 96 [11] enmateria de diagnstico del haz de iones, que recomienda el uso de elementos conocidoscomo Faraday cup para la mediada de la intensidad del haz, as como en materia de homo-geneizacin del rea de irradiacin, que recomienda la traslacin del punto de irradiacinpara conseguir mayor homogeneizacin. Comentar que para proyectos ms all del alcan-ce del del presente, esta norma establece tambin recomendaciones sobre aparatos para larealizacin de ensayos mecnicos de muestras ya irradiadas.183.4 INSTALACIONES ACTUALES Y SUS LIMITACIONESHagamos revista de las principales instalaciones a nivel internacional que tienen por ob-jeto, al igual que la nuestra, la emulacin del dao neutrnico en los materiales. De estaforma, podremos identicar similitudes y diferencias entre los objetivos de ellas y los dela nuestra, que nos ayudarn en la denicin de nuestras capacidades.En la tabla 3-2 quedan recogidas estas instalaciones. Algunas de ellas cuentan con variosaceleradores, con capacidad para realizar mltiples irradiaciones simultneas, pero sola-mente se citar aquel que sea ms potente, pues ser el que en mayor medida acelere alos iones, y por tanto ser al que intentemos superar para dar exclusividad a nuestra ins-talacin. La metodologa para identicar la capacidad de aceleracin de cada acelerador,consistir en obtener de la bibliografa existente datos sobre las energas mximas alcanza-das por ellos, as como los estados de carga conseguidos. Estos datos permitirn obtenerlos factores de operacin y de diseo, Ko y Kd respectivamente, de los aceleradores (ecua-ciones C-31 y C-33), que son proporcionales a la energa con que se pueden acelerar dichosiones. Sin embargo, aunqueKdsea caracterstico de los ciclotrones, se adoptar tambinde forma virtual para el resto de los aceleradores, a n poder realizar comparaciones. Ladeterminacin de este factor obedece a la relacin dada por la ecuacin 1, cuyo desarrollopuede consultarse en el ANEXO C (pg. 173) .Kd= (E A) /Z2(1)donde,Kd, es el factor de diseo equivalente del acelerador, en megaelectronvoltios.E, es la energa a la que es acelerada la partcula, en megaelectronvoltios.A, es el nmero de nucleones que posee el ncleo de la partcula, sin dimensiones.Z, es nmero cargas elctricas elementales de partcula acelerada, sin dimensiones.De la tabla 3-2 inferimos que la instalacin que cuenta con mayor factor de diseo, Kd,esTIARA, quedandoelrestolimitadasaunapequeaproduccindedao. Portanto,establecemos los parmetros de la instalacin TIARA como referencia para ser superados19Tabla 3-2: Relacin a nivel mundial de instalaciones de emulacin neutrnicaLab. Pas Acelerador Elem. Energa, Estado de Ref. Kefd,principal en megaelectronvoltios carga,Z en megaelectronvoltiosMSD IND 1,7 MV Tandetron - - - - -HIT JAP 3,75 MV Van der Graa - - - - -DNE JAP 2,0 MV Van de Graa Cu 12010-3+1 [31] 8FSU ALE 3,0 MV Tandetron Xe 390 - [32] -IAE JAP 1,7 MV Tandetron Fe 6,8 +3 [33] 42TIARA JAP K 110 AVF Ciclotrn Ar 460 +13 [34] 109SACLAY JAP 3,0 MV Pelletron Fe 20 +11 [35] 9CARET JAP 1,3 MV HVTEM H 7010-3+1 [36] 0,1Seleccin y adaptacin de datos de Yves Serruys [30]por la instalacin propuesta por el presente proyecto. En la gura 3-2 puede apreciarseuna recreacin artstica del ciclotrn AVF de la instalacin TIARA.ciclotrn AVFfuente de iones ECRPlano y recreacin 3D propiedad de JAEA (Japan Atomic Energy Agency)Figura 3-2: Plano de instalacin y recreacin 3D de ciclotrn AVF de TIARA.203.5 VELOCIDAD DE EMULACINLavelocidadconlaqueseproducelaemulacindel daomaterial repercutedirecta-mente sobre la viabilidad de la instalacin. Por ejemplo, si se proyectara una instalacinque produjera el dao a la misma velocidad que se produce en un reactor, el tiempo deirradiacin debiera ser tan largo como la propia vida til del reactor. Por tanto, se hacenecesario el aumento de esta velocidad de emulacin de dao para nuestra instalacin.Debemos denir por tanto un parmetro que indique dicha velocidad, teniendo en cuentala velocidad con que se producira el dao en un reactor comercial. Lo denominaremostasa de aumento de generacin de dao, . Este parmetro mide la relacin entre la velocidadde dao generado por la instalacin y la que se conseguira en el reactor. Entonces tantomayor sea , mayor ser el nmero de posibles servicios prestados por la instalacin.Asignaremos= 1 al primer prototipo de reactor comercial, DEMO, cuya velocidad deproduccin de dao es de 6,7 dpa/ao (captulo A.4 (pg. 148) del ANEXO A). Entoncessuponiendo que la vida til de un reactor de fusin es del orden de decenas de aos, elvalor de la tasa de aumento de generacin de dao de nuestra instalacin deber ser algunosrdenes de magnitud superior a la unidad.En la tabla 3-3 estn calculados los valores de para diferentes instalaciones que tienenentornos de radiacin neutrnica. Solamente IFMIF y XADS mantienen valores superioresa la unidad, pero mientras que la primera an no est disponible, la segunda es utilizadapara la transmutacin del combustible nuclear quemado de las centrales de sin.Tabla 3-3: Tasas de aumento de generacin de dao, hidrgeno y heliosin dimensionesDEMO IFMIF ESS XADS HFR BOR60 1 0,66-1,81 0,16-0,33 1,25 0,08 0,66H1 0,80-1,94 0,13-0,29 13,10 0,002 0,01He1 0,78-1,88 0,078-0,19 4,13 0,003 0,02Datos tomados de P. Vladimirov [88] y S. SIMAKOV [54]En esta tabla adems pueden apreciarse los parmetrosHyHe. Estos parmetros sonanlogos a la tasa de aumento de generacin de dao, pero no hacen referencia a la gene-21racindedao, sinoalaimplantacindetomosdehidrgenoydehelio, respectiva-mente. El motivo de tener en cuenta estas implantaciones es demostrado en el subapar-tado A.2.1.2 (pg. 109) del ANEXO A, pues los neutrones al interaccionar con la materia,adems de desplazar los tomos de la red, producen la transmutacin de algunos de ellos.Siendo alta la probabilidad de que aparezcan impurezas de hidrgeno y de helio, que mi-graranporel material aumentandolamodicacindesuspropiedades. Esportantorecomendable que en toda instalacin que emule el dao neutrnico mediante iones, seproceda a la implantacin simultnea de tomos de hidrgeno y de helio, pues es muybaja la probabilidad de que los propios iones produzcan dichas transmutaciones.Aunque en el captulo 1 (pg. 2) se estableci la propuesta de un sistema de implantacindeionescomoposibleproyectoparaleloal presente, conobjetodefacilitarsuposibledesarrollo anticiparemos en este apartado los valores que debieran adoptar H y He.Al igual que como se ha hecho con, tomaremos DEMO referencia para asignarH= 1y He= 1. Las tasas de generacin de impurezas en este reactor se situaran en aproxima-damente 275 appm/ao y 75 appm/ao, para el hidrgeno y helio respectivamente, enun material de hierro. Segn el mismo razonamiento que hicimos para , los valores de HyHe para un posible sistema de implantacin debieran ser varios ordenes de magnitudsuperiores a la unidad.En la gura 3-3 estn representados los datos correspondientes a las instalaciones de latabla 3-3, pero adicionalmente se ha aadido una regin en la que debiera operar nuestrainstalacin, y que corresponde a aquellos puntos cuyas tasas de aumento sean superioresa la unidad, es decir, que sean superiores al punto de operacin de DEMO.No obstante no se recomienda total libertad para el establecimiento de los valores deHyHeparaunposiblefuturosistemadeimplantacin. Elloesdebidoaquecomode-muestra K. Farrell [37] , no se mantiene la validez del principio de superposicin en losfenmenos de irradiacin de materiales. Motivo por el cual debe mantenerse constante elratio de produccin de dao y de implantacin en los valores caractersticos de DEMO,22tasa de aumento de generacin dao, 10110010-110-210-310110010-110-210110010-110-2DEMOIFMIFESSXADSHFRBOR60Htasa de aum. de implant. de hidrgeno, Hetasa de aumento de implantacin de helio, regin objetivode nuestrainstalacinIFMIFXADSIFMIFXADS XADSregin objetivode nuestrainstalacinXADS XADSFigura 3-3: Tasas de aumento de generacin de dao, hidrgeno y helioque segn P. Vladimirov [88] se mantienen en valores de 41 y 11 para el hidrgeno y parael helio, respectivamente.234DEFINICIONESacelerador: Instalacinenquepartculassubatmicasconcargaelctrica, comolosprotones y electrones, se aceleran por la accin de campos elctricos y magnticos,que las dota de altas energas (segn la RAE).appm: La unidad appm se reere a nmero de tomos por cada milln de tomos de re-ferencia.calentamiento del plasma: La aplicacin de esta energa puede realizarse mediante eluso de microondas o mediante la aplicacin de un haz de partculas neutras (entin-dase por neutras como de pequea seccin ecaz de interaccin, tanto elctricacomonuclear), tangencialalmovimientodelplasma. Elobjetivoprincipaldelfu-turo reactor experimental ITER ser demostrar que la aplicacin de esta energa esinferior a la energa obtenida por las reacciones nucleares.CAS (nmero): Acrnimo procedente de chemical abstract service. Identicacin num-rica para los compuestos qumicos emitida por la American Chemical Society.ciclotrn: Acelerador de partculas electrosttico tipo orbital, que hace uso de camposmagnticos para el connamiento de partculas cargadas elctricamente en una geo-metradeespiral. Laspartculassonaceleradasrepetidasvecesporlaaccindeuna fuerza de naturaleza electrosttica, que se sita estratgicamente a lo largo desus trayectorias.combustible fusin nuclear: El combustible de una central de fusin no est formadopor deuterio y tritio, sino por deuterio y el istopo-6 del litio. El motivo es que eltritio, anpresenteenel aguadel mar, loestenpequeascantidades, puessutiempo de vida es corto y solamente es regenerado por la interaccin de los rayoscsmicosconloselementosligerosdelosgasesatmosfricos. Motivoporel cualel difcil su concentracin comercial. Sin embargo, puede producirse articialmenteen la reaccin nuclear entre un neutrn y un istopo de litio, tanto el-6 como el 7.24Por tanto, la generacin de tritio se produce en el interior del reactor, y as tambinseevitalamanipulacindeunistoporadiactivo. Enlosreactoresdefusinsepretender usar el istopo-6 del litio, pues el istopo-7 regenera el neutrn incidente,dicultando en el control de su multiplicacin en cadena.computacin cuntica: Posible futuro concepto de computacin, que sustituye el usodelalgicabasadaenunsistemadiscretodeterminista, comoel sistemabinarioaplicado al paso o no de corriente elctrica, por otra basada en un sistema continuonodeterminista, quehaceusodeladistribucindeprobabilidaddelosestadoscunticos de espn de partculas subatmicas. Mientras que en el primero la unidadelemental de informacin (el bit) puede adoptar uno solo de los dos estados posibles,en el segundo, la unidad elemental de informacin (el qubit), puede adoptar ambosestados simultneamente, aumentando entonces la potencia de clculo.connamiento del plasma: La tasa de reacciones nucleares de fusin est condiciona-daporel connamientodesusreactivos, pueslarepulsinelectrostticaimpidela aproximacin requerida para la interaccin nuclear. Las principales tcnicas pa-raconseguirestaaproximacin, sonel connamientoinercial yel connamientomagntico. Laprimeradeellasconsiguelaaproximacindencleosmedianteelaumento de la densidad, con el empleo de lseres distribuidos de forma adecuada.La segunda, no produce los niveles de aproximacin de la primera, pero disminuyelarepulsinelectrosttica, pueseliminaloselectronesorbitalesdelostomosdelcombustible, facilitandolareaccinnuclear. Alestadomaterialproducidoenestaltima tecnologa, se le conoce como plasma.contrato de futuro: Contrato que pospone la materializacin de lo acordado. Se utilizacomoproductodeinversinocomogarantadesuministrodemateriasprimas,jndose el precio al suscribirse, y quedando entonces libre de variaciones debidasa futuras oscilaciones en los diversos mercados de referencia.daoprimario: Daoproducidoenlaredatmicadeunmaterial debidoalairra-diacindepartculas, yqueconsisteenel desplazamientodesustomosdesusposiciones de equilibrio.25degradador: Mecanismoutilizadoparamodicar el espectroenergticodeunhazde partculas.DEMO: Acrnimo procedente de demostration power plant. Futuro primer prototipo dereactor comercial de fusin. Permitir demostrar la viabilidad tecnolgica, de segu-ridad y econmica de una instalacin trmica de generacin elctrica por medio dede la fusin nuclear por connamiento magntico.deuterio y tritio: Deuterio y tritio son el istopo-2 y el istopo-3, respectivamente, delhidrgeno elemental.deutern: El deutern es el in positivo del deuterio.dpa: Acrnimo procedente de displacements per atom. Unidad usada como medida deldao primario, que consiste en la evaluacin del nmero de desplazamientos medioexperimentados por cada tomo de la red de un material sometido a irradiacin.ECRIS: Acrnimo procedente de electron cyclotron resonance ion source. Tcnica emplea-da para la ionizacin de partculas hasta alcanzar elevados estados de carga, cerca-nos a la mitad del nmero de protones de sus ncleos. Hace uso de la ionizacinmediante la interaccin con electrones.efecto apantallamiento: Disminucin total o parcial de la accin de un campo electros-ttico, debida a la aplicacin de otro de accin opuesta, y de alcance similar.efectos de la radiacin: Efecto que tiene la evolucin del dao primario en la modica-cin de la propiedades macroscpicas de los materiales.emitancia: Todalainformacindeunhazdeionespuederecogerseenunespaciosenariodefases, tresdeellascorrespondientesalasposicionesdelaspartculas,y tres a sus momentos lineales. El rea de la proyeccin de este espacio, sobre unsubespacio binario formado por una fase de posicin y su correspondiente fase demomento lineal, se conoce como emitancia.emular: Imitar las acciones de otro procurando igualarlas e incluso excederlas (segnla RAE). Aunque en la literatura consultada, el objeto del presente proyecto amplia-26mente sea denominado como simulacin, el autor ha considerado ms idneo el usodel concepto de emulacin.energanuclear: Fuenteenergticaqueconsisteenelaprovechamientodelaenergatrmica producida en las reacciones nucleares exotrmicas. Generalmente se apro-vecha la energa procedente de las reacciones nucleares de sin y de fusin.estado de carga: Propiedad intrnseca de algunas partculas subatmicas, que condicio-na sus comportamientos ante la presencia de campos electromagnticos, as comotambin la naturaleza de los que propiamente generan.FRENKEL (par): Se trata de aquel par formado por una vacante y un intersticial. Esdecir, el formado por el hueco o vacante que deja un tomo de la red de un materialcuando es desplazado de su posicin de equilibrio, tras recibir energa por la inter-accin con otra partcula, y el propio tomo cuando queda incrustado en dicha redformando un tomo intersticial.fuente masiva de energa: Aquella fuente de energa de la que emanan instalaciones,que con carcter individual, tienen elevado porcentaje de participacin dentro de unmix energtico determinado.fusin nuclear: Reaccin nuclear consistente en la unin de ncleos atmicos, atradospor la interaccin nuclear fuerte existente entre sus hadrones. La fusin de ncleosatmicosdemenormasaqueel del hierro, esexotrmica, mientrasqueencasocontrario es endotrmica.gas noble: Elementos qumicos de despreciable reactividad, y que en condiciones nor-males se encuentran en estado gas monoatmico.gases de efecto invernadero: Gases acumulados en la atmsfera que actan como re-sistencia trmica en la transferencia de calor entre el planeta Tierra y su entorno.IFMIF: Acrnimo procedente de international fusion materials irradiation facility. Futurainstalacin nuclear, diseada para recrear, incluso amplicar, las condiciones neu-27trnicas reales de un futuro reactor comercial de fusin. Con objeto de permitir eldesarrollo y la certicacin de los materiales candidatos a usar en estos reactores.in: tomo o agrupacin de tomos que por prdida o ganancia de uno o ms elec-trones adquiere carga elctrica (segn la RAE).in pesado: Se considera in pesado a aquel in cuyo ncleo tiene mayor masa que elncleo del elemento helio.istopo: Cada uno de los elementos qumicos que poseen el mismo nmero de pro-tones y distinto nmero de neutrones. Todos los isotopos de un elemento ocupanelmismolugarenlatablaperidicayposeenlasmismaspropiedadesqumicas(segn la RAE).ITER: Acrnimoprocedentedeinternational thermonuclear experimental reactor. Futuroreactor experimental de fusin nuclear, que tiene por objeto demostrar que la tecno-loga actual permite obtener energa trmica por medio de la fusin nuclear con unaeciencia superior a la unidad, es decir, se puede obtener ms energa que la queconsume el propio reactor.MIVOC: Acrnimoprocedentedemetal ionsfromvolatileorganiccompounds. Mtodoconsistente en la obtencin de iones de elementos metlicos, mediante la utilizacinde compuestos orgnicos voltiles en las condiciones de ensayo.mixelctrico: Conjuntodefuentesenergticasqueconstituyenel aportedeenergaelctrica a un sistema.mix energtico: Conjunto de fuentes energticas que constituyen el aporte de energaprimaria a un sistema.PKA: Acrnimo procedente de primary knock-on atom. Se trata de aquellos tomos de lared de un material irradiado que reciben directamente la energa de las partculasde la radiacin. Tienen por tanto estos tomos la capacidad de difundir esta energaa los dems tomos de su entorno.28plasma: El plasma puede ser considerado como el cuarto esto de la materia. La ma-teria transforma su estado de gas a plasma cuando la aplicacin de energa cintica(aumentos de temperatura) a los electrones de sus tomos, es suciente como paraque comiencen a liberarse.primerapared: Elementomaterial queestexpuestodirectamentealascondicionesextremas de radiacin de un reactor de fusin nuclear. Tiene por objeto dar soporteestructural al conjunto, adems de servir de escudo protector frente a estas condi-ciones.RECOIL: Se trata de aquellos tomos de la red del material que reciben energa porinteraccinconlosPKA, oconotrostomosRECOIL, del mismomaterial, peronunca directamente de la radiacin.simular: Representar algo, ngiendo o imitando lo que no es (segn la RAE).supercomputadores: Computador basado en un lgica discreta y determinista, con unapotencia de clculo muy superior a los computadores personales.tasa de aumento de generacin de dao: Parmetro denido en el presente proyecto,y que representa la velocidad a la que se reproduce el dao primario producido enlos materiales de un reactor de fusin.tecnologadeconnamientomagntico: Unadelasprincipalesdiferenciasentrelosreactores de fusin de investigacin construidos hasta el momento, es el modo deaplicacindeloscamposmagnticosparaconnamiento. Sondoslastecnologasmsaceptadas, asaber, latecnologaTokamak, ylatecnologaStellerator. Desdeelpunto de vista de eciencia, los reactores Stellerator son ms ecientes que los reac-tores Tokamak, pues aprovechan el campo magntico generado por el propio plasma.Sin embargo, en los Stellerator la estabilidad del plasma es ms difcil de conseguirpor este mismo motivo. Por lo que la tecnologa candidata para el primer prototipode reactor nuclear ser la tecnologa Tokamak295SELECCIN DEL MTODOComo se coment en el apartado 2.5 (pg. 11) , la emulacin del dao neutrnico de unreactor de fusin mediante radiacin neutrnica, incluso ms energtica e intensa (comoen el caso de IFMIF), necesita del desarrollo de una instalacin de complejidad y coste sig-nicativos en relacin con el desarrollo del propio reactor comercial. Motivo por el cual, siel presente proyecto llegara a demostrar la viabilidad de alternativas ms sencillas, menoscostosaseinclusomsverstiles, quedarasobradamentejusticadasupropuestadedesarrollo. En este captulo, intentaremos arrojar algo de luz a esta cuestin.5.1 MTODO SELECCIONADOEl rango de penetracin de los protones en la materia puede ser signicativo, pues su m-nima carga elctrica les permite viajar largas distancias sin interaccionar. Sin embargo losiones pesados depositan, de forma rpida y brusca, grandes cantidades de energa unavez han accedido a un entorno material, quedando entonces muy reducido su poder depenetracin. Por otro lado, la posible generacin de istopos radiactivos, por reaccionesnucleares de los iones pesados con los tomos de la muestra, y de los equipos, puede con-siderarse despreciable para el rango de energa en que podra operar nuestra instalacin(apartado A.2.2 (pg. 111) del ANEXO A), pero no puede hacerse esta suposicin para elcaso de los protones. Estas son las principales diferencias existentes en la interaccin deestas dos partculas con la materia, y que motivarn su seleccin.Elelevadorangodepenetracinesrequisitoindispensableennuestrosobjetivos, puesseraunhandicapdiferenciadorrespectoaotrasinstalacionesexistentes. Porloqueencaso de decantarnos por la emulacin con iones, estos deberan ser acelerados a energasmuy elevadas con objeto de alcanzar mayores penetraciones, necesitndose entonces unpotente acelerador. Ya se ha comentado que los protones no presentan esta limitacin.30Una vez solucionado el problema de la penetracin, nos enfrentamos al problema de laactivacindelosmaterialesdeensayo, ydelosequipos. Losionesnopresentanesteproblema, pero si lo hacen los protones, que aunque un correspondiente estudio debieraraticarlo, existe alta probabilidad de que segn el Real Decreto 1836/1999 [7] (modicadopor el Real Decreto 35/2008 [8]) la instalacin correspondiente fuere declarada instalacinradiactiva, con la correspondiente necesidad de licenciamiento por parte del Consejo de Se-guridad Nuclear. Esta solucin no queda exenta de consecuencias, pues la activacin de lasmuestras dicultara, en gran medida, la realizacin de los ensayos de propiedades pos-teriores a la irradiacin. Siendo necesaria la permanencia de los materiales de ensayo enrecintos estancos, donde su manipulacin se produjera por equipos de control remoto. Noobstante, la disposicin de equipos de ensayo con capacidad de operar durante la irradia-cin (y no slo post-irradiacin) contribuira a solucionar este problema, adems de serotro posible elemento diferenciador de la instalacin, pero seguiran quedando patentesla activacin de los equipos y su deterioro, que afectaran directamente a la operatividadde la instalacin y a su difcil mantenimiento, por tratarse de un entorno radiactivo.La exposicin tabulada en la tabla 5-1 de los problemas que anteceden, as como de susposiblessoluciones, puedeayudarnosavalorarlainuenciarelativadeestosaspectosennuestrainstalacin. Porloquegraciasaestatabladilucidamosquelamejordelasalternativasseralaemulacinconionespesados, puesaunquepresentelimitacinencuanto a su rango de penetracin, sta puede superarse con la seleccin de un potenteacelerador, yademsnocuentaconlosgrandesinconvenientesquepresentasurivalen materia de activacin radiactiva. Incluso, la alternativa del uso de protones tambinrequerira del empleo de un potente acelerador, aunque es cierto que no tan potente comoel de la alternativa elegida. No obstante, vase el uso de la seleccin de un acelerador muypotente como una ventaja, pues permitira una mayor amplitud en cuanto a la irradiacincon diferentes elementos en rangos de energa ms amplios.Sinembargoel autorquiereenfatizar, queindependientementedelaseleccinhecha,fenomenolgicamente la mejor alternativa es la de los protones, pues tienen la capacidaddegenerarimpurezasdehidrgenoydehelioporreaccionesnucleares, al igual quelohacenlosneutronesenlosreactoresdefusin(subapartadoA.2.1.2(pg. 109) del31Tabla 5-1: Relacin de problemas y de sus posibles soluciones en las alternativas para laemulacin del dao neutrnico, mediante iones pesados y protones.Alternativa Elevado rango Baja Potente Necesidad de Problemasde penetracin radiactividad acelerador licenciamiento en operaciniones pesados NO SI SI NO NOprotones SI NO SI SI SIANEXO A). Entonces, para una el emulacin del dao neutrnico, la opcin de los ionespesados debiera completarse con una implantacin simultnea de iones de hidrgeno yhelio, peroesteprocederquedafueradelalcancedelpresenteproyecto, yseestablececomo propuesta de proyecto voluntario en el captulo 1 (pg. 2) .Por otro lado, el dao primario generado por la radiacin neutrnica es fenomenolgica-mentediferentealgeneradoporlaradiacinconionespesados. MotivoporelcualenelcaptuloB.3(pg.162) delANEXOBesnecesarioquesedemuestretericamentelavalidez de uso de la radiacin de iones para emular el dao neutrnico.Comoresumenaestademostracin, enlagura5-1semuestranlasfuncionesdedaocorrespondientes a la radiacin neutrnica y a la inica, que como se comenta en el cap-tulo A.4 (pg. 148) del ANEXO A constituyen la mejor forma de evaluacin terica del daoprimario.W(T)Energa del PKA [MeV]00,20,40,60,8110-310-210-11primera paredmanto reproductor (Fe)Figura 5-1: Funciones de dao correspondientes a diferentes radiaciones.325.2 DESCRIPCIN DE LA EMULACINEl dao producido por la radiacin neutrnica, de un reactor de fusin, en los materiales,tiene origen en la absorcin de la energa del haz por parte de los tomos de la red. Estatransferencia de energa, se traduce en el desplazamiento de los tomos de su posicin deequilibrio. Estos tomos desplazados pueden tener suciente energa como para emigrarms all de su posicin inicial, transriendo de la misma forma que la recibieron, la ener-ga a otros tomos de la red. Finalmente, estos tomos alcanzarn una nueva posicin deequilibrio, que en la mayora de los casos ser completamente diferente a la que tenanoriginalmente, aumentandosiemprelaentropadelsistema. Entonces, porejemplo, unmaterialconestructuracristalinatenderatenerunaestructuraamorfa. Laocurrenciadesucesivosdesplazamientos, setraducirenlamodicacindelaspropiedadesma-croscpicas de los materiales en servicio, pudiendo producir fallo, en funcin del gradode sensibilidad que tenga la propiedad de inters ante la radiacin. Puede consultarse elANEXO A (pg. 95) para ms informacin.Nuestra instalacin emular este dao, produciendo los citados desplazamientos atmicoscon el bombardeo de iones pesados. Es cierto que la naturaleza de un in pesado y de unneutrn son completamente diferentes, por lo que el dao que causarn tambin lo ser.Laprobabilidaddeinteraccindeunneutrnconlostomosdelareddeunmateriales relativamente baja, debido a que su ausencia de carga elctrica solamente le permiteinteraccionar cuando su aproximacin a otras partculas es suciente como para que actelainteraccinnuclearfuerte. Ademssupequeotamaocomparadoconeldetomoacenta lo antedicho. Si los parmetros geomtricos de la interaccin son favorables, comopara que la trayectoria del neutrn sea prxima a la posicin de la partcula, con la que vaa interaccionar, el efecto de la interaccin fuerte ir aumentando tanto ms se aproximenambas partculas, pudiendo llegar a producirse reaccin nuclear. Pero en caso contrario deparmetros no favorables, la interaccin nuclear simplemente modicar la trayectoria delproyectil en un pequeo ngulo, y por el principio de accin-reaccin, el ncleo atmicorecibir slo una pequea parte de la energa del neutrn incidente. Esta energa recibidapuedesersuperioralaenergapotencial deenlacequemantieneel tomoenlared,33pudiendollegarentoncesadesplazarlo. Encasodenodesplazamiento, vibracionesentornoalaposicindeequilibriosonlasencargadasdedisiparlaenergarecibidaenforma de calor. Desde el punto de vista del neutrn, ste slo habr perdido una pequeafraccin de su energa en la interaccin. Entonces el trayecto de neutrn puede resumirseen la deposicin distanciada de pequeas cantidades de energa, de forma uniforme, a lolargo de toda su trayectoria. Por tanto, puede asumirse que la radiacin neutrnica tieneun alto grado de penetracin, produciendo de forma homognea dao a lo largo de todasu trayectoria.Sin embargo, en el caso de los iones pesados, la carga elctrica efectiva es signicativa.Esto es debido a que cuando un in se desplaza por un medio material con elevada ener-ga cintica, se reduce el efecto apantallamiento originado inicialmente por sus electronesorbitalessobrelacargaelctricadelosprotonesdel ncleo. Puestoquelainteraccinelectromagnticaesdelargoalcance, losionesinteraccionanfcilmenteconlascargaselctricas de la red. En primer lugar, la carga efectiva positiva de los iones (debida a lareduccin del efecto apantallamiento) es atrada por los electrones orbitales de los tomosde la red. En esta etapa, son los electrones de la red los que reciben la energa del in,pero como como no pueden adquirir un momento cintico elevado (su masa es muy re-ducida), disipan la energa recibida en forma de calor, y no desplazando a otros tomosde la red. Cuando los electrones de la red han recibido suciente energa de in, comopara frenarlo en demasa, se produce la aproximacin de ste hacia los tomos de la red.Es entonces cuando su carga efectiva positiva comienza a interactuar con las cargas po-sitivasdelosncleosdelared, yesenestaetapacuandoseproducelatransferenciade grandes cantidades relativas de energa hacia los ncleos de la red. Puede resumirseentonces que los iones inicialmente depositan de forma continua gran parte de su energaa los electrones de la red, pero esta deposicin no se traduce en dao por desplazamientosino que es disipada en forma de calor o de ionizacin, y es cuando han sido frenadosen demasa, cuando transeren la energa que les queda a los ncleos atmicos, pudien-do desplazarlos. Sin embargo, el largo alcance de la interaccin electromagntica no lespermite penetrar grandes distancias cuando transferan energa a los electrones, y menosan cuando lo hacen a los ncleos atmicos, pues su energa cintica total se ha visto ya34muy mermada. Por lo tanto, se puede asumir que el dao por desplazamiento producidopor la radiacin con iones pesados ocurre a muy poca penetracin, y adems de formalocalizada. En el prrafo anterior no se mencion la interaccin de los neutrones con loselectrones, pues la nica interaccin que puede ocurrir entre ellos es la colisin directa,que geomtricamente es poco probable.Segn lo expuesto anteriormente, la correlacin entre el dao neutrnico y el dao poriones pesados monoenergticos, consiste en la correspondencia entre la estrecha regin dedao producida por los iones y la correspondiente regin de dao de los neutrones. Estolimita en demasa el estudio de la modicacin de de las propiedades macroscpicas, pueslos ensayos deben realizarse sobre zonas de dao de muy pequeo espesor, que adems dedicultar tecnolgicamente su realizacin, pueden ser muy inuenciadas por los cercanosfenmenosdesupercieydecontactodefases(entrezonasdematerialdaadasynodaadas), lo cuales podran desvirtuar los resultados de los citados ensayos.Por el contrario, es objetivo de nuestra instalacin alcanzar elevados grados de penetra-cin de dao, por lo que se propone un mtodo para conseguirlo. Bsicamente consisteen la irradiacin de las muestras con iones de diferentes energas, que de esta forma pro-duciran dao en diferentes zonas a distinta penetracin. El conjunto de todas estas zonaspodra entonces correlacionarse con una zona de dao neutrnico mayor.Segn los resultados de K. Farrell [37] , estas radiaciones de iones pesados de diferentesenergasdebieranrealizarsedeformasimultnea, puesel principiodesuperposicinnotiene validez en los fenmenos de produccin de dao. Pero la excepcin aparece en elcaso que nos ocupa, pues la produccin de dao ocurre en diferentes zonas, a distintasprofundidades, y los electrones que son excitados en todas ellas vuelven a sus posicionesde equilibrio, disipando en forma de calor la energa que recibieron. Adems, desaparecenlos fenmenos de contacto entre fases, siempre y cuando se consiga la homogeneidad enlas diferentes zonas de dao.Unadescripcindetallada, yjusticadadetodoloexpuesto, pudeencontrarseenelANEXO A y en el ANEXO B.356CLCULOSEn este captulo se pretenden realizar los clculos para establecer los datos de partida quepuedan servir para el desarrollo de una propuesta de instalacin de emulacin de dao.Estos datos de partida emanarn de las caractersticas del dao que se desea producir enla muestra de material irradiado.6.1 ENERGA MXIMA DE LOS IONESEn primer lugar debe establecerse la mxima energa de los iones con los que irradiaremoslas muestras materiales, para ello debe denirse el rango de penetracin deseado para eldao. Comoyasehacomentado, esterangodebesersuperioral alcanzadoenotrasinstalaciones similares de emulacin de dao para mejorar la calidad de los ensayos depropiedadesrealizadosydisminuirlainuenciadelosefectosdesupercie. Porotrolado, la consecucin de este objetivo aportara un elemento diferenciador para una posibleinstalacin. Por tanto, hagamos revista de los rangos de penetracin de otras instalaciones.Tomaremos como referencia la irradiacin con tomos de hierro sobre una muestra purade hierro, puesto que se justica el uso de este elemento en el apartado A.1.2 (pg. 100)del ANEXOA. Estostomosseranaceleradosporunhipotticociclotrndefactordediseo efectivo Kefd, con los valores tomados de la tabla 3-2 para cada una de las instala-ciones tratadas. Estos valores pueden ser introducidos en la ecuacin 1, suponiendo comoejemplo carga elctrica de +12 para los iones, y de esta forma estimar las energas cinti-cas mximas que alcanzaran hipotticos iones de hierro en dichas instalaciones. Entoncesconlosdatosdelasenergas, nosencontramosenladisposicindepoderrealizarlascorrespondientes simulaciones de dao, a n de poder determinar los buscados rangosde penetracin, utilizando para ello el cdigo TRIM (subapartado A.3.2.3 (pg. 141) deANEXO A). En la tabla 6-1 se recogen los resultados obtenidos.36Tabla 6-1: Rangos de penetracin del dao debido a cticias radiacio-nes de hierro +12, en las diversas instalaciones actuales.Instalacin Energa, Penetracin,en megaelectronvoltios en micrmetrosDNE 21 3,14IAE 108 8,32TIARA 280 19,02SACLAY 23 3,29CARET 0,26 0,09Hipottico 1 300 20,40Hipottico 2 325 22,16Hipottico 3 350 23,97Hipottico 4 375 25,83Hipottico 5 400 27,73Enestatablalosrangosdepenetracinnoindicanrealmenteelmximopoderdepe-netracin de cada instalacin, pues aumentando el estado de carga de los iones, stos sonacelerados a mayor energa en un ciclotrn, y por consiguiente tambin aumenta el corres-pondienterangodepenetracin. Entoncesestosvaloressolamenteindicanelpoderdepenetracin relativo a una radiacin del istopos-56 de hierro con estados de carga de 12+,conobjetodequepuedanrealizarsecomparaciones. Conestesupuesto, lamayorpro-fundidad se consigue en la instalacin TIARA con una penetracin de 20 m. Este valordebiera ser superado por nuestra instalacin, en al menos 10m ms. En la misma ta-bla, tambinsehancalculadolosvaloresdepenetracinparahipotticasirradiacionesde hierro. En primera aproximacin, la radiacin con iones de hierro de 400 MeV podraser suciente, pues el dao alcanzara una profundidad de 27,73 m, e intentar conseguirmayor energa encarecera en demasa el coste del acelerador. Tomemos este valor comoobjetivo a conseguir, y ms adelante con el estudio econmico, el posible inversor podrdecidir, en funcin del coste del acelerador, si sera rentable aumentar la penetracin laenerga de aceleracin y por tanto la penetracin.376.2 MNIMO DAO MATERIALEn el ANEXOA (pg. 95) , se establece adoptar como valor tpico de tasa de dao pordesplazamiento, en el hierro de la primera pared de un prototipo de reactor comercial defusin, el valor de 6,7 dpa/ao. Para poder reproducir este dao sobre el mismo material,enel apartadoB.4.1(pg. 167) del ANEXOBseestableceunmtododeclculoparadeterminar el ujo de iones necesario. Los clculos llevados a cabo determinan un ujode 6,1 108iones/(scm2) de tomos de hierro de 400 MeV.En cualquier caso, el valor del ujo nal de iones de una posible instalacin de emulacin,deber superar este valor en varios rdenes de magnitud si nalmente se desea reproducirel dao a una tasa mayor que la real, lo cual redundara positivamente en el nmero deservicios prestados por la instalacin. Evaluaremos esta relacin de tasas, real y emulada,mediante el parmetro tasa de aumento de generacin de dao , ya introducido en captulosanteriores, y que por tanto deber ser mayor que la unidad.6.3 SUPERFICIE DE IRRADIACINEn el subapartado C.1.6.2 (pg. 205) del ANEXO C, con la nalidad de facilitar la mani-pulacin de las muestras, as como tambin de mejorar la aproximacin de la emulacina la realidad, se propone irradiar la mayor supercie posible de las muestras. Para ello,ese anexo establece un rea mnima de 2,25 cm2de irradiacin sobre las muestras.6.4 HAZ MULTIENERGTICOEn el apartado B.4.2 (pg. 170) del ANEXO B se establece la necesidad de irradiar con unhaz formado por iones de diferentes energas, para de esta forma conseguir la homoge-neidad del dao producido a lo largo de todo el rango de penetracin de la radiacin enla muestra. Por tanto se propone la irradiacin con haces de iones multienergticos, conenerga comprendidas entre 0 y 400 MeV.386.5 PARMETROS GENERALESEnlatabla6-2serecogenlosparmetrosgeneralesparalainstalacinpropuestaporel presenteproyecto. Tomaremoscomoreferencialairradiacincontomosdehierrode 400MeV, para conseguir tasas de dao superiores a 6,7dpa/ao a una penetracinmximade27,73menlamuestra. Paraelloharemosusodeujosdeionessuperio-resa6,1 108iones/(scm2)sobrereasdeirradiacinde2,25cm2.Portantolatasadeaumento de generacin de dao deber ser muy superior a la unidad.Conviene por otro lado demostrar, que aunque aparentemente el ujo de tomos de laradiacin parezca elevado, lo es slo en apariencia. Y por tanto, se descarta la posibilidadde que la nal implantacin de estos tomos en la muestra pueda desvirtuar la emula-cin, y en especial si las partculas de la radiacin y las de la muestra no son del mismoelemento. En efecto, la densidad del hierro es de 8,5 1022tomos/cm3, por lo que el n-mero de tomos que existen en una supercie de 1 cm1 cm sera de 8,5 1022tomos.Comparando este valor con el ujo de la irradiacin mnimo, 6,1 108iones/(scm2), se de-muestra que para que ambos alcancen el mismo orden sera necesario irradiar la muestradurante 1014s, que equivalen a 3 000 000aos. Este clculo sera el referente a una tasade aumento de generacin de daodevalorunidad, peroinclusosuponiendounvalordeeste parmetro de 10 000, el nmero de aos sera de 300, igualmente elevado. Entoncesse demuestra la validez de la suposicin de no importante contaminacin de la muestrapor la implantacin de las partculas causantes del dao.Tabla 6-2: Datos de partida para el desarrollo del proyectoDato inicial ValorElemento de referencia hierroEnerga mxima 400 MeVMxima penetracin de hierro en hierro 27,73 mMnimo dao a producir 6,7 dpa/aoMnimo ujo del haz 6,1 108iones/(scm2)Mnima rea de irradiacin 2,25 cm2Degradacin del haz Entre 0 y 400 MeVTasa de aumento de dao >1397PROPUESTA DE INSTALACINEnestecaptuloprocederemosaladescripcinconceptualdelossistemas,yenconse-cuencia de sus equipos, con los que debiera contar nuestra una instalacin de emulacinquepretendaconseguirlosobjetivosyaespecicados. Comoyasehacomentadoante-riormente, lanicanormaexistenteenlaactualidadyquepudieraproponerenciertamedida un esquema general para este tipo de instalaciones de irradiacin material, es lanorma ASTM E 521 96 [10] . Pero lamentablemente, esta norma centra ms su atencinen la fase de experimentacin de irradiacin de materiales que en el diseo de la propiainstalacin. Por otro lado, la bibliografa referente al desarrollo de otras instalaciones, espoco detallada, lo que nos pudiera dar la impresin de un claro ocultismo tecnolgicoen esta materia.7.1 SISTEMAS PRINCIPALESCon la informacin disponible, podramos proponer en primer lugar, el desarrollo de unsistema de inyeccin de iones. El cul estara a su vez, formado por dos subsistemas.El primero de ellos producira la generacin propiamente dicha, de los tomos que vanaionizarseodirectamentedelosiones, perosiempreconunreducidoestadodecargaelctrica. Existen diversos equipos y mtodos para alcanzar este cometido, pero en generallos denominaremos fuentes primarias de partculas.Una vez los iones han sido generados, deben ser acondicionados, concretamente con elaumento de sus estados de carga (para facilitar su posterior aceleracin), hasta alcanzar elestablecido por los parmetros de operacin. Esta tarea es llevada a cabo por el segundodelossubsistemas, eldeacondicionamientoinicoprimario. Losequiposquellevanacabo esta tarea confusamente suelen denominarse fuentes de iones, pues suelen obviar elmtodo de generacin primaria de partculas.40El conjunto de ambos subsistemas debiera permitir la regulacin de la tasa de iones porunidad de tiempo, que caracterizar al haz nal. Esta regulacin puede llevarse a cabo,bien en la fuente primaria de partculas aumentando el poder de la fuerza que ocasionala generacin de ellas (ser de diferente naturaleza segn la tcnica usada), o bien en lafuente de iones, regulando la tasa de extraccin (limitada por la tasa de ionizacin). En elapartado 8.1 (pg. 44) se analiza esta cuestin ms en detalle.Una vez disponemos de una determinada tasa de iones por unidad de tiempo, y ademscontinua, pues se supone rgimen permanente, stos debieran ser inyectados al sistemade aceleracin. Este sistema les proporcionar la energa necesaria, establecida por los pa-rmetros de operacin, y que es funcin de la penetracin del dao que se desea producir.Esta tarea de aceleracin es llevada a cabo por los aceleradores. Por otro lado, este sistemadebe procurar la menor prdida y mayor homogeneizacin de partculas extradas posible.El haz de iones energticos debe ser redirigido hacia la muestra material con que se estensayando. Esta labor es tarea del sistema de guiado de haz, cuyo objetivo no solamen-te es el adaptar la instalacin a las exigencias geomtricas del edicio que la contenga,sino tambin la de corregir la tolerancia admitida en el ngulo de extraccin del haz delacelerador. Los equipos que llevan a cabo esta funcin, son los dipolos magnticos.Como ya se ha comentado, es necesaria la obtencin de un haz de iones multienergtico.Los aceleradores actuales no son capaces de producir haces con estas caractersticas, porlo que para ello debe procederse a la degradacin energtica de los iones del haz. Estoseproduceenel sistemadedegradacindehaz, conunequipoquedenominaremosdegradador. Se trata del nico equipo que no estara disponible comercialmente, por lo quedebemos proponer su diseo conceptual.Porotrolado, debecontrolarseel readelasuperciedeirradiacindel hazsobrelamuestra, con objeto de concentrar el dao deseado sobre una determinada regin. De locontrario, el dao producido podra ser superior o inferior al estimado. Para llevar a caboesta tarea, el haz debiera atravesar un nuevo sistema, que lo expanda o lo contraiga en suseccin. Este es el sistema de focalizacin, y los equipos utilizados son los cuadrupolos.41Una vez dispusiramos de los iones que impactaran sobre la muestra material, stos de-bieran ser nuevamente acondicionados, por el que hemos denominado sistema de acon-dicionamientoinicosecundario. Esteacondicionamiento, aligualqueelanterior, pro-duciralamodicacindelestado de cargadelosiones, peroenestecasoreducindolohasta alcanzar su neutralizacin. El equipo encargado de ello se denomina neutralizador.El objeto de la neutralizacin reside no slo en la posible inuencia que los estados de cargaelctrica pudieran tener en la produccin de dao, sino que facilita una posible propuestade ampliacin del presente proyecto. Esta propuesta de ampliacin, como se comenta enel captulo 1 (pg. 2) , consiste en la aplicacin de un potente campo magntico externoy simultneo a la irradiacin. Su objetivo sera el estudio de efecto que tienen sobre losmaterialeslospotentescamposmagnticosexistentesentodoreactordefusin. Estoscampos magnticos son los utilizados para el connamiento del plasma en un reactor defusin. Entonces si las partculas productoras del dao primario presentaran carga elctricaefectiva, seran desviadas por la inuencia de dicho campo magntico.Finalmenteel hazserarecibidoporel sistemaderecepcindehaz, quealbergaralamuestra a ensayar. Adems este sistema podra albergar diversos equipos, que realizaranensayos simultneos sobre las muestras durante la irradiacin, como por ejemplo ensa-yosmecnicos, ensayoselctricos, etc. Deestaformapodraestudiarseentiemporeallamodicacindelaspropiedadesdelosmaterialesdeunreactordefusin. Tambinpodra albergar subsistemas que regularan las condiciones de irradiacin, como por ejem-plo movimiento traslacional y de rotacin de la muestra, modicacin de la temperatura(parmetro de gran importancia en la difusin de los defectos producidos por los despla-zamiento atmicos), etc. El equipo principal de este sistema, se denomina cmara de ensayo.7.2 SISTEMAS AUXILIARES Y DE DIAGNSTICOConsideramosnecesarialainstalacindeunsistemadediagnstico, quepermitieraelseguimiento instantneo de los parmetros del haz, para as poder corregir las posiblesdesviaciones, que adems podran entonces ser tenidas en cuenta en el estudio de daoproducidosobrelasmuestras, yas podersercotejadocorrectamenteconlosestudios42tericos. Losequiposquepodranllevaracaboestatareaseranvarios, entreelloslasFaraday cup y los medidores de emitancia.Paralelamente,lainstalacindebieradotarsedediversossistemasauxiliares.Identica-mosprincipalmentecuatro, asaber, a)sistemaelctrico, b)sistemadeaguaderefrige-racin, c)sistemadegeneracindevaco, mediantecompresores(debetenersepresenteque todas los sistemas que haz atraviesa debieran estar a alto vaco, pues la existencia departculasresidualesproduciransudesviacinymodicacinenergtica)yd)sistemade control de operacin, que permitira la regulacin centralizada de los parmetros defuncionamiento de la instalacin.En la tabla 7-1 quedan recogidos los equipos propuestos para la instalacin, as como lossistemas a los que pertenecen.Tabla 7-1: Propuesta de sistemas en el esquema conceptual, as como de equipos asociados.Sistema EquipoSubsist. de generacin primaria Fuente primaria de partculasSubsist. de acondicionamiento primario Fuente de ionesSist. de aceleracin AceleradorSist. de guiado Dipolos magnticosSis. de degradacin de haz DegradadorSist. de focalizacin Cuadrupolos magnticosSist. de acondicionamiento secundario NeutralizadorSist. de recepcin de haz Cmara de ensayoSist. de diagnstico Faraday cup y med. de emitanciaSist. auxiliar Conexin elctrica, bombas hidrulicas,compresores, electrnica de control, etcAunque puedan establecerse algunos parmetros generales de operacin para estos siste-mas auxiliares, la seleccin de los mismos queda fuera del alcance del presente proyec-to,puesentendemosquenosetratadeunsistemascondicionadoresdelosotros,sinocontrariamente sistema condicionados, y que por tanto sus dimensionamientos debieranrealizarse a posteriori.En la gura 7-1 puede apreciarse la conexin propuesta para los diferentes sistemas, don-de evidentemente el primero de los sistemas es el correspondiente al de inyeccin del haz43de iones a la instalacin, y el ltimo de ellos es el que alberga la muestra a ensayar, esdecir, el sistema de recepcin de haz. Todos los sistemas situados entre estos dos estnconectados de forma correlativa. La excepcin se encuentra en los sistemas auxiliares y enel diagnstico, que mantienen conexiones con todos los dems.Sist. de Inyeccin Sist. de aceleracin Sist. de guiadoSist. de degradacinde hazSist. de focalizacinSist. de acondicionamientosecundarioSist. de recepcinde hazSist. de diagnsticoSist. auxiliarFigura 7-1: Conexin propuesta para los di