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Fusión por confinamiento magnético

De arriba a abajo, de izquierda a derecha. T-1, el primer dispositivo tokamak , URSS Toro europeo conjunto , un tokamak emblemático, Reino Unido Plasma de fusión en un tokamak m...

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De arriba a abajo, de izquierda a derecha.
  1. T-1, el primer dispositivo tokamak , URSS
  2. Toro europeo conjunto , un tokamak emblemático, Reino Unido
  3. Plasma de fusión en un tokamak moderno, EAST , China
  4. MAST , un tokamak esférico , Reino Unido
  5. Líneas de campo magnético en Wendelstein 7-X , el estelarador más grande de Alemania.
  6. Interior del estelarador Large Helical Device , Japón
  7. ITER, el mayor experimento de fusión multicapa, está previsto que entre en funcionamiento en Francia a partir de 2034.

La fusión por confinamiento magnético ( FCM ) es un método para generar energía de fusión termonuclear que utiliza campos magnéticos para confinar el combustible de fusión en forma de plasma . El confinamiento magnético es una de las dos ramas principales de la investigación sobre fusión controlada, junto con la fusión por confinamiento inercial .

Las reacciones de fusión para reactores suelen combinar núcleos atómicos ligeros de deuterio y tritio para formar una partícula alfa (núcleo de helio-4) y un neutrón , donde la energía se libera en forma de energía cinética de los productos de la reacción. Para superar la repulsión electrostática entre los núcleos, el combustible debe alcanzar una temperatura de cientos de millones de kelvin , a la cual se ioniza completamente y se convierte en plasma . Además, el plasma debe tener una densidad suficiente y la energía debe permanecer en la región de reacción durante un tiempo suficiente, según lo especificado por el criterio de Lawson (producto triple). La alta temperatura de un plasma de fusión impide el uso de recipientes de material para la contención directa. La fusión por confinamiento magnético intenta utilizar la física del movimiento de partículas cargadas para contener las partículas del plasma mediante la aplicación de campos magnéticos intensos.

Los tokamaks y los estelaradores son los dos principales candidatos a dispositivos MCF en la actualidad. La investigación sobre el uso de diversas configuraciones magnéticas para confinar el plasma de fusión comenzó en la década de 1950. Las primeras máquinas simples de espejo y toroidales mostraron resultados decepcionantes de bajo confinamiento. Después de la desclasificación de la investigación de fusión por parte de Estados Unidos , Reino Unido y la Unión Soviética en 1958, el Instituto Kurchatov informó de un avance en dispositivos toroidales . Su tokamak demostró una temperatura de alrededor de 10 millones de kelvin y milisegundos de tiempo de confinamiento, lo que fue confirmado por un equipo británico visitante. [ 1 ] [ 2 ] Desde entonces, los tokamaks se convirtieron en la línea de investigación dominante a nivel mundial con JET , TFTR y JT-60 en construcción y operación. El experimento tokamak ITER en construcción, que tiene como objetivo demostrar el punto de equilibrio científico , será el dispositivo MCF más grande del mundo.

Los experimentos con plasmas de deuterio-tritio en TFTR [ 3 ] crearon 1,6 GJ de energía de fusión durante 1993-1996. La potencia de fusión máxima fue de 10,3 MW a partir de 3,7 x 10¹⁸ reacciones por segundo, y la energía de fusión máxima creada en una descarga fue de 7,6 MJ. Los experimentos posteriores en JET lograron una potencia de fusión máxima de 16 MW (5,8 x 10¹⁸ /s) durante DTE1 [ 4 ] , y una descarga que produjo 69 MJ durante el reciente DTE3 (consumiendo 0,2 mgm de D y T).

El récord actual de potencia de fusión generada por dispositivos MCF lo ostenta JET. En 2021, JET mantuvo un factor de ganancia de Q = 0,33 durante 5 segundos y produjo 59 megajulios de energía. [ 5 ] El récord del factor de ganancia fue de 0,67, alcanzado en 1997, y la ganancia en el núcleo de plasma Q core para esa descarga se calculó en 1,3, utilizando el código de modelado integrado TRANSP . [ 6 ]

Si bien los primeros estelaradores de bajo confinamiento de la década de 1950 quedaron eclipsados ​​por el éxito inicial de los tokamaks, el interés por los estelaradores resurgió debido a su capacidad inherente para operar de forma estable y sin interrupciones, a diferencia de los tokamaks. El experimento estelarador más grande del mundo, Wendelstein 7-X , comenzó a operar en 2015.

Uno de los retos de la investigación en MCF es el desarrollo y la extrapolación de escenarios de plasma a las condiciones de las centrales eléctricas, donde se debe mantener un buen rendimiento de fusión y confinamiento de energía. Se están estudiando activamente posibles soluciones a otros problemas, como la disipación de potencia del divertor , la mitigación de transitorios (disrupciones, electrones fugados , modos localizados en el borde ), el manejo del flujo de neutrones , la generación de tritio y la física de los plasmas en combustión . El desarrollo de nuevas tecnologías en diagnóstico de plasma , control en tiempo real , materiales en contacto con el plasma , fuentes de microondas de alta potencia , ingeniería de vacío , criogenia e imanes superconductores es esencial en la investigación en MCF.

Tipos

espejos magnéticos

Un área de investigación fundamental en los primeros años de la investigación sobre energía de fusión fue el espejo magnético . La mayoría de los primeros dispositivos de espejo intentaban confinar el plasma cerca del foco de un campo magnético no planar generado en un solenoide, cuya intensidad aumentaba en ambos extremos del tubo. Para escapar de la zona de confinamiento, los núcleos debían entrar en una pequeña área anular cerca de cada imán. Se sabía que los núcleos escaparían a través de esta área, pero se creía que, añadiendo y calentando combustible continuamente, se podría superar este problema.

En 1954, Edward Teller dio una charla en la que expuso un problema teórico que sugería que el plasma también escaparía rápidamente hacia los lados a través de los campos de confinamiento. Esto ocurriría en cualquier máquina con campos magnéticos convexos, que existían en el centro del área del espejo. Las máquinas existentes presentaban otros problemas y no estaba claro si esto estaba ocurriendo. En 1961, un equipo soviético demostró de forma concluyente que esta inestabilidad de flauta sí se producía, y cuando un equipo estadounidense afirmó no observar este problema, los soviéticos revisaron su experimento y constataron que se debía a un simple error de instrumentación.

El equipo soviético también propuso una posible solución: las "barras de Ioffe". Estas curvaban el plasma dándole una nueva forma cóncava en todos sus puntos, evitando así el problema que Teller había señalado. Esto demostró una clara mejora en el confinamiento. Posteriormente, un equipo británico introdujo una disposición más sencilla de estos imanes, a la que denominaron "pelota de tenis", nombre que se adoptó en Estados Unidos como "pelota de béisbol". Se probaron varias máquinas de la serie de béisbol, que mostraron un rendimiento mucho mejor. Sin embargo, los cálculos teóricos indicaron que la cantidad máxima de energía que podían producir sería prácticamente la misma que la necesaria para el funcionamiento de los imanes. Como máquina generadora de energía, el espejo parecía ser un callejón sin salida.

En la década de 1970, se desarrolló una solución. Al colocar una bobina de béisbol en cada extremo de un solenoide grande, el conjunto podía contener un volumen de plasma mucho mayor y, por lo tanto, producir más energía. Se iniciaron los planes para construir un dispositivo grande con este diseño de "espejo en tándem", que se convirtió en la Instalación de Pruebas de Fusión de Espejos (MFTF). Al no haberse probado nunca antes esta configuración, se construyó una máquina más pequeña, el Experimento de Espejos en Tándem (TMX), para probarla. El TMX demostró una nueva serie de problemas que sugerían que la MFTF no alcanzaría sus objetivos de rendimiento, y durante la construcción, la MFTF se modificó a MFTF-B. Sin embargo, debido a recortes presupuestarios, un día después de que se completara la construcción de la MFTF, se dejó en reserva. Desde entonces, los espejos han experimentado poco desarrollo.

Máquinas toroidales

Concepto de un reactor de fusión toroidal

pellizco en Z

El primer intento real de construir un reactor de fusión controlado utilizó el efecto de compresión en un contenedor toroidal. Un gran transformador que envolvía el contenedor se empleaba para inducir una corriente en el plasma interior. Esta corriente creaba un campo magnético que comprimía el plasma en un anillo delgado, comprimiéndolo. La combinación del calentamiento Joule producido por la corriente y el calentamiento adiabático durante la compresión elevaba la temperatura del plasma al rango requerido, del orden de decenas de millones de grados Kelvin.

Construida por primera vez en el Reino Unido en 1948, y seguida de una serie de máquinas cada vez más grandes y potentes en el Reino Unido y Estados Unidos, todas las primeras máquinas demostraron ser propensas a fuertes inestabilidades en el plasma. Entre ellas destacaba la inestabilidad de torsión , que provocaba que el anillo comprimido se agitara violentamente y golpeara las paredes del contenedor mucho antes de alcanzar la temperatura requerida. Sin embargo, el concepto era tan simple que se realizaron esfuerzos titánicos para solucionar estos problemas.

Esto dio lugar al concepto de "compresión estabilizada", que añadía imanes externos para "dar soporte al plasma" durante su compresión. La mayor máquina de este tipo fue el reactor ZETA del Reino Unido , finalizado en 1957, que aparentemente produjo fusión con éxito. Tan solo unos meses después de su anuncio público en enero de 1958, estas afirmaciones tuvieron que ser retractadas al descubrirse que los neutrones observados se generaban por nuevas inestabilidades en la masa de plasma. Estudios posteriores demostraron que cualquier diseño de este tipo presentaría problemas similares, y la investigación que utilizaba el método de compresión Z prácticamente cesó.

Stellarators

Un primer intento de construir un sistema de confinamiento magnético fue el estelarador , presentado por Lyman Spitzer en 1951. Básicamente, el estelarador consiste en un toroide cortado por la mitad y vuelto a unir con secciones rectas que se cruzan para formar una figura de ocho. Esto provoca que los núcleos se propaguen desde el interior hacia el exterior a medida que orbitan el dispositivo, cancelando así la deriva transversal, al menos si los núcleos orbitan lo suficientemente rápido.

Poco después de la construcción de las primeras máquinas en forma de ocho, se observó que se podía lograr el mismo efecto en una configuración completamente circular añadiendo un segundo conjunto de imanes enrollados helicoidalmente a cada lado. Esta configuración generaba un campo que se extendía solo parcialmente dentro del plasma, lo que demostró tener la importante ventaja de añadir cizallamiento, suprimiendo así la turbulencia en el plasma. Sin embargo, a medida que se construían dispositivos más grandes basados ​​en este modelo, se observó que el plasma escapaba del sistema mucho más rápido de lo esperado, mucho más rápido de lo que se podía reponer.

A mediados de la década de 1960, el enfoque del estelarador parecía un callejón sin salida. Además de los problemas de pérdida de combustible, se calculó que una máquina generadora de energía basada en este sistema sería enorme, de casi 300 metros de largo. Cuando se presentó el tokamak en 1968, el interés por el estelarador se desvaneció, y el último diseño de la Universidad de Princeton , el Modelo C, se convirtió finalmente en el Tokamak Simétrico .

Los estelaradores han despertado un renovado interés desde principios de siglo, ya que evitan varios problemas que posteriormente se detectaron en los tokamaks. Se han construido modelos más recientes, pero aún se encuentran aproximadamente dos generaciones por detrás de los diseños de tokamak más actuales.

Aunque los estelaradores, en la actualidad, se utilizan y construyen con menos frecuencia que los tokamaks, siguen siendo atractivos por su funcionamiento en estado estacionario y el menor riesgo de perturbaciones del plasma, en comparación con estos últimos. Sin embargo, su principal desventaja radica en la mayor complejidad de su construcción, así como en un menor confinamiento energético en comparación con tokamaks similares. No obstante, estudios recientes han descubierto una nueva familia de diseños de campos magnéticos para estelaradores que buscan mitigar estos inconvenientes. Mediante técnicas de optimización avanzadas, los investigadores han encontrado maneras de confinar mejor las partículas para alcanzar un confinamiento energético más cercano al de los tokamaks. Además, estos nuevos diseños mantienen las ventajas de estabilidad y funcionamiento constante de los estelaradores. [ 7 ] Los resultados se basan en el experimento Wendelstein 7-X , que demostró cualidades similares con un estelarador. El creciente desarrollo de la investigación y el diseño permite a los investigadores refinar geometrías magnéticas que antes eran demasiado complejas, lo que podría dar lugar a una nueva generación de reactores estelaradores que compitan directamente con los tokamaks, líderes en la industria.

Tokamaks

Campos magnéticos de los tokamaks.

A finales de la década de 1950, investigadores soviéticos observaron que la inestabilidad de torsión se suprimiría considerablemente si las torsiones en la trayectoria fueran lo suficientemente pronunciadas como para que una partícula viajara más rápidamente alrededor de la circunferencia del interior de la cámara que a lo largo de su longitud. Esto requeriría reducir la corriente de pinzamiento y aumentar significativamente la potencia de los imanes estabilizadores externos.

En 1968 , se presentó públicamente por primera vez la investigación rusa sobre el tokamak toroidal , con resultados que superaron con creces los esfuerzos existentes de cualquier diseño competidor, magnético o no. Desde entonces, la mayor parte de los esfuerzos en confinamiento magnético se han basado en el principio del tokamak. En el tokamak, se impulsa periódicamente una corriente a través del plasma, creando un campo "alrededor" del toroide que se combina con el campo toroidal para producir un campo sinuoso, similar en cierto modo al de un estelarador moderno (en el sentido de que los núcleos se mueven desde el interior hacia el exterior del dispositivo a medida que fluyen a su alrededor).

En 1991, se construyó START en Culham , Reino Unido , como el primer tokamak esférico diseñado específicamente para este fin . Se trataba esencialmente de un esferomak con una varilla central insertada. START produjo resultados impresionantes, con valores β de aproximadamente el 40%, tres veces superiores a los producidos por los tokamaks estándar de la época. El concepto se ha ampliado a corrientes de plasma más altas y tamaños mayores, y actualmente se encuentran en funcionamiento los experimentos NSTX (EE. UU.), MAST (Reino Unido) y Globus-M (Rusia). Los tokamaks esféricos presentan propiedades de estabilidad mejoradas en comparación con los tokamaks convencionales, por lo que este campo está recibiendo una considerable atención experimental. Sin embargo, hasta la fecha, los tokamaks esféricos han operado a campos toroidales bajos, lo que los hace poco prácticos para dispositivos de neutrones de fusión.

Un reciente análisis bibliométrico y de tendencias de patentes estudió el desarrollo global y la investigación de la tecnología tokamak en la década anterior a 2024. Los autores destacan a China, Corea del Sur y Japón como los principales contribuyentes en la década anterior, centrándose en imanes superconductores a altas temperaturas. [ 8 ] Otra área de investigación emergente en la segunda mitad de las fechas de este estudio es el control mediante inteligencia artificial y aprendizaje automático . Los investigadores han utilizado recursos de IA y aprendizaje automático para predecir y controlar la estabilidad del plasma . En última instancia, la industria parece estar encaminándose hacia el ámbito comercial, considerando los hallazgos del estudio sobre las tendencias de patentes, lo que sugiere una posible industrialización con tecnologías de fusión de sistemas tokamak. En conjunto, la investigación apunta hacia una operación más práctica y estable en los reactores futuros.

En los reactores tokamak, los regímenes operativos (o modos de funcionamiento del sistema) son un aspecto fundamental de su diseño. El modo de alto confinamiento (modo H) ha permitido alcanzar una alta ganancia de energía; sin embargo, siempre está acompañado de modos localizados en los bordes (ELM), que pueden dañar los componentes expuestos al plasma. Un régimen alternativo, el modo I, ofrece un confinamiento mejorado sin los ELM ni las inestabilidades en los bordes. No obstante, el modo I solo se había observado en pulsos cortos y diminutos. En 2023, investigadores que operaban el Tokamak Superconductor Avanzado Experimental (EAST) lograron lo que denominaron "Super I-modo". El Super I-modo mejoró tanto el confinamiento como su duración, superando los 1000 segundos: una de las descargas de confinamiento mejorado más largas jamás observadas en un sistema tokamak. También se descubrió que el modo Super I conservaba todas las ventajas del modo I, a la vez que extendía la duración de los pulsos, lo que supone un gran avance hacia el funcionamiento estable necesario en una central eléctrica. [ 9 ] Estos hallazgos podrían ser el primer paso para superar las limitaciones del modo H y los ELM que lo acompañan.

toroides compactos

Los toroides compactos , como la configuración de campo invertido o el esferomak , intentan combinar el confinamiento mejorado de las configuraciones de superficie magnética cerrada con la simplicidad de las máquinas sin núcleo central. Un experimento temprano de este tipo en la década de 1970 fue Trisops , que formó dos anillos de pinzamiento theta (pinzamiento θ) y los lanzó uno hacia el otro.

Aunque los tokamaks y los estelaradores dominan el campo de investigación de la fusión por confinamiento magnético, también se están investigando otras configuraciones para explorar posibles alternativas. Las configuraciones de campo invertido (FRC) son un ejemplo de dispositivos toroidales compactos que no requieren grandes bobinas toroidales externas. "Norm", una configuración propuesta recientemente, parecía abordar muchos problemas de estabilidad que han limitado el éxito de las FRC. En comparación con enfoques anteriores con FRC, Norm podría permitir cien veces más potencia a una fracción del costo. Las FRC también operan con fuentes de combustible alternativas como el protón-boro-11, en comparación con el deuterio-tritio utilizado en los sistemas tokamak. [ 10 ] Si bien Norm y otras FRC similares se encuentran en etapas tempranas de investigación y la afirmación aún no se ha demostrado, es un paso hacia reactores más pequeños, simples y rentables que podrían competir con los tokamaks y estelaradores que dominan la industria.

Otro

Algunas configuraciones más novedosas producidas en máquinas toroidales son el pinzamiento de campo invertido y el experimento del dipolo levitado .

La Armada de los Estados Unidos también ha reivindicado un "Dispositivo de Fusión por Compresión de Plasma" capaz de alcanzar niveles de potencia de TW en una solicitud de patente estadounidense de 2018:

"Una característica de la presente invención es proporcionar un dispositivo de fusión por compresión de plasma que puede producir energía en el rango de gigavatios a teravatios (y superior), con una potencia de entrada en el rango de kilovatios a megavatios." [ 11 ]

Sin embargo, la patente ha sido abandonada desde entonces.

energía de fusión magnética

Todos estos dispositivos han enfrentado problemas considerables al escalarlos y al acercarse al criterio de Lawson . Un investigador describió el problema del confinamiento magnético en términos sencillos, comparándolo con apretar un globo : el aire siempre intentará escaparse por algún otro lado. La turbulencia en el plasma ha demostrado ser un problema importante, ya que provoca que el plasma escape del área de confinamiento y potencialmente toque las paredes del contenedor. Si esto sucede, se produce un proceso conocido como pulverización catódica, en el que partículas de alta masa provenientes de las paredes del contenedor (a menudo acero y otros metales) se mezclan con el plasma de fusión, disminuyendo su temperatura.

En 1997, científicos de las instalaciones del Joint European Torus (JET) en el Reino Unido produjeron 16 megavatios de energía de fusión. Los científicos ahora pueden ejercer cierto control sobre la turbulencia del plasma y la fuga de energía resultante, considerada durante mucho tiempo una característica inevitable e intratable de los plasmas. Existe un optimismo creciente de que la presión del plasma por encima de la cual el plasma se desintegra ahora puede hacerse lo suficientemente grande como para mantener una tasa de reacción de fusión aceptable para una central eléctrica. [ 12 ] Se pueden inyectar y dirigir ondas electromagnéticas para manipular las trayectorias de las partículas de plasma y luego producir las grandes corrientes eléctricas necesarias para generar los campos magnéticos que confinan el plasma. [ 13 ] Estas y otras capacidades de control han surgido de avances en la comprensión básica de la ciencia del plasma en áreas tales como la turbulencia del plasma, la estabilidad macroscópica del plasma y la propagación de ondas de plasma. Gran parte de este progreso se ha logrado con un énfasis particular en el tokamak .

Novedades recientes

Vista en sección del diseño actual del reactor SPARC.

SPARC es un tokamak que utiliza combustible de deuterio-tritio (DT), actualmente en diseño en el Centro de Ciencia de Plasma y Fusión del MIT en colaboración con Commonwealth Fusion Systems, con el objetivo de producir un diseño de reactor práctico en un futuro próximo. A finales de 2020, se publicó un número especial del Journal of Plasma Physics que incluía siete estudios que demostraban un alto grado de confianza en la eficacia del diseño del reactor, centrándose en el uso de simulaciones para validar las predicciones sobre el funcionamiento y la capacidad del reactor. [ 14 ] Un estudio se centró en modelar las condiciones magnetohidrodinámicas (MHD) en el reactor. La estabilidad de esta condición definirá los límites de presión del plasma que se pueden alcanzar bajo presiones de campo magnético variables. [ 15 ]

El progreso alcanzado con SPARC se basa en el trabajo previamente mencionado en el proyecto ITER y tiene como objetivo utilizar la nueva tecnología de superconductores de alta temperatura (HTS) como un material más práctico. Los HTS permitirán que los imanes del reactor produzcan un campo magnético mayor y aumentarán proporcionalmente los procesos de transporte necesarios para generar energía. Una de las consideraciones más importantes en cuanto a los materiales es asegurar que la pared interna pueda soportar las intensas cantidades de calor que se generarán (se espera que alcancen los 10 GW por metro cuadrado de flujo de calor del plasma). Este material no solo debe ser resistente, sino que también debe soportar daños suficientes para evitar la contaminación del plasma central. Estos desafíos relacionados con los materiales se están considerando activamente y se tienen en cuenta en los modelos y cálculos predictivos utilizados en el proceso de diseño. [ 16 ]

Se han logrado avances en la solución del desafío de la integración núcleo-borde en futuros reactores de fusión en la Instalación Nacional de Fusión DIII-D . Para un plasma de fusión en combustión, es crucial mantener una temperatura del núcleo del plasma de millones de grados Kelvin, sin dañar las paredes del reactor. La inyección de impurezas que son (atómicamente) más pesadas que las partículas del plasma en la región de escape de plasma y potencia (el divertor ) es crucial para enfriar el límite del plasma sin afectar el rendimiento de la fusión. Los experimentos convencionales utilizaron impurezas gaseosas, pero también se ha probado la inyección de boro, nitruro de boro y litio en forma de polvo. [ 17 ] [ 18 ] Los experimentos mostraron un enfriamiento efectivo del límite del plasma con un impacto mínimo en el rendimiento de los plasmas en modo de alto confinamiento . Este enfoque podría aplicarse a dispositivos de fusión más grandes como ITER y contribuir a la integración núcleo-borde en futuras centrales de energía de fusión. [ 19 ] [ 20 ] Experimentos recientes también han logrado avances en la predicción de disrupciones, el control de ELM y la migración de materiales. El programa está instalando herramientas adicionales para optimizar el funcionamiento del tokamak y explorando las interacciones entre el plasma y los materiales en el borde. Se están considerando mejoras importantes para optimizar el rendimiento y la flexibilidad de los futuros reactores de fusión. [ 21 ] [ 22 ] [ 23 ]

El estelarador Wendelstein 7-X del Instituto Max Planck de Física de Plasmas en Alemania ha finalizado sus primeras campañas de plasma y se ha sometido a mejoras, incluyendo la instalación de más de 8000 baldosas de grafito en las paredes y diez módulos de divertor para proteger las paredes del recipiente y permitir descargas de plasma más largas. [ 24 ] [ 25 ] [ 26 ] Los experimentos pondrán a prueba el concepto optimizado del Wendelstein 7-X como dispositivo de fusión estelaradora para su posible uso en una central eléctrica. El divertor de isla desempeña un papel crucial en la regulación de la pureza y la densidad del plasma. El Wendelstein 7-X permite investigar la turbulencia del plasma y la eficacia del confinamiento magnético y el aislamiento térmico. El sistema de calentamiento por microondas del dispositivo también se ha mejorado para lograr un mayor flujo de energía y densidad de plasma. Estos avances tienen como objetivo demostrar la idoneidad de los estelaradores para la generación continua de energía de fusión. [ 27 ] [ 28 ] [ 29 ] [ 30 ]

TAE Technologies logró en 2022 un hito importante en su investigación al realizar los primeros experimentos de fusión de hidrógeno y boro en un plasma de fusión confinado magnéticamente. Los experimentos se llevaron a cabo en colaboración con el Instituto Nacional de Ciencia de Fusión de Japón, utilizando un sistema de inyección de polvo de boro desarrollado por científicos e ingenieros del Laboratorio de Física de Plasma de Princeton . [ 31 ] [ 32 ] La búsqueda de TAE de la fusión de hidrógeno y boro tiene como objetivo desarrollar un ciclo de combustible limpio, competitivo en costos y sostenible para la energía de fusión. Los resultados sugieren que una mezcla de combustible de hidrógeno y boro tiene el potencial de ser utilizada en la energía de fusión a escala industrial. TAE Technologies se centra en el desarrollo de una planta de energía de fusión para mediados de la década de 2030 que producirá electricidad limpia. [ 33 ]

La empresa privada estadounidense de fusión nuclear Helion Energy ha firmado un acuerdo con Microsoft para suministrar electricidad en aproximadamente cinco años, lo que supone el primer acuerdo de este tipo para la energía de fusión. La planta de Helion, que se espera que esté operativa en 2028, tiene como objetivo generar 50 megavatios o más de energía. La empresa planea utilizar helio-3 , un gas raro, como fuente de combustible. [ 34 ]

Kronos Fusion Energy ha anunciado el desarrollo de un generador de energía de fusión aneutrónica para obtener energía limpia e ilimitada en la defensa nacional. [ 35 ]

En mayo de 2023, el Departamento de Energía de los Estados Unidos (DOE) anunció una subvención de 46 millones de dólares para ocho empresas en siete estados con el fin de impulsar el diseño y la investigación de centrales de fusión, con el objetivo de posicionar a EE. UU. como líder en energía de fusión limpia. La financiación del Programa de Desarrollo de Fusión Basado en Hitos apoya el objetivo de demostrar la fusión a escala piloto en un plazo de diez años y lograr una economía con cero emisiones netas para 2050. Los beneficiarios de la subvención abordarán los obstáculos científicos y tecnológicos para crear diseños viables de centrales piloto de fusión en los próximos 5 a 10 años. Entre los galardonados se encuentran Commonwealth Fusion Systems , Focused Energy Inc., Princeton Stellarators Inc., Realta Fusion Inc., Tokamak Energy Inc., Type One Energy Group, Xcimer Energy Inc. y Zap Energy Inc. [ 36 ]

Desafíos de ingeniería

Generar campos magnéticos fuertes y estables sigue siendo el principal y más exigente desafío de la ingeniería para la fusión por confinamiento magnético. Las primeras máquinas usaban imanes de cobre resistivos, pero consumían mucha energía y limitaban la duración de las descargas de plasma (energía). Posteriormente, el niobio-titanio y el niobio-estaño , que son superconductores de baja temperatura , permitieron la creación de tokamaks de mayor duración como EAST e ITER . La importancia aún radica en los superconductores de alta temperatura (HTS), como el óxido de cobre y bario. Estos materiales pueden operar en campos magnéticos más altos y a temperaturas criogénicas más factibles y realistas. Esto reduce la demanda de energía y la complejidad del sistema. Sin embargo, los imanes HTS enfrentan sus propios desafíos de ingeniería, como el estrés mecánico de las fuerzas de Lorentz y la protección contra la extinción para las bobinas grandes. [ 37 ] La tecnología de imanes también es vital para mejorar el rendimiento de los reactores, debido a que los campos magnéticos más altos dan como resultado un mejor confinamiento del plasma, así como la compacidad de los diseños de los reactores.

Laboratorios experimentales

Los principales laboratorios de fusión por confinamiento magnético del mundo son:

Experimentos de fusión operativa en todo el mundo.

Véase también

Referencias

  1. ↑ Peacock, NJ; Robinson, DC; Forrest, MJ; Wilcock, PD; Sannikov, VV (noviembre de 1969). "Medición de la temperatura electrónica mediante dispersión de Thomson en el Tokamak T3" . Nature . 224 (5218): 488–490 . Bibcode : 1969Natur.224..488P . doi : 10.1038/224488a0 . ISSN 0028-0836 . S2CID 4290094 .  
  2. ↑ Holloway, Nick (22 de noviembre de 2019). "Misión a Moscú: 50 años después" . Centro Culham para la Energía de Fusión . Consultado el 22 de agosto de 2023 .
  3. ↑ 'Resultados de experimentos de confinamiento de deuterio-tritio en tokamak' RJ Hawryluk, 1998 Reviews of Modern Physics {\bf 70} 537 https://doi.org/10.1103/RevModPhys.70.537
  4. ↑ 'Operación en estado estacionario de alta potencia de fusión en plasmas DT del JET' LD Horton, et al., Nuclear Fusion 39 993 DOI 10.1088/0029-5515/39/8/304
  5. ↑ Gibney, Elizabeth (2022-02-09). "Un reactor de fusión nuclear bate el récord de energía" . Nature . 602 (7897): 371. Bibcode : 2022Natur.602..371G . doi : 10.1038/d41586-022-00391-1 . PMID 35140372 . 
  6. ↑ "Ganancia de potencia de fusión central y calentamiento alfa en JET, TFTR e ITER", RV Budny, JG Cordey y el equipo de TFTR y colaboradores de JET, Fusión Nuclear (2016) <56> 056002 #5 (mayo) https://iopscience.iop.org/article/10.1088/0029-5515/56/5/056002
  7. ↑ Jialong, Zhang; Peng, Song; Timing, Qu (15 de marzo de 2025). "Revisión del sistema magnético para dispositivos de fusión nuclear controlada con confinamiento magnético" . Revista Internacional de Promoción Científica . 1 (1): 27– 32.
  8. ↑ Chang, Horng Jinh; Wang, Shih Wei (21 de agosto de 2025). "Avances en la tecnología de tokamak para la energía de fusión: un análisis bibliométrico y de tendencias de patentes (2014–2024)" . Energies . 18 (16): 4450. doi : 10.3390/en18164450 . ISSN 1996-1073 . 
  9. ↑ Song, Yuntao; Zou, Xiaolan; Gong, Xianzu; Becoulet, Alain; Buttery, Richard; Bonoli, Paul; Hoang, Tuong; Maingi, Rajesh; Qian, Jinping; Zhong, Xiaoming; Liu, Adi; Li, Erzhong; Ding, Rui; Huang, Juan; Zang, Qing (2023-01-06). "Realización de plasma de confinamiento mejorado de mil segundos con Super I-mode en Tokamak EAST" . Science Advances . 9 (1) eabq5273. Bibcode : 2023SciA....9.5273S . doi : 10.1126/sciadv.abq5273 . PMC 9821864. PMID 36608124 .  
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  11. ↑ "Dispositivo de fusión por compresión de plasma" .
  12. ↑ Grupo de Expertos en Física del ITER sobre Partículas Energéticas, Calentamiento e Impulso de Corriente; Editores de la Base Física del ITER (1999). "Capítulo 6: Calentamiento auxiliar del plasma e impulso de corriente". Fusión Nuclear . 39 (12): 2495– 2539. Bibcode : 1999NucFu..39.2495I . doi : 10.1088/0029-5515/39/12/306 .
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