Material en contacto con el plasma

En la investigación sobre energía de fusión nuclear , el material (o materiales) en contacto con el plasma es cualquier material utilizado para construir los componentes en contacto con el plasma (PFC), aquellos componentes expuestos al plasma dentro del cual ocurre la fusión nuclear , y en particular el material utilizado para revestir la primera pared o región del divertor del recipiente del reactor .

Los materiales en contacto con el plasma para el diseño de reactores de fusión deben soportar los pasos generales para la generación de energía, que incluyen:

1. Generación de calor mediante fusión,
2. Capturando el calor en la primera pared,
3. Transfiere calor a un ritmo más rápido que el que lo captura.
4. Generación de electricidad.

Además, los materiales en contacto con el plasma deben funcionar durante toda la vida útil de la vasija de un reactor de fusión, soportando condiciones ambientales extremas, tales como:

1. El bombardeo iónico provoca pulverización catódica física y química y, por lo tanto, erosión .
2. La implantación de iones provoca daños por desplazamiento y cambios en la composición química.
3. Altos flujos de calor (por ejemplo, 10 MW/m²)${\displaystyle ^{2}}$) debido a ELM y otros transitorios.
4. Codeposición y secuestro limitados de tritio.
5. Propiedades termomecánicas estables durante el funcionamiento.
6. Número limitado de efectos negativos de transmutación nuclear

Actualmente, la investigación sobre reactores de fusión se centra en mejorar la eficiencia y la fiabilidad de la generación y captura de calor, así como en aumentar la tasa de transferencia. La generación de electricidad a partir del calor queda fuera del alcance de la investigación actual, debido a la existencia de ciclos de transferencia de calor eficientes, como el calentamiento de agua para el funcionamiento de turbinas de vapor que impulsan generadores eléctricos.

Los diseños de reactores actuales se alimentan con reacciones de fusión deuterio-tritio (DT), que producen neutrones de alta energía que pueden dañar la primera pared, ^{[ 1 ]} sin embargo, se necesitan neutrones de alta energía (14,1 MeV) para el funcionamiento del manto y del reproductor de tritio . El tritio no es un isótopo abundante en la naturaleza debido a su corta vida media, por lo que para un reactor de fusión DT será necesario producirlo mediante la reacción nuclear de isótopos de litio (Li), boro (B) o berilio (Be) con neutrones de alta energía que colisionan dentro de la primera pared. ^{[ 2 ]}

La mayoría de los dispositivos de fusión por confinamiento magnético (MCFD) constan de varios componentes clave en sus diseños técnicos, entre los que se incluyen:

• Sistema magnético: confina el combustible de deuterio-tritio en forma de plasma y con forma de toroide.
• Recipiente de vacío: contiene el plasma de fusión central y mantiene las condiciones de fusión.
• Primera pared: situada entre el plasma y los imanes para proteger los componentes externos del recipiente de los daños por radiación .
• Sistema de refrigeración: extrae el calor del recinto y transfiere el calor de la primera pared.

El plasma de fusión central no debe tocar la primera pared. ITER y muchos otros experimentos de fusión actuales y proyectados, en particular los de diseño tokamak y estelarador , utilizan campos magnéticos intensos para intentar lograr esto, aunque persisten los problemas de inestabilidad del plasma . Sin embargo, incluso con un confinamiento estable del plasma, el material de la primera pared estaría expuesto a un flujo de neutrones mayor que en cualquier reactor nuclear actual , lo que conlleva dos problemas clave en la selección del material:

• Debe soportar este flujo de neutrones durante un período de tiempo suficiente para ser económicamente viable.
• No debe alcanzar un nivel de radiactividad suficiente como para producir cantidades inaceptables de residuos nucleares cuando, finalmente, se produzca la sustitución del revestimiento o el desmantelamiento de la planta.

El material de revestimiento también debe:

• Permitir el paso de un gran flujo de calor .
• Debe ser compatible con campos magnéticos intensos y fluctuantes .
• Minimizar la contaminación del plasma.
• Conservar cantidades mínimas de especies de combustible de plasma (principalmente tritio).
• Debe producirse y reemplazarse a un costo razonable.

Algunos componentes críticos que están en contacto con el plasma, como y en particular el divertor , suelen estar protegidos por un material diferente al utilizado para la mayor parte de la primera pared. ^{[ 3 ]}

Los materiales que se utilizan actualmente o que están en consideración incluyen:

• Tungsteno
• Molibdeno
• Berilio
• Litio ^{[ 4 ]}
• Estaño ^{[ 5 ]}
• Carburo de boro ^{[ 6 ] [ 7 ]}
• Carburo de silicio ^{[ 8 ]}
• Compuesto de fibra de carbono (CFC) ^{[ 7 ]}
• Grafito

También se están considerando y utilizando baldosas multicapa de varios de estos materiales, por ejemplo:

• Una fina capa de molibdeno sobre baldosas de grafito.
• Una fina capa de tungsteno sobre baldosas de grafito.
• Una capa de tungsteno sobre una capa de molibdeno en baldosas de grafito.
• Una capa de carburo de boro sobre las baldosas de CFC. ^{[ 7 ]}
• Una capa de litio líquido sobre baldosas de grafito. ^{[ 9 ]}
• Una capa de litio líquido sobre una capa de boro en baldosas de grafito. ^{[ 10 ]}
• Una capa de litio líquido sobre superficies de componentes sólidos a base de tungsteno que dan al plasma o sobre divertors. ^{[ 11 ]}

El grafito se utilizó para el primer material de pared del Joint European Torus (JET) en su puesta en marcha (1983), en el Tokamak à configuration variable (1992) y en el National Spherical Torus Experiment (NSTX, primer plasma 1999). ^{[ 12 ]}

El berilio se utilizó para revestir el JET en 2009 en previsión de su uso propuesto en ITER . ^{[ 13 ]}

El tungsteno se utiliza para el divertor en JET y se utilizará para el divertor en ITER. ^{[ 13 ] [ 14 ]} También se utiliza para la primera pared en ASDEX Upgrade . ^{[ 15 ]} Se utilizaron baldosas de grafito rociadas con plasma de tungsteno para el divertor de ASDEX Upgrade. ^{[ 16 ]} Se han realizado estudios de tungsteno en el divertor en la instalación DIII-D. ^{[ 17 ]} Estos experimentos utilizaron dos anillos de isótopos de tungsteno incrustados en el divertor inferior para caracterizar la erosión del tungsteno durante la operación. El molibdeno se utiliza para el material de la primera pared en Alcator C-Mod (1991).

El litio líquido se utilizó para recubrir el componente en contacto con el plasma del reactor de prueba de fusión Tokamak en el experimento de litio Tokamak (TFTR, 1996) ^{[ 9 ]} y actualmente se utiliza en el experimento de litio Tokamak-β (LTX-β) del Laboratorio de Física de Plasmas de Princeton . ^{[ 18 ]}

El desarrollo de materiales adecuados para su exposición al plasma es uno de los problemas clave que aún deben resolver los programas actuales. ^{[ 19 ] [ 20 ]}

El rendimiento de los materiales en contacto con el plasma se puede medir en términos de: ^{[ 10 ]}

• Producción de energía para un tamaño de reactor determinado.
• Costo de generar electricidad.
• Autosuficiencia en la producción de tritio.
• Disponibilidad de materiales.
• Diseño y fabricación de los componentes que están en contacto con el plasma.
• Seguridad en la eliminación de residuos y en el mantenimiento.

La Instalación Internacional de Irradiación de Materiales para Fusión abordará este problema en particular. Los materiales desarrollados con esta instalación se utilizarán en la Estación de Demostración de Energía (DEMOnstration Power Station) , la sucesora propuesta del ITER.

El premio Nobel francés de física Pierre-Gilles de Gennes dijo sobre la fusión nuclear: «Decimos que meteremos el sol en una caja. La idea es bonita. El problema es que no sabemos cómo hacer la caja». ^{[ 21 ]}

Se sabe que los materiales sólidos en contacto con el plasma son susceptibles a sufrir daños bajo grandes cargas térmicas y un alto flujo de neutrones. Si se dañan, estos sólidos pueden contaminar el plasma y disminuir la estabilidad de su confinamiento. Además, la radiación puede filtrarse a través de defectos en los sólidos y contaminar los componentes externos del recipiente. ^{[ 1 ]}

El grafito se está eliminando gradualmente como material de pared en contacto con el plasma debido a que sufre una fuerte pulverización química en plasmas de hidrógeno, lo que provoca una alta erosión, codeposición y retención de tritio, formación de polvo e influjo de impurezas, además de sufrir degradación inducida por neutrones y una vida útil limitada bajo cargas térmicas de reactor; por ejemplo, las mediciones en el divertor de grafito W7-X mostraron una erosión neta de hasta 20 μm en la línea de impacto y un total de 48 ± 14 g de carbono eliminado durante 3776 s de exposición al plasma, lo que corresponde a tasas de erosión efectivas de ~5–8 nm s⁻¹. ^{[ 22 ]}

Se han propuesto componentes de metal líquido en contacto con el plasma que lo encierran para abordar los desafíos que presentan dichos componentes. En particular, se ha confirmado que el litio líquido posee diversas propiedades atractivas para el rendimiento de los reactores de fusión. ^{[ 1 ] [ 23 ] [ 24 ]}

El tungsteno es ampliamente reconocido como el material preferido para los componentes en contacto con el plasma en los dispositivos de fusión de próxima generación, debido principalmente a su combinación única de propiedades y su potencial de mejora. Sus bajas tasas de erosión lo hacen particularmente adecuado para el entorno de alta tensión de los reactores de fusión, donde puede soportar las condiciones intensas sin degradarse rápidamente. Además, la baja retención de tritio del tungsteno mediante codeposición e implantación es crucial en contextos de fusión, ya que ayuda a minimizar la acumulación de este isótopo radiactivo. ^{[ 25 ] [ 26 ] [ 27 ]}

Otra ventaja clave del tungsteno es su alta conductividad térmica, esencial para gestionar el calor extremo generado en los procesos de fusión. Esta propiedad garantiza una disipación de calor eficiente, reduciendo el riesgo de daños en los componentes internos del reactor. Además, el potencial para desarrollar aleaciones de tungsteno resistentes a la radiación ofrece la oportunidad de mejorar su durabilidad y rendimiento bajo las intensas condiciones de radiación típicas de los reactores de fusión.

A pesar de estos beneficios, el tungsteno no está exento de inconvenientes. Un problema notable es su tendencia a contribuir a una alta radiación en el núcleo, un desafío significativo para mantener el rendimiento del plasma en los reactores de fusión. Otro inconveniente notable del tungsteno es la formación de estructuras filamentosas, también conocidas como "pelusa de tungsteno" por la comunidad de materiales en contacto con el plasma, en la superficie expuesta al plasma, particularmente bajo irradiación de iones de helio a temperaturas relevantes para el reactor. Este fenómeno resulta de la formación y migración de burbujas de helio, que es común en entornos de tokamak porque las partículas energéticas de helio son un subproducto de la reacción de fusión DT. La formación de pelusa de tungsteno reduce la conductividad térmica del PFC y podría contaminar aún más el plasma si los filamentos se desprenden de la superficie. ^{[ 28 ]} No obstante, el tungsteno ha sido seleccionado como el material en contacto con el plasma para el divertor de primera generación del proyecto ITER, y es probable que también se utilice para la primera pared del reactor.

Otro inconveniente del uso de tungsteno como material en contacto con el plasma es que no es muy eficaz para eliminar, o absorber, impurezas, como oxígeno y agua, del entorno de vacío, a diferencia del berilio, por ejemplo. La presencia de impurezas en el recipiente puede provocar pérdidas de radiación significativas en el plasma central y también ha provocado interrupciones del plasma. ^{[ 29 ] [ 30 ]} Por esta razón, se ha empleado un método conocido como borización en varios dispositivos de fusión ^{[ 31 ] [ 32 ] [ 33 ] [ 34 ] con componentes de} tungsteno en contacto con el plasma y se planea utilizarlo también para ITER. ^{[ 35 ]} Una consecuencia de la borización de los componentes de tungsteno en contacto con el plasma será la formación de mezclas de tungsteno-boro (WB), ^{[ 36 ]} cuyas propiedades pueden ser muy diferentes de las del tungsteno por sí solo. Es de especial preocupación el cambio en las propiedades de retención de combustible de las mezclas WB que se forman. ^{[ 37 ]}

Comprender el comportamiento del tungsteno en entornos de fusión, incluyendo su origen, migración y transporte en la capa de raspado (SOL), así como su potencial de contaminación del núcleo, es una tarea compleja. Se están realizando importantes investigaciones para desarrollar una comprensión sólida y validada de esta dinámica, en particular para predecir el comportamiento de materiales de alto número atómico (Z ) como el tungsteno en los dispositivos tokamak de próxima generación.

Para contrarrestar la fragilidad intrínseca del tungsteno , que limita su rango de aplicaciones, se ha desarrollado un material compuesto conocido como compuesto de tungsteno reforzado con fibras de tungsteno (Wf/W). Este material incorpora mecanismos de endurecimiento extrínsecos para aumentar significativamente su tenacidad, como se ha demostrado en pequeñas muestras de Wf/W.

En el contexto de las futuras centrales de fusión nuclear, el tungsteno destaca por su resistencia a la erosión, su elevado punto de fusión entre los metales y su comportamiento relativamente benigno ante la irradiación de neutrones. Sin embargo, su temperatura de transición dúctil-frágil (TTDF) resulta preocupante, especialmente al aumentar con la exposición a neutrones. Para superar esta fragilidad, se están explorando diversas estrategias, como el uso de materiales nanocristalinos, aleaciones de tungsteno y materiales compuestos de tungsteno.

Destacan especialmente los laminados de tungsteno y los compuestos reforzados con fibra, que aprovechan las excepcionales propiedades mecánicas de este material. Al combinarse con la alta conductividad térmica del cobre, estos compuestos ofrecen propiedades termomecánicas mejoradas, que superan el rango operativo de materiales tradicionales como el CuCrZr. Para aplicaciones que requieren una resistencia a temperaturas aún mayores, se han desarrollado compuestos de tungsteno reforzados con fibra de tungsteno (Wf/W), que incorporan mecanismos para mejorar la tenacidad, ampliando así las posibles aplicaciones del tungsteno en la tecnología de fusión.

El litio (Li) es un metal alcalino con un número atómico (Z) bajo. El Li tiene una energía de primera ionización baja , de aproximadamente 5,4 eV, y es altamente reactivo químicamente con las especies iónicas presentes en el plasma de los núcleos de los reactores de fusión. En particular, el Li forma fácilmente compuestos estables de litio con isótopos de hidrógeno, oxígeno, carbono y otras impurezas presentes en el plasma DT. ^{[ 1 ]}

La reacción de fusión del DT produce partículas cargadas y neutras en el plasma. Las partículas cargadas permanecen confinadas magnéticamente al plasma. Las partículas neutras no están confinadas magnéticamente y se mueven hacia el límite entre el plasma más caliente y los componentes más fríos expuestos al plasma. Al alcanzar la primera pared, tanto las partículas neutras como las cargadas que escaparon del plasma se convierten en partículas neutras frías en estado gaseoso. Un borde exterior de gas neutro frío se "recicla" o mezcla con el plasma más caliente. Se cree que un gradiente de temperatura entre el gas neutro frío y el plasma caliente es la causa principal del transporte anómalo de electrones e iones desde el plasma confinado magnéticamente. A medida que disminuye el reciclaje, disminuye el gradiente de temperatura y aumenta la estabilidad del confinamiento del plasma. Con mejores condiciones para la fusión en el plasma, aumenta el rendimiento del reactor. ^{[ 38 ]}

El uso inicial de litio en la década de 1990 estuvo motivado por la necesidad de un componente en contacto con el plasma con baja tasa de reciclaje. En 1996,  se añadieron aproximadamente 0,02 gramos de recubrimiento de litio al PFC del TFTR, lo que resultó en una mejora del doble en la potencia de fusión y el confinamiento del plasma de fusión. En la primera pared, el litio reaccionó con partículas neutras para producir compuestos de litio estables, lo que resultó en una baja tasa de reciclaje de gas neutro frío. Además, la contaminación por litio en el plasma tendió a ser muy inferior al 1 %. ^{[ 1 ]}

Desde 1996, estos resultados han sido confirmados por un gran número de dispositivos de fusión por confinamiento magnético (MCFD) que también han utilizado litio en sus componentes en contacto con el plasma, por ejemplo: ^{[ 1 ]}

• TFTR (EE. UU.), CDX-U (2005)/ LTX (2010) (EE. UU.), CPD (Japón), HT-7 (China), EAST (China), FTU (Italia).
• NSTX (EE. UU.), T-10 (Rusia), T-11M (Rusia), TJ-II (España), RFX (Italia).

Experimentos recientes en el tokamak DIII-D han comparado muestras prelitiadas con codepósitos de litio- deuterio formados durante la inyección in situ de polvo de litio en plasmas de deuterio en modo H. A temperaturas inferiores al punto de fusión del litio, se observó que la retención de deuterio en películas sólidas de litio expuestas a la capa de raspado lejana era en gran medida independiente del espesor de la película predepositada y, en cambio, estaba dominada por los codepósitos de Li-D; la erosión tanto del litio predepositado como del depositado in situ también fue menor de lo previsto por los cálculos de rendimiento de pulverización catódica. ^{[ 39 ] [ 40 ]}

Los experimentos realizados en el LTX-β del PPPL demostraron que el litio líquido mejora el rendimiento del plasma al crear un entorno de bajo reciclaje de hidrógeno que mantiene caliente el borde del plasma, lo que lo hace más estable y proporciona espacio para un mayor volumen de plasma. ^{[ 4 ] [ 18 ] [ 41 ]} Los investigadores especulan que esto podría conducir a sistemas de fusión tokamak más pequeños y menos costosos . ^{[ 4 ]}

La generación de energía primaria en los diseños de reactores de fusión proviene de la absorción de neutrones de alta energía. Los resultados de estos MCFD resaltan beneficios adicionales de los recubrimientos de litio líquido para una generación de energía confiable, que incluyen: ^{[ 42 ] [ 43 ] [ 1 ] [ 38 ] [ 9 ]}

1. Absorben neutrones de alta energía o de rápido movimiento. Aproximadamente el 80% de la energía producida en una reacción de fusión de DT reside en la energía cinética del neutrón recién producido.
2. La energía cinética de los neutrones absorbidos se transforma en calor en la primera pared. El calor producido en la primera pared puede ser disipado mediante refrigerantes en sistemas auxiliares que generan electricidad.
3. Generación autosuficiente de tritio mediante reacción nuclear con neutrones absorbidos. Neutrones de energías cinéticas variables impulsarán las reacciones de generación de tritio.

Actualmente se están probando nuevos desarrollos en litio líquido, por ejemplo: ^{[ 4 ] [ 24 ] [ 10 ] [ 11 ]}

• Recubrimientos fabricados con compuestos de litio líquido cada vez más complejos.
• Recubrimientos multicapa de litio líquido, B, F y otros metales de bajo número atómico (Z).
• Recubrimientos de litio líquido de mayor densidad para su uso en componentes en contacto con el plasma, diseñados para soportar mayores cargas térmicas y flujos de neutrones.
• El litio líquido fluye hacia arriba y hacia abajo a través de una serie de listones en baldosas que recubren el fondo del recipiente para proteger los componentes que se enfrentan al bombardeo de neutrones. ^{[ 44 ] [ 45 ]}

El carburo de silicio (SiC), un material cerámico refractario de bajo número atómico (Z), se ha consolidado como un candidato prometedor para materiales estructurales en dispositivos de energía de fusión magnética. Si bien las notables propiedades del SiC atrajeron la atención en su momento para experimentos de fusión, las limitaciones tecnológicas del pasado obstaculizaron su uso generalizado. Sin embargo, las capacidades en constante evolución de los compuestos de fibra de SiC (SiCf/SiC) en reactores de fisión de cuarta generación han renovado el interés en el SiC como material de fusión. ^{[ 46 ]}

Las versiones modernas de SiCf/SiC combinan muchos atributos deseables que se encuentran en los compuestos de fibra de carbono, como la resistencia termomecánica y el alto punto de fusión. Estas versiones también presentan beneficios únicos: exhiben una degradación mínima de las propiedades cuando se exponen a altos niveles de daño por neutrones. El SiC ha demostrado una difusividad de tritio menor que la observada en otros materiales estructurales, una propiedad que se puede optimizar aún más aplicando una capa delgada de SiC monolítico sobre un sustrato de SiC/SiCf. ^{[ 47 ] [ 48 ]} Sin embargo, la alta producción de helio en el SiC durante la irradiación de neutrones conduce a la hinchazón, particularmente a temperaturas intermedias y altas (>1000 °C), lo que puede afectar su integridad estructural. Además, el método de fabricación más común del SiC, la infiltración química en fase vapor (CVI), resulta en aproximadamente un 10 % de porosidad, lo que lo hace permeable a los gases y reduce tanto su conductividad térmica como su límite de tensión mecánica. La retención de tritio en los componentes de carburo de silicio en contacto con el plasma es aproximadamente 1,5-2 veces mayor que en el grafito, lo que conlleva una menor eficiencia del combustible y mayores riesgos de seguridad en los reactores de fusión. El SiC atrapa más tritio, limitando su disponibilidad para la fusión y aumentando el potencial de acumulación peligrosa, lo que complica la gestión del tritio. ^{[ 49 ] [ 50 ]} El daño por desplazamiento, la deposición de partículas , la redeposición y la acumulación de combustible en la superficie del divertor de SiC conducen a cambios microestructurales significativos, lo que resulta en una mayor erosión por pulverización catódica en comparación con el material cristalino original. La pulverización catódica química y física del SiC sigue siendo significativa y contribuye al problema clave del aumento del inventario de tritio a través de la codeposición a lo largo del tiempo y con la fluencia de partículas. Por estas razones, los materiales a base de carbono se han descartado en ITER , DEMO y otros dispositivos. ^{[ 51 ]}

Se ha demostrado que la siliconización, como método de acondicionamiento de paredes, reduce las impurezas de oxígeno y mejora el rendimiento del plasma. ^{[ 52 ] [ 53 ]} Los esfuerzos de investigación actuales se centran en comprender el comportamiento del SiC en condiciones relevantes para los reactores, lo que proporciona información valiosa sobre su papel potencial en la tecnología de fusión futura. Recientemente se desarrollaron películas ricas en silicio en componentes del divertor que dan al plasma utilizando inyecciones de gránulos de Si en escenarios de modo de alto confinamiento en DIII-D , lo que impulsó una mayor investigación para refinar la técnica para aplicaciones de fusión más amplias. ^{[ 54 ]}

Además del SiC, las cerámicas de ultra alta temperatura (UHTC) en su conjunto han comenzado a despertar interés debido a sus puntos de fusión extremos y propiedades no irradiadas. ^{[ 55 ]} Si bien existe una amplia gama de tipos de cerámica, cada una tiene sus propias ventajas y desventajas. Por ejemplo, los carburos tienen la temperatura de fusión más alta, mientras que los diboruros tienen las conductividades térmicas más altas a temperaturas más elevadas. ^{[ 56 ]} En comparación con el W y el Be, las UHTC han sido poco investigadas y, como resultado, los efectos de la irradiación no se comprenden bien, y muchos de los estudios actuales se centran en cerámicas de un solo componente (por ejemplo, ZrC, ThO ₂ y ZrB ₂ ). ^{[ 57 ] [ 58 ] [ 59 ]} Además, las UHTC multicomponentes, como los bi- y tricarburos, así como las cerámicas de alta entropía, son particularmente atractivas debido a su potencial para propiedades térmicas y mecánicas adaptables. Aunque, se ha realizado algún trabajo sobre la degradación de la conductividad térmica. ^{[ 55 ]}

La conductividad térmica en la mayoría de las cerámicas depende en gran medida del transporte de fonones , a diferencia de la mayoría de los metales, que dependen del transporte de electrones. ^{[ 60 ]} Este transporte de fonones se ve significativamente obstaculizado por la irradiación de neutrones debido a defectos y transmutación nuclear. ^{[ 61 ]} Sin embargo, los UHTC contienen enlaces iónicos, covalentes y metálicos , lo que distribuye de manera más uniforme la contribución de ambos tipos de transporte. ^{[ 62 ]} Por lo tanto, se sugiere que estos materiales exhibirán una menor reducción en la conductividad térmica, lo cual se ha observado en algunos UHTC, como el ZrB ₂ . ^{[ 55 ]} Finalmente, mejores técnicas de fabricación para los UHTC han dado lugar a mejores propiedades mecánicas y térmicas. ^{[ 55 ]}

• Instalación Internacional de Irradiación de Materiales de Fusión#Antecedentes
• Experimento con tokamak de litio

• Página del proyecto del Instituto Max Planck sobre materiales expuestos al plasma. Archivada el 2 de diciembre de 2012 en Wayback Machine.
• XIII Taller Internacional sobre Materiales y Componentes en Contacto con el Plasma para Aplicaciones de Fusión / I Conferencia Internacional sobre Ciencia de Materiales para la Energía de Fusión
• Ruset, C.; Grigore, E.; Maier, H.; Neu, R.; Greuner, H.; Mayer, M.; Matthews, G. (2011). "Desarrollo de recubrimientos de W para aplicaciones de fusión". Fusion Engineering and Design . 86 ( 9–11 ): 1677–1680 . Bibcode : 2011FusED..86.1677R . doi : 10.1016/j.fusengdes.2011.04.031 . Resumen: El artículo ofrece una breve descripción general de los recubrimientos de tungsteno (W) depositados mediante diversos métodos sobre materiales de carbono (compuesto de fibra de carbono – CFC y grafito de grano fino – FGG). Pulverización por plasma al vacío (VPS), deposición química en fase vapor (CVD) y deposición física en fase vapor (PVD)... Se presta especial atención a la técnica combinada de pulverización catódica por magnetrón e implantación iónica (CMSII), desarrollada durante los últimos 4 años desde el laboratorio hasta la escala industrial, y aplicada con éxito para el recubrimiento de W (10–15 μm y 20–25 μm) de más de 2500 baldosas para el proyecto de pared tipo ITER en JET y ASDEX Upgrade... Experimentalmente, se produjeron recubrimientos de W/Mo con un espesor de hasta 50 μm y se probaron con éxito en la instalación de haz de iones GLADIS hasta 23 MW/m2. Palabras clave: Recubrimiento de tungsteno; Compuesto de fibra de carbono (CFC); Pared tipo ITER; Pulverización catódica por magnetrón; Implantación iónica