Instalación internacional de irradiación de materiales de fusión - International Fusion Materials Irradiation Facility
La Instalación Internacional de Irradiación de Materiales de Fusión , también conocida como IFMIF , es una instalación de prueba de materiales proyectada en la que los materiales candidatos para el uso en un reactor de fusión que produce energía pueden estar completamente calificados. El IFMIF será una fuente de neutrones impulsada por un acelerador que producirá un flujo de neutrones rápido de alta intensidad con un espectro similar al esperado en la primera pared de un reactor de fusión utilizando una reacción nuclear deuterio-litio. El proyecto IFMIF se inició en 1994 como un programa de investigación científica internacional, llevado a cabo por Japón, la Unión Europea, Estados Unidos y Rusia, y gestionado por la Agencia Internacional de Energía . Desde 2007, ha sido perseguido por Japón y la Unión Europea bajo el Acuerdo de Enfoque Más Amplio en el campo de la investigación de energía de fusión, a través del proyecto IFMIF / EVEDA, que lleva a cabo actividades de validación de ingeniería y diseño de ingeniería para IFMIF. La construcción de IFMIF se recomienda en el Informe de la Hoja de Ruta Europea para las Infraestructuras de Investigación, que fue publicado por el Foro Estratégico Europeo sobre Infraestructuras de Investigación (ESFRI).
Fondo
La reacción de fusión deuterio - tritio genera neutrones monoenergéticos con una energía de 14,1 MeV. En las plantas de energía de fusión, los neutrones estarán presentes en flujos del orden de 10 18 m −2 s −1 e interactuarán con las estructuras materiales del reactor por lo que su espectro se ampliará y suavizará. Una fuente de neutrones relevante para la fusión es un paso indispensable hacia el desarrollo exitoso de la energía de fusión . El diseño seguro, la construcción y la concesión de licencias de una instalación de energía de fusión por parte de la agencia reguladora nuclear correspondiente requerirán datos sobre la degradación de los materiales expuestos al plasma bajo irradiación de neutrones durante la vida útil de un reactor de fusión. La principal fuente de degradación de los materiales es el daño estructural, que normalmente se cuantifica en términos de desplazamientos por átomo (dpa). Mientras que en el experimento de fusión grande actualmente construido, ITER , el daño estructural en los aceros del reactor no excederá los 2 dpa al final de su vida operativa, se espera que la creación de daños en una planta de energía de fusión ascienda a 15 dpa por año de operación.
Ninguna de las fuentes de neutrones comúnmente disponibles es adecuada para las pruebas de materiales de fusión por varias razones. La acumulación de gas en la microestructura del material está íntimamente relacionada con la energía de los neutrones en colisión. Debido a la sensibilidad de los materiales a las especificidades en las condiciones de irradiación, como la relación generación de partículas α / dpa en niveles de daño superiores a 15 dpa por año de operación en condiciones de temperatura controlada, las pruebas de materiales requieren que la fuente de neutrones sea comparable a una entorno del reactor de fusión.
En los aceros, las reacciones de 54 Fe (n, α) 51 Cr y 54 Fe (n, p) 54 Mn son responsables de la mayoría de los protones y partículas α producidas, y estas tienen un umbral de energía de neutrones incidentes de 0,9 MeV y 2,9 MeV respectivamente. Por lo tanto, los reactores de fisión rápida convencionales , que producen neutrones con una energía promedio de alrededor de 1-2 MeV, no pueden cumplir adecuadamente con los requisitos de prueba para materiales de fusión. De hecho, el factor principal de la fragilidad, la generación de partículas α por transmutación, está lejos de las condiciones realistas (en realidad, alrededor de 0,3 appm He / dpa). Las fuentes de neutrones de espalación proporcionan un amplio espectro de energías hasta del orden de cientos de MeV que conducen a estructuras de defectos potencialmente diferentes y generan núcleos transmutados de luz que afectan intrínsecamente las propiedades específicas de la aleación. Las instalaciones de implantación de iones ofrecen un volumen de irradiación insuficiente (valores máximos de unos pocos cientos de µm de espesor de capa) para las pruebas de propiedades mecánicas estandarizadas. Además, la sección transversal de baja dispersión elástica para iones ligeros hace que los niveles de daño superiores a 10 dpa no sean prácticos.
En 1947, Robert Serber demostró teóricamente la posibilidad de producir neutrones de alta energía mediante un proceso en el que los deuterones de alta energía son despojados de su protón al impactar en un objetivo, mientras el neutrón continúa su camino. En la década de 1970, se desarrollaron en los EE. UU. Los primeros diseños para fuentes de neutrones de alta energía que utilizan esta reacción de extracción. En la década de 1980, los rápidos avances en la tecnología de aceleradores lineales de alta corriente llevaron al diseño de varias fuentes de neutrones impulsadas por aceleradores para satisfacer los requisitos de una instalación internacional de pruebas de materiales de fusión de alto flujo y gran volumen. Se propuso la instalación de prueba de irradiación de materiales de fusión (FMIT) basada en una fuente de neutrones de deuterio-litio para las pruebas de tecnología y materiales de fusión.
La reacción deuterio-litio explotada para IFMIF es capaz de proporcionar un espectro de neutrones de fusión adecuado, como muestra la comparación de IFMIF con otras fuentes de neutrones disponibles. En un experimento con deuterones de 40 MeV de un ciclotrón que incide en el litio, se midieron el espectro de neutrones y la producción de radiactividad en el litio, y se encontró una concordancia suficiente con las estimaciones calculadas.
Descripción
IFMIF constará de cinco sistemas principales: una instalación de aceleración, una instalación de objetivo de Li, una instalación de prueba, una instalación de examen posterior a la irradiación (PIE) y una instalación convencional. Toda la planta debe cumplir con las regulaciones internacionales de instalaciones nucleares. La energía del haz (40 MeV) y la corriente de los aceleradores paralelos (2 x 125 mA) se han ajustado para maximizar el flujo de neutrones (10 18 m −2 s −1 ) mientras se crean condiciones de irradiación comparables a las del primer pared de un reactor de fusión. Se podrían alcanzar tasas de daños superiores a 20 dpa por año de funcionamiento en un volumen de 0,5 L de su Módulo de prueba de alto flujo que puede acomodar alrededor de 1000 pequeñas muestras de prueba . Las técnicas de ensayo de muestras pequeñas desarrolladas tienen como objetivo la caracterización mecánica completa (fatiga, tenacidad a la fractura, tasa de crecimiento de grietas, fluencia y tensión de tracción) de los materiales candidatos y permiten, además de una comprensión científica de los fenómenos de degradación inducidos por neutrones de fusión, la creación de los elementos principales. de una base de datos de materiales de fusión adecuada para diseñar, otorgar licencias y operar de manera confiable los futuros reactores de fusión. Las principales contribuciones esperadas de la IFMIF a la comunidad de la fusión nuclear son:
- proporcionar datos para el diseño de ingeniería para DEMO ,
- proporcionar información para definir los límites de rendimiento de los materiales,
- contribuir a completar y validar las bases de datos existentes,
- contribuir a la selección u optimización de diferentes materiales de fusión alternativos,
- Validar la comprensión fundamental de la respuesta a la radiación de los materiales, incluida la evaluación comparativa de los modelos de efectos de la irradiación a escalas de longitud y escalas de tiempo relevantes para la aplicación de ingeniería
- prueba el concepto de manta y los materiales funcionales antes o como complemento a la prueba del módulo de manta de prueba del ITER.
Diseño de ingeniería intermedia IFMIF
El diseño de ingeniería de la planta IFMIF está íntimamente vinculado con las actividades de validación y se realizó durante la primera fase del proyecto denominado IFMIF Engineering Validation and Engineering Design Activities (IFMIF / EVEDA). El Informe de Diseño de Ingeniería Intermedia de la IFMIF se estableció en junio de 2013 y fue adoptado por las partes interesadas en diciembre de 2013. El Diseño de Ingeniería Intermedia de la IFMIF define los principales sistemas en líneas generales.
Instalación del acelerador (LiPac)
Los dos haces de deuterón CW del acelerador de 5 MW cada uno inciden de manera superpuesta en un ángulo de ± 9 ° con una huella de 200 mm x 50 mm y un perfil de tiempo constante en el chorro de Li líquido, con la región de absorción máxima de Bragg en aproximadamente 20 mm de profundidad.
Instalación de destino
La instalación objetivo, que contiene el inventario de unos 10 m 3 de Li, forma y acondiciona el objetivo del rayo. La pantalla de Li cumple dos funciones principales: reaccionar con los deuterones para generar un flujo de neutrones estable en la dirección de avance y disipar la potencia del haz de manera continua. El Li que fluye (15 m / s; 250 ° C) se moldea y acelera en la proximidad de la región de interacción del haz mediante una boquilla reductora de dos etapas que forma un chorro cóncavo de 25 mm de espesor con un radio mínimo de curvatura de 250 mm en el área de la huella de la viga. La presión centrífuga resultante eleva el punto de ebullición del Li que fluye y asegura así una fase líquida estable. La potencia del haz absorbida por el Li es evacuada por el sistema de eliminación de calor y el litio se enfría a 250 ° C mediante una serie de intercambiadores de calor. El control de impurezas, fundamental para la calidad de la malla líquida, se realizará mediante un diseño a medida de los sistemas de trampa de frío y calor, y se esperan purezas de Li durante la operación superiores al 99,9%. El monitoreo en línea de impurezas detectará niveles de impurezas superiores a 50 ppm. Según los análisis numéricos llevados a cabo en las últimas tres décadas, no se espera que la interacción haz-objetivo tenga un impacto crítico en la estabilidad del chorro.
Instalación de prueba
La instalación de prueba proporcionará regiones de flujo alto, medio y bajo que van desde ›20 dpa / año de potencia completa (fpy) a‹ 1 dpa / fpy con volúmenes de irradiación cada vez más disponibles de 0.5 L, 6 L y 8 L que albergarán diferentes metales y materiales no metálicos potencialmente sometidos a los diferentes niveles de irradiación en una central eléctrica. Más específicamente, en la región de alto flujo, se planean fluencias de 50 dpa en ‹3.5 años en una región de 0.5 L, junto con fluencias relevantes de la planta de energía de› 120 dpa en ‹5 años en una región de 0.2 L. La región de alto flujo acomodará alrededor de 1000 muestras pequeñas ensambladas en 12 cápsulas individuales con temperatura controlada independientemente que permitirán no solo la caracterización mecánica de los materiales estructurales candidatos probados, sino también una comprensión de la influencia en su degradación con la temperatura del material durante la irradiación.
Instalación posterior a la irradiación
La instalación de examen posterior a la irradiación, una parte esencial de IFMIF, está alojada en un ala del edificio principal para minimizar las operaciones de manipulación de muestras irradiadas. No solo permitirá probar muestras irradiadas de los diferentes módulos de prueba, sino también caracterizar metalográficamente las muestras después de pruebas destructivas.
Actividades de validación de ingeniería de IFMIF
Para minimizar los riesgos en la construcción de IFMIF, el proyecto IFMIF / EVEDA ha construido o está construyendo prototipos de aquellos sistemas que enfrentan los principales desafíos tecnológicos que se han identificado a lo largo de los años de cooperación internacional en el establecimiento de una fuente de neutrones relevante para la fusión, a saber 1) el Instalación aceleradora, 2) Instalación objetivo y 3) Instalación de prueba. Un Prototipo de Acelerador (LIPAc), diseñado y construido principalmente en los laboratorios europeos CEA , CIEMAT , INFN y SCK • CEN bajo la coordinación de F4E y en instalación en Rokkasho en las instalaciones de JAEA , es idéntico al diseño del acelerador IFMIF hasta su primera aceleración superconductora (energía de 9 MeV, 125 mA de D + en corriente de onda continua (CW)) y entrará en funcionamiento en junio de 2017. Un bucle de prueba de Li (ELTL) en las instalaciones de Oarai de JAEA, que integra todos los elementos de la instalación de destino IFMIF Li , se puso en marcha en febrero de 2011 y se complementa con experimentos de corrosión realizados en un bucle de Li (Lifus6) en ENEA , Brasimone. Un módulo de prueba de alto flujo (dos diseños diferentes que acomodan aceros ferríticos-martensíticos de activación reducida (RAFM) o SiC ), con un prototipo de las cápsulas que albergan las muestras pequeñas, se irradiaron en el reactor de investigación BR2 de SCK • CEN y se probaron en el enfriamiento. bucle de helio HELOKA del Instituto de Tecnología de Karlsruhe, Karlsruhe, junto con un módulo de prueba de fatiga de fluencia fabricado y probado a escala completa en el Instituto Paul Scherrer . La información específica detallada sobre las actividades de validación en curso está disponible en publicaciones relacionadas.
Ver también
- ITER (Reactor Termonuclear Experimental Internacional, y en latín "el camino")
Referencias
enlaces externos
-
Medios relacionados con IFMIF en Wikimedia Commons
