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Letras Universidad de Sevilla
09/01/2018Miembros del CNA cuantifican por primera vez las pérdidas de iones rápidos en el tokamak ASDEX
Tokamak_Iter

Científicos del Centro Nacional de Aceleradores (CNA), del Max-Planck-Institut für Plasmaphysik de Munich y de la Universidad de Sevilla han llevado a cabo un estudio sobre medidas de iones rápidos en el tokamak que se empleará en el reactor de fusión nuclear ITER

Los socios del proyecto internacional de fusión nuclear, ITER, son la Unión Europea, Japón, Estados Unidos, Corea del Sur, India, Rusia y China. En el año 2006 firmaron un acuerdo internacional para el lanzamiento de un reactor de fusión, modelo Tokamak, que se construiría en Cadarache (sudeste de Francia).

Los reactores del tipo Tokamak (acrónimo ruso de Cámara Toroidal con Bobinas Magnéticas) son los reactores para fusión nuclear más extendidos. De hecho, ITER, el reactor de fusión experimental definitivo que debe demostrar la viabilidad científica y tecnológica de la Fusión Nuclear, está basado en el modelo Tokamak.

Un tokamak es un sistema con geometría toriodal, tal y como se observa en la imagen adjunta, que busca el confinamiento de un plasma, a través del uso de campos magnéticos. El uso de estos campos se debe a que las temperaturas necesarias para generar el plasma son del orden de cientos de millones de grados centígrados, y no existe ningún material en la Tierra capaz de soportar tales temperaturas.

Este trabajo, llevado a cabo durante los últimos 4 años, ha culminado en el presente estudio, pionero en la calibración absoluta de los detectores de pérdidas de iones rápidos basados en materiales centelleadores (FILD) que se encuentran instalados en la mayoría de los reactores experimentales de fusión nuclear de todo el mundo.

El trabajo desarrollado por el grupo de Fusión Nuclear del CNA ha permitido observar directamente las pérdidas de partículas energéticas, conocidas como iones rápidos, inducidas por diferentes mecanismos, lo cual puede llevar a una disminución de la eficiencia de calentamiento y calidad del plasma del reactor e incluso dañar la integridad física de las paredes del dispositivo.

En particular, la cuantificación del número absoluto de iones que se escapan no se había obtenido nunca debido a la complejidad de la respuesta luminiscente de los materiales centelleadores en el entorno de irradiación y temperaturas en el que se encuentran trabajando el detector en el reactor.

Los resultados obtenidos son una prueba experimental fundamental para la validación y testeo de los distintos códigos de simulación de trayectorias y transporte de partículas (ASCOT, SPIRAL, etc), lo cual permitirá mejorar la capacidad para realizar predicciones en los futuros reactores como ITER y DEMO.

El Centro Nacional de Aceleradores es una ICTS de localización única que forma parte del Mapa de ICTS actualmente vigente, aprobado el 7 de octubre de 2014 por el Consejo de Política Científica, Tecnológica y de Innovación (CPCTI).

Referencia bibliográfica: First absolute measurements of fast-ion losses in the ASDEX Upgrade tokamak. M Rodriguez-Ramos, M. Garcia-Munoz, M.C. Jimenez-Ramos, J. Garcia Lopez, J. Galdon-Quiroga, L. Sanchis-Sanchez, J. Ayllon-Guerola, M. Faitsch, J. Gonzalez-Martin, A. Hermann, P. de Marne., J.F. Rivero-Rodriguez, B. Sieglin, A. Snicker, ASDEX Upgrade Team Plasma Physics and Controlled Fusion, 59, 105009 (8pp) (2017) https://doi.org/10.1088/1361-6587/aa7e5f  

Autor de la noticia: CNA

 

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