Estudio de retención hidrogénica e impurezas en litio líquido y tungsteno como materiales para un reactor de fusión mediante técnicas glow discharge y láser

Résumé

La energía de fusión es un proceso viable desde el punto de vista científico. Sin embargo la reproducción de este proceso en dispositivos magnéticos controlados resulta extremadamente complicada debido a desafíos tecnológicos muy importantes. Entre ellos, la selección de materiales en contacto con el plasma es uno de los asuntos más críticos a resolver. Esta tesis explora la utilización de tungsteno y litio líquido enfatizando en la potencial formación de amoníaco (tritiado) en descargas con seeding de N2 y la absorción hidrogénica (tritio) en capas híbridas litio líquido-tungsteno. La problemática relacionada con la formación de amoníaco ha sido abordada simulando el divertor de un reactor de fusión con plasmas glow discharge. Se estudió el amoníaco producido en paredes de tungsteno, aluminio (proxy del berilio) y acero inoxidable. Distintos plasmas fueron estudiados: N2-H2, N2-D2 y N2-H2-He, cambiando la concentración de nitrógeno y helio en el plasma, su voltaje y corriente. La influencia de la temperatura superficial, del contenido de nitrógeno y helio plasmático fue determinada. Se estudió asimismo la química de plasma-superficie en experimentos con plasmas glow discharge, estudiando el rol del contenido de nitrógeno en las paredes y la recombinación superficial en el proceso global. Finalmente la retención de amoníaco debido a su absorción superficial fue investigada en experimentos con exposición de gas. La detección y cuantificación del amoníaco fue realizada con espectrometría de masas mientras que la sonda de Langmuir simple y la espectroscopía de emisión óptica caracterizaron el plasma. Los resultados muestran que esta problemática en un reactor como ITER es difícilmente evitable si el nitrógeno se usa para enfriar el divertor. La creciente temperatura superficial, el menor contenido en nitrógeno del plasma y la presencia de helio podrían agravar el problema. La retención por absorción superficial en el sistema de vacío sería asimismo un importante problema que limitaría el ciclo operacional de la máquina. La investigación asociada a la retención hidrógenica en superficies híbridas de tungsteno-litio se centró en comprender el rol de la presencia de litio implantado y co-depositado en tungsteno. Plasmas glow discharge se usaron para irradiar tungsteno (a 100ºC) con plasmas de hidrógeno e hidrógeno-litio, estudiando las diferencias en retención del litio depositado e implantado. Las medidas de retención de hidrógeno se realizaron con espectroscopía de desorción térmica mientras que la espectroscopía de emisión óptica ayudó a caracterizar los plasmas. Para investigar la co-deposición varias muestras de tungsteno fueron preparadas exponiéndolas a distintos ambientes con litio y deuterio gaseoso. Un diagnóstico de desorción inducida por láser fue desarrollado para medir la retención hidrogénica, estudiando además la influencia de la temperatura superficial y empleando técnicas post-mortem (espectrometría de masas de iones secundarios, perfilometría y espectroscopía de emisión atómica asistida por llama) para la caracterización completa de las capas litio-tungsteno. Los resultados mostraron una retención menor (factor 3-4) en tungsteno con litio implantado comparado con el litio depositado. La co-deposición simultánea de litio y deuterio en tungsteno mostró una retención despreciable en la capa híbrida a 225ºC. Por el contrario muestras pre-litiadas y expuestas a una presión mayor de deuterio presentaron una retención medible a 200ºC, 300ºC y 400ºC. Se encontró una drástica y no lineal reducción en la retención con la temperatura, con ratios atómicos deuterio-litio menores de 10-4 a 400ºC. Finalmente se realizó una extrapolación a reactores futuros con pared de tungsteno y divertor de litio líquido, demostrando que la retención de tritio asociada a la co-deposición de litio en una primera pared de tungsteno caliente puede ser compatible con las limitaciones de seguridad nuclear y de riesgo radiactivo.