Assessment of retention of plasma components in tungsten under hight flux plasma exposure: multiscale modeling approach
- Autores: Petr Grigorev
- Directores de la Tesis: Jean-Marie Noterdaeme (dir. tes.), Christopher O. Ortiz (dir. tes.)
- Lectura: En la Universidad Complutense de Madrid ( España ) en 2017
- Idioma: inglés
- Títulos paralelos:
- Evalución de la retención de elementos del plasma en tungsteno bajo exposición a plasma de altos flujos: un enfoque de modelización multi-escala
- Tribunal Calificador de la Tesis: Rik Van de Walle (presid.), Luis Mario Fraile Prieto (secret.), Kim Verbeken (voc.), Andree De Baker (voc.), Francisco Javier del Rio Esteban (voc.)
- Programa de doctorado: Programa de Doctorado Erasmus Mundus en Ciencia e Ingeniería de la Fusión / International Doctoral College in Fusion Science and Engineering (FUSION-DC) por la Universidad Carlos III de Madrid; la Universidad Complutense de Madrid; Instituto Superior Técnico de Lisboa(Portugal); Max-Planck-Institut für Plasmaphysik in Garching und Greifswald(Alemania); Universiteit Gent(Bélgica); Università degli Studi di Padova(Italia); Universität Stuttgart(Alemania) y Université Henri Poincaré Nancy 1(Francia)
- Materias:
- Enlaces
- Tesis en acceso abierto en: Docta Complutense
- Resumen
La fusión nuclear puede ser considerada como potencialmente limpia, segura y virtualmente una fuente ilimitada de energía para el futuro. Actualmente, el concepto mas prometedor ¿ el llamado ¿tokamak¿ utiliza el confinamiento magnético del plasma de fusión. Uno de los proyectos mas ambiciosos relacionados con la energía es hoy en día la construcción del tokamak mas grande del mundo, también conocido como ITER, El Camino en Latin. La campaña experimental planeada en ITER tiene como objetivo probar las tecnologías, los materiales y los regímenes físicos necesarios para la producción comercial de electricidad basada en la fusión nuclear. En otras palabras, el objetivo de ITER es de tender un puente entre el dispositivo de fusión mas pequeño que existe hoy y la planta de fusión nuclear del futuro, el reactor DEMO.
Uno de los principales objetivos para el funcionamiento de ITER es de demostrar el control del plasma de fusión con consecuencias insignificantes para el medioambiente.
Por lo tanto, una atención especial ha sido puesta sobre el tritio (T) respeto a su toxicidad y radiactividad intrínsecas. El límite de 700 g de T acumulado en la cámara de ITER fue determinada por las autoridades de seguridad para limitar posibles daños medioambientales en el caso improbable de una fuga de T.
Por lo tanto, un conocimiento de los mecanismos que gobernan la penetración, acumulación y rentención de T en materiales que están en contacto con el plasma es crucial.
En el diseño actual de ITER, el tungsteno (W) fue retenido como material blindaje para el divertor ¿ el sistema de escape de ITER ¿ y estará sujeto to condiciones extremas en términos de fluoj de calor y de bombardeo por partículas. La elección del W es principalmente motivada por sus increíbles propiedades, como un punto de fusión muy alto, una conductividad térmica alta y una buena resistencia a la erosión. Esta tesis doctoral se centra en el estudio de los mecanismos de retención y desorción del T en W.
