IV. PARA ATRAPAR A LAS CARGAS
EL PROPÓSITO de este capítulo es enfocar el estudio del movimiento de las cargas en un campo magnético desde un punto de vista práctico, similar a aquel del ingeniero nuclear que quiere aplicar el conocimiento científico con objeto de crear una máquina cuyo fin es reproducir en la Tierra la fusión nuclear.
La fusión nuclear es el proceso de unión de núcleos de átomos para formar un
núcleo más pesado. El proceso contrario de división del núcleo de un átomo en
dos o más núcleos se conoce como fisión nuclear. Cuando los núcleos son muy
ligeros, en los primeros lugares de la tabla de Mendeleiev, se libera una enorme
cantidad de energía al fusionarse dos núcleos. Conforme los núcleos se hacen
más pesados sucede generalmente lo contrario: al fisionarse los núcleos de los
átomos más pesados desprenden energía. Las primeras bombas nucleares usadas
en Hiroshima y Nagasaki fueron bombas de fisión que utilizaron la división de
los grandes núcleos del plutonio y del uranio. Los reactores nucleares productores
de electricidad emplean también el proceso de fisión nuclear.
La producción de energía es una de las cuestiones fundamentales del presente. Se necesita energía en forma de trabajo mecánico, eléctrico, químico, etc., para ser usada en la producción de satisfactores de todo tipo. Unos pocos ejemplos son iluminación, transporte, producción industrial, comunicaciones, computación y control de la información, medicina, producción agrícola y animal, construcción civil, y tantas otras más. La importancia de la energía es evidente.
Las necesidades de energía están creciendo de continuo. La diferencia en el gasto per capita entre países pobres y ricos demuestra la exigencia del incremento del gasto en las naciones menos desarrolladas. Por otra parte, la tasa de crecimiento de la producción y consumo en todo el mundo, por un lado, y la predicción de la desaparición por consumo de los combustibles fósiles, por el otro, nos impulsa a la búsqueda de nuevas fuentes energéticas.
Las predicciones del pasado respecto a las necesidades energéticas del mundo se han ido moderando frente a un presente más austero en el uso de la energía, en búsqueda no sólo de mayor eficiencia, sino también de industrias con menos utilización intensiva de energía.
Sobre la base de una hipótesis de crecimiento económico del 2% para los países desarrollados y del 5.5% en los países en desarrollo, se pronostica un aumento en la demanda de energía de un 2.4% anual. Las reservas de combustible fósil están administrándose en forma más racional, comparadas con el derroche anterior a 1971, cuando la tasa de crecimiento de la demanda de energéticos creció al 7% anual por más de veinte años. Aun con el esfuerzo para ahorrar energía, las necesidades siguen creciendo y es imprescindible descubrir nuevas fuentes de energía disponible en enormes cantidades.
Nuevas fuentes de energía disponible prometen resolver parcialmente las necesidades crecientes. Tales son la transformación de energía solar en eléctrica o térmica; las baterías solares, los hornos de espejos parabólicos, los absorbedores de energía radiante, etc., son algunas de las formas en que se aprovecha la enorme cantidad de radiación emitida por el Sol y desperdiciada por mucho tiempo. El Sol es también el origen primario de otras fuentes energéticas aprovechadas previamente, como el viento, pero en épocas recientes se ha incrementado el estudio de los lugares más adecuados para la utilización de la fuerza eólica, y del tipo de hélice que gira con mayor eficiencia ante cada tipo particular de viento.
Los reactores nucleares de fisión son de uso común en muchos países, y los mayores de estos reactores se usan para la producción de electricidad. El combustible más importante en esos reactores es el uranio.
Gran fuente de trabajo es el desarrollo de los reactores de cría. Estos reactores de fisión nuclear tienen la ventaja de producir nuevo combustible nuclear mientras operan, con lo cual disminuye el costo por combustible. Superan por este motivo a los actuales reactores de fisión cuyo combustible fisionado deja de ser útil como combustible nuclear. Los reactores de fisión tienen el inconveniente de producir materiales de desecho perjudiciales al ambiente donde se desarrolla la vida. Por este motivo se ha desarrollado la tecnología necesaria para evitar el daño por radiación y otros tipos de contaminación, tal como la contaminación térmica de ríos y lagos, la cual en ocasiones no es una verdadera contaminación sino una modificación de la temperatura del medio líquido alrededor de la planta nuclear, con una ganancia para muchas especies vivas que resultan beneficiadas con el cambio. Los productos radiactivos producidos son unos pocos kilos por año. Estas mezclas radiactivas deben procesarse para extraer de ellas materiales valiosos energéticos como el uranio y el plutonio, o radioisótopos con otras aplicaciones. Materiales con una gran vida radiactiva y sin aplicaciones conocidas en el presente, deberán encapsularse en vidrio y conservarse en cementerios secos y con una gran estabilidad geológica.
En muchos casos no ha sido necesario tomar una decisión respecto al destino de estos materiales radiactivos. Se conservan en depósitos dentro de las plantas nucleares en espera de la mejor solución posible sugerida por el análisis de muchas investigaciones.
Por el momento, la preocupación mayor consiste en garantizar por todos los medios imaginables la conservación de los materiales inestables dentro de un sistema primario de contención, el cual debe ser hermético. A éste se agregan otros sistemas auxiliares y de duplicación de seguridad, que hacen las plantas nucleares mucho más seguras que cualquier otra planta de producción de energía.
Las reservas probadas de uranio pueden alcanzar para unos 50 años de producción de energía. Con procesos de reciclaje y cría de combustible la duración se puede extender hasta 500 años. Se tiene ya en funcionamiento un reactor nuclear de cría de combustible en Francia. Este país produce más energía de la que requiere y está exportando a otros países de Europa energía eléctrica.
Aparte de la propulsión en el mar, la energía nuclear se ha limitado a aplicarse a las plantas eléctricas de potencia. Francia, Suecia, Finlandia y la URSS hacen estudios para aplicarla en la calefacción de algunas comarcas. Alemania Occidental, Japón, los Estados Unidos y la URSS se han esforzado en obtener aplicaciones de esta energía para las industrias de alta temperatura enfriada por gas, tales como fabricación de acero, producción termoquímica de hidrógeno, producción de combustibles sintéticos, etc. Sin embargo, es improbable que la demanda global de energía nuclear para aplicaciones no eléctricas se vuelva importante en los próximos decenios.
Existe en nuestros días una industria del temor, nacida en gran parte en el terreno fértil de la ignorancia, la cual se nutre del instinto de protección de la especie. Se tiene un gran miedo de la posibilidad real de una guerra nuclear donde se usarían los arsenales de bombas de fisión y fusión acumuladas insanamente. De este sano y lógico temor se ha derivado a otro temor injustificado por usarse en las plantas nucleares los mismos principios físicos de los explosivos nucleares. El miedo no tiene sentido si se toma en cuenta la diferencia de objetivos tan grande entre ambas posibilidades. Aun aceptando sin conceder la posibilidad de un accidente inesperado, se debe pensar en la mayor probabilidad de tenerlo en un artefacto construido para explotar y no en un instrumento hecho con otra finalidad. Los que queremos la ciencia para el beneficio del hombre y creemos en su poder, confiamos en la seguridad de operación de las plantas nucleares y tenemos fe en la capacidad de los ingenieros que las diseñaron.
La dosis letal media de radiación es de unos 400 remes. El rem mide el daño a los tejidos biológicos por cierta cantidad de radiación. Recibimos al año por la radiación natural que se encuentra en el ambiente una irradiación de un décimo de rem. La radiación producida por el hombre nos expone a un baño extra de menos de un décimo de rem al año. El total de los gases radiactivos emitidos por una central nuclear al año se estima en un milésimo de rem, es decir cuarenta mil veces menor a la radiación letal.
La fusión nuclear tiene varias ventajas sobre cualquier otro proceso de obtención de energía. La principal razón para usar la fusión nuclear se encuentra en las enormes cantidades previstas de potencia producida. Por otra parte, se tiene confianza en que las centrales termonucleares, usuarias del proceso de fusión, serán mucho más seguras en lo que se refiere a los peligros derivados de cualquier accidente y con una producción de contaminantes mucho menor, cuando se compara con los otros medios mayores de producción de energía, como son el petróleo y los reactores de fisión nuclear.
Las predicciones respecto a la radiactividad varían en función del tipo de diseño utilizado y de las hipótesis aceptadas, la gama de valores propuesta varía entre casi nada y la décima parte de la radiactividad que producirán los reactores nucleares de cría, para la misma producción de energía.
Además, el petróleo se considera una fuente de energía que debería protegerse mejor dada su potencialidad para convertirse en alimento de los seres vivos y materia prima para la producción de materiales sintéticos. El valor potencial a futuro del petróleo es tan grande que se considera una irresponsabilidad el quemarlo para producir trabajo mecánico, cuando, al hacer esto, se están destruyendo sustancias muy cercanas en su composición a las sustancias orgánicas que constituyen sin duda la materia prima que permitirá producir la comida del mañana y los materiales para construcción, transporte, etcétera.
Se reconoce un futuro predominantemente eléctrico donde la calefacción, indispensable en los países ricos, se hará utilizando la bomba de calor, y donde el automóvil eléctrico invadirá las carreteras. Se tiene en la actualidad un auto accionado por una batería de zinc cuya vida útil es de 50 000 km, con una velocidad crucero de 90 km por hora, la cual debería recargarse cada 165 kilómetros. La posibilidad de recobrar energía en estos automóviles por medio de frenos eléctricos es, además, muy interesante.
Estos argumentos han abierto la puerta a grandes inversiones en materia de fusión nuclear controlada del orden de miles de millones de dólares, principalmente en Estados Unidos, la Comunidad Europea, la Unión Soviética y Japón. Europa gasta un 10% del esfuerzo público en investigación y desarrollo de la fisión nuclear, mientras que Estados Unidos y Japón llegan a un gasto de17%.
Los procesos de fusión nuclear se descubrieron inicialmente en las estrellas; el Sol es la más cercana. De hecho, las reacciones termonucleares se han encontrado en condiciones naturales exclusivamente en el interior de las estrellas.
La fusión nuclear fue descubierta por el hombre en la forma de bombas de hidrógeno. Esta es una forma desorganizada de energía, diseñada para destruir. Se tiene mucho control del disparo y de la tecnología para fabricar una bomba y sus componentes. Pero no se sabe controlar la energía producida ni sus efectos, una vez que se hace estallar este artefacto. Es difícil comprender cómo la especie humana, una especie que se considera superior a las demás, puede amenazarse a sí misma con su total desaparición al hacer explotar estas bombas de fusión nuclear. No se entiende por qué países que tienen la bomba se amenazan entre ellos y amenazan a otros países que no se podrían defender y que se verían afectados terriblemente si se inicia cualquier tipo de guerra nuclear.
En el otoño de 1952, los Estados Unidos detonaron la primera explosión termonuclear del mundo en el atolón de Eniwetok, en las Islas Marshall. Su potencia fue de diez megatones y excavó un cráter de unos 1 700 metros de anchura y 50 metros de profundidad. El megatón es una medida para las explosiones igual a la de un millón de toneladas de trinitrotolueno. Esta potencia equivale también a 1 200 millones de kilowats y a 1 000 millones de millones de calorías. Esta energía debe servir, no destruir ni atemorizar.
La fusión nuclear debe ser una esperanza de bienestar para la humanidad si se vuelve realidad el sueño de muchos países que buscan sin descanso la forma de controlar esta fusión. Las ideas para alcanzar este objetivo dan una gran seguridad en los dispositivos, aun en el caso del peor accidente imaginable. El artefacto para producir energía por fusión nuclear se destruye a sí mismo antes de dañar sus alrededores. Se busca tener disponible esta inmensa fuente de energía sin los peligros de una explosión nuclear o de la contaminación a que pueden dar lugar los actuales reactores de fisión de núcleos pesados y otras formas de energía.
Las propuestas vigentes encadenan generalmente la fusión con la producción de electricidad en varias formas diferentes. Por generación de vapor. Mediante procesos magnetohidrodinámicos. Por conversión directa de la corriente de plasma caliente en corriente eléctrica. Mediante el uso del reactor de fusión para la cría de combustibles de fisión nuclear.
El uso de esta energía para calefacción en vastas regiones o para procesos industriales deberá esperar mucho tiempo.
En la fusión nuclear se unen dos núcleos ligeros para producir un núcleo más pesado con una liberación enorme de energía. Por ejemplo, pueden unirse dos núcleos de deuterio formados cada uno de ellos por un neutrón y por un protón. De esta unión se forma un núcleo de helio con dos protones y dos neutrones.
Se cree que la fusión nuclear sólo puede producirse a altas energías para que los núcleos de combustible, cargados positivamente, se puedan acercar lo suficiente a fin de vencer la fuerza eléctrica de repulsión entre cargas positivas, la cual es enorme a cortas distancias, hasta llegar a las distancias pequeñísimas donde domina la fuerza nuclear y donde la fuerza de separación entre cargas está superada por la fuerza nuclear entre protones y neutrones.
La energía necesaria para vencer la fuerza eléctrica, se ha sugerido, podría obtenerse si aumentamos la temperatura de las cargas hasta acercarnos a la temperatura solar. En presencia de estas altísimas temperaturas los núcleos pueden acercarse a las distancias donde actúan las fuerzas nucleares, y por tanto la modificación de los núcleos que acontece en las reacciones termonucleares sería posible. Se ha especulado en la posibilidad de reacciones termonucleares en frío catalizadas por muones, los cuales son otro tipo de partículas elementales como los protones, electrones y neutrones, pero hasta la fecha la única técnica confiable es aquella en que se incrementa la temperatura.
Se presenta el grave inconveniente de encontrar el recipiente capaz de albergar el plasma a temperaturas tan elevadas. Y una solución ideal es el uso de campos magnéticos para atrapar a las cargas. El ejemplo de los cinturones de Van Allen muestra que es posible capturar a grandes nubes de carga en campos magnéticos, pero estas donas de carga de Van Allen se encuentran a una temperatura muy baja y en ellos no es de importancia la fusión nuclear. Al aumentar la temperatura se vuelve más difícil controlar el plasma dentro de las líneas del campo para que no se pierda.
Desde 1957 John Lawson de Harwell estableció las condiciones adecuadas para el arranque de una reacción de fusión. En la reacción, con una mezcla de deuterio-tritio, debe tenerse en cuenta que el producto de la densidad por el tiempo de retención debe sobrepasar el valor de 6 x 1019 s/m3. Este criterio de Lawson asegura la obtención de una ganancia en la potencia de salida de un plasma de deuterio-tritio en algún mecanismo para producir la fusión. Esto es independiente de los requisitos exigidos para la temperatura. Por ejemplo, debe tenerse una densidad muy diluida de l00 000 millones de iones por milímetro cúbico durante un tiempo de retención de segundo. A este criterio debe agregarse una temperatura estimada en unos 100 millones de grados Kelvin. El tiempo de retención podría ser algo menor mediante un incremento de la densidad.
El tiempo de retención de energía es una medida de la eficiencia del calentamiento y se obtiene dividiendo la energía total de iones y electrones entre la potencia de calentamiento óhmico proporcionada.
Este tiempo mide la rapidez exponencial con la cual se perdería la energía del plasma por disipación de calor al suspenderse la alimentación de calor al plasma.
El criterio de Lawson se dedujo para un plasma con una temperatura homogénea, la misma en cualquier lugar del plasma. Por lo cual deja de tener validez cuando se hace el calentamiento lanzando sobre la columna del plasma un haz neutro. Esta forma de calentamiento permite conseguir el arranque con valores menores del parámetro de Lawson, debido a una distribución de velocidades fuera del equilibrio térmico.
Para conseguir las reacciones nucleares en la Tierra, una sustancia deberá sufrir un calentamiento intensísimo, el cual puede lograrse mediante:
a) Una explosión nuclear.
b) Una descarga potentísima en el gas.
c) Un pulso tremendo de radiación láser.
d) El bombardeo con un haz intensísimo de partículas.
El problema central de la investigación de fusión con confinamiento magnético es el diseño y construcción del sistema contenedor electromagnético para guardar el plasma de alta energía y conocer y controlar la conducta del sistema formado en conjunto por plasma y campo. En particular, debe lograrse un buen grado de aislamiento térmico entre las paredes materiales y la corriente de plasma.
El costo de la investigación en fusión nuclear controlada, erogado por los Estados Unidos entre 1950 y 1980 fue mayor de dos mil millones de dólares. El costo estimado de lo que puede gastarse hasta la comercialización de los primeros reactores termonucleares será de unos quince mil millones de dólares, tan sólo en Estados Unidos. El presupuesto actual de Europa o Japón para fusión nuclear se estima, para cada uno de ellos, en la mitad del de Estados Unidos.
El plasma es un sistema muy complejo cuyo estudio experimental no se había propagado. En un principio se quiso estudiar a partir del conocimiento del movimiento de las partículas cargadas que lo forman. Con el tiempo, fue necesario estudiar los efectos colectivos del fluido de baja densidad pero cargado. Las fuerzas eléctricas entre cargas se sienten a grandes distancias y esta propiedad es un obstáculo al uso de otros estudios realizados con gases no ionizados. No es de extrañar la falta de previsión de los científicos en este tema estudiado poco y comprendido mal. Con el tiempo, el panorama ha cambiado mucho. Se han inventado varios procedimientos para confinar y calentar el plasma. Además, se cuenta ahora con un conjunto variado de instrumentos para medir la condición del plasma mediante la determinación de sus propiedades, en lo que se conoce hoy como el diagnóstico del plasma.
En un principio los métodos usados fueron empíricos, los métodos científicos más sistemáticos no hacen su aparición hasta en 1960, y aun en nuestros días los reactores de mayor tamaño tienen dinámicas y propiedades difíciles de prever.
Los primeros estudios para lograr el control de la fusión nuclear en Estados Unidos se llevaron a cabo bajo el nombre de Proyecto Sherwood durante la década de los cincuenta. Los primeros laboratorios con actividades en este campo estuvieron en Princeton, Los Álamos y Livermore. Estas actividades no se hicieron públicas, manteniendo la información sin transmitir a menos que fuese indispensable para la marcha de cada experimento. Al final de la década se incorporó también el laboratorio de Oak Ridge, en 1957, con el propósito de hacer ahora público el esfuerzo de conquista de la energía de fusión.
Las máquinas capaces de contener un plasma con un campo magnético son de tipo lineal o toroidal. Las máquinas de tipo lineal son muy útiles para investigar las propiedades del plasma, aunque no parecen las más adecuadas para alcanzar las condiciones para el arranque de la reacción de fusión. Las máquinas toroidales llevan ese nombre debido a la forma de toro o dona de la columna de plasma.
Existen varias máquinas de tipo lineal. Una de las primeras en construirse fue una botella magnética llamada "La máquina espejo", la cual hace uso del efecto de espejo magnético, explicado previamente en este libro. Se tiene un arreglo de líneas magnéticas en forma de huso, abombadas en el centro y apretadas por los dos extremos. Las cargas del plasma son atrapadas por las líneas del campo, se mueven hasta llegar a uno de los dos extremos y rebotan en ellos por actuar la concentración de líneas en dichos extremos como un repulsor o espejo de carga. En 1952 se inauguró en Livermore, Estados Unidos, una máquina espejo de este tipo.
Entre las máquinas toroidales se encuentran los pellizcos toroidales, los esteleradores, los levitrones, los multipolos y los tokamaks. De todos ellos, el tokamak parece ser el que puede alcanzar el conjunto de requisitos necesarios para lograr la fusión nuclear.
El efecto pellizco o pinza se observa en un gas conductor cuando lo atraviesa una intensa corriente eléctrica. Los campos magnéticos que se forman con un patrón circular alrededor de la corriente, reaccionan sobre el gas para apretarlo en un filamento delgado. El plasma es un gas conductor por estar formado por cargas. Este efecto pinza del campo sobre la columna del plasma proporciona una forma de mantener retirado el plasma de las paredes que lo contienen.
Desde 1946, G. P. Thomson y M. Blackman trabajaron en Londres en este efecto pinza. Se pensó desde un principio usar una geometría toroidal para la columna del plasma, y mantener la corriente continua en el plasma con ayuda de ondas de radio comunicadas al toro por medio de cañones metálicos para propagar ondas, llamados guías de ondas. Las ondas de radio sirvieron también para calentar el plasma.
En 1952 se construyó un aparato toroidal tipo pellizco en Los Álamos, inspirado en los trabajos ingleses llevados a EUA por J. L. Tuck.
A fines de 1957 el aparato británico Zeta de tipo pellizco pareció alcanzar condiciones físicas del plasma que sugerían construir un modelo de mayor tamaño. Sin embargo, el año de 1958 fue de desilusión; al mejorar la calidad del plasma mediante una superación de las técnicas de vacío, se descubrió que el plasma era más inestable de lo esperado.
El estelerador fue concebido por L. Spitzer, influenciado por las noticias llegadas de Argentina sobre la experimentación en el control de la fusión; Spitzer diseñó un aparato cuya cámara para conservar el plasma era un tubo conectado por sus extremos, y en forma de ocho. Se inició su construcción hacia principios de 1952, en Princeton.
Un tokamak es un sistema con forma de dona o toroidal axisimétrico. A una distancia llamada el radio mayor R de un eje de rotación se coloca el centro de un círculo, y a su vez, este círculo estará colocado en medio plano, cuyo borde es el eje de rotación. El círculo tiene un radio menor a. Al girar el semiplano alrededor del eje de rotación, el círculo contenido en ese plano rotante recorrerá una dona o toro.
Le viene el nombre de tokamak del acrónimo ruso de la expresión cámara toroidal con un campo magnético axil. Este aparato fue propuesto en 1950 por Tamm y Sakharov y desarrollado por muchos investigadores a partir de Artsimovitch.
El campo magnético que confina y estabiliza el plasma en un tokamak es la suma de tres campos.
1) El campo generado por una corriente inducida a lo largo de la corriente del plasma.
2) El campo toroidal, mucho más intenso que el anterior, está dirigido en dirección paralela a la corriente.
3) El campo transversal; éste es relativamente pequeño, está dirigido paralelo al eje de simetría del toro.
El campo toroidal está producido por espiras enrolladas alrededor del toro. El campo transversal se genera por bobinas localizadas a lo largo del toro.
Las líneas del campo resultante tienen la forma de hélices que recorren muchas veces alrededor del toro y forman un sistema de superficies magnéticas cerradas en forma de red. Existe una analogía geométrica entre las trayectorias no integrables del movimiento mecánico de una partícula y las líneas del campo magnético en tokamaks y esteleradores. Errores en la manufactura de las bobinas pueden producir líneas del campo que se enrollarán desordenadamente en una madeja, lo que podría ser desastroso para quien trata de lograr el confinamiento del plasma.
La estabilidad magnetohidrodinámica debe satisfacer la condición de Kruskal-Shafronov: la razón del campo generado por la corriente inducida dividida por el campo toroidal debe ser menor que el cociente de radio de la sección transversal de la columna del plasma, dividido por el radio mayor de la columna.
El campo transversal es el más pequeño de los tres y su tamaño es al campo generado por la corriente como éste es al campo toroidal. Este campo es importante para mantener el plasma en equilibrio.
La corriente del plasma se ha mantenido separada de las paredes rígidas con ayuda de un aro, material llamado limitador. El confinamiento de energía ha mejorado en algunos casos cuando el borde del plasma se determina por una frontera magnética llamada divertidor, en lugar de la frontera material del limitador.
En un aparato del tamaño de los que se construyeron en los ochenta, el criterio de pérdida aceptable de rapidez de energía requerida para la ignición del plasma es la conductividad térmica de los electrones que corresponda a un tiempo de confinamiento de energía de un segundo. La conductividad térmica es una medida de la facilidad con la cual se transmite el calor en una sustancia.
El plasma sufre un calentamiento óhmico por la corriente que circula a través de él. A fin de obtener calentamiento adicional se introducen campos magnéticos alternos y se le inyectan átomos neutros energéticos.
Excepto para el caso de campos magnéticos intensos, la obtención de temperaturas necesarias para la ignición requiere que el calentamiento óhmico se complete con calentamiento auxiliar. En etapas pasadas de experimentación llegó a pensarse en alcanzar la temperatura de arranque por calentamiento óhmico. Los estudios con tokamaks en los setenta hicieron perder el optimismo.
Las bobinas de los grandes tokamaks en operación serán enfriadas a temperaturas bajísimas. Los alambres de las bobinas serán realmente tubos por donde circularán gases licuados a temperaturas muy bajas. La explicación para esto viene del enorme aumento de la conductividad en los conductores cuando baja la temperatura. El costo en refrigerar las bobinas del tokamak a 15 grados Kelvin es menor que la potencia disipada en la resistencia del circuito eléctrico del electromagneto si fuere operado a la temperatura ambiente.
Los primeros experimentos de confinamiento con el balance de energía dominado por el calentamiento auxiliar se llevaron a cabo inyectando haces de partículas neutras de energía moderada en el plasma. Se obtiene generalmente degradamiento del tiempo de confinamiento por incremento de la conductividad electrónica con la potencia de calentamiento. Por otra parte, el tiempo de confinamiento se incrementa con la masa de los iones del plasma y con la masa de los iones inyectados.
El tokamak usa como combustibles a dos isótopos del hidrógeno: el deuterio y el tritio, y puede usar también el isótopo del helio conocido como helio 3.
El hidrógeno y sus isótopos están caracterizados por tener en forma neutra a un electrón por átomo. El núcleo de hidrógeno es un protón y tiene una carga positiva de la misma magnitud que la del electrón.
El hidrógeno no contiene neutrones, es el único elemento químico que se encuentra sin neutrones. El deuterio es el isótopo del hidrógeno que contiene en cada átomo —además del protón— un neutrón. El tritio es el isótopo del hidrógeno que contiene, además del protón a dos neutrones en cada átomo. El tritio es radiactivo y su manejo se vuelve por ello delicado.
La forma más abundante de helio es el helio 4, cuyo átomo contiene en el núcleo dos protones y dos neutrones. El tokamak podrá usar como combustible el helio 3 que es un isótopo del helio cuyo núcleo contiene dos protones y sólo un neutrón.
El deuterio abunda en la naturaleza. Cuando este elemento está combinado con el oxígeno, forma el agua pesada, contenida en el agua de la naturaleza en una pequeña proporción. Como el agua es tan abundante en nuestro mundo esa poca proporción representa cantidades enormes de deuterio en las aguas disponibles de nuestro mundo, en particular se tienen grandes reservas en el agua de los océanos.
El tritio no se encuentra en cantidades apreciables en forma natural. Puede fabricarse artificialmente mediante el bombardeo del elemento litio con otros núcleos. El tritio es un elemento radiactivo que debe manejarse con precaución. Se piensa que se debe conservar en el interior del tokamak. Su aceptación implica hacer las paredes con contenido de litio, lo cual producirá desgaste de las paredes y nos enfrenta al problema del control de su radiactividad.
Las reacciones nucleares que parecen más interesantes para la producción de tritio son aquellas que se producen cuando bombardeamos litio 6 con protones o núcleos de deuterio.
La energía de fusión puede obtenerse por diferentes procesos, consistentes en la colisión de dos núcleos y como resultado de la formación de una nueva partícula de mayor masa que cada uno de los dos proyectiles y la expulsión de un protón o un neutrón y el desprendimiento de energía. En general, se ha observado que la unión de núcleos ligeros muy unidos produce núcleos más pesados, menos unidos, con un desprendimiento simultáneo de energía. Como una excepción digna de estudio se tiene la fusión del boro 11 por un protón, dando por resultado tres núcleos de helio 4 y una emisión de energía.
Las reacciones más importantes que pueden intervenir en la fusión controlada son de cuatro tipos:
1) Unión de dos núcleos de deuterio para producir un núcleo de helio 3 y un neutrón.
2) Unión, también, de dos núcleos de deuterio, pero se producen un núcleo de tritio y un protón.
3) La unión de un núcleo de deuterio con un núcleo de tritio y la producción de un núcleo de helio 4 y de un neutrón
4) La unión de un núcleo de deuterio con un núcleo de helio 3, y la producción de un núcleo de helio 4 y un protón.
Las cuatro reacciones emiten grandes cantidades de energía. Las dos últimas son más interesantes porque producen más del triple de la energía por partícula pesada y cinco veces la energía de las partículas más ligeras, protón o neutrón.
La tercera reacción tiene además la temperatura de ignición más baja conocida para reacciones de fusión controlada, cerca de los 40 millones de grados.
En las reacciones tercera y cuarta el 80% aproximadamente de la energía la llevan las partículas más ligeras.
En la tercera reacción, que produce neutrones, esta energía podría ser absorbida por un intercambiador de calor líquido de litio que transportara la energía calorífica y pudiera servir, además, como un generador de tritio por el bombardeo de los neutrones a los núcleos de litio.
En la cuarta reacción que produce protones muy energéticos, con 4/5 partes de la energía producida en cada reacción, la energía cinética podría convertirse directamente en energía eléctrica mediante su conducción por electrodos apropiados.
Un sistema menos favorable energéticamente pero más fácil de realizar en la práctica es un plasma de dos componentes en que se inyecta continuamente en el sistema una corriente de iones de energía mucho mayor que la energía del plasma. Se ha probado con buen éxito, asimismo, la inyección a contracorriente de deuterones y tritones.
Todas estas reacciones serán importantes en un tokamak, aunque una o más de ellas podrán tener mayor relevancia. Se espera que las dos primeras reacciones ocurran más frecuentemente.
Otra reacción que se estima podría ocurrir con un gran desprendimiento de energía, es la unión de un protón con un núcleo de tritio, y la formación de un núcleo de helio 4.
La reacción más importante para producir tritio consiste en la colisión de un neutrón con un núcleo de litio 6 a fin de producir un núcleo de tritio y otro de helio 4. Pero la reacción de un núcleo de deuterio con uno de litio 6, aunque no produce tritio sino únicamente helio, tiene la ventaja de ser muy energética. El tritio se obtiene también de la reacción deuterio-deuterio ya mencionada.
Una instalación para producir energía por medio de la fusión debe hacer un uso eficiente de la energía, procurando economizar las pérdidas del plasma y de su energía. Entre las principales causas de pérdidas que se tienen en la actualidad, se encuentran:
1) La falta de estabilidad magnetohidrodinámica o del fluido.
2) La falta de equilibro del plasma.
3) La presencia de difusión que produce microinestabilidad.
El proceso básico de pérdida de energía es por radiación bremsstrahlung de los electrones, como consecuencia de colisión coulombiana a base de iones. La rapidez de obtención de energía de fusión y la rapidez de pérdida por radiación dependen ambas de procesos binarios y por lo mismo del cuadrado de la densidad, pero ambos dependen en forma distinta de la temperatura. A una cierta temperatura crítica, que es diferente para cada reacción, domina el término de producción sobre el término de pérdida y se desencadena un proceso continuo de reacciones de fusión controlada. La temperatura crítica en la reacción más favorable deuterio-tritio es de 45 millones de grados Kelvin, 150 mil veces más temperatura que la del cuerpo humano. Pero una vez alcanzado este nivel mínimo, los productos de la reacción elevarán la temperatura del plasma hasta un valor de trabajo sobre dos y cinco veces el valor de arranque.
Entre las diversas inestabilidades contra las cuales deben luchar los investigadores
a fin de evitar la desaparición rápida del plasma se encontró la inestabilidad
llamada bucle. Este nombre le viene de que la columna hace una desviación de
su camino recto, y ésta se amplifica por la dinámica, lanzando al plasma contra
las paredes del contenedor. A otro tipo se le llama microinestabilidad porque
nace en una región muy pequeña del espacio, pero a continuación se infla como
si estuviéramos inyectándole inestabilidad.
En un tokamak se descubrió que una forma de combatir la inestabilidad era lograr que las líneas del campo se torcieran girando alrededor de los dos radios del toro, como se ve en la figura 23.
En la conferencia internacional realizada en Culham, Inglaterra, en 1965, los científicos soviéticos anunciaron que habían mejorado por diez veces los tiempos de confinamiento en sus máquinas tokamak, pero no se les dio crédito.
Estos resultados se obtuvieron en los Tokamaks T-3 y TM-3, bajo la dirección de L. A. Artsimovich.
En la conferencia internacional llevada a cabo en 1968 en Novosibirsk, los valores de temperatura, densidad y tiempo de confinamiento de los tokamaks soviéticos, se mostraron superiores a los de otros equipos de confinamiento magnético. Estos valores fueron superados de nuevo por un factor diez veces mayor. El informe soviético tuvo todavía la incredulidad de los científicos occidentales por el método para deducir la temperatura de los electrones a partir de mediciones de los campos magnéticos, en lugar de los métodos de detección por láser, preferidos por los occidentales.
En la primavera de 1969 Artsimovich visitó los Estados Unidos con el propósito de participar en la Reunión Pugwash sobre desarme, y aprovechó el viaje para impartir algunas conferencias sobre tokamaks en el Instituto Tecnológico de Massachusetts.
Posteriormente, en 1969, Artsimovich convino con Pease, de los laboratorios
Culham de Inglaterra, la visita de un grupo de científicos ingleses para medir
con técnicas de diagnóstico con láser, las propiedades físicas del plasma producido
en los tokamaks soviéticos del Instituto Kurchatov en Moscú. Las medidas se
realizaron en el tokamak T-3, y en agosto de 1969 los británicos
concluyeron en que la temperatura deducida por los soviéticos coincidía con
su propia medición.
Investigaciones posteriores de los soviéticos en el tokamak TM-3 indicaron que la interpretación de los científicos norteamericanos para dudar de aquellos resultados también estaba fundada, y que una medición del equipo inglés en el TM-3, en lugar del T-3, hubiera retrasado la historia de los progresos del tokamak en Occidente.
Los resultados ingleses se presentaron en septiembre de 1969 en la reunión internacional de Dubna, en la Unión Soviética.
Poco a poco los tokamaks se fueron convirtiendo en los equipos favoritos para experimentar la fusión nuclear.
Al mismo tiempo se desarrollaron varias tecnologías para colaborar en este proceso. Las primeras fueron el desarrollo de grandes campos magnéticos y de altos vacíos. Subsisten en nuestros días muchos problemas tecnológicos para mejorar la operación de los tokamaks. Entre éstos, pueden mencionarse los de metalurgia por requerirse estructuras metálicas capaces de resistir enormes esfuerzos provocados por los campos magnéticos. Se desarrollaron por eso los estudios de los aceros inoxidables austenítico y el martensítico. Para poder incrementar los campos magnéticos se estudian nuevas aleaciones de niobio-aluminio y niobio-estroncio, las cuales son resistentes y superconductoras. Otros procesos por desarrollar son los robots necesarios para el remplazo y movimiento de los productos radiactivos y descubrimiento de los materiales capaces de absorber el flujo muy intenso de neutrones.
Las impurezas de oxígeno, carbono y metales de las bombas de vacío son obstáculo para producir mayores temperaturas y densidades. Al atenderse este problema, se logró doblar el valor de la densidad y las pérdidas de potencia por radiación se redujeron de entre 70 y 100% de pérdida a un 25%.
Al convencer el éxito de los tokamaks, éstos fueron invadiendo todos los países. En Europa se tienen proyectos colectivos y tokamaks con diversos propósitos. Destacan en la actualidad los tokamaks ASDEX, ASDEX UPGRADE, W7 y W&AS del Instituto Max Planck, en Alemania. Los tokamaks DITE y COMPASS de Culham, Inglaterra. Los italianos se han anotado éxitos espectaculares con los tokamaks de Frascati, entre los que se tienen ahora el FT y el FTU, aunque también destaca el RFX de Padua. En Francia, además de los de Fontenay y Grenoble, es importante el TORE SUPRA de Cadarache. En Holanda se cuenta con el TEXTOR de la ciudad de Julich. Se ha establecido una división del trabajo entre ellos; así, TORE SUPRA ensaya bobinas superconductoras, FTU en Frascati se dedica a alcanzar valores muy altos del campo, ASDEX-UPGRADE de Garching prueba un divertidor, COMPASS en Culham estudia la estabilidad en pequeño, etc. Además, en Bélgica se desarrolla el sistema de calentamiento Ion Ciclotrón para el tokamak TEXTOR de Julich; Holanda está encargada del desarrollo del calentamiento Electrón Ciclotrón para usarse en el TFR de Fontenay, y Dinamarca construye el lanzador de píldoras para el mismo TFR.
Los Estados Unidos han establecido muchos valores máximos en sus tokamaks. Destacan los Alcator del Instituto Tecnológico de Massachusetts, y el Ormack de Oak Ridge como los que tuvieron los primeros éxitos. El Alcator A fue propuesto en 1967 y quedó listo para operación en 1972. Sus radios menor y mayor se eligieron 10 y 54 cm, respectivamente. El Ormack de Oak Ridge principió a operar en 1971 y para 1973 ya se había construido ahí otro tokamak, llamado Elmo Bumpy Torus.
En la vecindad de 1975 se rompe el récord del valor del parámetro de Lawson en el Alcator A del Instituto Tecnológico de Massachusetts. Las máquinas Alcator se diseñaron con mayores magnetos en menores tamaños que los tokamaks que los precedieron. Se esperaba obtener con ellos valores más altos del parámetro de confinamiento debido a su capacidad de permitir una mayor densidad de corriente sin caer en la inestabilidad. El Alcator A establece también un récord de temperatura de 11 millones de grados Kelvin.
El mejor valor del tiempo de confinamiento del Alcator A fue de 20 milisegundos.
De los estudios hechos con la teoría clásica del calor, se predijo que el tiempo
de confinamiento debería disminuir al aumentar la densidad del plasma, por volverse
un mejor conductor térmico. Se tuvo una sorpresa cuando se verificó lo contrario,
debido al transporte anómalo de calor por electrones en el plasma del tokamak.
El transporte de calor hacia el exterior del plasma se produce con distinta
rapidez en los iones y los electrones. Los electrones dominan a densidades bajas.
La conducción de calor por electrones del plasma es mucho mayor de lo que se
esperaría según la teoría clásica del calor, en perjuicio de un mayor valor
del tiempo de confinamiento, que se hubiera esperado de los cálculos teóricos.
En ausencia de una teoría para explicar el transporte anómalo de los electrones,
se han obtenido leyes empíricas de escalamiento. Quizá la utilidad mayor del
Alcator A fue la obtención de estas leyes empíricas. El escalamiento Alcator
descubrió que el tiempo de confinamiento es directamente proporcional a la densidad,
aunque la predicción teórica hubiera esperado una disminución con la densidad.
Alcator A pudo generar una gama muy amplia de densidad de plasma, mayor que
la obtenida por otros tokamaks y permitió entonces un mejor estudio de los cambios
provocados por la densidad.
Para obtener mayores densidades se incrementa la corriente eléctrica de la columna del plasma. El límite superior de dicha corriente es la condición de estabilidad de Kruskal-Shafronov, según la cual la torcedura helicoidal dada al campo magnético toroidal del tokamak por la corriente del plasma debe ser suficientemente pequeña para que las líneas del campo den una vuelta al toro en la dirección toroidal del círculo mayor, antes de completar una vuelta en la dirección poloidal del círculo menor. Este límite de inestabilidad magnetohidrodinámica impuesto a la corriente de carga en el plasma, se ha visto, es proporcional al cociente del campo magnético toroidal entre el radio mayor. La dimensión compacta de los aparatos Alcator ayudó en las dos formas posibles: en campo fue el más alto posible tanto por avances tecnológicos como por consumo de potencia, y, además, el radio mayor se redujo recortando la longitud del camino en la dirección toroidal. Ambas características del diseño contribuyeron a mejorar la condición de estabilidad de Kruskal-Shafronov.
El nombre Alcator es un derivado del latín (altus campus) que hace referencia al intenso campo obtenido. Se usaron para este equipo grandes electromagnetos diseñados en forma especial en los laboratorios del Instituto Tecnológico de Massachusetts. El Alcator A alcanzó el valor de 10 tesla. Su sucesor, el Alcator C, fue diseñado para llegar hasta 14 tesla. Con estos campos intensos y un radio menor, Alcator A logró una corriente de plasma diez veces mayor de la disponible en los tokamaks ya existentes en la vecindad de 1975.
El Alcator C se construyó como resultado de la experiencia y escalamientos obtenidos en el Alcator A. El Alcator C es también un tokamak compacto de campo magnético muy alto, construido en el Instituto Tecnológico de Massachusetts, y que principió a operar en 1978. En este tokamak se eligió la razón del radio de la sección circular respecto al radio mayor, más grande que la proporción encontrada en el Alcator A. Esta modificación del diseño se basaba en cálculos de difusión de calor y extrapolación de los datos disponibles de todos los tokamaks en operación. Se pensaba entonces que el tiempo de confinamiento aumentaba con el cuadrado del radio menor, sin influir mucho el valor del otro radio. Los radios mayor y menor se eligieron con valores de 64 y 16.5 cm.
Los diseñadores esperaban alcanzar en Alcator C un tiempo de confinamiento mayor de 50 milisegundos, y sin embargo el primer resultado fue de sólo 35 milisegundos. La densidad alcanzó los mismos valores obtenidos con Alcator A, y el parámetro de Lawson, producto de estos dos números, excedía muy poco al valor récord obtenido en la máquina menor.
Se esperaba en 1978, al arrancar el Alcator C, un tiempo de confinamiento varias veces mayor del obtenido. Al variar en el Alcator C el radio menor de la columna del plasma se descubrió en él un cambio del tiempo de confinamiento aumentando proporcionalmente al radio menor, y no como el cuadrado del radio menor, como se había observado en el Alcator A. Al variar también el radio mayor se descubrió entonces una variación del tiempo de confinamiento con el cuadrado del radio mayor.
El Gran Toro de Princeton rompe en 1978 el récord de temperatura de 80 millones de grados Kelvin. Este tokamak empezó a operar en 1975; antes de él se construyeron en Princeton el tokamak Simétrico en 1970 y el Compresor adiabático toroidal, en 1972.
En 1980, se obtuvo una temperatura récord en el tokamak PLP de
Princeton de más de 80 millones de grados Kelvin, con un parámetro de Lawson
de 1019 s/m3.
Las dificultades del Alcator C se superaron como consecuencia de la colaboración con el grupo de Oak Ridge, que había desarrollado durante diez años una técnica de alimentación del combustible del tokamak por medio de balitas congeladas. Se introdujeron a la corriente de Alcator C píldoras congeladas de 1 mm de largo con un rifle neumático, con una velocidad de 1 km por segundo. Estas balitas, en gran número, se colocaron en el centro de la corriente de plasma, y esta técnica produjo un incremento deseado de la densidad y del tiempo de confinamiento.
Las bobinas magnéticas de Alcator C fueron mejoradas y la máquina se estuvo optimizando, hasta poder anunciar un valor récord del parámetro de Lawson superior al criterio requerido de arranque.
En noviembre de 1983 el criterio de Lawson se alcanzó en el tokamak Alcator C del Instituto Tecnológico de Massachusetts, aunque con una temperatura cinco veces menor que la requerida para lograr la fusión de arranque del plasma de deuterio y tritio de unos 17 millones de grados Kelvin, después de cinco años de pocos resultados. El paso esencial para lograr esta meta fue ese método de introducción del combustible. En esta ocasión, en que el deuterio se introdujo en la forma de pequeñas píldoras congeladas, se obtuvo un perfil de densidad más favorable en la columna del plasma que por otros métodos. Este perfil de densidad parece tener un efecto profundo sobre el transporte de calor hacia el límite del plasma, aunque la causa no sea bien conocida. La operación óptima del tokamak depende fuertemente sobre los perfiles de densidad, temperatura y corriente. Cualquier desviación de los perfiles óptimos provoca un incremento del transporte de calor. Parece haber un cambio extraordinario en el mecanismo de transferencia de calor cuando se aprovisiona el Alcator C con píldoras congeladas. El efecto no está relacionado exclusivamente con el hecho de haber conseguido un incremento de la densidad. En el Alcator A se habían conseguido densidades suficientemente altas para que el transporte de calor fuera dominado por los iones, y entonces la teoría del comportamiento se conoce bien y concuerda con el experimento. Pero en el Alcator C, antes de ser aprovisionado por píldoras, la conducción de calor fue demasiado alta, disipándose la energía. Con el nuevo método de aprovisionamiento se recuperó la validez del acuerdo entre las mediciones y la teoría.
Desde 1967 Coppi, Rosenbluth y Sagdeev predijeron un transporte iónico de calor demasiado alto si se presentaba un perfil desfavorable de densidad. Como el tokamak de Frascati y el Alcator A han resultado mejores en ese sentido, se postula que ambos se hicieron operar con un perfil favorable de densidad, sin proponérselo.
Para llegar a este valor del criterio de Lawson fue primordial hacer uso de la técnica desarrollada en Oak Ridge para introducir en la columna de plasma la sucesión de granos congelados de deuterio, disparados en el seno del plasma precalentado. El resultado es un perfil de la densidad muy concentrado en el centro. Se piensa que ésta es la razón principal del éxito sin que se previera de antemano. La densidad del plasma alcanzó el valor 1.5 x l09 /m3, la mitad de la más alta obtenida en Alcator A y de nuevo volvió a operar la relación lineal del tiempo de confinamiento con la densidad, deducido en los estudios del Alcator A, y se elevó el tiempo de confinamiento arriba de los 50 ms. El valor del parámetro de Lawson fue de 8 x l019 s/m3.
En 1983 comenzaron a operar dos de los más grandes tokamaks, el Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR) en Princeton y el Joint European Torus (JET) en Inglaterra. Japón entra a esta competencia de grandes reactores con el tokamak JT-60, mientras que los soviéticos preparan sorpresas en zonas reservadas del Instituto Kurtachov.
También se emplearon en el tokamak TFTR de Princeton las técnicas
de alimentación de deuterio congelado en píldoras de 3 a 4 mm que se lanzaron
con una ametralladora neumática a velocidades de 1 250 m/s. Los disparos se
hacen sobre la columna del plasma calentado previamente por la resistencia de
la corriente. Esta técnica produjo en 1986 un valor récord de 1.5 x 1020
s/m3 del parámetro de Lawson, cerca del doble del valor obtenido
previamente en el Alcator C, con temperaturas de los iones y electrones en el
centro de la columna con un valor de 15 millones de grados Kelvin. Los radios
mayor y menor son ahora mucho más grandes, iguales a 2.65 y 1.1 m respectivamente.
Se estimaba que para 1987 se alcanzarían las condiciones físicas para lograr el arranque de la reacción de fusión con deuterio y tritio, sin embargo sólo se usa deuterio en los experimentos porque el tritio es radiactivo, y una descarga de arranque del plasma en su presencia produciría un flujo de neutrones producto de la fusión muy energéticos, bastante intenso para complicar la operación y el mantenimiento del reactor, lo cual retrasa, quizá hasta 1990 la realización de experimentos con tritio. Obsérvese que se suponen tres años de plazo para lograr el dominio de la tecnología del tritio, no obstante que las inversiones en este terreno son de cientos de millones de dólares y trabajan en estos problemas todos los países más ricos del mundo.
Hay nuevos tokamaks en proyecto, los tokamaks NET y DEMO de la Comunidad Europea, el FED de los Estados Unidos que debe abandonarse por tener una relación enorme costo/beneficio y otros tokamaks para propósitos diferentes donde se resuelven los problemas tecnológicos. Estos proyectos son a largo plazo, por ejemplo el NET se definirá a partir de 1984, después del prediseño, diseño de detalle y licenciamiento, la decisión de construcción se tomará hasta 1992.
Existe también el proyecto de construir un tokamak donde concurran científicos y técnicos de Europa, Estados Unidos, Japón y la Unión Soviética promovido por la Agencia Internacional para la Energía Atómica; se inició en 1979 y han participado en él más de doscientos científicos. El nombre de este proyecto internacional es el de Internacional Tokamak Reactor (INTOR).
En el futuro seguiremos oyendo la historia de los tokamaks y de la forma como concurren a la solución de los problemas de la energía por lo cual cierro este libro con un hasta luego.
Antes de terminar, agradezco a las personas que me ayudaron en la edición del mismo, y al profesor Carlos Graef por las pláticas transcritas en él.
