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Captulo 1

Fusin nuclear

Captulo 1. Fusin Nuclear 10

Fig. 1.1. Energa de enlace por nuclen en funcin de la masa atmica.[Dau 87]

1.- Fusin nuclear

1.1.- Principio fsico

Los tomos estn formados por el ncleo y los electrones. En el ncleo se encuentran los

nucleidos, que son los protones y neutrones. Los protones y neutrones se mantienen ligados

dentro del ncleo por la fuerza de enlace, pues si no hubiera esta fuerza la repulsin

electromagntica entre los protones impedira la existencia de ncleos estables mayores que el

hidrgeno.

Cada istopo tiene una energa de enlace, si esta energa se divide entre el nmero de nucleones

de cada ncleo y se pone en funcin del nmero msico de cada istopo, se obtiene una grfica

como la de la figura 1.1 en la que se observa que hay un mximo de energa por nuclen

alrededor del istopo de hierro 56. De esta manera se pueden ver dos maneras de obtener energa

a partir de reacciones nucleares.

D T 4He (3.5 MeV) n (14.1 MeV)

D D 3He (0.82 MeV) n (2.45 MeV)D D T (1.01 MeV) p (3.02 MeV)

T T 2n (25.034 MeV) 4He (1.259 MeV)

D 3He 4He (3.6 MeV) p (14.7 MeV)

p 6Li 4He (1.7 MeV) 3He (2.3 MeV)

p 11B 34He (32.888 MeV)


Una de ellas es la fisin nuclear, consistente en separar un ncleo pesado en dos o ms ncleos

ms ligeros. La suma de las masas de los ncleos ligeros es menor que la del ncleo pesado, el

decremento de masa se ha transformado en energa.

El otro modo de obtener energa es la unin de dos ncleos ligeros para dar lugar a otro ms

pesado, esta reaccin se conoce como fusin nuclear. En este caso la energa tambin se obtiene

por la diferencia de masa entre los ncleos que se fusionan y el ncleo resultado de la fusin. Con

esta reaccin la energa por unidad de masa es mucho mayor que con la fisin, de manera que

con la misma cantidad de combustible se logra ms energa, obteniendo mayor rendimiento

energtico por unidad de masa.

1.2.- Fusin termonuclear controlada

Para obtener reacciones de fusin se deben unir dos ncleos ligeros para formar otro mayor; en

condiciones normales no sucede por la fuerte repulsin electrosttica entre los dos ncleos, que

slo tienen cargas positivas. Para que se puedan fusionar dos ncleos superando la barrera

electrosttica stos han de tener energas suficientemente elevadas para pasar la barrera de

potencial gracias al efecto tnel. Las principales reacciones estudiadas para producir energa por

fusin nuclear, ordenadas de menor a mayor temperatura para obtener una tasa significativa de

fusiones, son las siguientes [NRL 00]:

(1.1)(1.2)(1.3)(1.4)(1.5)(1.6)(1.7)


Fig. 1.2. Seccin eficaz en funcin de la temperatura de los dos ncleospara diferentes reacciones de fusin. [Rae 86]

Pero todas estas reacciones necesitan altas temperaturas para obtener un valor de la seccin eficaz

que permita una tasa significativa de reacciones de fusin. La ms atractiva actualmente es la

fusin de deuterio y tritio para producir una partcula alfa y un neutrn, pues es la que tiene

mayor seccin eficaz a bajas temperaturas como puede verse en la figura 1.2. Pero en el futurose piensa utilizar otras reacciones para evitar el empleo de tritio, un istopo radiactivo del

hidrgeno y que entre los productos de la reaccin se produzca un neutrn, que activara las

paredes del reactor.

Las temperaturas necesarias para que se produzcan reacciones de fusin estn por encima de los

10 keV (11610 K). A estas temperaturas, el gas se encuentra en forma de plasma, es decir, est6

ionizado, los electrones se han separado de sus ncleos y tenemos un gas formado por dos

fluidos, los electrones y los iones. Con estas temperaturas no se puede pensar en un contenedor

normal para el plasma, pues el contacto con las paredes lo enfriara inmediatamente. Para ello

se tiene que confinar el plasma de otra manera. Esto se puede realizar con el confinamiento

magntico, aprovechando que el plasma es un gas ionizado se confina mediante campos

magnticos de manera de no tocar ninguna pared.

P

nDnTE

Pohmj 2


1.2.1.- Balance de energa

Para mantener el plasma a la temperatura adecuada para que se produzcan las reacciones de

fusin, se deben tener en cuenta las entradas y prdidas de energa dentro del plasma.

En este apartado se har un balance de potencia de slo el plasma, sin tener en cuenta

aportaciones o prdidas externas a l. Como entrada de energa se tiene en cuenta el

calentamiento hmico y la potencia de fusin. Las prdidas se producen principalmente por

radiacin, transporte del calor y fuga de partculas.

1.2.1.1. Potencia de fusin

Es el trmino creado por las reacciones de fusin producidas en el plasma. Slo se tienen en

cuenta las partculas cargadas, que son las que quedan confinadas en el plasma, pues las neutras

escapan del plasma no contribuyendo al calentamiento de ste. Para el balance se coge como

reaccin de partida la de la ecuacin (1.1) y se obtiene la siguiente expresin:

(1.8)

Donde P es la densidad de potencia producida por fusin; n y n es la densidad de deuterio y D Ttritio del plasma; es la tasa de reacciones de fusin; y E es la energa de la partcula alfa

resultante de la reaccin.

1.2.1.2. Calentamiento hmico

Si se produce una corriente en el plasma, ste se calentar por efecto Joule segn la siguiente

ecuacin que nos da la densidad de potencia hmica:

(1.9)

Donde j es la densidad de corriente dentro del plasma y es la resistividad del plasma, que sepuede modelizar como se indica a continuacin:

s

Zeff f Zeff,, rR

PlineClinenenimpZ1/2imp

T 2e1T 4e

; Te

Te

104Z 2imp

PBCBZeff n2e T

1/2e


(1.10)

Donde Z es una media de la carga de los iones del plasma; f es una funcin que tiene en cuentaefflos electrones atrapados del plasma que a su vez es funcin de Z , de la frecuencia de colisineff y de la relacin entre el radio menor r y el radio mayor R del plasma. Finalmente es lasresistividad de Spitzer.

El trmino de la resistividad de Spitzer depende la temperatura como T , con lo que con sloe-3/2

calentamiento hmico no se podrn obtener las altas temperaturas necesarias para la produccin

de reacciones de fusin. Por ello son necesarios los sistemas de calentamiento adicional.

1.2.1.3. Prdidas por radiacin

Un primer tipo de radiacin es la radiacin de lnea. Es la que se produce por los diferentes iones

presentes en el plasma, estos se excitan y desexcitan segn su nivel atmico y emiten radiacin

de una longitud de onda precisa, dependiendo del estado inicial y final. Pueden modelizarse

segn la siguiente expresin [Fon 01]:

(1.11)

Donde n y n es la densidad de los electrones y de las impurezas respectivamente; Z es ele imp impnmero atmico de las impurezas del plasma; T es una temperatura electrnica corregida segnese indica; y C es una constante.line

Otro tipo de prdida de radiacin es la de Bremsstrahlung. Se debe al frenado de los electrones

por el campo creado por los iones. Puede describirse mediante la siguiente expresin [Alb 01]:

(1.12)

Psynw Csyn(1t)1/2R0a 3/2T 5/2e B 5/20 n 1/2e

2E

W

eWi

PohmPaddP


Donde C es una constante. Como se ve depende de la raz cuadrada de la temperaturaBelectrnica, con lo que al aumentar la temperatura su contribucin a las prdidas ser menor.

Una ltima fuente de prdidas por radiacin es la radiacin sincrotrn, que es la que se produce

el tener cargas en movimiento. Su expresin para prdidas por unidad de volumen es [Alb 01]:

(1.13)

Donde C es una constante; t es un parmetro que tiene en cuenta que no toda la radiacinsynsincrotrn se pierde, pues debido a su frecuencia una parte viene reflejada y reabsorvida; R es0el radio mayor del plasma; a el radio menor del plasma; T la temperatura electrnica; B ele 0campo magntico en el centro del plasma; y n la densidad electrnica. En este caso laedependencia con la temperatura es cuadrtica, con lo que a mayores temperaturas mayores sern

las prdidas por este tipo de radiacin.

1.2.1.4. Transporte de calor y de partculas

Estas prdidas son debidas al transporte de la materia y del calor a travs de las superficies

magnticas. Para estudiarlas se modela el plasma como un fluido de dos especies, los electrones

y los iones. A cada una de ellas se le aplican las ecuaciones de difusin y de conservacin de la

energa para determinar las prdidas totales por transporte del calor y las partculas.

Un parmetro que sirve para medir la calidad de confinamiento de un plasma, y por tanto sus

prdidas por transporte es el llamado tiempo de confinamiento, que nos da una idea del tiempo

que tarda en escapar la energa de dentro del plasma. Su expresin matemtica viene dada por:

(1.14)

Donde W y W son respectivamente la energa contenida en los electrones e iones; P es lae i ohmpotencia hmica; P es la potencia adicional y P es la potencia de las partculas alfaadd producidas por las reacciones de fusin.

EinEout

n2e1020m 3s


1.2.2.- Criterio de Lawson e ignicin

Una vez estudiadas las fuentes de ganancia y prdida de energa se ha de hacer un balance para

saber si se obtiene energa o slo se consume. Para ello se tiene el criterio de Lawson, que sirve

para saber cundo las ganancias de energa igualan a las prdidas. En su forma ms simple se

puede formular como sigue:

(1.15)

Donde es la eficiencia global del ciclo de energa y E es la energa introducida en el sistemainy E es la energa saliente del sistema. Si se sustituyen la energa entrante y la saliente por lasoutecuaciones de los apartados anteriores y despus de cierta lgebra, se llega la siguiente expresin

para el criterio de Lawson:

(1.16)

Donde n es la densidad del combustible y 2 es el tiempo de confinamiento de la energa. Si eneuna mquina de fusin se cumple este criterio es que las produccin de energa es mayor o igual

a la energa inyectada para producir y mantener el plasma.

Hay otros dos puntos importantes para la operacin de un reactor:

Breakeven: cuando la energa producida por las partculas alfa en el plasma iguala la

energa externa de calentamiento del plasma. Si se apagase el calentamiento adicional

tambin se pararan las reacciones de fusin.

Ignicin: es necesario el calentamiento adicional para empezar las reacciones de fusin,

pero una vez alcanzado este estado las propias reacciones de fusin son suficientes para

mantenerse. Si se apagase el calentamiento adicional no se pararan las reacciones de

fusin.


1.3.- Confinamiento magntico

Para obtener energa de las reacciones de fusin una de las vas es el confinamiento magntico.

En este tipo de confinamiento los plasmas son de muy baja densidad pero el tiempo deconfinamiento es alto, de esta manera se puede cumplir el criterio de Lawson, que es el que nos

indica la posibilidad de producir energa en un reactor de fusin.

Un plasma es un gas ionizado, en el que los iones y electrones que lo forman estn disociados.

De esta manera se tiene que el conjunto es elctricamente neutro pero cada partcula est cargada.Como cada partcula tiene carga elctrica, stas experimentan la fuerza de Lorenz, con lo que

podrn confinarse mediante campos magnticos, ya que una partcula cargada gira alrededor de

una lnea de campo magntico.

Una primera aproximacin para confinar el plasma sera realizar un cilindro magntico e ir

inyectando combustible por los extremos, de manera de tener siempre plasma en el centro donde

se produciran las reacciones de fusin.

Otra opcin es cerrar el cilindro sobre s mismo y de esta manera obtener un toro, no se escapan

partculas por los extremos y el llenado se puede hacer fcilmente pues se llenara con gas neutro,

al que no afectan los campos magnticos y una vez ionizado quedara confinado en el toro. En

este caso ideal hay un problema, la no uniformidad del campo magntico en el radio mayor hace

que los electrones e iones del plasma experimenten una deriva contraria una del otro, creando un

campo elctrico que hace que las partculas escapen del confinamiento para acabar contra las

paredes del contenedor y de este modo enfrindose sin llegar a producir reacciones de fusin.

Para evitar las derivas creadas por la no uniformidad del campo magntico se superpone un

campo magntico poloidal al toroidal, de manera que la nueva curvatura del campo compensa

las derivas y de este modo no se crea el campo elctrico que rompe el confinamiento. Para

obtener este campo magntico poloidal se usan dos estrategias: se induce una corriente en el

plasma o se crea mediante bobinas externas a ste. Segn el mtodo utilizado para obtener el


Fig. 1.3. Esquema de un tokamak [Bar 96]

campo magntico se tendr una mquina de una de las dos principales familias de dispositivos

de fusin por confinamiento magntico: tokamaks o stellarators.

1.3.1.- Tokamaks

En este tipo de mquinas el campo polodidal se crea induciendo una corriente en el plasma. El

plasma ser el secundario de un transformador, de este modo con las bobinas externas se crea el

campo toroidal y con la corriente un campo poloidal, que sumados hace que se compense la

deriva de las partculas.

El mismo funcionamiento del tokamak hace que sea una mquina pulsada, como es un

transformador, ste no puede funcionar de manera continua. Este es el principal inconveniente

de este tipo de mquinas, aunque actualmente se estn llevando a cabo experimentos para crear

el campo poloidal mediante corrientes no inductivas.


Fig. 1.4. Esquema de un stellarator. [Dol 82]

1.3.2.- Stellarators

En este tipo de mquinas el campo magntico poloidal es creado por bobinas externas al plasma.

Todos los campos magnticos de este tipo de configuracin son creados por bobinas exteriores,

de modo que no se induce ninguna corriente en el plasma, pudindose obtener un funcionamiento

continuo de la mquina.

Los stellarators fueron las primeras mquinas en construirse, pero cuando los experimentos

fueron hacindose mayores se abandon un poco esta va, pues se requieren precisiones muy altas

para su construccin y con la tecnologa de la primera poca de la fusin no era posible.

1.4.- Estado actual

Actualmente en la investigacin sobre fusin nuclear ya se ha conseguido demostrar su viabilidad

cientfica, es decir en alguna de las mquinas actuales se han producido reacciones de fusin. Ha

sido en dos grandes tokamaks, como son JET (Joint European Torus) de la Unin Europea yTFTR (Tokamak Fusion Test Reactor) de los Estados Unidos.

Hasta ahora las mquinas que parecan con ms futuro eran los tokamaks, pues la tecnologa para

construirlos es relativamente ms sencilla que no la de los stellarators. Este hecho provoc que

las primeras mquinas de tamao medio fueran del tipo tokamak, con lo que estn ms avanzadas


y se tiene ms experiencia en su operacin. De todos modos actualmente la va de los stellarators,

una vez disponible la tecnologa necesaria para su construccin, es muy prometedora pues al ser

mquinas con un posible funcionamiento continuo, las hacen ms aptas para un futuro reactor.

1.4.1.- JET

JET es un gran tokamak construido por la asociacin EURATOM y que est emplazado en

Abingdon (Inglaterra), entr en funcionamiento en 1983. Una primera etapa de funcionamientoempez en 1978 para construir y operar el tokamak, esta etapa finaliz en 1999. A partir del 1

de enero de 2000 entr en vigor un nuevo contrato, el EFDA-JET (European FusionDevelopement Agreement-JET) por el que el mantenimiento de las instalaciones quedabaencargado a la asociacin UKAEA, mientras que los experimentos son propuestos y realizados

por los diferentes laboratorios pertenecientes a la asociacin EURATOM [Pam 01]. La mquinatiene unos 15 metros de dimetro y 12 metros de altura. Sus caractersticas principales estn

resumidas en la tabla 1.1.

Parmetro

Radio menor del plasma (horizontal) 1.25 mRadio menor del plasma (vertical) 2.1 mRadio mayor del plasma 2.96 m

Duracin del pulso 60 s

Campo magntico toroidal 3.45 T

Corriente del plasma 7 MA

Potencia adicional ~50 MWTabla 1.1. Principales caractersticas de JET [EUR 98]

Es uno de los dos tokamaks en el que se han obtenido reacciones de fusin. Los experimentos

llevados a cabo para probar la viabilidad cientfica de la fusin se produjeron a partir del ao1991. Se inyect deuterio y tritio en la cmara de vaco y calentando con suficiente potencia se

produjeron las reacciones de fusin. Este gran tokamak tiene algunos rcords de produccin dereacciones de fusin, como son: mayor energa, mayor potencia y mayor relacin entre potencia

producida e inyectada.


1.4.2.- Tore-Supra

Tore-Supra es un gran tokamak cuya principal caracterstica son sus bobinas superconductoras.

Pertenece a la asociacin CEA-Cadarache y comenz su operacin en 1988. Tiene un radio

mayor de 2.25 m y un radio menor del plasma de 0.7 m. El tener sus bobinas superconductoras

y que todos sus componentes estn refrigerados hace que se pueda operar en estado casi

estacionario, obteniendo pulsos de hasta dos minutos.

Los principales objetivos cientficos de este tokamak comprenden [Cea]: Experiencia en bobinas superconductoras trabajando a temperaturas criognicas. Puesta a punto de tecnologas de primera pared capaces de aguantar flujos de algunos

megavatios de potencia por metro cuadrado.

Obtener experiencia en plasmas de larga duracin.

Control y comprensin del plasma del borde, as como control de la prdida de calor del

plasma.

Dominio de la tecnologa del calentamiento por microondas.

1.4.3.- Heliac flexible TJ-II

El stellarator TJ-II es el mayor proyecto de fusin nuclear que se ha realizado en Espaa. Este

proyecto se inicia en 1986 cuando se presenta ante EURATOM para demostrar su inters

cientfico, en 1990 se demuestra su viabilidad tcnica y obtiene el apoyo preferencial de

EURATOM, que financia el 45% del proyecto. En 1997 finaliza su construccin y en diciembre

de ese mismo ao se confinaron los primeros plasmas.

El heliac flexible TJ-II es un stellarator de tamao medio (R =1.5 m, a=0.2 m) construido por el0Laboratorio Nacional de Fusin y emplazado en Madrid. La configuracin magntica est

formada por superficies anidadas en forma de juda que se enrollan helicoidalmente a lo largodel toro con cuatro periodos. Ha sido diseado con suficiente flexibilidad para generar una

amplia variedad de configuraciones magnticas con una transformada rotacional de 0.9 a 2.5,

baja cizalla magntica (-1%;-10%), alto pozo magntico (0 a 6%) y un radio menor medio delplasma comprendido entre 0.1 y 0.2 metros. [Ale 90][Cie 89]


Fig. 1.5. Dibujo del stellarator TJ-II en el que se pueden ver las bobinas y la forma delplasma. [Cie]

La finalidad de los experimentos de TJ-II es profundizar en el estudio de la fsica de los

dispositivos con eje magntico helicoidal. La operacin de este dispositivo comprender tresfases: en la primera se utilizar hasta 600 kW de calentamiento por ondas en la resonanacia

ciclotrn electrn (ECRH), la segunda fase dispondr de 3 MW de calentamiento per NBI y porltimo en la tercera fase se llevar a la mquina a su lmite de beta. Los valores mximos

previstos son de 210 m para la densidad y 2 keV para la temperatura.20 -3

Se ha desarrollado un programa experimental destinado a lograr los objetivos previstos. Sedefinen cuatro grandes grupos de experimentos (estudio del confinamiento, estudio de procesoscinticos electrnicos, estudio de fluctuaciones y estudio de la interaccin plasma-pared) dondeen cada uno de ellos estn asociados otros experimentos ms concretos. [Cie]

La configuracin magntica de TJ-II se obtiene con un conjunto de bobinas formado por unabobina circular (CC) de 1.5 m de radio; una bobina helicolidal (HX) que se enrolla alrededor dela bobina circular; 32 bobinas de campo toroidal (TF); dos bobinas de campo vertical (VF);cuatro bobinas hmicas (OH); y 4 bobinas de campo radial (RF). [Cie 89]


La cmara de vaco se enrolla alrededor del hard core (el hard core es el conjunto formado porla bobina circular y la helicoidal) siguiendo la forma del plasma dejando el hard core fuera dela cmara de vaco. La cmara cuenta con un total de 96 ventanas distribuidas tanto en el exterior

del toro como en la parte inferior y superior lo que permite una observacin detallada de su

geometra tridimensional. El tamao de las ventanas vara segn su posicin ya que depende del

espacio que dejan libres las bobinas.

Los sistemas de calentamiento se implementan por fases. En la primera fase se dispone de un

sistema ECRH proporcionado por dos girotrones en el segundo armnico (53.2 Ghz) para lograruna potencia inyectada total de 600 kW. En la segunda fase se aadirn hasta 3 MW de potencia

por inyeccin de haces neutros en dos lneas. Finalmente en la tercera fase se llevar TJ-II a su

lmite beta y el sistema de calentamiento utilizado depender de los resultados alcanzados en las

anteriores fases y otros dispositivos.

1.4.4.- LHD

LHD (Large Helical Device) es un stellarator situado en Toki (Japn) con bobinassuperconductoras, entr en funcionamiento en 1998 y desde entonces est obteniendo resultados

con pulsos cada vez ms largos, actualmente el pulso ms largo ha sido de 2 minutos [Sao 02].Es el mayor stellarator actualmente en funcionamiento.

El objetivo general del LHD es demostrar el potencial de los dispositivos helicoidales paraproducir plasmas sin corrientes en estado estacionario con un alto parmetro de Lawson e

investigar los plasmas en un amplio rango de operacin.

1.4.5.- Wendelstein 7-X

Wendelstein 7-X es un gran stellarator actualmente en construccin en Greifswald (Alemania)y que est previsto que inicie su operacin en 2006. En esta mquina todas sus bobinas son

superconductoras, con lo que se podr tener un funcionamiento continuo y obtener experiencia

para la operacin de un reactor comercial. Para su funcionamiento en continuo el calentamiento

ser por ondas electromagnticas, si se calienta por inyeccin de neutros, la duracin mxima del


pulso ser inferior a media hora. No est previsto operar con tritio, pues las caractersticas de los

plasmas en ignicin en un tokamak y un stellarator son muy parecidas, el no emplear este istopo

hace que se ahorre mucho en el coste pues no se inducir radioactividad en la mquina.

Parmetro W7-X LHD TJ-IITipo de configuracin modular torsatrn heliacNmero de periodos 5 10 4Radio mayor 5.5 m 3.9 m 1.5 mRadio menor medio 0.5 m 0.5-0.65 m 0.12-0.2 mCampo magntico 3 T 3-4 T 1 TVolumen del plasma ~30 m 20-30 m 1.2 m3 3 3

Potencia adicional ~14 MWECRH 10 MW ~0.6 MWICRH 3-9 MWNBI 15-20 MW 3-6 MWDuracin del pulso 10 s 0.5 s

Tabla 1.2. Principales caractersticas de los stellarators W7-X, LHD y TJ-II. Adaptada de [Fon 01]

1.4.6.- ITER

ITER es el llamado siguiente paso. Se trata de un gran tokamak en el que se pretende probar la

viabilidad tecnolgica de la fusin, es decir demostrar que con la tecnologa actual se puede

construir un reactor donde se produzcan suficientes reacciones de fusin como para producir

electricidad. ste es un proyecto internacional en el que colaboran los cientficos y gobiernos deCanad, Unin Europea, Rusia, Japn, Estados Unidos, China y Corea del Sur. Ha sufrido

diversas modificaciones en su diseo, los parmetros actuales para su construccin y operacin

estn resumidos en la tabla 1.3.

Actualmente la fase de diseo ya ha concluido y queda por decidir el emplazamiento del reactor.

Los lugares candidatos a albergar este gran reactor de fusin son: Clarington (Canad),Cadarache (Francia), Vandells (Espaa) y Rokkasho- Mura (Japn).


Fig 1.6. Composicin del emplazamiento ofertado por Espaa para la construccin de ITER. [ITE]

Potencia de fusin 500 MW

Duracin del pulso 400 s

Radio mayor del plasma 6.2 m

Radio menor del plasma 2 m

Corriente inducida 15 MA

Campo magntico toroidal 5.3 T

Volumen del plasma 837 m3

Calentamiento auxiliar 73 MWTabla 1.3. Principales caractersticas del reactor ITER.

La posibilidad de la construccin de ITER en Vandells es una excelente oportunidad para el

desarrollo de la ciencia y tecnologa en el pas, ya que su construccin supondra una inversin

de ms de 4000 millones de euros. Adems implicara la creacin de un gran parque tecnolgico

pues en su construccin concurriran las ms avanzadas tecnologas en diferentes aspectos como

pueden ser energa, superconductores, materiales avanzados, electrnica, electrotcnica,

computacin.


1.5.- Conclusiones

La fusin termonuclear es una fuente de energa limpia, segura y prcticamente inagotable con

un costo de combustible casi nulo. Pero presenta mltiples desafos cientficos y tecnolgicos

que hace que sea necesario un gran esfuerzo de investigacin para su consecucin.

Actualmente se ha logrado obtener reacciones de fusin en grandes mquinas, el siguiente paso

sera obtener energa de estas reacciones y finalmente, obtenerla de manera competitiva. Para ello

se estn construyendo grandes mquinas de fusin para estudiar mejor las caractersticas delplasma y obtener experiencia en operacin continua de este tipo de mquinas.

La posibilidad de la construccin de ITER en Vandells es una oportunidad para impulsar la

investigacin en Espaa, ya que supondra una gran inversin en tecnologas punteras de diversa

ndole y la implicacin de miles de cientficos en la operacin del tokamak.

Estudio del transporte...Fusin nuclearPrincipio fsicoFusin termonuclear controladaBalance de energaCriterio de Lawson e ignicin

Confinamiento magnticoTokamaksStellarators

Estado actualJETTore-SupraHeliac flexible TJ-IILHDWendelstein 7-XITER

Conclusiones

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