Resistencia a condiciones extremas y activación reducida: el doble reto de los materiales de fusión nuclear

El papel de los materiales en la fusión nuclear es crucial, por dos motivos fundamentales, permiten la integridad estructural y la funcionalidad del reactor y, a la vez, deben minimizar el impacto radiológico y los residuos generados. Dado que la energía de fusión ha de ser segura, sostenible y sin residuos de vida larga tras el desmantelamiento, los componentes deben cumplir que:

• Decaigan a niveles radiológicos seguros en <100 años
• Puedan reciclarse o gestionarse como residuos de baja y media actividad
• No requieran almacenamiento geológico profundo

«Decimos que meteremos el sol en una caja. La idea es bonita.
El problema es que...
no sabemos cómo fabricar la caja».
— Pierre-Gilles de Gennes, premio Nobel.

Función de los materiales en un reactor de fusión

En un reactor de fusión hay distintos entornos materiales, cada uno con requisitos muy específicos. Por ejemplo para un reactor de fusión de tipo tokamak destacan los siguientes:

Componentes de un tokamak.

Los materiales en fusión están sometidos a unas condiciones extremas:

• Bombardeo neutrónico de alta energía (14 MeV → colisiones elásticas e inelásticas, desplazamientos atómicos, generación de helio e hidrógeno).
• Altas temperaturas (400–1000 °C).
• Gradientes térmicos y tensiones cíclicas.
• Corrosión o erosión en contacto con refrigerantes (agua, helio, litio, sales fundidas).
• Irradiación combinada con flujos de partículas cargadas del plasma.

Estos efectos producen daño por desplazamiento atómico (dpa), fragilización, hinchamiento (swelling), pérdida de ductilidad, además de cambios en las propiedades térmicas y mecánicas.

Dado que los neutrones de 14 MeV transmutan los núcleos de los materiales estructurales, estos se activan radioactivamente. Por eso, la estrategia en fusión es reducir la radiactividad inducida, ya que si bien los productos de fusión no son radiactivos, el intenso flujo neutrónico generado si activa a los materiales circundantes. Es decir, los materiales estructurales, que no son radiactivos en primera instancia, tras recibir la radiación proveniente del reactor pueden volverse radiactivos.

¿Qué es la transmutación nuclear?

La transmutación nuclear es el proceso mediante el cual un núcleo atómico se transforma en otro diferente. En otras palabras: el átomo de un elemento se convierte en el átomo de otro elemento o isótopo. Si cambia el número de protones (Z) cambia el elemento químico, mientras que si cambia el número de neutrones cambia el isótopo del mismo elemento. Además, puede acompañarse de emisión o captura de partículas:

• Emisión alfa (α), beta (β⁻ o β⁺), o captura electrónica.
• Emisión de neutrones o protones.
• Reacciones de captura neutrónica (n,γ) seguidas de desintegración beta, muy comunes en reactores.

Tipos principales de transmutación

• Transmutación natural. Ocurre espontáneamente por desintegración radiactiva.
  • Ejemplo: U-238 → Th-234 + α (el uranio pierde una partícula alfa – 2 protones + 2 neutrones– y se convierte en torio)
• Transmutación inducida (artificial). Provocada por el bombardeo del núcleo con partículas (neutrones, protones, deuterones, etc.).
  • Ejemplo: N-14 + α → O-17 + p (el nitrógeno se convierte en oxígeno tras ser bombardeado con partículas alfa)

Criterios para los materiales de activación reducida

Los materiales de baja o activación reducida se diseñan con tres criterios:

1. Evitar elementos que formen radionúclidos de larga vida
   Como por ejemplo, eliminar impurezas o aleantes como Ni, Co, Nb, Mo, que producen Co-60, Ni-59, Mo-93 o Nb-94 con vidas largas.
2. Favorecer elementos que se desintegren en poco tiempo
   Se buscan isótopos con vida media de <100 años, para que el material pueda reutilizarse o eliminarse como residuo de baja actividad después de unas décadas.
3. Usar combinaciones estables y reciclables
   El objetivo es que el volumen de residuos clasificados como de alta actividad sea mínimo, reduciendo costes y requisitos de almacenamiento geológico.

Algunos ejemplos de materiales candidatos:

Minimización de residuos de alta actividad

El objetivo último de la política de materiales en fusión es que, tras unos 100 años de enfriamiento, todos los residuos puedan:

• Ser reciclados dentro de la propia industria nuclear, o
• Ser clasificados como residuos de baja o media actividad, no requeridores de almacenamiento geológico profundo.

Esto contrasta con la fisión, donde los residuos incluyen productos de fisión y actínidos con vidas de miles a millones de años.

No obstante, cabe mencionar que el volumen potencial de residuos generados es mucho mayor en fusión, de ahí que la desclasificación o categorización como residuos de baja actividad de los materiales expuestos cobre tanta importancia, y haya que hacer una selección exhaustiva de los materiales a emplear en las inmediaciones del reactor.

Fusión VS fisión GEN-IV

"Cálculos recientes han considerado los volúmenes de residuos de activación de manera holística al comparar los residuos de la fusión con los de la fisión GEN IV. Según el actual sistema de clasificación de residuos reglamentario del Reino Unido, se ha descubierto que el reactor rápido refrigerado por sodio europeo (ESFR) tiene una menor proporción de residuos de baja y media actividad (ILW) o de alta actividad (HLW) en los componentes estructurales (es decir, sin tener en cuenta el combustible) en comparación con los últimos conceptos para el DEMO europeo. Teniendo en cuenta el tamaño mucho mayor de DEMO (la vasija de contención equivalente y el interior de DEMO son enormes y podrían ser hasta diez veces más grandes que los del ESBWR; véase la figura 1), esto sugiere una carga de residuos significativamente mayor procedente de la fusión en comparación con los reactores de fisión desarrollados en el mismo plazo."

Figura 1. Volúmenes del núcleo de fusión de varias centrales de fusión nuclear y ESBWR (estimación de residuos de EE. UU.). Cabe señalar que se trata de los volúmenes del núcleo y no de la generación de residuos a lo largo de la vida útil, incluidos los residuos del desmantelamiento y el equilibrio de la central.

"A modo de estimación, DEMO puede producir hasta 10 000 t de residuos sólidos solo de los componentes internos del reactor, en comparación con las aproximadamente 2000 t del ESFR, más unas 300 t estimadas de combustible gastado producido durante la vida útil del ESFR, lo que da como resultado unas 2500 t de residuos (HLW, ILW). Mientras que el ESFR produce cuatro veces menos residuos, generará residuos de actínidos mucho más duraderos."

Fuente: Overview on the management of radioactive waste from fusion facilities: ITER, demonstration machines and power plants.

En fisión, los residuos vienen del propio combustible (uranio o plutonio que se "rompe" en elementos altamente radiactivos). Por el contrario, en fusión, el combustible (deuterio y tritio) se consume casi por completo y no genera residuos intrínsecos. El principal problema viene de los neutrones de 14 MeV, extremadamente energéticos, que golpean los materiales estructurales (aceros, tungsteno, etc.). Estos neutrones como ya se ha comentado:

• Desplazan átomos → daño estructural (dpa)
• Inducen transmutaciones nucleares → formación de isótopos radiactivos en los materiales

Así que el material, aunque inicialmente estable, se “activa” y se vuelve radiactivo artificialmente.

Además, cabe destacar que el flujo neutrónico es mucho más intenso que en fusión, como se puede apreciar en la tabla inferior:

En fusión, cada átomo del material puede recibir decenas de colisiones nucleares por año. Por lo tanto, si el material contuviera elementos que se pudieran activar (Ni, Co, Nb, Mo, etc.), se generarían grandes cantidades de radionúclidos persistentes.

Otro punto a tratar es que el volumen de material expuesto en los modelos de central de fusión actuales es muy grande comparado con las centrales de fisión. En un reactor de fusión la mayor parte del volumen total del reactor acaba irradiado. Por tanto, el volumen de residuos radiactivos puede ser potencialmente grande.

Comparativa del espectro de energía neutrónica en reactores de fisión vs fusión

A continuación se compara el espectro de fisión de un conjunto combustible de un reactor LWR-P4 de 3,8 GW (gigavatios de potencia térmica) en Paluel, Francia, con el espectro de fusión calculado para el blindaje de la primera pared (FW) del reactor conceptual DEMO de 3,0 GW, los flujos de neutrones por intervalo de letargo son mayores en el espectro de fusión en todas las energías excepto en las térmicas.

Comparación de los espectros de energía neutrónica en reactores de fisión y fusión. Para la fisión, se muestra el espectro neutrónico medio en el conjunto combustible de un reactor PWR, mientras que el espectro ecuatorial del blindaje FW (First Wall) para el modelo DEMO de la figura 2es representativo de la fusión. Crédito: ITER.org

Figura 2. Una sección toroidal a través del modelo DEMO (DEMOnstrator power plant) simplificado y homogéneo utilizado en simulaciones MCNP para obtener flujos y espectros neutrónicos. Crédito: ITER.org

Comparación de los espectros de energía neutrónica en DEMO; (a) en función de la profundidad en la vasija desde la pared orientada hacia el plasma en la posición ecuatorial A de la figura 2; y (b) en las dos primeras capas del divertor en función de la posición (E-G en la figura 1).

Se recomiendan los siguientes artículos que abordan el tema, aunque hay otros muchos que tratan la materia:

1. “An integrated model for materials in a fusion power plant: transmutation, gas production, and helium embrittlement under neutron irradiation” (M.R. Gilbert, S.L. Dudarev, S. Zheng, L.W. Packer and J.-Ch. Sublet)
   En este documento se compara explícitamente el espectro de neutrones entre un reactor de fisión (PWR) y el espectro esperado para la fusión (DEMO), destacando que el espectro de fusión tiene neutrones de mayor energía (~14 MeV) y que el flujo por intervalo de energía (“per lethargy interval”) es mayor en la región rápida. Además mencionan que, aunque el flujo total puede ser comparable, la fracción de neutrones de alta energía y el daño inducido (transmutaciones, producción de helio, etc.) son mucho más pronunciados en fusión. ITER - the way to new energy
2. "Neutron-induced dpa, transmutations, gas production, and helium embrittlement of fusion materials" (M.R. Gilbert ⇑ , S.L. Dudarev, D. Nguyen-Manh, S. Zheng, L.W. Packer, J.-Ch. Sublet)
   Este artículo analiza con modelos de transporte nuclear cómo los materiales en un reactor de fusión sufren altas tasas de desplazamientos por átomo (dpa) y producción de gases (helio, hidrógeno) como efectos de la transmutación, debido al intenso bombardeo de neutrones de alta energía.
   En particular, el artículo propone que las tasas de dpa en los materiales frontales de fusión pueden alcanzar niveles elevados que dominan el diseño de vida útil de componentes estructurales. ScienceDirect
3. "Overview on the management of radioactive waste from fusion facilities: ITER, demonstration machines and power plants" (Sehila M. Gonzalez de Vicente, Nicholas A. Smith, Laila El-Guebaly, Sergio Ciattaglia, Luigi Di Pace, Mark Gilbert, Robert Mandoki, Sandrine Rosanvallon, Youji Someya, Kenji Tobita). IopScience

• Variación espacial de la irradiaciónEl flujo de neutrones y su espectro energético cambian significativamente según la posición dentro de la estructura (pared interior, blindaje, etc.). En la región más expuesta (pared frente al plasma), las reacciones de transmutación y producción de gases (especialmente helio) son mucho más intensas que en zonas lejanas.Por ejemplo, la concentración de helio en el revestimiento frente al plasma (prime wall) tras cinco años puede llegar a cientos de partes por millón (appm), mientras que en el extremo del blindaje puede ser tan baja como ~3 appm.
• Producción de defectos (dpa) y su disminución con profundidadSe calcula el parámetro dpa (“displacements per atom”, desplazamientos por átomo) como medida de la exposición a defectos. Las tasas de dpa disminuyen drásticamente conforme se va hacia el interior del reactor (más profundo), donde los neutrones están moderados o absorbidos. En los materiales como Fe (hierro, presente en los aceros estructurales), las tasas de dpa en la pared expuesta pueden estar en torno a 13-14 dpa por año, mientras que al final del blindaje pueden quedar en torno a ~1 dpa por año.
• Producción de helio e hidrógeno en los materialesEn aceros basados en Fe (y Cr), se predice que el helio acumulado podría alcanzar varias centenas de appm, lo que puede provocar fragilización de límites de grano. En tungsteno (W), que se usa en componentes como el divertor o recubrimientos de plasma, la producción de helio es menor, pero aún así relevante. Además, el W puede transmutar en otros elementos (por ejemplo, Re, Ta), lo cual puede cambiar sus propiedades estructurales. En berilio (Be), que actúa como moderador o material de blindaje en algunos conceptos, la producción de helio puede ser muy alta en las zonas próximas al plasma (decenas de miles de appm en capas muy cercanas), lo que sugiere riesgos de hinchamiento, diferencias locales de deformación, etc.
• Fragilización por helio en los límites de grano (embrittlement)La acumulación de helio en los límites de grano puede generar fallos por fragilización. Las estimaciones muestran que el tiempo hasta que ocurra fragilización depende fuertemente del material, su microestructura (por ejemplo el tamaño de los granos), y la ubicación dentro del reactor (mayor exposición acelera el fenómeno). Algunos escenarios predicen una vida útil del componente significativamente inferior a la necesaria para operar de forma segura durante toda la vida planificada del reactor, lo cual representa un desafío de diseño.
• Limitaciones de los modelos y consideraciones futurasLos modelos empleados recurren a simplificaciones, como tratar materiales puros en lugar de aleaciones reales, y no incluir trampas de helio en defectos internos (dislocaciones, vacancias) que podrían retardar la migración de helio hacia los límites de grano. Esto hace que las predicciones sean conservadoras (es decir, sobreestiman el riesgo).No se integra dinámicamente la evolución de la composición del material durante el tiempo en la simulación de transporte de neutrones; es decir, el cálculo de espectros de neutrones no se ajusta automáticamente a cambios en la composición por transmutación a lo largo del tiempo. Para el diseño real de DEMO y más allá, se necesitaría acoplar los códigos de transporte de neutrones con los de inventario nuclear de forma dinámica, y considerar heterogeneidades reales, microestructuras, efectos de irradiación “real” (difusión, recombinación de defectos, trampas) más detalladamente.

A continuación se muestran algunas de las soluciones materiales que se han evaluado en proyectos de fusión:

1. Acero ferrítico-martensítico de activación reducida (RAFM)

• Ejemplos: EUROFER97, F82H, CLAM.
• Ubicación:
  • Estructura del blanket (módulos de cría de tritio).
  • Soportes internos y tuberías de refrigeración cercanas al plasma.
• Ventajas:
  • Buena resistencia mecánica y a la irradiación.
  • Coeficiente de activación reducido (sin Ni, Mo, Nb, Cu).
  • Compatible con refrigerantes tipo He o Pb-Li.
• Limitaciones:
  • Temperatura máxima operativa ~550–600 °C.
  • Fragilización por helio bajo irradiación prolongada.

2. Acero ferrítico ODS (Oxide Dispersion Strengthened)

• Ejemplos: ODS-EUROFER, MA957.
• Ubicación:
  • Partes del blanket sometidas a mayor carga térmica.
  • Tubos y estructuras del sistema de refrigeración interno.
• Ventajas:
  • Mejor resistencia a fluencia y alta temperatura que el RAFM convencional.
  • Buena estabilidad microestructural.
• Limitaciones:
  • Fabricación compleja (mecanizado y soldadura difíciles).
  • Falta de validación bajo flujo de neutrones de fusión.

3. Aleaciones de vanadio-cromo-titanio (V-4Cr-4Ti)

• Ubicación: Estructura del blanket líquido, canales de Pb-Li o Li puro.
• Ventajas:
  • Muy baja activación residual.
  • Alta resistencia mecánica a temperatura (600–700 °C).
  • Buena compatibilidad con litio líquido.
• Limitaciones:
  • Sensibles a impurezas (O, N, C).
  • Producción industrial limitada.
  • Corrosión con refrigerantes líquidos aún en estudio.

4. Compuestos cerámicos SiC/SiC

• Ubicación:
  • Estructuras internas del blanket, elementos aislantes térmicos o eléctricos.
  • Componentes de moderación o barreras de separación.
• Ventajas:
  • Muy baja activación.
  • Alta resistencia térmica y estabilidad química.
  • Baja densidad y buena compatibilidad con refrigerantes.
• Limitaciones:
  • Fragilidad; difícil unión con metales.
  • Generación de helio puede causar microgrietas.

5. Aleaciones refractarias / aleaciones de alta entropía (HEA) de baja activación

• Ejemplos: TiVZrTa, TiVCrTa, TiVNbTa.
• Ubicación: Regiones estructurales cercanas al plasma o del blanket que requieren alta resistencia y bajo daño por irradiación.
• Ventajas:
  • Alta dureza, punto de fusión elevado.
  • Buen mantenimiento de propiedades tras irradiación.
  • Potencialmente baja activación con diseño adecuado.
• Limitaciones:
  • Tecnología emergente; falta de validación experimental.
  • Posibles problemas de oxidación y unión.

6. Materiales cerámicos / carburos / boruros de activación reducida

• Ejemplos: WC puro, B₄C, W₂B, W₂B₅, WB.
• Ubicación:
  • Blindaje entre blanket e imanes superconductores.
  • Capas protectoras del primer muro o escudos intermedios.
• Ventajas:
  • Buena absorción de neutrones y rayos gamma.
  • Baja activación residual si las impurezas están controladas.
  • Alta densidad → mejor protección de los imanes.
• Limitaciones:
  • Fragilidad.
  • Problemas de unión y expansión térmica.

Esquema de la envoltura reproductora del tritio Dual-cooled, donde se puede apreciar el empleo de EUROFER para la primera pared y los grids, así como SiC para los canales internos.

Los materiales de activación reducida ya existen a nivel de laboratorio o prototipo, pero no están aún calificados para uso nuclear. Los principales retos a afrontar en lo que a ingeniería de materiales respecta son:

1.1. Validación bajo espectro de neutrones de fusión (≈14 MeV)

• Hasta ahora, los materiales se han probado en reactores de fisión o con ion beams, que no reproducen el mismo espectro de neutrones ni las tasas de generación de helio e hidrógeno.
• Es necesario irradiar los materiales candidatos (RAFM, ODS, V-Cr-Ti, SiC/SiC, W, etc.) con flujos neutrónicos que sean representativos del escenario real al que se enfrentarán, y de este modo medir:
  • Daño por desplazamientos (dpa).
  • Producción real de He/H.
  • Propiedades mecánicas tras irradiación (ductilidad, tenacidad, fatiga).
  • Cambios de microestructura y segregación de impurezas.

1.2. Modelización multiescala y acoplamiento irradiación-propiedades

• Se necesitan modelos que conecten los resultados de irradiación (nivel atómico) con el comportamiento macroscópico del material.
• Esto implica integrar:
  • Simulaciones de transporte de neutrones (MCNP, FISPACT-II).
  • Modelos de defectos atómicos (MD, KMC).
  • Modelos de daño y fragilización (meso y macroescala).
• El objetivo es predecir la vida útil de componentes sin depender exclusivamente de ensayos experimentales.

Programa asociado: EUROfusion Materials Work Package (MAT), con subprogramas para RAFM, ODS, W, SiC y vanadio.

1.3. Mejora de la fabricación y la unión entre materiales

• Muchos materiales candidatos (ODS, SiC/SiC, compuestos W-boruros) presentan problemas de procesado y unión:
  • Soldadura y unión metal-cerámica.
  • Control de impurezas (Ni, Mo, Nb, Cu).
  • Fabricación aditiva y control de textura.
• La meta es lograr escalabilidad industrial y repetibilidad: piezas grandes, homogéneas, y trazables para seguridad nuclear.

En Europa, esta línea está liderada por el programa EUROfusion DEMO Structural Materials y centros como KIT, CEA, CIEMAT y CCFE.

1.4. Medición y reducción de activación residual

• Se estudia cómo reducir el inventario radiactivo tras 100 años de enfriamiento (waste minimization).
• Requiere:
  • Códigos de inventario nuclear (FISPACT-II, ACAB).
  • Ensayos comparativos de irradiación + decaimiento.
  • Evaluación de isótopos traza formados (ej. ⁶⁰Co, ⁹⁴Nb, ⁹⁹Tc).
• Esto permitirá cumplir con el objetivo de la IAEA: materiales de fusión que, tras <100 años de enfriamiento, sean reciclables o desclasificables como residuo no nuclear.

2. Retos en el licenciamiento y la regulación

Actualmente no existe aún un marco regulatorio específico para plantas de fusión, pero se están creando los fundamentos a partir de la experiencia de ITER y DEMO.
Los aspectos materiales son críticos para la seguridad, la gestión de residuos y la autorización de operación.

2.1. Calificación nuclear (nuclear qualification)

• Antes de usarse en DEMO, un material debe tener:
  • Base de datos de propiedades (irradiadas y no irradiadas).
  • Trazabilidad y control de composición.
  • Certificación de procesos de fabricación (ISO 9001 / RCC-MRx).
• Se requieren ensayos normalizados (ISO, ASTM, IAEA) en condiciones de irradiación equivalentes.
• Los datos se integran en Structural Design Criteria (SDC) para DEMO, análogos al ASME Section III Division 5 usado en reactores de fisión.

En Europa, el objetivo es tener una base de datos nuclearmente calificada para RAFM (EUROFER97) antes de 2035.

2.2. Aprobación regulatoria

• Los organismos reguladores nacionales (ASN en Francia, CSN en España, ONR en Reino Unido) y la IAEA están desarrollando criterios para:
  • Clasificar los materiales según riesgo radiológico.
  • Asegurar que los residuos activados sean reciclables.
  • Validar la resistencia estructural post-irradiación.
• ITER ha sentado precedentes: aunque no usa materiales de activación reducida, su proceso de licenciamiento sirve como modelo para DEMO.

2.3. Licenciamiento de DONES

• IFMIF-DONES, al ser una instalación nuclear, debe ser licenciada como instalación de irradiación de materiales.
  • España (CSN) ha establecido un marco específico: Instrucción IS-41 y guías complementarias.
  • DONES servirá también para validar procedimientos de licenciamiento aplicables después a DEMO.

3. Líneas de trabajo futuro

1. Irradiaciones experimentales (2028-2035):
   • Inicio de campañas en IFMIF-DONES → validación de EUROFER97, ODS, SiC/SiC, V-4Cr-4Ti.
   • Correlación de propiedades antes y después de irradiación.
2. Desarrollo de nuevos RAFM mejorados (EUROFER II):
   • Mayor temperatura operativa (~650 °C).
   • Menor producción de He/H.
   • Mejor soldabilidad y ductilidad.
3. Desarrollo de bases de datos y normas de diseño para DEMO:
   • DEMO Structural Design Criteria (SDC-DEMO), en desarrollo dentro de EUROfusion y la Agencia Europea de Fusión (F4E).
4. Alineamiento regulatorio internacional (IAEA, EURATOM, OECD-NEA):
   • Establecer guías comunes de licenciamiento y límites de activación.
5. Ciclos de vida y reciclado de materiales:
   • Evaluar rutas de reprocesamiento de aceros y cerámicas irradiadas.
   • Diseñar la planta de fusión pensando en mantenimiento remoto y desmontaje.

Para la consecución de estos objetivos entra en juego IFMIF-DONES (International Fusion Materials Irradiation Facility – DEMO-Oriented NEutron Source), que es el pilar de esta fase.

Instalación IFMIF-DONES. Crédito: ifmif-dones.es

Edificio principal del IFMIF-DONES. Crédito: ifmif-dones.es

IFMIF-DONES, ubicado en Granada (España), es la primera gran instalación mundial diseñada para reproducir el espectro de neutrones de fusión (pico en ~14 MeV), con un flujo máximo de ~10¹⁸ n/m²·s en la zona de ensayo (High Flux Test Module).

La instalación producirá un haz de deuterones de 125 mA, acelerado hasta 40 MeV y conformado para tener una sección transversal nominal en el rango de 100 mm x 50 mm a 200 mm x 50 mm, que incidirá sobre un blanco de litio líquido de 25 mm de espesor que fluye transversalmente a unos 15 m/s delante de él. Las reacciones de desprendimiento generan un gran número de neutrones que interactúan con las muestras de materiales situadas inmediatamente detrás del objetivo de litio, en los módulos de ensayo. Crédito: ifmif-dones.es

La hoja de ruta europea para la fusión nuclear donde se puede ver el solape entre proyectos, incluido IFMIF-DONES que coexistirá con los reactores de fusión actuales, ITER (en construcción) y con DEMO (en fase de desarrollo).

IFMIF-DONES cubrirá los siguientes aspectos:

• Irradiación de materiales estructurales de activación reducida (EUROFER97, SiC/SiC, ODS, V-4Cr-4Ti, W…).
• Volumen de irradiación útil ≈ 0,5 L, con gradiente de flujo representativo.
• Ensayos de hasta 20–30 dpa/año → simula la vida útil de varios años de operación de DEMO.
• Estudios de daño, transmutación y producción de gases (He/H).

Programa DONES. Crédito: ifmif-dones.es

Sin embargo, ya se contemplan otros programas complementarios, ya que únicamente con IFMIF-DONES no se cubren del todo los siguientes puntos:

• El volumen de irradiación requerido para probar componentes de mayor tamaño o geometría compleja.
• Condiciones combinadas de irradiación + carga térmica + fatiga cíclica (como en el primer muro real).
• Ensayos en condiciones de tritio, Pb-Li o He presurizado en paralelo con irradiación intensa.
• Irradiación simultánea de materiales funcionales (revestimientos, eléctricamente aislantes, sensores, etc.).

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Fuentes

• CCFE, 2019
• IAEA, Ceramic Composites for Fusion Applications (2002)
• arXiv:2104.06886 (2021)
• arXiv:1909.00373 (2019)
• https://revistanuclear.es/wp-content/uploads/hemeroteca/271/NE271-03.pdf
• https://e-archivo.uc3m.es/bitstreams/4b06ca1e-f0bd-49fc-bd6f-5692940c4dbd/download