Proyecto ITER: La ingeniería detrás de intentar meter el sol en una caja (y II)

(Traducción de los artículos publicados en MappingIgnorance.org: 2 y 3)

En esta segunda parte de la serie sobre el ITER (ver primera entrega si es la primera vez que oyes hablar sobre ITER), por fin entramos en los detalles técnicos sobre la máquina. Además, nos centramos en algunos de los retos más importantes que ya han sido identificados y en los planes de los científicos para superarlos.

ITER representa el siguiente paso de la Humanidad en sus intentos de extraer energía útil de las fuerzas de la Naturaleza y será el proyecto científico de moda durante los años 2020-2030 al igual que el LHC lo ha sido en años pasados. De forma conjunta a las energías renovables, es posiblemente la única opción que tenemos si queremos continuar teniendo el nivel de vida que se alcanzó en el siglo XX gracias a la energía, comparativamente casi gratis, proporcionada por quemar combustibles fósiles. El siglo XXI nos dirá si realmente tiene éxito.

El laureado con el Nobel de Física Pierre-Gilles de Gennes dijo una vez sobre la fusión nuclear: “Decimos que pondremos el sol en una caja. La idea es atractiva, el problema está en que no sabemos cómo ni de qué hacer la caja“.

Un vídeo del reactor francés Tore Supra,  similar al usado en JET. La parte visible del plasma es sólo la superficie externa. (Commissariat à l’énergie atomique, 2006).

 

Diseño Tokamak

Al fin y al cabo, el centro de una planta nuclear es una máquina muy compleja que sirve para calentar agua. Una vez que se obtiene el vapor de agua, las partes encargadas de producir la electricidad no tienen mucho más misterio, siendo similares a las de muchas otras centrales eléctricas.

El corazón del ITER es la cámara, o vasija, donde ocurrirá la fusión nuclear. Entre unas pocas opciones posibles, se decidió construir ITER siguiendo un diseño llamado Tokamak, acrónimo ruso de “cámara toroidal con bobinas magnéticas“.

Cross section of the latest design for the ITER machine (Modified from [1])

Sección transversal del último diseño de la máquina ITER (Imagen modificada de [1])

 Las partes más relevantes de la máquina se ven en la figura de arriba, y son:

  1. La cámara de vacío (vacuum Vessel, VV): esta cámara, hueca y que funcionará en alto vacío, es la que confinará al plasma.
  2. Imanes: Electroimanes de superconductor proveerán el campo magnético necesario para mantener el plasma rotando dentro de la cámara sin que éste toque las paredes.  Otro conjunto extra de bobinas (que no salen en este dibujo) tuvieron que añadirse al diseño en una etapa posterior para ayudar a estabilizar el plasma, como veremos.
  3. Criostato: El tokamak estará en su conjunto encerrado en un criostato que aislará las partes internas calientes de los superconductores de los electroimanes, que deben permanecer refrigeradas criogénicamente.
  4. La así llamada “primera pared“: esta es la parte de la cámara más cercana al plasma y al intenso bombardeo de neutrones calientes.
  5. Calentadores: Proporcionan la energía necesaria para iniciar la fusión nuclear del plasma.
  6. Sensores de monitoreo: Durante el funcionamiento de la máquina se vigilarán de cerca las medidas de sensores de esfuerzo mecánico, temperatura, vibraciones, etc.

Un edificio al completo se destinará a contener la cámara, que ocupa los cuatro primeros pisos del mismo como se ve en esta vista transversal:

The Tokamak, at the bottom of the building (Source: [2])

El Tokamak, en el fondo del edificio (Fuente: [2])

Campos magnéticos: diseño y generación

La fusión nuclear ocurre en el plasma, pero para ello es crucial mantener su pureza ya que si no la reacción dejará de ser autosostenida y terminará. Esto implica mantener el plasma lejos de las paredes de la cámara, ocupando un volumen bien delimitado en el espacio. Vamos, que hay que mantenerlo flotando dentro de la cámara, lo que llaman problema del confinamiento.

Guardar de esa forma un material a millones de grados no es peccata minuta. Como seguro que sabe el lector, la temperatura no es más que una medida de cómo de rápido se mueven las partículas internamente, por lo que plasmas a temperaturas extremadamente altas implica que habrá núcleos y electrones moviéndose en direcciones aleatorias a velocidades enormes.

Red lines represent the random path of hot particles within the plasma (Source: CEA)

Las líneas rojas representan los caminos aleatorios de “partículas calientes” del plasma (Source: CEA)

Así que de alguna manera un tokamak debe corregir esas trayectorias para evitar que acaben golpeando las paredes. Como un plasma está compuesto de partículas cargadas eléctricamente (núcleos y electrones) la manera más evidente de manipularlas es a través de campos magnéticos. Por ejemplo, un campo magnético lineal sería suficiente para hacer que las partículas describan círculos alrededor de las líneas de campo (repasar la Ley de Lorenz), como en la figura:

Red circles in the cross section stand for the circular paths of charged particles around the magnetic field lines (blue) (Source: CEA)

Pero mantener las partículas girando sobre una línea no es una manera práctica de mantenerlas confinadas: el siguiente paso es “doblar” dichas líneas de campo, llegando al famoso campo magnético toroidal. Este es uno de los dos campos principales que operarán en ITER, y será generado por un conjunto de imanes circulares dispuestos rodeando la cámara con forma toroidal.

Toroidal magnetic field (blue) and the ideal trajectories of confined particles (red). (Source: CEA)

Campo toroidal (azul) y las trayectorias ideales de las partículas confinadas (rojo). (Fuente: CEA)

La práctica, sin embargo, ha enseñado a los físicos nucleares que este campo por sí sólo no es suficiente para reducir las pérdidas del plasma a niveles razonables. Idealmente, las líneas de campo deberían ser helicoidales alrededor del toro para confinar mejor el plasma. Para conseguirlo, se suma al campo toroidal otro perpendicular a éste. Este campo, llamado poloidal, no se genera con imanes: en cambio, una fuerte corriente eléctrica de unos 15 millones de amperios se induce en el plasma caliente en la dirección longitudinal. Al fin y al cabo, el plasma se comporta como conductor eléctrico debido a los electrones libres que flotan en su interior.

Toroidal magnetic field (top) and an illustration of the path followed by a charged particle confined in that field.  (Source: CEA)

En azul, la trayectoria ideal recorrida por partículas del plasma gracias a la suma de los dos campos magnéticos. (Fuente: CEA)

De acuerdo a los planes de diseño actuales [2], se necesitarán 80.000 km de cables superconductores (Nb3Sn) para cablear los 18 bobinas toroidales, el solenoide central encargado de inducir la corriente en el plasma y otra serie de bobinas auxiliares para el “control fino” del campo magnético. Por poner los números en contexto, los imanes del LHC… ¡¡parecen de “juguete” con “solamente” 7.600 km de superconductores!!

Nominal plasma configuration along a section of the toroidal vessel. The g1, … g6 refer to gaps whose sizes are control variables for plasma stability. (Source: [2])

Configuración nominal del plasma en una sección transversal de la cámara. Los puntos g1, … g6 se refieren a “huecos” cuyos tamaños que se usarán como variables de control para estabilizar el plasma. (Fuente: [2])

Con un total de 48 electroimanes, la generación del campo magnético de 11.8 Teslas (200.000 veces el campo de la Tierra) se lleva la mayor parte de la máquina, sumando 6.540 toneladas. Desde el punto de vista mecánico, los imanes del campo toroidal son particularmente complicados debido a las condiciones de tensión mecánica que deben afrontar: la interacción de las bobinas con el campo generado por la corriente eléctrica en el plasma y por otros imanes producirá grandes fuerzas pulsadas, lo que evidentemente implica que la fatiga podría degradar su estructura con el tiempo.  Para resistir un poco mejor a estas fuerzas, se colocarán anillos de fibra de vidrio alrededor de cada electroimán, pretensados con una tensión equivalente a 6.000 toneladas.

First shipment of superconductors from Russia left October 2012 (Source: YouTube)

El primer envío de superconductores salió de Rusia en octubre de 2012 (Fuente: YouTube)

 

Las paredes de la cámara

Aunque el combustible nuclear que alimentará el plasma sólo tendrá pequeñas cantidades de Deuterio y Tritio, unos 0.5 gramos, se generarán ingentes cantidades de calor y energía, de la que el 80% escapará en forma de neutrones calientes (o rápidos). Como los neutrones no tienen carga no se pueden “teledirigir” con ningún campo magnético hacia un lugar concreto, convirtiéndose en un dolor de cabeza para los ingenieros nucleares: toda la primera pared de la cámara estará expuesta a un intenso bombardeo de neutrones altamente energéticos. Son las condiciones de trabajo.

Por tanto, los componentes que dan la cara al plasma deben cumplir dos criterios de diseño: (i) ser lo suficientemente resistentes para aguantar tiempo suficiente (meses o años) a la radiación, y (ii) ser capaces de evacuar el calor eficazmente. Precisamente ese calor, recuperado mediante un circuito de agua fría, será el que permita generar energía eléctrica en una planta nuclear de fusión real.

Para hacerse una idea, la superficie del sol emite 70 MW/m2, mientras que los últimos tokamaks sólo producen siete veces menos (10 MW/m2) [3].

Each of the modules of the vessel walls. (Source: [2])

Los módulos que forman las paredes de la cámara. (Fuente: [2])

En el ITER, el material escogido para construir la primera pared ha sido una gruesa capa de 1cm de Berilio, por sus óptimas propiedades en resistencia a convertirse en radiactivo frente al bombardeo de neutrones. Tras él, habrá otra capa de 1cm de cobre para distribuir más uniformemente el calor, para que una tercera capa de acero macizo (30cm) transfiera el calor al agua de refrigeración. Para hacer todo el diseño modular y mantenible, se ha dividido en 421 módulos, de una tonelada cada uno.

 

Manejando los peligrosos ELMs

Como hemos visto, controlar el plasma dentro del tokamak requiere campos magnéticos potentes y cuidadosamente diseñados. Pero incluso con estos campos, parte del plasma se escapa, por lo que los científicos no han parado de estrujarse las seseras durante décadas para minimizar las pérdidas todo lo posible.

Afortunadamente para ellos, existe el llamado “modo H” o de alto confinamiento. Como tantas otras cosas, se descubrió por chiripa. Durante un experimento en 1982 en el instituto de Física de Plasma del Max Planck alemán, Fritz Wagner observó un cambio abrupto en el comportamiento del plasma al calentarlo en un tokamak: llegada una determinada temperatura, las pérdidas del plasma caían abruptamente y las turbulencias en los bordes prácticamente desaparecían. Acababa de descubrir la transición del modo L (bajo confinamiento) al modo H, probablemente el avance singular más importante en la historia de los reactores de fusión. Incluso hoy día, los físico no entienden al 100% los mecanismos que dan lugar a esta especie de “cambio de fase“, similar al cambio que experimenta un líquido al evaporarse, y la realización de simulaciones numéricas de este proceso están en el límite del estado del arte.

Como suele ser normal en la Naturaleza, no todo son ventajas y existe un precio a pagar por tener al plasma mejor confinado: la aparición de un nuevo tipo de inestabilidad cuasiperiódica. Al igual que el Sol tiene sus erupciones solares, el plasma en modo H tiene sus pequeñas tormentas en mitad de la calma… 

fig9_ITER_ELM_b   fig9_ITER_ELM_a   fig9_ITER_ELM_c
Izquierda y mitad: imágenes de un Tokamak justo antes y durante un ELM. Derecha: Una imagen de una erupción solar. (Fuente: YouTube)

Estas inestabilidades en los límites del plasma se llaman ELM, por Edge Localized Mode. Con cada ELM, la superficie de la cámara debe enfrentarse a un aumento repentino de miles de grados. Los científicos esperan encontrarse miles de ELMs en el ITER, y el problema es que recientes estudios [1] apuntan a que pueden ser más dañinos de lo que se esperaba originalmente. Para solventarlo, el diseño del ITER ha tenido que verse modificado para introducir bobinas de inducción adicionales específicamente destinadas a (intentar) controlar los ELMs.

Los ELMs han sido un quebradero de cabeza para todas las agencias involucradas en el diseño de la máquina: las nuevas bobinas deben estar muy cerca de la pared interna, por lo que deben ser capaces de soportar grandes dilataciones por efectos térmicos, y aún así asegurar que van a durar 20 años. Mirándolo por el lado positivo, estas nuevas bobinas proporcionarán nuevos grados de libertad en el diseño y control del campo magnético vertical, dando más juego para las investigaciones. El diseño final de ITER incluye las bobinas que se ven en la siguiente figura:

A cross section of the tokamak wall, with the new ELM coils in green (Source: [4])

Sección transversal de la pared del Tokamak, con los nuevos electroimanes para controlar ELMs en verde (Fuente: [4])

 Aparte de estas bobinas, los ingenieros nucleares han encontrado una nueva forma de calmar los ELMs. La técnica de la “bola de nieve en el infierno” (literalmente, “snowball in hell“) consiste en disparar pequeñas bolitas de combustible frío directamente al plasma ardiente. Puede sonar bruto, y lo es, pero de alguna manera los experimentos muestran que se consigue evitar la mayor parte de los ELMs.

A pellet thrown into a working tokamak reactor (Source: ITER.org)

Una “píldora” fría disparada hacia un reactor en funcionamiento (Fuente: ITER.org)

En palabras de los científicos, es una manera de “hacer eructar al bebé” para prevenir riesgos mayores de expulsiones masivas de plasma durante un ELM. Alberto Loarte Prieto, un físico español que ahora trabaja en Alemania da más detalles en este vídeo:

 

Divertor

El divertor (¿quizás traducible por desviador?) del ITER es una parte de la cámara situada en el mismo fondo con un doble propósito: (1) ayudar a darle forma al plasma, y (2) sacar la “basura” fuera del reactor mientras éste se encuentra operativo.

Fig1_divertor_1

El divertor del ITER (Fuente: Fusion for Energy)

Compuesto de 54 bloques idénticos o “cassettes”, la forma del divertor está ideada para que sus superficies sean alcanzadas por partículas energéticas que escapan del plasma. Al colocar estos “sumideros” en el fondo de la cámara se intenta minimizar la interacción de las superficies con el plasma en sí, reduciendo el riesgo de introducir impurezas. Recordemos que la más mínima impureza paralizaría la reacción nuclear, un mecanismo de seguridad implícito que no existe en los actuales reactores de fisión nuclear. De hecho, la misión del divertor es recoger el helio que se produce como producto de la reacción y que debe evacuarse para mantener la pureza del plasma.

Detalle

Detalle de un “cassette” del divertor.

A pesar del confinamiento magnético del plasma, habrá tres partes de las paredes intensamente expuestas a éste: las superficies verticales interior y exterior, y la cúpula del divertor (ver la figura de arriba). Por tanto, la elección del material de estas superficies ha sido una de los problemas más rigurosos del diseño del reactor y queda mucho trabajo experimental por delante hasta llegar a una solución válida en un reactor comercial. El material escogido debería tener buena conductividad térmica para evacuar fácilmente el calor (estará expuesto a unos 3000ºC), pero a la vez no puede volverse radiactivo fácilmente ya que se espera que las piezas aguanten 20 años dentro de un reactor. Se consideraron dos opciones para el ITER: carbono reforzado con fibra de carbono (CFC) y tungsteno (o wolframio). Finalmente, los recortes financieros han llevado a tomar la decisión de solamente ensayar las piezas del segundo material.

Se espera que la reparación de módulos del divertor sea una operación habitual durante los años de operación de ITER. Como partes de estos pueden “activarse” (volverse radiactivos), se está construyendo un edificio exclusivamente dedicado a estas tareas de alta seguridad: se llama la “célula caliente“.

La "célula caliente"

La “célula caliente” (Fuente: ITER.org)

Calentando el plasma

Vimos que se precisan más de 100 millones de grados para que arranque la fusión nuclear en el plasma del reactor. ¿Cómo piensan los científicos llegar a estas temperaturas?

En primer lugar, el mismo campo magnético que ayuda a confinar el plasma también induce una corriente eléctrica en él. Al igual que en un vulgar calentador eléctrico, una corriente fluyendo por un conductor imperfecto siempre verá una resistencia eléctrica que disipa energía en forma de calor. Gracias a los millones de amperios que se esperan inducir en el plasma de ITER, la temperatura se llevará hasta unos 10 millones de grados, que no está nada mal para empezar…

Sobre el aporte de calentamiento que falta hasta los cientos de millones de grados, se espera conseguirlo por dos medios: la inyección de iones acelerados (las colisiones redistribuyen la energía, con un efecto de “calentón”) y mediante calentamiento por radiofrecuencia. Básicamente, el segundo método es el mismo empleado en los hornos microondas de nuestras cocinas. Docenas de antenas de radio crearán un campo electromagnético que “sacudirán” las partículas de plasma (¡no es necesario que “resuenen” en contra de la creencia popular!), calentándolo.

Antena

Antena de 3.7GHz y de 4MW de potencia. Casi ná… (Fuente: CEA)

 

Vacío ultra-alto

Rediseñada en 2012 como se explica en [10], la misión primaria de la cámara de vacío es la de actuar como primera barrera contra pérdidas accidentales, a la vez que ser capaz de recuperar el calor en exceso de la reacción que finalmente se podría convertir en ganancia de energía.

Manejar las condiciones de ultra vacío (ultra-high vacuum, UHV) son otro quebradero de cabeza para los ingenieros de ITER. Las especificaciones del experimento científico incluyen conservar la cámara aproximadamente entre 10-5 y 10-7 Pa. Desde el punto de vista ingenieril, trabajar en UHV implica olvidarse de todas las prácticas y los materiales comunes:  plásticos, pegamentos, soldadura estándard, etc. todos ellos tienden a expulsar pequeñas partículas de gas al exponerse al UHV, por  lo que están totalmente prohibidos en ITER.

El diseño mecánico también debe tener el cuenta las condiciones de vacío. Las partes móviles y rodamientos de ITER no pueden ser lubricados con aceites comunes, porque también contaminarían el vacío. Hay que emplear costosas y raras alternativas como el disulfuro de molibdeno (MoS2). Los actuadores y mecanismos también podrían emitir pequeñas partículas contaminantes debido a la oxidación, incluso las piezas hechas de acero. Para evitarlo, todas las piezas metálicas que vayan a operar en la cámara de ITER deberán pasar un proceso de horneado que elimine cualquier resto de gas dentro de las imperfecciones de los acabados y ensamblados del proceso de fabricación.

Las piezas de la cámara en sí están siendo soldadas mediante soldadura de rayo de electrones para asegurar la calidad de sus juntas.

Soldadura

Primeras pruebas de soldaduras en módulos de la cámara de ITER (Fuente: [10])

 

Sistemas robóticos

La mayoría de los instrumentos de medición de ITER estarán fuera de la cámara, ya que el interior de un reactor nuclear no parece un lugar muy cómodo para nada ni nadie…

Sin embargo, algo de electrónica parece indispensable en los equipos que estarán expuestos eventualmente al interior de la cámara. Un ejemplo son los brazos robóticos que estarán a cargo de inspeccionar el interior de las paredes entre descarga y descarga de plasma. Incluso sin plasma dentro, los imanes superconductores estarán casi siempre encendidos ya que no se pueden apagar así como así: las tensiones térmicas y mecánicas de cada ciclo de encendido limitarán el tiempo de vida útil de ITER, por lo que se espera que sólo se apaguen si es estrictamente necesario.

Esto implica que el brazo robótico tendrá que operar en un entorno extremadamente hostil: altos niveles de radiación, altas temperaturas y fuertes campos magnéticos. Ninguna de estas cosas son buenas amigas de la electrónica ni las máquinas. En el caso particular de los dispositivos electrónicos, el manual de ITER [8] recomienda únicamente una limitada serie de componentes que se sabe aguantan dosis de radiación tan altas como 10 MGy.

Naturalmente, los ingenieros se pueden ir olvidando de todos los avances del mundo electrónico desde los años 60: sólo se pueden usar un puñado de transistores discretos, estando los circuitos integrados totalmente prohibidos por su debilidad frente a la radiactividad. Si hace falta algo tan simple como un flip-flop JK, ¡el manual del ITER recomienda construirlo “a pelo” a partir de transistores! Así que podemos esperar que toda la electrónica del brazo robótico que lo permita estará bien escondida tras las paredes, dejando sobre el brazo en sí únicamente los sensores y actuadores más rudimentarios o robustos.

aaa

Propuesta de brazo robótico (IVVS) por ENEA (Fuente: [7])

El sistema robótico de medida láser para el interior de la cámara, o IVVS por sus siglas laser in vessel viewing and ranging system, es un prototipo del brazo robótico que se espera emplear para inspeccionar el interior de ITER. Está dotado de un escáner láser que proporciona un barrido de distancias en cada dirección. A diferencia de los modelos empleados comúnmente en robótica, éste tiene la fuente de láser bien escondida fuera del brazo (para protegerla del interior de la cámara) y el láser se dirige mediante una fibra óptica al extremo. Para escanear en distintas direcciones se rota un prisma que redirige el rayo. Este movimiento tan sencillo no puede hacerse con motores convencionales, sino con motores piezoeléctricos.

Ciertas partes del brazo han tenido que diseñarse en acero inoxidable y otras en aleación de titanio para reducir el efecto arrastre de las corrientes parásitas causadas por el campo magnético poloidal. Realmente estas corrientes no se pueden evitar y en un campo tan fuerte como el de dentro de ITER pueden provocar vibraciones muy molestas en brazos largos. Una solución encontrada por investigadores es emplear muy buenos conductores para minimizar dichas fuerzas.

 

XX

Especificaciones del brazo robótico de inspección (Fuente: [7])

Como curiosidad final, merece la pena mencionar el problema de la localización del brazo robótico dentro de la cámara. Si lo piensas, está claro que una serie de medidas de distancia con rayo láser no van de nada si no sabes desde dónde estás midiendo, así que es crucial saber exactamente la localización del brazo en cada instante. Por una vez, las peculiares condiciones del ITER se convierten en una ventaja: al existir un campo magnético cuidadosamente diseñado (con precisiones de hasta una parte por millón), medidas del campo magnético local en diferentes direcciones deberían permitir al robot conocer su posición radial absoluta. Empleando un sensor de efecto Hall en 3D por cada eslabón del brazo robótica también se conocerá la orientación 6D absoluta del brazo. Se espera que este método proporcione precisiones del orden de 0.8mm.

 

 

Conforme pasen los años y se publiquen nuevos informes relevantes sobre avances en la construcción de ITER, seguiremos informando.

Actual

Estado actual de las obras del ITER (Francia).

 

Referencias:

[1] Ioki, K., A. Bayon, C. H. Choi, E. Daly, S. Dani, J. Davis, B. Giraud et al. “Progress of ITER vacuum vessel.” Fusion Engineering and Design (2013).

[2] International Atomic Energy Agency. “ITER Technical basis”, Vienna, 2002.

[3] The TORE Supra Tokamak website. CEA, 2006. http://www-drfc.cea.fr/gb/cea/ts/description/ts_description02.htm

[4] Ioki, K., V. Barabash, C. Bachmann, P. Chappuis, C. H. Choi, J-J. Cordier, B. Giraud et al. “ITER vacuum vessel design and construction.” Fusion Engineering and Design 85, no. 7 (2010): 1307-1313.

[5] Loarte, A. (2008, October). Power and particle fluxes at the plasma edge of ITER: Specifications and Physics Basis. In Proc. 22nd Int. Conf. on Fusion Energy 2008 (Geneva, Switzerland, 2008).

[6] Holtkamp, N. (2009). The status of the ITER design. Fusion Engineering and Design, 84(2), 98-105.

[7] Jean-Baptiste Izard (2013). Development of Remote Handling Technologies Tolerantto Operation Ready Fusion Reactor Conditions. PhD thesis, Tampere University of Technology.

[8] J. Campbell, Radiation hardness manual (RAD), Volume II: Gamma irradiation, Ref.ITER_D_222RR8, v1.0, ITER Organization, 2007.

[9] Cordier, J. J., Hertout, P., Gargiulo, L., Cantone, V., & Soler, B. (1998). New magnetic measurement of the Tore Supra toroidal field profile. In SOFT: Symposium on fusion technology.

[10] Ioki, K., Choi, C. H., Daly, E., Dani, S., Davis, J., Giraud, B., … & Wu, S. (2012). ITER vacuum vessel design and construction. Fusion Engineering and Design, 87(5), 828-835.

Publicado en Física, Ingeniería, Robótica Etiquetado con:
  • LHMM

    Increíble aporte.

  • Juan Antonio Fernández Madrigal

    Enhorabuena: una magnífica entrada, explicada de maravilla 🙂

    • Jose Luis Blanco

      Muchas gracias! 🙂

  • Pingback: Proyecto ITER: La ingeniería detrás de intentar meter el sol en una caja (y II) | Ciencia()

  • Sandgal

    “…en el límite del estado del arte.” Una traducción muy literal de la expresión inglesa, ¿no?

    • Jose Luis Blanco

      No sé si “estado de la técnica” sería mejor traducción, pero la verdad es que a base de verla usar en el “mundo académico” he acabado aceptándola como normal. Un saludo.

      • santaklaus

        “tecnología punta” que se dice por estos lares.

      • Walter A.

        ¡Muchas gracias por el articulo José Luís! Las traducciones que más se suelen emplear para “state of the art” es “de vanguardia”, “de punta” y sus derivados.

        http://es.wikipedia.org/wiki/Estado_del_arte

        Un saludo

  • Gracias por el post, muy informativo y completo. Saludos cordiales.

  • Me ha parecido interesante el artículo… y me ha hecho sonreír la frase “hacer eruptar al bebé”… ¿qué es, un bebé dragón de la serie “Juego de Tronos”? Lo digo por la erupción.

    • Jose Luis Blanco

      jaja, gracias por avisar de la errata! Corregida 😉

  • Eloi

    Magnífico artículo. Me ha enganchado desde inicio a fin. Electrónica a “pelo”, grande!

  • Albert

    Gran post, gracias por compartir tus conocimientos con nosotros.
    Una pregunta: ¿qué pasa con los neutrones una vez han transmitido su energía cinética tras chocar con la pared de Berilio? ¿Son absorbidos por algún núcleo que se transmuta? ¿Se quedan por ahí en forma lenta y se desintegran en protones al cabo de 14 minutos generando Hidrógeno?

    • Jose Luis Blanco

      Gracias Albert!

      Muy buena pregunta 🙂
      Pues efectivamente: si el neutrón no es “absorbido” por otro núcleo, al ser inestable durará un rato (14 minutos es el tiempo medio) y se convertirá en protón, que en cuanto pueda arrancará un electrón para formar Hidrógeno.

      Más info (en inglés): http://en.wikipedia.org/wiki/Neutron#Free_neutron_decay

  • Pingback: Proyecto ITER. Crear un Sol en la Tierra. |()

  • Luiis Romero Garcia

    vaya, este proyecto ITER es algo muy grande… quiero participar XDDD