Self-passivating W-Cr-Y alloys as plasma-facing materials: Effect of Zr addition on fusion relevant properties; study of hydrogen retention, neutron irradiation and joining feasibility to steel

  1. Sal Broco, Elisa
Dirigida por:
  1. Carmen García Rosales Vázquez Directora

Universidad de defensa: Universidad de Navarra

Fecha de defensa: 01 de julio de 2022

Tribunal:
  1. José Manuel Sánchez Moreno Presidente
  2. Ibon Ocaña Arizcorreta Secretario
  3. Sehila Maria González de Vicente Vocal
  4. Alfonso De Castro Calles Vocal
  5. María Sánchez Martínez Vocal

Tipo: Tesis

Teseo: 735855 DIALNET lock_openDadun editor

Resumen

La selección del material para la primera pared del blanket es uno de los mayores retos en el marco de EUROfusion de cara a la construcción del futuro reactor de fusión DEMO. En este reactor, un accidente de pérdida de refrigerante (LOCA) con entrada de aire en la vasija de vacío daría lugar a un incremento de la temperatura en los componentes de la vasija, alcanzándose temperaturas superiores a 1000 °C y hasta casi 1200 °C debido al calor de desintegración. En esta situación, el uso de wolframio puro –a día de hoy material candidato para la primera pared de DEMO- representa un importante riesgo de seguridad debido a su baja resistencia a la oxidación, ya que daría lugar a la liberación de óxidos volátiles y radiactivos a la atmósfera. Una posible solución para mitigar este problema es la adición de elementos aleantes que en presencia de oxígeno a altas temperaturas difundan hacia la superficie de manera que formen una capa adherente y estable, impidiendo la oxidación del wolframio. En condiciones de operación normal, estos elementos aleantes serán erosionados preferentemente por sputtering por partículas procedentes del plasma de fusión, dando lugar a una capa de wolframio puro expuesta al plasma. Inicialmente, estas aleaciones se desarrollaron en forma de películas delgadas de los sistemas W-Cr-Si, W-Cr-Ti y W-Cr-Y en el Instituto Max-Planck de Física del Plasma (IPP), Garching, Alemania, mediante sputtering de magnetrón. Estas aleaciones de W mostraron una reducción de la tasa de oxidación de varios órdenes de magnitud en comparación con el wolframio puro, debido a la formación de una capa protectora estable de Cr2O3 cuando se exponían al aire a 1000 °C. A pesar de que estas películas delgadas no se pueden emplear para la primera pared del blanket de DEMO debido a que se requieren espesores de varios mm, sirvieron como modelo para la fabricación de material denso por la ruta pulvimetalúrgica. Trabajos anteriores han demostrado el buen comportamiento a la oxidación de la aleación W-10Cr-0.5Y fabricada mediante aleación mecánica (MA) y posterior prensado isostático en caliente (HIP). Además, varios autores han demostrado la mejora de las propiedades mecánicas del wolframio puro mediante la adición de Zr o ZrC. En la presente tesis, se han estudiado las aleaciones de W-Cr-Y(-Zr) fabricadas por MA y HIP y se han sometido a las condiciones de operación esperadas en DEMO. Tras HIP, las aleaciones mostraron una microestructura bifásica, ya que el sistema W-Cr tiene un gap de miscibilidad por debajo de 1680 °C. La aplicación de un tratamiento térmico a una temperatura superior a dicho gap permitió obtener un material denso formado por una única fase metaestable, que se mantuvo estable durante largos periodos de tiempo a la temperatura máxima de funcionamiento prevista. La adición de Zr al sistema W-Cr-Y dio lugar a una mejora de la resistencia al choque térmico, manteniendo una resistencia a la oxidación y unas propiedades termomecánicas similares. La aleación W-10Cr-0.5Y tratada térmicamente se expuso a una irradiación de neutrones de 0,19 a 0,26 dpa a temperaturas de 600, 800 y 1000 °C, tras lo cual se registró un aumento de la resistencia a la fractura en todas las condiciones de irradiación. Este aumento fue especialmente relevante tras la irradiación a 1000 °C, donde se alcanzó un valor de 1,7 GPa, siendo aproximadamente 3 veces superior al del material no irradiado. Se cree que este importante aumento de la resistencia tras la irradiación a 1000 °C está asociado principalmente a la descomposición en solución sólida de la fase única metaestable inicial, dando lugar a una microestructura bifásica de grano ultrafino y forma vermicular. La aleación W-10Cr-0.5Y tras HIP también ha sido expuesta a la irradiación de iones de W para producir daño y posteriormente ha sido implantada con deuterio a temperaturas de hasta 250 °C. La cantidad de deuterio retenido tras la implantación a 250 °C fue 1/3 inferior a la del wolframio puro, siendo la presencia de Cr la responsable de esta reducción. En cuanto a los aspectos tecnológicos, se han producido uniones entre la aleación W-10Cr-0.5Y y el acero P91 mediante unión por difusión vía HIP, dando como resultado una elevada resistencia al cizallamiento de 354 MPa, comparable a la obtenida mediante la soldadura de esta aleación con Eurofer. Estos valores de resistencia se encuentran entre los más altos encontrados en la literatura para la unión de wolframio puro con acero.