Investigação da resistência interfacial em nácar

Scientific Reports volume 13, Artigo número: 575 (2023) Citar este artigo

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Ligas pesadas de tungstênio foram propostas como componentes de materiais de revestimento de plasma em reatores de fusão nuclear e requerem investigação experimental para sua confirmação. Para este propósito, uma liga 90W – 7Ni – 3Fe foi selecionada e manipulada microestruturalmente para apresentar uma estrutura multifásica de tijolo e argamassa de 'tijolos' de fase W cercados por uma 'argamassa' dúctil. Este trabalho inspira-se na natureza para imitar artificialmente a extraordinária combinação de resistência e rigidez exibida pelos moluscos e produzir um compósito com matriz metálica que imita o nácar, capaz de resistir ao ambiente extremamente hostil do interior do reator e manter a integridade estrutural. Os mecanismos subjacentes a esta integridade foram investigados através de técnicas de caracterização estrutural e química de alta resolução e revelaram limites de fase quimicamente difusos exibindo coerência de rede inesperada. Essas características foram atribuídas a um aumento na energia necessária para a decoesão interfacial nesses sistemas e à expressão simultânea de alta resistência e tenacidade em ligas pesadas de tungstênio.

Ambientes extremamente agressivos necessitam de materiais extremamente robustos. Poucos estudos de caso comprovam melhor esta afirmação do que materiais para reatores de fusão nuclear. As restrições de projeto no interior do reator, particularmente na região do divertor, incluem temperaturas operacionais normais que chegam a 1300 °C1, ataques repetidos de plasma levando a enormes choques térmicos2,3 e exposição prolongada a danos de irradiação na forma de bombardeio de nêutrons e implantação de íons em energias extremas. e taxas de dose. Estas condições desfavoráveis ​​impedem a implementação da maioria dos materiais convencionais. Os materiais selecionados para ambientes de reatores de fusão devem não apenas sobreviver a este ambiente único, mas também prosperar; fornecendo serviços estruturais de longo prazo em um dos ambientes mais inegavelmente hostis já concebidos.

Até agora, uma variedade de materiais foram submetidos a testes para provar a sua viabilidade como telhas divertoras em reatores de fusão, mas tiveram sucesso limitado. As telhas à base de carbono foram inicialmente selecionadas devido à sua alta temperatura de fusão e ampla disponibilidade, mas descobriu-se que apresentavam erosão durante a operação. Além disso, observou-se que estas telhas se ligam ao trítio, levando a níveis de atividade inaceitavelmente elevados4,5. Como substituto, as telhas W puras foram escolhidas devido à sua alta temperatura de fusão e baixa taxa de pulverização catódica, mas observou-se que desenvolviam rachaduras e fraturas sob repetidas cargas térmicas1,6,7,8. Esta indesejável geração de fissuras pode ser parcialmente aliviada através da manipulação da geometria e colocação do ladrilho7, mas também é prudente selecionar um material que mantenha os benefícios do W, ao mesmo tempo que supera a sua inerente baixa tenacidade à fratura. Para combater o comportamento frágil do tungstênio, mantendo a combinação desejada de alta temperatura de serviço e taxa de pulverização catódica limitada, uma classe de ligas conhecidas como ligas pesadas de tungstênio (WHAs) foi proposta por Neu et al. para telhas divertoras em testes experimentais de 20161. Estas ligas parecem ser excelentes candidatas para componentes de materiais de revestimento de plasma (PFMCs), pois retêm um alto teor de tungstênio (≥ 90%) juntamente com uma fase secundária, tradicionalmente constituída por Ni e Fe ou Cu. Esta fase secundária aumenta a tenacidade à fratura do W através de um fenômeno conhecido como tenacidade da fase dúctil (DPT); essencialmente a introdução proposital de um material dúctil em um material mais duro e quebradiço para melhorar a ductilidade. Em particular, a temperatura de fusão mais elevada do WHA contendo Ni-Fe sobre a fase dúctil à base de Cu foi perseguida devido às altas temperaturas operacionais experimentadas no interior do reator. Até agora, os WHAs W-Ni-Fe receberam resultados positivos em seus testes iniciais como PFMCs e em reatores de teste como o ASDEX Upgrade e testes externos1,2,3,7,8,9. Embora a sua adoção proposta ainda esteja em sua infância, muito permanece desconhecido sobre seu comportamento sob serviço prolongado no interior do reator de fusão, particularmente no que diz respeito à força do limite de fase diferente e ao comportamento de irradiação.