Исследование межфазной прочности в перламутре

Научные отчеты, том 13, Номер статьи: 575 (2023) Цитировать эту статью

2963 Доступа

3 цитаты

145 Альтметрика

Подробности о метриках

Тяжелые сплавы вольфрама были предложены в качестве компонентов плазменного материала в термоядерных реакторах и требуют экспериментального исследования для их подтверждения. Для этой цели был выбран сплав 90W–7Ni–3Fe и подвергнут микроструктурным манипуляциям для получения многофазной кирпичной структуры, состоящей из «кирпичиков» W-фазы, окруженных пластичным «раствором». Эта работа черпает вдохновение из природы, чтобы искусственно имитировать необычайное сочетание прочности и жесткости, демонстрируемое моллюсками, и создать композит с металлической матрицей, имитирующий перламутр, способный противостоять чрезвычайно агрессивной среде внутри реактора и сохранять структурную целостность. Механизмы, лежащие в основе этой целостности, были исследованы с помощью методов структурной и химической характеристики высокого разрешения и выявили химически размытые фазовые границы, демонстрирующие неожиданную когерентность решетки. Эти особенности объясняются увеличением энергии, необходимой для межфазной декогезии в этих системах, и одновременным проявлением высокой прочности и ударной вязкости в тяжелых вольфрамовых сплавах.

Чрезвычайно суровые условия требуют чрезвычайно прочных материалов. Немногие тематические исследования доказывают это утверждение лучше, чем материалы для термоядерных реакторов. Конструктивные ограничения во внутренней части реактора, особенно в зоне дивертора, включают нормальные рабочие температуры, достигающие 1300 °C1, повторяющиеся плазменные удары, приводящие к огромному тепловому удару2,3, а также длительное воздействие радиационного повреждения в виде нейтронной бомбардировки и ионной имплантации при экстремальных энергиях. и мощности дозы. Эти неблагоприятные условия препятствуют использованию большинства традиционных материалов. Материалы, выбранные для термоядерных реакторов, должны не только выживать в этой уникальной среде, но и процветать; обеспечение долгосрочных структурных услуг в одной из самых, несомненно, враждебных сред, когда-либо существовавших.

На данный момент различные материалы прошли испытания, чтобы доказать свою жизнеспособность в качестве диверторных плиток в термоядерных реакторах, но имели ограниченный успех. Первоначально была выбрана плитка на основе углерода из-за ее высокой температуры плавления и широкой доступности, но было обнаружено, что она разрушается во время эксплуатации. Кроме того, было отмечено, что эти плитки связываются с тритием, что приводит к неприемлемо высокому уровню активности4,5. В качестве замены были выбраны плитки из чистого W из-за их высокой температуры плавления и низкой скорости распыления, но наблюдалось образование трещин и разрушение при повторяющихся термических нагрузках1,6,7,8. Это нежелательное образование трещин можно частично уменьшить путем манипулирования геометрией и размещением плитки7, однако также разумно выбрать материал, который сохраняет преимущества W, одновременно преодолевая присущую ему низкую вязкость разрушения. Для борьбы с хрупким поведением вольфрама при сохранении желаемого сочетания высокой рабочей температуры и ограниченной скорости распыления Neu et al. предложили класс сплавов, известный как тяжелые вольфрамовые сплавы (WHA). для диверторных плиток в экспериментальных испытаниях 2016 года1. Эти сплавы представляются отличными кандидатами для компонентов материалов для плазменной обработки (PFMC), поскольку они сохраняют высокое содержание вольфрама (≥ 90%) наряду со вторичной фазой, традиционно состоящей из Ni и Fe или Cu. Эта вторичная фаза увеличивает вязкость разрушения W за счет явления, известного как упрочнение пластичной фазы (DPT); по существу, целенаправленное введение пластичного материала в более твердый и хрупкий материал для улучшения пластичности. В частности, добивались более высокой температуры плавления Ni-Fe-содержащей WHA по сравнению с пластичной фазой на основе меди из-за высоких рабочих температур внутри реактора. На данный момент WHA W-Ni-Fe получили положительные результаты в своих первоначальных испытаниях в качестве PFMC и в испытательных реакторах, таких как модернизация ASDEX, и во внешних испытаниях1,2,3,7,8,9. Хотя их предлагаемое внедрение все еще находится в зачаточном состоянии, многое остается неизвестным об их поведении при длительной эксплуатации внутри термоядерного реактора, особенно в отношении разной прочности межфазной границы и поведения при облучении.