Comportamiento mecánico de nuevas aleaciones de wolframio en función de la temperatura

Texto completo

(1)UNIVERSIDAD POLITÉCNICA DE MADRID Escuela Técnica Superior de Ingenieros de Caminos Canales y Puertos. COMPORTAMIENTO MECÁNICO DE NUEVAS ALEACIONES DE WOLFRAMIO EN FUNCIÓN DE LA TEMPERATURA. TESIS DOCTORAL MARÍA-VEGA AGUIRRE CEBRIÁN. Ingeniero de Materiales. Madrid, Julio 2014.

(2)

(3) Departamento de Ciencia de Materiales Escuela Técnica Superior de Ingenieros de Caminos, Canales y Puertos. COMPORTAMIENTO MECÁNICO DE NUEVAS ALEACIONES DE WOLFRAMIO EN FUNCIÓN DE LA TEMPERATURA. MARÍA-VEGA AGUIRRE CEBRIÁN. Ingeniero de Materiales. Directores de Tesis D. José Ygnacio PASTOR CAÑO. Dª. Mª Antonia MARTÍN SANZ. Doctor en Ciencias Físicas. Doctora en Ciencias Químicas. Catedrático de Universidad. Catedrática de Universidad.

(4)

(5) Tribunal nombrado por el Magfco. y Excmo. Sr Rector de la Universidad Politécnica de Madrid, el día …………………………………. Presidente. D.. …………………………………………………………... Vocal. D.. …………………………………………………………... Vocal. D.. …………………………………………………………... Vocal. D.. …………………………………………………………... Secretario. D.. …………………………………………………………... Suplente. D.. …………………………………………………………... Suplente. D.. …………………………………………………………... Realizado el acto de defensa y lectura de la Tesis el día ….. de …………….. de 2014 en la E.T. S. de Ingenieros de Caminos, Canales y Puertos de la UPM. Calificación: …………………………………………………………………... EL PRESIDENTE. LOS VOCALES. EL SECRETARIO.

(6)

(7) AGRADECIMIENTOS. Mi más sincero agradecimiento a mis directores de tesis, Dr. José Ygnacio Pastor y Dra. Antonia Martín por su dedicación, ayuda y paciencia. Al Dr. José Ygnacio Pastor por darme la oportunidad de entrar en el mundo de la investigación. A la Dra. Antonia Martín por abrirme la puerta al mundo de la microscopía electrónica y por tantas y tantas horas en el microscopio. A ambos por su confianza en mí. A Álvaro, compañero y amigo, que ha sabido darme aliento en los últimos momentos para llevar a buen puerto esta tesis. A todas las personas del Departamento de Ciencia de Materiales, a los que no nombro porque no quiero olvidar a nadie. Por todo este tiempo, compartiendo y aprendiendo. Por vuestra buena disposición en todo momento. Estoy segura que estos entrañables años quedarán imborrables en mi memoria. A mis compañeros del Laboratorio de Ensayos de Materiales, por vuestro apoyo. Especialmente a José María Badía por su inestimable ayuda en el microscopio electrónico y a Nuria por su incondicional apoyo. Al personal del IMDEA-Materiales por compartir sus conocimientos, y en especial a su Director Dr. Javier Llorca. A Miguel Ángel por confiar en que esto llegaría a su fin y hacérmelo creer; y a todos los compañeros de la EUITA que me han apoyado. A los Profesores David Edmons y Richard Brydson por abrirme las puertas del Institute for Materials Research de Leeds. Por último a las personas más importantes en mi vida, mi familia: Jorge Isabel y Juan que habéis sufrido a mi lado este largo proceso. Y a las personas que ya no están, pero sin las cuales no habría llegado hasta aquí, a mis padres..

(8)

(9) “Porque el centro del mundo está en el corazón. A Jorge, Isabel y Juan, por el tiempo que os he robado.”.

(10)

(11) ABSTRACT. The main goal of this dissertation is the mechanical characterization as a function of temperature of nine tungsten alloys containing different amounts of titanium, vanadium and yttrium and lanthanum oxide. The alloys under study were the following ones: W-0.5%Y2O3, W-2%Ti, W-2% Ti-0.5% Y2O3, W-4% Ti-0.5% Y2O3, W-2%V, W2%Vmix, W-4%V, W-1%La2O3 and W-4%V-1%La2O3. All of them, besides pure tungsten, were manufactured using a Hot Isostatic Pressing (HIP) process and they were supplied by the Universidad Carlos III de Madrid. The research was carried out through a systematic study based on physical and mechanical tests as well as the post mortem analysis of tested samples. Diverse mechanical tests were applied to perform this characterization; most of them were conducted at temperatures in the range 25-1000 ºC. The following characterization tests were performed: • • • • • • • •. Density Vickers hardness Elastic modulus Yield strength or ultimate bending strength, and their evolution with temperature Fracture toughness and its temperature behavior Microstructural analysis Fractographical analysis Microstructure-macroscopic relationship analysis. This study begins with an introduction regarding the systems where these materials could be applied, in order to establish and understand their service conditions. In this case, the component that defines the conditions is the Divertor of magnetic-confinement fusion reactors. It seems obvious that their use as fusion reactor components, more exactly as plasma facing components (PFCs), makes these alloys work under conditions of neutron irradiation. In addition to this, the fact that they are novel materials demands a preliminary study of the basic characteristics which will guarantee their minimum requirements prior to a more complex study. This constitutes the motivation of the present research. The current energy crisis has driven to join forces so as to develop new materials, techniques and devices for their application in the nuclear energy industry.. I.

(12) The development of production techniques for tungsten-based alloys, with a very high melting point, requires the use of precursors for sintering to achieve higher densifications and, accordingly, better mechanical properties. This is the purpose of the addition of titanium and vanadium to these alloys. Nevertheless, one of the main problems of using tungsten as structural material is its high ductile-brittle transition temperature. This temperature is characteristic of metallic materials with body centered cubic structure and depends on several metallurgical factors. The recrystallization process increases their transition temperature. Since PFCs have a very high service temperature, this facilitates the metal recrystallization. In order to inhibit this process, insoluble particles are dispersed in the material allowing higher service temperatures. So far, oxides of thorium, lanthanum and yttrium have been used as dispersed particles. Tungsten binary alloys are studied in comparison with pure tungsten to understand how the contents of some elements and oxide particles affect tungsten properties. In turn, these binary alloys are used as reference materials to understand the behavior of ternary alloys. Given the close relationship between the material properties, structure and manufacturing process, this research is completed with a fractographical and micrographic analysis. The fractographical analysis is aimed to show the mechanisms that are involved in the process of the material fracture. Besides, the micrographic study will help to understand this behavior through the identification of present phases. The grain size measurement is a crucial part of the microstructural characterization. In this work, the measurement of grain size was carried out by chemical selective etching to reveal the boundary grain on prepared samples. Afterwards, micrographs were subjected to both treatment and image analysis. The dissertation ends with a discussion of results and the compilation of the most important conclusions reached through this work. The development of new materials for plasma facing components application is still under study. The analysis of these materials will help to complete a database of the features that will allow a more reliable materials selection.. II.

(13) RESUMEN La presente memoria de tesis tiene como objetivo principal la caracterización mecánica en función de la temperatura de nueve aleaciones de wolframio con contenidos diferentes en titanio, vanadio, itria y lantana. Las aleaciones estudiadas son las siguientes: W-0.5%Y2O3, W-2%Ti, W-2% Ti-0.5% Y2O3, W-4% Ti-0.5% Y2O3, W-2%V, W2%Vmix, W-4%V, W-1%La2O3 and W-4%V-1%La2O3. Todos ellos, además del wolframio puro se fabrican mediante compresión isostática en caliente (HIP) y son suministradas por la Universidad Carlos III de Madrid. La investigación se desarrolla a través de un estudio sistemático basado en ensayos físicos y mecánicos, así como el análisis post mortem de las muestras ensayadas. Para realizar dicha caracterización mecánica se aplican diferentes ensayos mecánicos, la mayoría de ellos realizados en el intervalo de temperatura de 25 a 1000 º C. Los ensayos de caracterización que se llevan a cabo son: • • • • • • • •. Densidad Dureza Vicker Módulo de elasticidad y su evolución con la temperatura Límite elástico o resistencia a la flexión máxima, y su evolución con la temperatura Resistencia a la fractura y su comportamiento con la temperatura. Análisis microestructural Análisis fractográfico Análisis de la relación microestructura-comportamiento macroscópico.. El estudio comienza con una introducción acerca de los sistemas en los que estos materiales son candidatos para su aplicación, para comprender las condiciones a las que los materiales serán expuestos. En este caso, el componente que determina las condiciones es el Divertor del reactor de energía de fusión por confinamiento magnético. Parece obvio que su uso en los componentes del reactor de fusión, más exactamente como materiales de cara al plasma (Plasma Facing Components o PFC), hace que estas aleaciones trabajen bajo condiciones de irradiación de neutrones. Además, el hecho de que sean materiales nuevos hace necesario un estudio previo de las características básicas que garantice los requisitos mínimos antes de realizar un estudio más complejo. Esto constituye la principal motivación de la presente investigación. La actual crisis energética ha llevado a aunar esfuerzos en el desarrollo de nuevos materiales, técnicas y dispositivos para la aplicación en la industria de la energía nuclear.. III.

(14) El desarrollo de las técnicas de producción de aleaciones de wolframio, con un punto de fusión muy alto, requiere el uso de precursores de sinterizado para lograr densificaciones más altas y por lo tanto mejores propiedades mecánicas. Este es el propósito de la adición de titanio y vanadio en estas aleaciones. Sin embargo, uno de los principales problemas de la utilización de wolframio como material estructural es su alta temperatura de transición dúctil-frágil. Esta temperatura es característica de materiales metálicos con estructura cúbica centrada en el cuerpo y depende de varios factores metalúrgicos. El proceso de recristalización aumenta esta temperatura de transición. Los PFC tienen temperaturas muy altas de servicio, lo que facilita la recristalización del metal. Con el fin de retrasar este proceso, se dispersan partículas insolubles en el material permitiendo temperaturas de servicio más altas. Hasta ahora se ha utilizado óxidos de torio, lantano e itrio como partículas dispersas. Para entender cómo los contenidos en algunos elementos y partículas de óxido afectan a las propiedades de wolframio se estudian las aleaciones binarias de wolframio en comparación con el wolframio puro. A su vez estas aleaciones binarias se utilizan como material de referencia para entender el comportamiento de las aleaciones ternarias. Dada la estrecha relación entre las propiedades del material, la estructura y proceso de fabricación, el estudio se completa con un análisis fractográfico y micrográfico. El análisis fractográfico puede mostrar los mecanismos que están implicados en el proceso de fractura del material. Por otro lado, el estudio micrográfico ayudará a entender este comportamiento a través de la identificación de las posibles fases presentes. La medida del tamaño de grano es una parte de la caracterización microestructural. En esta investigación, la medida del tamaño de grano se llevó a cabo por ataque químico selectivo para revelar el límite de grano en las muestras preparadas. Posteriormente las micrografías fueron sometidas a tratamiento y análisis de imágenes. El documento termina con una discusión de los resultados y la compilación de las conclusiones más importantes que se alcanzan después del estudio. Actualmente, el desarrollo de nuevos materiales para aplicación en los componentes de cara al plasma continúa. El estudio de estos materiales ayudará a completar una base de datos de características que permita hacer una selección de ellos más fiable.. IV.

(15) LISTA DE ACRÓNIMOS. 3PB: Three-Point Bending A ASDEX: Axial Symmetric Divertor EXperiment B BCC: Body Centred Cubic BD: Brittle Destruction BSE: Back-Scattered Electrons C Cf/C: Material compuesto de fibra de carbono y matriz de carbono CFC: Carbon Fibre Composite CT: Compact Tension CVD: Chemical Vapour Deposition D D: Deuterio DBTT: Ductile Brittle Transition Temperature DCT: Disc-shaped Compact Tension DEMO : DEMOnstration fusion power reactor dpa: displacemet per atom D-T: Deuterium- Tritium E EDS: Energy Dispersive Spectroscopy EDX: Energy Dispersive X-ray. ELM: Edge Localized Modes. V.

(16) F FPP: Fusion Power Plants FW: First Wall H HCLL: Helium-Cooled Lithium-Lead HCPB: Helium-Cooled Pebble-Bed HEMJ: HElium-cooled Modular divertor concept with mutiple Jets HEMS: HElium-cooled Modular divertor concpet with Slot array HETS: High Eficiency Thermal Shied HFR: High Flux Reactor HHF: High Heat Flux HIP: Hot Isostatic Pressing HPT: High Pressure Torsion I ICDD: International Centre for Diffraction Data IEA: International Energy Agency IET: Impulse Excitation Technique IFMIF : International Fusion Materials Irradiation Facility IPS: Inert gas Plasma Spray ITER: International Thermonuclear Experimental Reactor J JCT: Joint Central Team JET: Joint European Torus L LOCA: Lost Of Coolant Accident O ODS: Oxide Dispersion Strengthened. VI.

(17) OTW: Operating Temperature Window P PFC: Plasma Facing Component PFM: Plasma Facing Material PHF: Peak Heat Flux PPCS: Power Plant Conceptual Studies PVD: Physical Vapour Deposition R RAFM: Reduced Activation Ferritic/Martensitic RCT: ReCristallyzation Temperature S SE: Scattering Electron SEM: Scanning Electron Microscopy SENB: Single Edge Notched Bending SiCf/SiC: Material compuesto de fibra de SiC y matriz SiC SOL: Scrape-Off Layer SPD: Severe Plastic Deformation T T: Tritio TBM: Test Blanket Module TEM: Transmission Electrón Microscopy TZM: Aleaciones de Molibdeno que contienen Ti, Zr (y C) U UFG: Ultra Fine Grained V VDE: Vertical Displacement Event. VII.

(18) VPS: Vacuum Plasma Spray W WCLL: Water-Cooled Lithium-Lead. VIII.

(19) ÍNDICE. 1. 2. 3. INTRODUCCIÓN .................................................................................................... 1 1.1. LA ENERGÍA DE FUSIÓN .............................................................................. 2. 1.2. LA TECNOLOGÍA ............................................................................................ 3. 1.3. TERMORREACTOR EXPERIMENTAL ......................................................... 7. 1.3.1. COMPONENTES DEL ITER .................................................................... 7. 1.3.2. CONDICIONES DE SERVICIO EN EL DIVERTOR. ........................... 14. 1.3.3. FUNCIONES DEL DIVERTOR .............................................................. 22. JUSTIFICACIÓN Y OBJETIVOS DE LA INVESTIGACIÓN ............................ 23 2.1. INTRODUCCIÓN ........................................................................................... 23. 2.2. JUSTIFICACIÓN ............................................................................................ 24. 2.3. OBJETIVOS DE LA INVESTIGACIÓN ........................................................ 31. 2.4. ESTRUCTURA DE LA TESIS ....................................................................... 32. ESTADO DEL CONOCIMIENTO ........................................................................ 35 3.1. DISPOSITIVOS DE FUSIÓN ......................................................................... 35. 3.1.1. DISEÑOS CONCEPTUALES (PPCS) .................................................... 36. 3.1.2 MODELOS EN FUNCIÓN DEL SISTEMA DE INYECCIÓN DEL REFRIGERANTE .................................................................................................. 38 3.2. 4. WOLFRAMIO Y SUS ALEACIONES ........................................................... 40. 3.2.1. ALEACIONES DE WOLFRAMIO ......................................................... 41. 3.2.2. WOLFRAMIO REFORZADO CON PARTÍCULAS .............................. 46. 3.2.3. OTROS PRODUCTOS DE WOLFRAMIO............................................. 51. TÉCNICAS Y ENSAYOS...................................................................................... 57 4.1. PREPARACIÓN DE LAS PROBETAS DE ENSAYO .................................. 58. 4.2. MEDIDA DE LA DENSIDAD ........................................................................ 60. 4.3. ENSAYO DE DUREZA VICKERS (HV) ...................................................... 62. IX.

(20) 4.4 DIMENSIONADO Y DISPOSICIÓN DE LAS PROBETAS EN LOS ENSAYOS .................................................................................................................. 63 4.5. ENSAYO DE RESISTENCIA A FLEXIÓN ................................................... 64. 4.6. ENSAYO DE TENACIDAD A FRACTURA ................................................. 70. 4.7. MEDIDA DEL MÓDULO DE ELASTICIDAD ............................................. 73. 4.7.1 MEDIDA DEL MÓDULO DE ELASTICIDAD DINÁMICO A TEMPERATURA AMBIENTE, E0. ....................................................................... 73 4.7.2 MEDIDA DEL MÓDULO DE ELASTICIDAD A ALTA TEMPERATURA, E. .............................................................................................. 73. 5. 4.8. ESTUDIO FRACTOGRÁFICO ....................................................................... 74. 4.9. ESTUDIO MICROGRÁFICO ......................................................................... 74. MATERIALES ESTUDIADOS ............................................................................. 81 5.1. INTRODUCCIÓN ............................................................................................ 81. 5.2. EL WOLFRAMIO ............................................................................................ 82. 5.2.1. CORROSIÓN Y RESISTENCIA QUÍMICA ........................................... 83. 5.2.2. PROPIEDADES MECÁNICAS ............................................................... 84. 5.3. ALEACIONES OBJETO DEL ESTUDIO ...................................................... 87. 5.3.1. 6. PROCESOS DE OBTENCIÓN ................................................................ 90. RESULTADOS Y DISCUSIÓN ............................................................................. 95 6.1. DENSIDAD DE LOS MATERIALES............................................................. 96. 6.2. DUREZA VICKERS ...................................................................................... 101. 6.3. MÓDULO DE ELASTICIDAD ..................................................................... 103. 6.3.1. MÓDULO DE ELASTICIDAD A TEMPERATURA AMBIENTE ..... 104. 6.3.2 VARIACIÓN DEL MÓDULO DE ELASTICIDAD CON LA TEMPERATURA ................................................................................................. 105 6.4. COMPORTAMIENTO A FLEXIÓN ............................................................ 109. 6.4.1. COMPORTAMIENTO A FLEXIÓN DEL WOLFRAMIO PURO ....... 111. 6.4.2 COMPORTAMIENTO A FLEXIÓN DE LAS ALEACIONES BINARIAS Y W ODS .......................................................................................... 112 6.4.3. COMPORTAMIENTO A FLEXIÓN DE LAS ALEACIONES ODS ... 116. X.

(21) 6.4.4 EVOLUCIÓN DE LA RESISTENCIA A FLEXIÓN CON LA TEMPERATURA ................................................................................................. 118 6.5. TENACIDAD A FRACTURA ...................................................................... 121. 6.5.1 ENSAYOS DE TENACIDAD A FRACTURA DEL WOLFRAMIO PURO 123 6.5.2 ENSAYOS DE TENACIDAD A FRACTURA DE LAS ALEACIONES BINARIAS............................................................................................................ 125 6.5.3 ODS. ENSAYOS DE TENACIDAD A FRACTURA DE LAS ALEACIONES 129. 6.5.4 EVOLUCIÓN DE LA TENACIDAD A FRACTURA CON LA TEMPERATURA ................................................................................................. 130 6.6. ESTUDIO FRACTOGRÁFICO .................................................................... 136. 6.6.1. WOLFRAMIO PURO (W01) ................................................................. 137. 6.6.2. ALEACIONES BINARIAS Y WOLFRAMIO ODS ............................. 143. 6.6.3. ALEACIONES ODS .............................................................................. 166. 6.7. ESTUDIO MICROGRÁFICO ....................................................................... 172. 6.7.1. WOLFRAMIO PURO (W01) ................................................................. 172. 6.7.2. ALEACIONES BINARIAS Y W ODS .................................................. 178. 6.7.3. ALEACIONES ODS .............................................................................. 220. 7. CONCLUSIONES/CONCLUSIONS ................................................................... 241. 8. LÍNEAS DE INVESTIGACIÓN FUTURAS....................................................... 253. CITAS ........................................................................................................................... 255 BIBLIOGRAFÍA (Orden alfabético) ............................................................................ 260 ANEXO ........................................................................................................................ 267. XI.

(22)

(23) 1. INTRODUCCIÓN. En los últimos años, el consumo de energía se ha ido incrementando debido a la creciente demanda de las economías en desarrollo como India o China. En 2002, los combustibles fósiles aportaban más del 75% del consumo global de energía mientras que las fuentes de energía renovables cubrían tan sólo el 18.4%, en su mayor parte a base de la combustión de biomasa. Dado que las reservas de combustibles fósiles disminuyen, previéndose su agotamiento en un plazo no superior a cien años excepto para el carbón, deben explotarse otros sistemas de forma que se puedan mantener los niveles actuales de consumo de energía. Además, el alto impacto ambiental de estos combustibles y su elevada contribución al efecto invernadero hace que su uso deba abandonarse lo antes posible. Una opción plausible es la obtención de energía a través de la fusión de elementos ligeros (en particular, los isótopos del hidrógeno: deuterio y tritio). La energía de fusión es virtualmente inagotable, además de ser más segura que la energía de fisión, y prácticamente sin residuos radiactivos a medio y largo plazo. Esto hace de esta opción una de las alternativas más atractivas a desarrollar..

(24) Comportamiento Mecánico de Aleaciones de W con la Temperatura.. 1.1. LA ENERGÍA DE FUSIÓN. La fusión nuclear [1] es el proceso mediante el cual núcleos ligeros se combinan para dar lugar a uno más pesado, siendo el principal mecanismo de producción de energía en las estrellas. Particularmente para el Sol, lo que se ve como luz y se siente como calor es el resultado de la reacción de fusión. Los núcleos de hidrógeno chocan, se funden en átomos de helio más pesados y se produce una cantidad ingente de energía en el proceso. En el núcleo de nuestro sol, las temperaturas alcanzan 15·106 ºC. Los átomos de hidrógeno están en constante estado de agitación, colisionando a muy altas velocidades. La repulsión electrostática natural que existe entre las cargas positivas de sus núcleos se supera, y los átomos se funden. La fusión entre el D y el T (D-T) producirá un núcleo de He, un neutrón y energía (Ilustración 1-1 [1]). Aunque la reacción en realidad se produce en varias etapas, la reacción neta puede escribirse de la siguiente forma:. Deuterio (2H). Helio (4He) + 3.5 MeV. Energía Tritio (3H). Neutrón + 14.1 MeV. Ilustración 1-1 Proceso de fusión de átomos de Deuterio y Tritio. 2.

(25) Introducción. La masa del átomo de helio resultante no es exactamente la suma de los dos átomos iniciales, sino que se pierde algo de masa y se gana gran cantidad de energía. Según la fórmula de Einstein (E = m·c2), esa pequeñísima cantidad de masa (m), multiplicada por el cuadrado de la velocidad de la luz (c2), da como resultado una altísima cantidad de energía (E), creada en la reacción de fusión. La reacción de fusión entre dos isótopos del hidrógeno, deuterio (2H o D) y tritio (3H o T), produce la mayor ganancia de energía a las menores temperaturas. En estas condiciones de altísima temperatura, los electrones se encuentran separados del núcleo y el gas es plasma–gas cargado eléctricamente. 1.2. LA TECNOLOGÍA. Para obtener el confinamiento del plasma en un reactor de fusión se han propuesto dos sistemas. El confinamiento magnético y el confinamiento inercial. En el confinamiento inercial el objetivo es alcanzar la fusión por compresión y calentamiento de una pequeña cápsula combustible (D-T) mediante un rayo láser de elevada energía. La pastilla de combustible se comprime y calienta de tal forma que la fusión ocurre antes de que los átomos puedan separarse. En este proceso la cápsula de combustible se comprime hasta alcanzar una densidad cien veces mayor que la del plomo sólido y se calienta a más de cien millones de grados centígrados. En la etapa de compresión los rayos X generados por la irradiación de un láser ceden su energía al combustible. La parte exterior de la pastilla rápidamente se expande hacia el exterior, provocando que el resto del combustible se mueva hacia al interior formando una estructura densa uniforme. Para producir la ignición será necesario un segundo pulso que transfiera la energía (20 kJ) a un punto de la cápsula (de 35 micras de tamaño) en unos pocos picosegundos, calentando el combustible hasta la temperatura de ignición e iniciando la reacción termonuclear. En la fusión por confinamiento magnético, el plasma se mantiene confinado en un dispositivo mediante campos magnéticos muy intensos. Este dispositivo, denominado Tokamak, consiste en una cámara toroidal de vacío provista de unas bobinas superconductoras que generan el campo magnético utilizado para confinar el plasma. El calentamiento se realiza mediante microondas u otras fuentes de energía.. 3.

(26) Comportamiento Mecánico de Aleaciones de W con la Temperatura.. Los núcleos de He, D y T, cargados eléctricamente, responderán a los intensos campos magnéticos del Tokamak y se mantendrá confinado con el plasma. Sin embargo el 80% de la energía producida escapa del plasma mediante los neutrones, que al no tener carga eléctrica no se verán afectados por los campos magnéticos. Los neutrones serán absorbidos por las paredes de la vasija que rodean el plasma, transfiriendo a éstas su energía en forma de calor. Dicho calor será disipado mediante torres de refrigeración, que se utilizará para producir vapor y, mediante turbinas y alternadores, electricidad. El deuterio puede destilarse de todos los tipos de agua. Es una fuente ampliamente disponible, no nociva y virtualmente inextinguible. El tritio es un isótopo radiactivo de hidrógeno de rápida desactivación que se puede producir durante la reacción de fusión mediante el contacto con el litio (Li). El tritio (T) se genera por interacción de los neutrones, que escapan del plasma, con el Li contenido en la pared del blanket del Tokamak. Los blankets que contienen Li se denominan breeding blankets, o manto fértil, respondiendo al concepto de autoabastecimiento de T.. Ilustración 1-2 Captura mediante una cámara de ultra-alta velocidad, de un pellet de combustible inyectado dentro del plasma (EFDA). 4.

(27) Introducción. Uno de los principales requerimientos para producir la fusión es calentar las partículas de plasma a muy alta temperatura del orden de 150·106 ºC, ya que el reactor trabajará en vacío (no a las altísimas presiones del Sol). Esto se consigue mediante campos magnéticos que crean una corriente eléctrica por inducción, de alta intensidad, que atraviesa el plasma. Los electrones y los iones aumentan su energía y colisionan, creando una “resistencia” que se traduce en calor (calentamiento óhmico). Además, para alcanzar el umbral de temperatura donde se produce la fusión, deben aplicarse métodos de calentamiento desde fuera del Tokamak. Existen dos clases de métodos que complementan el calentamiento óhmico: . Inyección de haz neutro. Consiste en disparar partículas de alta energía dentro del plasma (Ilustración 1-2 [1]). . Ondas electromagnéticas de alta frecuencia. La energía que llevan estas ondas introducidas dentro del plasma se transfiere a las partículas cargadas, incrementando su velocidad de movimiento y su temperatura.. Actualmente las investigaciones están más centradas en la tecnología del confinamiento magnético, por lo que su desarrollo está más avanzado. Esta tecnología se utiliza en el ITER, actualmente en construcción en Francia, y en el futuro reactor de fusión de demostración a nivel comercial, DEMO. Para ello, se ha llevado a cabo el diseño conceptual del reactor de fusión Tokamak, se han definido los requerimientos de los metales para los componentes del reactor y se han identificado los materiales candidatos. Todo ello se ha probado a escala de laboratorio durante los últimos cincuenta años y ha permitido el diseño de un reactor comercial más completo como es el STARFIRE, y existen estudios de diseño de reactores más recientes como las clases ARIES-II/IV [2] en los que se han evaluado los conceptos más avanzados del Tokamak. En la actualidad el diseño del reactor experimental ITER se ha completado entre Japón, la Unión Europea, Rusia, Estados Unidos, Corea del Sur, China e India, que se incorporó a finales del 2005. En Diciembre de 1993, el ITER Joint Central Team (ITER JCT) autorizó la creación de un Manual de Propiedades de Materiales (Material Properties Handbook). Este Handbook es una actividad cooperativa entre los cuatro integrantes del ITER (Japón, la. 5.

(28) Comportamiento Mecánico de Aleaciones de W con la Temperatura.. Unión Europea, la Federación Rusa y Estados Unidos). Se seleccionó el Home Team de Estados Unidos para coordinar la documentación y publicación, mientras que todas las partes suministran los datos. En 1994 se acordó que la máxima prioridad para el desarrollo de las hojas de datos sería para los componentes del interior de la vasija, seguido de los componentes del exterior del Tokamak (imanes). Los imanes se diseñan en Japón y los componentes del interior de la vasija en Alemania. Ambos centros, mediante los requisitos de diseño, definen las necesidades de datos y las prioridades, siguiendo el esquema de la Ilustración 1-3 [3]. Entre 2003 y 2005 se unieron al proyecto China, Corea e India.. Ilustración 1-3 Esquema de organización de los participantes: Unión Europea (EU), Japón (JA), Federación Rusa (RF), Estados Unidos (U.S.) y los JCTs.. 6.

(29) Introducción. 1.3. TERMORREACTOR EXPERIMENTAL. El ITER es un proyecto de colaboración internacional, emprendido conjuntamente por los principales programas de fusión del mundo en 1992. La finalidad del ITER es demostrar la viabilidad científica y tecnológica de la energía de fusión para la producción rentable de energía [4]. Los principales objetivos del ITER son los siguientes: a) Conseguir calentamiento generalizado de un plasma formado por deuterio y tritio con Q110 b) Conseguir una operación en estado estacionario, con Q=5. c) Demostrar la viabilidad e integración de tecnologías de fusión esenciales para su aplicación comercial. d) Probar diversos componentes para un futuro reactor de fusión comercial (proyecto DEMO). e) Probar el concepto de módulos de generación de tritio.. A continuación, se expone una breve descripción sobre las características del reactor de fusión experimental ITER, a fin de establecer las condiciones a las que estarán sometidos los materiales que formen parte del divertor.. 1.3.1 COMPONENTES DEL ITER. El ITER [4] es un dispositivo Tokamak cuyo régimen nominal produce una potencia térmica de fusión (potencia a disipar ya que el ITER no producirá electricidad) de 500 MW durante un período de calentamiento del plasma de 400 s, requiriendo el suministro de 73 MW de potencia auxiliar al plasma. Las partes principales se indican en la Ilustración 1-4 [1].. 1. Q>1, la energía producida por las reacciones de fusión comienza a ser superior a la aportada al plasma.. 7.

(30) Comportamiento Mecánico de Aleaciones de W con la Temperatura.. Criostato. Vasija de vacío. Solenoide central. Blanket. Imanes poloidales. s Divertor. Imanes toroidales. Ilustración 1-4 Componentes principales y sistema de confinamiento magnético del ITER Sistema magnético. El confinamiento del plasma se consigue mediante la combinación de campos magnéticos producidos por tres principales fuentes: imanes toroidales, imanes poloidales y la corriente producida en el plasma mediante un solenoide central. Para lograr el objetivo de que el ITER funcione en estado estacionario, todos los arrollamientos de los imanes se construyen con materiales superconductores. Si se fabricaran de manera convencional, con cobre, requerirían secciones de cable enormes, habría mucha pérdida de energía y problemas de calentamiento por efecto Joule. El sistema magnético del ITER consta de dieciocho imanes toroidales, un solenoide central, seis imanes poloidales y dieciocho imanes de corrección. Todos ellos se combinan en una estructura integrada para reducir las cargas electromagnéticas. Para conseguir la superconductividad están refrigerados por helio líquido, a 4,5 K, mediante bombas de recirculación criogénicas. El solenoide central posee una masa de 840 t, 4 m de diámetro y 12 m de altura. Consiste en un conjunto de seis módulos eléctricamente independientes pero sometidos a compresión para mantener su integridad bajo todas las condiciones de operación. El material superconductor del que están fabricadas sus bobinas es el Nb3Sn.. 8.

(31) Introducción. Cada imán toroidal tiene una masa de unas 290 t, y tiene 14 m de altura y 9 m de anchura. Sus bobinas también están fabricadas con Nb3Sn. Se encuentran soportados en unos apoyos que constituyen el principal elemento estructural del sistema magnético y que también sirven de sustento para la vasija de vacío. Los 6 imanes poloidales están unidos a las estructuras que soportan los imanes toroidales. Su misión es proporcionar campos magnéticos para equilibrar el plasma y controlar su posición. Su tamaño y colocación han sido optimizados para permitir el acceso a los componentes del interior de la vasija del reactor. El material del que están fabricados es NbTi, de menor coste que el Nb3Sn, puesto que estos imanes proporcionan un campo magnético menor que los demás. Alrededor de los imanes poloidales se encuentran tres conjuntos independientes de imanes de corrección. Estos imanes se encargan de compensar las imperfecciones en la simetría del campo magnético, debido a que la posición del resto de los imanes no es completamente perfecta. Todo el sistema magnético está soportado por apoyos colocados debajo de cada imán toroidal. Éstos están aislados eléctricamente de su soporte para evitar corrientes parásitas entre diferentes imanes.. Vasija de vacío La vasija de vacío es un componente del reactor que posee las siguientes funciones: . Proporciona una barrera adecuada para la generación y mantenimiento de vacío, necesario para limitar la cantidad de impurezas dentro del plasma.. . Soporta los componentes del interior de la vasija y sus cargas mecánicas resultantes.. . Actúa como escudo contra los neutrones y permite extraer el calor de los componentes de su interior en caso de que no exista refrigerante por fallo técnico.. . Permite el acceso al plasma a través de puertos de acceso, para su diagnóstico, sistemas de calentamiento, equipos de bombeo, tuberías de refrigerante, etc.. 9.

(32) Comportamiento Mecánico de Aleaciones de W con la Temperatura.. La vasija consiste en una estructura de doble pared con forma de toroide, con gran cantidad de “nervios” para albergar escudos térmicos y neutrónicos y líquido de refrigeración de los componentes que se hallan en su interior (divertor, primera pared y blankets). Está dividida en 9 sectores, unidos mediante soldadura, y posee 18 puertos de acceso superiores, 17 ecuatoriales y 9 inferiores (o puertos de los divertores).. Blankets Los blankets consisten en una serie de módulos que se colocan en el interior de la vasija y cuyas principales funciones son las siguientes: . Absorber la mayor parte del flujo neutrónico y de las partículas generadas por el plasma.. . Absorber el calor producido en las reacciones de fusión.. . Proporcionar aislamiento a la estructura de la vasija de vacío y a los imanes superconductores.. . Contribuir a estabilizar pasivamente el plasma.. . Generar el tritio para la reacción de fusión (manto fértil).. El concepto básico de un blanket es una configuración modular con un sistema de anclaje mecánico que permite su unión con la vasija de vacío. Está dividido en dos partes: una parte frontal o primera pared2 (first wall o FW), constituida por una capa de berilio de 1 cm de espesor, una capa de cobre de 1 cm para lograr una buena difusión del calor, y una estructura de acero de 30 cm. La segunda parte consiste en una capa de acero con una serie de conductos por los que circula el agua de refrigeración, de unos 30 cm de espesor. Estos componentes son los que trabajaran en condiciones más extremas. Estarán en contacto con el plasma en condiciones de operación de inestabilidad transitoria del plasma y, por ello, tendrán que ser reparados o cambiados por otros nuevos durante las fases de mantenimiento previstas.. 2. La primera pared (First Wall o FW) es la superficie interior del dispositivo de confinamiento más. cercana al plasma.. 10.

(33) Introducción. Divertor El divertor3 [5] es el componente que elimina el helio resultante de la reacción y el calor del plasma, haciendo posible el funcionamiento continuo del ITER en condiciones de vacío. Se encarga de absorber el flujo de energía producido por las partículas cargadas y otras impurezas procedentes de la interacción de las partículas del plasma con las paredes del reactor. Estos iones son redirigidos mediante campos magnéticos auxiliares hacia unos platos refrigerados. Durante su impacto, los iones, altamente energéticos, pierden energía cinética y se recombinan con electrones convirtiéndose en átomos neutros que pueden eliminarse mediante bombas de vacío. Debido al impacto de las partículas, el divertor es el componente con mayor carga térmica de la planta de fusión. Pero como todos los PFC (Plasma Facing Components), el divertor está expuesto a los neutrones rápidos que lo dañan, desgastan y envejecen reduciendo su durabilidad significativamente. Es por eso que este componente tiene que ser diseñado de forma modular para su fácil reposición (Ilustración 1-5 [6]). Blanco vertical interior IVT (Inner vertical target) Blanco vertical exterior OVT (outer vertical target). Dome. Fijación del casete a la vasija Cuerpo o casete. Ranura de bombeo (liner). Ilustración 1-5 Partes del divertor. 3. El divertor podría traducirse como deflector, ya que desvía las partículas e impurezas para su extracción. del plasma. Sin embargo, este término tiende a no traducirse.. 11.

(34) Comportamiento Mecánico de Aleaciones de W con la Temperatura.. El divertor consta de 54 módulos y se encuentra situado en la parte inferior de la vasija de vacío. Cada módulo se compone de: . un cuerpo principal (casete), que se reutiliza para minimizar los residuos a la hora de realizar su mantenimiento, proporciona protección neutrónica y actúa como soporte mecánico para los demás elementos. . blancos verticales exteriores e interiores, que son los componentes de cara al plasma (PFC), cuya parte inferior interactúa directamente con la capa abrasiva del plasma (Scrape-Off Layer o SOL) y la superior, que actúa como deflector de los neutrones. . los PFC de la región de flujo privado4, que consisten en: o un dome (cúpula), expuesto a la radiación principal, también deflecta las partículas neutras y protege el liner y las superficies reflectoras de las partículas neutras del SOL del plasma o superficies reflectoras interiores y exteriores, que junto con los terminales inferiores de los blancos verticales forman una “V” que confina las partículas en los canales del divertor y reducen el máximo del pico de flujo de calor o un liner, semitransparente a las partículas, protege el cuerpo principal de la exposición directa al plasma, y permite que el He y otras partículas sean extraídas por bombeo. o Una serie de elementos y soportes que permiten alinear y sujetar el divertor, conectar el sistema de refrigeración, sistemas de diagnóstico etc.. Las partículas son eliminadas mediante bombas criogénicas que operan con helio a 4,5 K. Están situadas en los puertos del divertor y poseen la capacidad de bombear átomos de H y He mediante absorción y condensación (Ilustración 1-6 [7]).. 4. El flujo privado es la parte del plasma que fluye en las zonas más próximas a la superficie del divertor. (desde el punto X hasta la pared del divertor, Ilustración 1-6). 12.

(35) Introducción. Punto X Región de flujo privado. Ilustración 1-6 Sección del divertor. Criostato y escudos térmicos El criostato proporciona el vacío necesario para disminuir la transferencia de calor por conducción, convección y radiación a los imanes superconductores, y demás estructuras del interior del reactor. Además, constituye una segunda barrera de confinamiento ante posibles pérdidas radioactivas en el interior de la vasija. Consiste en una pared cilíndrica, fabricada en acero inoxidable, de 28 m de diámetro interior y una altura de 24 m. Su tamaño viene determinado por las dimensiones de los componentes más grandes (imanes poloidales) que alberga, así como por la necesidad de proporcionar suficiente espacio vertical para las penetraciones (alrededor de 400) requeridas para las interconexiones con los sistemas exteriores al reactor. Existen, como es lógico, muchos otros sistemas auxiliares necesarios para el funcionamiento del ITER, que no se tratan en detalle puesto que no son relevantes para el presente trabajo. En definitiva, el ITER es una máquina técnicamente compleja y que ha requerido durante la pasada década un gran esfuerzo de I+D+i en campos como los imanes superconductores, las tecnologías de criogenia, los sistemas de generación de tritio, las. 13.

(36) Comportamiento Mecánico de Aleaciones de W con la Temperatura.. tecnologías avanzadas para calentamiento del plasma, los sistemas robotizados y con control remoto, etc. Un aspecto especialmente importante ha sido el del desarrollo de materiales avanzados para poder trabajar en las condiciones extremadamente exigentes en el interior del reactor.. 1.3.2 CONDICIONES DE SERVICIO EN EL DIVERTOR.. Condiciones de servicio en régimen de funcionamiento estacionario. Los materiales de cara al plasma (Plasma Facing Materials o PFMs) están sujetos a muy altas cargas térmicas debido al bombardeo de partículas del plasma. En el caso de dispositivos de combustión D-T, además debería tenerse en cuenta la carga de neutrones. Para realizar la siguiente generación de dispositivos de plasma y los reactores de energía en el futuro, se deben desarrollar materiales nuevos para los PFC, que puedan tener buen comportamiento bajo condiciones de servicio severas. Las principales condiciones a las que se verán sometidos estos materiales son:. A) CARGAS TÉRMICAS Bajo operación normal los materiales de escudo de las láminas del divertor, sufren cargas térmicas de alta duración. En el caso del ITER la carga térmica en estado estacionario (1000 s) y la carga térmica en transitorio (<10 s) se estimaron en 0.2-5 MW/m2 y 20 MW/m2 respectivamente. Se requiere que los materiales de escudo resistan las cargas térmicas repetidamente durante años. Estas cargas térmicas determinan la ventana de temperatura de servicio de los materiales, pudiendo estar en los rangos de 200-600 ºC o 200-1200 ºC según el PFC (Tabla 1-1 [8]).. 14.

(37) Introducción. Tabla 1-1 Condiciones de operación para diferentes PFCs en el ITER.. B) CARGAS DE PARTÍCULAS En los dispositivos de fusión que operan actualmente, así como en los reactores de energía futuros, los PFMs estarán sometidos a bombardeo de partículas de alto flujo, incluyendo iones e isótopos de hidrógeno del combustible así como helio de la combustión, aunque su flujo y características energéticas dependen de la posición del plasma. En el caso del ITER, por ejemplo, el flujo medio de iones de hidrógeno que bombardean las láminas del divertor se estima que es <1024 iones/m2·s con una energía media de neutrones de intercambio de carga <100 eV [9]. Además una de las principales preocupaciones para los materiales del divertor es la erosión por sputtering. El bombardeo de estas partículas se traduce en daños de diferente índole, tales como: . Daño de desplazamiento por partículas de hidrógeno. Los aspectos fundamentales fueron estudiados mediante TEM bajo irradiación in situ de iones de hidrógeno [10]. Los mayores defectos acumulados por irradiación de iones hidrógeno son los bucles de dislocación y las burbujas.. . Comportamiento de isótopos de hidrógeno implantados en el wolframio. La retención y permeación del isótopo de hidrógeno implantado es una de las mayores preocupaciones para los PFMs. Se postula un modelo en el. 15.

(38) Comportamiento Mecánico de Aleaciones de W con la Temperatura.. que el hidrógeno implantado en la capa superficial difunde y queda atrapado. Al aumentar la temperatura de implantación, aumenta la difusividad del hidrógeno generando una retención mayor y más profunda tras la superficie del material. Sin embargo, a pesar de las investigaciones, no se puede describir con detalle el comportamiento del hidrógeno en el wolframio. . Erosión por sputtering en materiales de wolframio. Uno de los aspectos críticos, tanto para los dispositivos de fusión que operan en la actualidad como para los futuros, es la interacción de la superficie con el plasma. Los ensayos demuestran que la velocidad de erosión del wolframio en la región del divertor podría ser doscientas veces menor que la del carbono.. . Efecto del bombardeo de plasma de helio. El helio tiene mayor interacción que el hidrógeno con los defectos de la red, favoreciendo drásticamente la formación de burbujas debido a la fuerte unión con las vacantes y sus clústeres. Como resultado tiene lugar un swelling5 local y la degradación de las propiedades mecánicas del material.. C) EFECTO DE LA IRRADIACIÓN DE NEUTRONES En el caso de los dispositivos de combustión D-T, en componentes de la vasija la exposición a irradiación por neutrones es considerable, e induce daño por desplazamiento y transmutación nuclear. Se sabe que fenómenos conllevan inestabilidad en el tamaño (swelling) y degradación de las propiedades mecánicas dependiendo del material y las condiciones de irradiación. En los metales de red BCC (caso del W y el Mo) es más preocupante debido a la fragilización inducida por radiación que genera un aumento de la temperatura de transición dúctil frágil (DuctilBrittle Transition Temperature o DBTT) del material.. 5. El término swelling se traduce como hinchamiento o dilatación en el campo de la energía nuclear [66].. 16.

(39) Introducción. Tabla 1-2 Cargas térmicas y de partículas en las partes del divertor (diseño 1998) Componentes Material Área. Flujo de potencia (MW·m-2). Flujo de partículas (DT·m-2·s-1). Energía (eV). Flujo de neutrones (n·m-2·s-1). Divertor target (Strike-points) C 75 m2 - altos flujos de potencia y partículas; deposición de energía durante disrupciones, ELMs y cargas electromagnéticas durante disrupciones. <10-20 <40 (ELMs) <100 (disrup). <1024. 1-30 (temp. plasma). 4-6·1017. Lados del divertor (Baffle) W ≈200 m2 - átomos de intercambio de carga (Emedia<100eV); interacción directa con el SOL; potencia radiada desde el punto X; posible deposición de potencia durante ELMs; cargas electromagnéticas durante disrupciones.. 3. 1020-1022. >3 (temp plasma). <2·1018. Dome del divertor W 85 m2 - neutros de intercambio de carga (Emedia<100eV); potencia radiada desde el punto X; deposición de energía durante VDE; cargas electromagnéticas durante disrupciones.. 3. 1021-1022. >30 (temp plasma). <1.1·1018. Región privada de flujo del divertor (liner) W 90 m2 - potencia radiada disipada en el divertor; energía rerradiada durante disrupciones; cargas electromagnéticas durante disrupciones.. <1. <1023. <1. ≈4·1017. Las condiciones en las que se verifica el régimen normal de funcionamiento se pueden ver perturbadas por distintos factores (. Tabla 1-2 [9]). Los fenómenos que aparecen temporalmente, haciendo que el reactor opere fuera del régimen estable, se denominan “fenómenos transitorios”. Entre ellos, los más importantes que afectan al divertor, se explican brevemente a continuación.. 17.

(40) Comportamiento Mecánico de Aleaciones de W con la Temperatura.. Condiciones de servicio en régimen de funcionamiento no estacionario.. Podemos considerar principalmente los fenómenos transitorios y los escenarios de accidentes posibles.. A) FENÓMENOS TRANSITORIOS QUE AFECTAN AL DIVERTOR. . Edge-Localised-Modes (ELMs) Los modos localizados en el borde, o ELMs, son estallidos repetitivos en el borde del plasma. En el divertor ASDEX (Axial Symmetric Divertor EXperiment), en el borde del plasma existen unos pronunciados gradientes de temperatura y densidad, sin apenas turbulencias. Sin embargo, el gradiente de presión en esta zona periódicamente está en la estabilidad límite aumentando las inestabilidades del borde del plasma, llamadas ELMs. Los ELMs pueden provocar cargas térmicas transitorias muy elevadas sobre los PFC y presentan un serio peligro en su vida útil durante la operación del reactor de fusión. Se estudian formas de mitigarlo, mediante una combinación de activación magnética por oscilación vertical del plasma (todavía no viable debido a dificultades técnicas) y la inyección de pellets de deuterio criogénico que modifican la frecuencia del ELM. Esto provoca un enfriamiento del borde del plasma, pero además un incremento significativo de su contaminación [11].. . Vertical Displacement Event (VDE) Actualmente se prefiere el plasma toroidal con sección transversal en forma alargada verticalmente (forma en D), ya que permite una reducción de la contaminación del plasma. Sin embargo, debido a que la sección transversal no tiene forma circular, el plasma tiende a una inestabilidad inherente y, en consecuencia, se producen pequeños desplazamientos verticales. Aunque en la práctica éstos se controlan, la existencia de los otros fenómenos transitorios lleva a errores en su control. Así, el plasma puede moverse verticalmente y, en casos extremos, tener contacto con la pared de la vasija. Como consecuencia se producen grandes cargas térmicas y. 18.

(41) Introducción. mecánicas sobre la estructura. Este fenómeno, inducido por los choques del plasma, se denomina “evento de desplazamiento vertical” (VDE). . Disrupción del Plasma La región de operación estable está determinada por varios parámetros, de manera que si uno de éstos queda fuera de los límites críticos, se puede producir una parada repentina del confinamiento del plasma. Esta disrupción puede ser provocada por inestabilidades térmicas por radiación en la capa exterior, que hoy en día no se comprenden completamente. Durante la disrupción, una gran parte de la energía cinética del plasma (1.3-7.5 MJ/m2) se disipa en un corto espacio de tiempo (~3-1.5 ms) [12] sobre la primera pared, especialmente sobre el divertor. Estas altas cargas térmicas sobre su superficie pueden llevar a fusiones parciales, e incluso a la evaporación del material fundido. Además, en una disrupción, se inducen corrientes parásitas en el plasma rodeando las estructuras debido a la rotura del campo magnético poloidal (calentamiento por corriente, ~2 MJ/m2, duración 10-50 ms) [13]. En consecuencia, debido al campo magnético toroidal existente, aparecen fuertes cargas dinámicas (fuerzas de Lorentz) sobre las estructuras de cara al plasma. Para evitar ese riesgo a la limitación de la vida útil y el fallo de la estructura, se investiga en la eliminación de las causas de la disrupción. Estos fenómenos transitorios hacen aún más severas las condiciones de servicio de. los PFC (Tabla 1-1 [8]).. B) ESCENARIOS DE ACCIDENTE Por otro lado, debe tenerse en cuenta los escenarios de accidentes posibles [14]. En principio se consideran: . accidente de pérdida de vacío (Lost Of Coolant Accident o LOCA): el aire se introduce en la vasija y entra en contacto con los PFC. . accidente de pérdida de refrigerante: el agua presurizada entra en la vasija de vacío, y el vapor reacciona con los materiales de los PFC.. 19.

(42) Comportamiento Mecánico de Aleaciones de W con la Temperatura.. Aunque estos escenarios no determinan las condiciones de servicio de los componentes, exigen que el comportamiento de los materiales a considerar cumpla determinados aspectos de seguridad. En el caso del W hay que tener en cuenta: . a alta temperatura (superior a 600 ºC), los óxidos formados en aire/vapor se volatilizan. . la volatilización de los óxidos produce movilización de productos radiactivos en vapor, y se genera gas de hidrógeno.. Estos aspectos son importantes ya que la cantidad de hidrógeno producida debe limitarse para evitar la detonación en la vasija de vacío. A su vez, la velocidad de volatilización de los óxidos determina la movilización de productos activados (óxido de W). El calor producido durante los posibles accidentes depende de la cinética de las reacciones que se produzcan. En la Ilustración 1-7 se muestra gráficamente las condiciones de funcionamiento en régimen normal y no normal de los PFC [15].. Ilustración 1-7 Cargas transitorias en los PFC del ITER. 20.

(43) Introducción. Condiciones de servicio para los componentes del divertor. Teniendo en cuenta las condiciones de servicio en régimen normal de funcionamiento del reactor y los fenómenos transitorios, las principales condiciones de servicio se pueden resumir en: i). altas temperaturas y flujos de calor (Ilustración 1-8 [7]),. ii) tensiones y fatiga de origen térmico, iii) daño por irradiación, iv) erosión por proyección y pérdidas por radiación.. Ilustración 1-8 Requerimientos de flujo de calor en el divertor y la primera pared.. A pesar de que la simulación y la experimentación en laboratorio no son capaces de reflejar las condiciones exactas a las que estará expuesto el dispositivo, se ha estimado que las cargas sobre el cuerpo del casete del divertor no superarán los 340 MPa [5];. 21.

(44) Comportamiento Mecánico de Aleaciones de W con la Temperatura.. aunque hay que tener en cuenta la incertidumbre de algunas cargas, como pueden ser las disrupciones y los VDEs.. 1.3.3 FUNCIONES DEL DIVERTOR. Según la descripción realizada de las condiciones de servicio en el divertor, se pueden resumir las principales funciones de éste como sigue: . extraer la mayoría de los iones de helio e impurezas del plasma.. . extraer el flujo de energía de las partículas cargadas en el plasma. . como componente principal de intercara, entre las superficies de material y el límite del plasma durante el régimen de trabajo normal, debe resistir altas cargas de calentamiento. . proporcionar un escudo de neutrones para la vasija de vacío y las bobinas magnéticas en las zonas adyacentes al divertor, así como para los conductos de la bomba.. . prevenir la codeposición de C en las áreas frías, mediante una superficie caliente entre 500-1200 ºC (liner).. Aunque se han hecho grandes progresos en el conocimiento de la física del plasma en el divertor, sigue existiendo incertidumbre y, por tanto, sigue siendo un dispositivo experimental que se prevé tendrá que ser sustituido y actualizado varias veces durante la vida del ITER. Para facilitar la rápida sustitución, se debe tener como aspectos prioritarios el concepto modular y el mantenimiento remoto del divertor.. 22.

(45) 2. 2.1. JUSTIFICACIÓN Y OBJETIVOS DE LA INVESTIGACIÓN. INTRODUCCIÓN. El wolframio (W) se presenta como un firme candidato, para aplicaciones estructurales de alta carga térmica en la fabricación de componentes de cara al plasma (PFC) en los futuros reactores de fusión. Destaca por sus características como material refractario, buena conductividad térmica, baja retención de tritio y bajo desgaste por proyección. Además, su aplicación en estos componentes requiere el desarrollo de aleaciones que, junto a estas propiedades, mantengan un buen comportamiento mecánico a alta temperatura. Su rango de temperaturas de servicio está determinado por el comienzo de la RCT (Recristallyzation Temperature), así como la pérdida de resistencia a fluencia, en el punto máximo y por el uso de partes de acero para las salidas y entradas de refrigerante en el punto mínimo [16]. Por tanto, el aspecto más crítico del wolframio, en su aplicación como material de cara al plasma (PFM), es su fragilidad a las menores temperaturas debido a su alta temperatura de transición dúctil-frágil (DBTT). Esto hace.

(46) Comportamiento Mecánico de Aleaciones de W con la Temperatura.. que a temperatura ambiente se comporte como un material frágil. Incluso, en estado policristalino, la fractura intercristalina requiere menos energía que la transcristalina [17]. El propósito de la presente investigación es iniciar la evaluación del comportamiento mecánico de W y sus aleaciones noveles en condiciones no irradiadas. La fabricación de estos materiales se realiza por sinterizado mediante aleación mecánica y compactación isostática en caliente (Hot Isostatic Pressing o HIP). Las composiciones se basan en el uso de Ti y V como activadores del sinterizado, y nanopartículas de itria (Y2O3) y lantana (La2O3) como dispersoides de endurecimiento.. 2.2. JUSTIFICACIÓN. En las últimas décadas se ha considerado un amplio abanico de materiales estructurales para su aplicación en dispositivos de energía de fusión. Estos incluyen materiales convencionales (como los aceros inoxidables), materiales estructurales de baja activación (aceros ferrítico-martensíticos, V-4Cr-4Ti y materiales compuestos SiC/SiC), aceros ferríticos endurecidos por dispersión de óxidos (Oxide Dispersed Strengthening, ODS), aleaciones refractarias para alta temperatura (aleaciones de Nb, Ta, Cr, Mo o W), aleaciones de titanio, superaleaciones en base de Ni, intemetálicos ordenados (TiAl, Fe3Al, etc.), aleaciones de cobre de alta conductividad, así como materiales compuestos (C/C, materiales compuestos de matriz metálica, etc.). Para la selección de materiales estructurales, deben tenerse en cuenta numerosos factores, entre ellos: . Disponibilidad de material, coste, procesabilidad, tecnologías de unión. . Propiedades mecánicas y termoquímicas en condición no irradiada. . Efectos de los fenómenos transitorios y la radiación en la degradación de propiedades. . Cuestiones de compatibilidad química y corrosión. . Aspectos de seguridad y eliminación de residuos. 24.

(47) Justificación y Objetivos. Estos factores determinan los principales requerimientos para los materiales que van a ser utilizados en estos sistemas: estabilidad dimensional (debido a los fenómenos de fluencia y relajación por irradiación, así como inestabilidad dimensional o swelling) y conservación de las propiedades mecánicas dentro de valores aceptables, tanto tras el envejecimiento por exposición a la radiación como en ambientes corrosivos (debido a la presencia del refrigerante del reactor y otros fluidos implicados en el proceso). Para cubrir estas exigencias existen materiales comerciales, o casi comerciales, que tienen que ser evaluados y cualificados. La selección inicial de los grados de wolframio se ha hecho teniendo en cuenta los factores indicados. Los grados de wolframio seleccionados para investigar son: W puro sinterizado en condición de deformación en frío o recristalizado, aleación de moldeo W-Mo-Y, aleaciones de W-Re, aleaciones de W endurecidas por dispersión W-1%La2O3 y W-Y2O3, recubrimientos de W mediante proyección por plasma o CVD (Chemical Vapor Deposition) y W monocristalino [18]. Los materiales que se consideran actualmente como principales candidatos para la primera pared, divertor y los componentes de cara al plasma se recogen en la Tabla 2-1 [19]. Tabla 2-1 Materiales candidatos para FW, blankets, divertor y PFCs.. Material. Primera pared/estructura del blanket. Aleación de vanadio Aceros austeníticos Aceros ferríticos Compuestos SiC/SiC. Estructura del divertor. Aleación de cobre Aleación de niobio Aleación de molibdeno Aleación de vanadio. PFC. Berilio Compuestos C/C Wolframio Molibdeno (niobio). 25.

(48) Comportamiento Mecánico de Aleaciones de W con la Temperatura.. Sin embargo, las condiciones de trabajo de determinados componentes de los dispositivos del reactor, tales como el divertor, pueden no ser soportadas por estos materiales. Ello exige la optimización de éstos, e incluso el desarrollo y caracterización de nuevos materiales mediante programas experimentales en diferentes campos: capacidad de envejecimiento, resistencia a corrosión y comportamiento mecánico antes y después de irradiación, así como tras su soldadura. La exhaustiva caracterización de los materiales candidatos requiere el esfuerzo de la comunidad internacional, en base a crear una base de datos de propiedades de estos materiales y el desarrollo de una ciencia de materiales predictiva basada en la simulación.. DESARROLLO Y FABRICACIÓN DE PFC. La viabilidad de los futuros reactores de generación de energía por fusión está, entre otras, basada en las posibilidades de los PFC, los cuales pueden garantizar una vida útil razonable desde el punto de vista de seguridad y economía. Este tiempo de vida está limitado principalmente por la fatiga térmica debida a las cargas térmicas cíclicas y por las tensiones mecánicas inducidas térmicamente en estos componentes. Las cargas térmicas transitorias, en particular las disrupciones específicas del plasma en el Tokamak, pueden depositar densidades de energía de varios cientos de MJm-2. Estos eventos tienen pulsaciones de duración del orden de ms y dañarán y/o erosionarán el divertor. Además de estos eventos transitorios, que depositan una gran parte de la energía del plasma en áreas de la pared relativamente pequeñas, están los VDE que aumentan la posibilidad de contacto del plasma con los materiales de la primera pared. El comportamiento del material durante este breve evento (100-300 ms) se muestra en la Ilustración 2-1 [20], para materiales metálicos (wolframio o berilio) y basados en carbono (grafitos o CFC).. 26.

(49) Justificación y Objetivos. Ilustración 2-1 Metal (arriba) y grafito (abajo) bajo cargas térmicas intensas en un dispositivo de haz de electrones.. La operación cuasi continua del plasma en los experimentos de confinamiento futuros está asociada con otro evento de carga térmica transitoria, los ELMs de tipo I, los cuales depositarán otra cantidad, nada despreciable, de energía durante cada evento. La deposición de potencia que se espera es del orden de un GW por metro cuadrado en una escala de tiempo de sub-milisegundos. Hasta ahora sólo se dispone de una cantidad de información limitada acerca de las características del material bajo estos eventos. Aunque existe una gran preocupación de que el alto daño por fatiga cíclica y la erosión térmica, combinados con la destrucción frágil (BD, debido a la evaporación del material), pueda ser otro limitador de la vida útil. Los escenarios de cargas esperados para la fatiga térmica mencionada y las cargas por choque térmico dependen fundamentalmente del diseño. Los PFC están compuestos por los PFMs y los refrigeradores. La solución técnica de diseño que se ha considerado hoy en día, para los PFC en el divertor del ITER, está basada principalmente en el carbono o metales refractarios como PFM y aleaciones de cobre para los refrigeradores.. 27.

(50) Comportamiento Mecánico de Aleaciones de W con la Temperatura.. La selección de estos materiales se ha basado en una serie de criterios. Los requerimientos más críticos son: PFM: . compatibilidad con el plasma. . resistencia al sputtering físico y químico. . alto punto de fusión. . buena resistencia al choque térmico. Refrigeradores: . compatibilidad con el refrigerante. . alta resistencia. . disponibilidad de técnicas de unión. La región del divertor del ITER se fabricará de wolframio y/o material compuesto de fibra de carbono, con la estructura del refrigerador integrada. El wolframio es un metal refractario con un altísimo punto de fusión (3410 ºC), comparado con otros metales de primera pared como el Be, y una conductividad térmica a temperatura ambiente de aproximadamente 140 W·m-1K-1. Desde el punto de vista termo-físico, el wolframio parece ser el material candidato más atractivo para componente con alto flujo de calor (High Heat Flux, HHF). Sin embargo, un inconveniente es su naturaleza frágil; el wolframio es dúctil y fácilmente mecanizable sólo por encima de la llamada temperatura de transición dúctil-frágil (DBTT), de unos 400 ºC. La irradiación en metales BCC (Body Centred Cubic), como el wolframio, lleva a un incremento de esta temperatura. Además, el wolframio presenta una fuerte tendencia a la recristalización a alta temperatura muy por debajo del punto de fusión. Comparado con otros candidatos para PFM (Be o C), el wolframio es significativamente activo durante la irradiación de neutrones.. 28.

(51) Justificación y Objetivos. El tercer material candidato, el carbono, es de especial importancia ya que no funde. Esta característica especial hace de este elemento un candidato atractivo para la zona de impacto, llamada separatriz, en el divertor. Puede resistir muy altas cargas de calor sin el riesgo de formar fase líquida. Sin embargo, se produce la sublimación del carbono a elevada temperatura ( 2200 ºC) y por tanto también es preocupante la fuerte erosión del material debido a la destrucción frágil. Por otra parte las propiedades termo-físicas son excelentes, en particular si se tienen en cuenta los grados de fibra de refuerzo. Se han desarrollado diferentes opciones de diseño para la fijación de los PFM al refrigerador, fabricados y testados.. Ilustración 2-2 Diferentes diseños de los escudos de W.. El material del refrigerador, generalmente una aleación de cobre endurecida por precipitación con un tubo de refrigerante de alta presión integrado, ha llegado a ser la tecnología estándar para el ITER y otros dispositivos de fusión de pulso medio y largo. Para reducir las tensiones que pueden afectar a la integridad de los PFMs o la unión (tensiones debidas a la diferencia entre el PFM y el material del refrigerador, así como las tensiones inducidas debido al gradiente térmico durante la exposición al plasma) se segmentan los materiales mediante unas finas ranuras perpendiculares a la superficie (Ilustración 2-2 [20]). La intercara entre el PFM y el refrigerador no tiene porqué ser necesariamente plana. Es clave el correcto diseño del escudo de W (tamaño de los elementos, orientación de grano): la orientación de grano recomendada es paralela a la dirección del flujo de calor, en el que la posible delaminación no es crítica [7].. 29.