真珠層の界面強度の調査

Jun 13, 2024

Scientific Reports volume 13、記事番号: 575 (2023) この記事を引用

タングステン重合金は、核融合炉のプラズマ対向材料コンポーネントとして提案されており、その確認には実験的研究が必要です。 この目的のために、90W-7Ni-3Fe 合金が選択され、延性の「モルタル」で囲まれた W 相の「レンガ」の多相レンガとモルタル構造を呈するように微細構造が操作されました。 この研究は、軟体動物が示す強度と剛性の並外れた組み合わせを人工的に模倣し、原子炉内部の極めて過酷な環境に耐え、構造的完全性を維持できる真珠母を模倣した金属マトリックス複合材料を製造するという自然からのインスピレーションを得ています。 この完全性の背後にある根底にあるメカニズムは、高分解能の構造的および化学的特性評価技術によって調査され、予想外の格子整合性を示す化学的拡散相境界が明らかになりました。 これらの特徴は、これらの系における界面剥離に必要なエネルギーの増加と、タングステン重合金における高い強度と靭性の同時発現に起因すると考えられています。

非常に過酷な環境では、非常に堅牢な素材が必要となります。 この主張を核融合炉の材料よりも適切に証明している事例はほとんどありません。 原子炉内部、特にダイバータ領域の設計上の制約には、1300 °C に達する通常の動作温度 1、巨大な熱衝撃を引き起こす繰り返しのプラズマ衝突 2,3 、極端なエネルギーでの中性子衝撃やイオン注入の形での放射線損傷への長時間の曝露などが含まれます。そして線量率。 これらの不利な条件により、従来の材料の大部分は実装できません。 核融合炉環境用に選択された材料は、この独特の環境に耐えるだけでなく、繁栄する必要があります。 これまで考えられた中で最も否定できない過酷な環境の 1 つで、長期的な構造サービスを提供します。

これまで、核融合炉のダイバータタイルとしての可能性を証明するために、さまざまな材料が試験を受けてきましたが、限定的な成功に終わりました。 カーボンベースのタイルは、溶融温度が高く、広く入手できるため、当初は選択されましたが、使用中に腐食することが判明しました。 さらに、これらのタイルはトリチウムと結合し、許容できないほど高いレベルの放射能を引き起こすことが指摘されています4,5。 代替品として、溶融温度が高く、スパッタ率が低いため、純粋な W タイルが選択されましたが、繰り返しの熱負荷により亀裂や破損が発生することが観察されました 1,6,7,8。 この望ましくない亀裂の発生は、タイルの形状と配置を操作することで部分的に軽減できます7が、W の利点を維持しながら、本質的に低い破壊靱性を克服する材料を選択することも賢明です。 高い使用温度と制限されたスパッタ率という望ましい組み合わせを維持しながら、タングステンの脆性挙動に対処するために、タングステン重合金 (WHA) として知られる種類の合金が Neu らによって提案されました。 2016 年の実験試験におけるダイバータ タイル用 1。 これらの合金は、伝統的に Ni と Fe または Cu からなる第 2 相とともに高いタングステン含有量 (90% 以上) を保持しているため、プラズマ対向材料コンポーネント (PFMC) の優れた候補であると考えられます。 この第 2 相は、延性相強化 (DPT) として知られる現象を通じて W の破壊靱性を高めます。 本質的には、延性を向上させるために、より硬くて脆い材料に延性材料を意図的に導入することです。 特に、反応器内部で経験される高い運転温度のため、Cu ベースの延性相よりも高い Ni-Fe 含有 WHA の溶融温度が追求されてきました。 これまでのところ、W-Ni-Fe WHA は、PFMC としての初期試験、および ASDEX アップグレードなどの試験炉および外部試験で肯定的な結果を得ています1、2、3、7、8、9。 それらの提案された採用はまだ初期段階にあるが、核融合炉内部での長時間使用におけるそれらの挙動、特に異相境界強度と照射挙動に関しては不明な点が多く残っている。