Étude de la résistance interfaciale de la nacre

Rapports scientifiques volume 13, Numéro d'article : 575 (2023) Citer cet article

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Des alliages lourds de tungstène ont été proposés comme composants de matériaux face au plasma dans les réacteurs à fusion nucléaire et nécessitent une enquête expérimentale pour leur confirmation. À cette fin, un alliage 90W–7Ni–3Fe a été sélectionné et manipulé microstructurellement pour présenter une structure de brique et de mortier multiphasée de « briques » de phase W entourées d'un « mortier » ductile. Ce travail s'inspire de la nature pour imiter artificiellement l'extraordinaire combinaison de force et de rigidité présentée par les mollusques et produire un composite à matrice métallique imitant la nacre, capable de résister à l'environnement extrêmement hostile de l'intérieur du réacteur et de maintenir l'intégrité structurelle. Les mécanismes sous-jacents à cette intégrité ont été étudiés grâce à des techniques de caractérisation structurelle et chimique à haute résolution et ont révélé des limites de phases chimiquement diffuses présentant une cohérence de réseau inattendue. Ces caractéristiques ont été attribuées à une augmentation de l’énergie requise pour la décohésion interfaciale dans ces systèmes et à l’expression simultanée d’une résistance et d’une ténacité élevées dans les alliages lourds de tungstène.

Les environnements extrêmement difficiles nécessitent des matériaux extrêmement robustes. Peu d’études de cas prouvent mieux cette affirmation que les matériaux destinés aux réacteurs à fusion nucléaire. Les contraintes de conception à l'intérieur du réacteur, en particulier dans la région du divertor, comprennent des températures de fonctionnement normales atteignant 1 300 °C1, des frappes répétées de plasma conduisant à d'énormes chocs thermiques2,3 et une exposition prolongée aux dommages causés par l'irradiation sous la forme d'un bombardement neutronique et d'une implantation ionique à des énergies extrêmes. et les débits de dose. Ces conditions défavorables excluent la mise en œuvre d'une majorité de matériaux conventionnels. Les matériaux sélectionnés pour les environnements des réacteurs à fusion doivent non seulement survivre à cet environnement unique, mais aussi prospérer ; fournir un service structurel à long terme dans l’un des environnements les plus indéniablement hostiles jamais conçus.

Jusqu'à présent, divers matériaux ont fait l'objet d'essais visant à prouver leur viabilité en tant que tuiles divertrices dans les réacteurs à fusion, mais ont rencontré un succès limité. Les carreaux à base de carbone ont été initialement sélectionnés en raison de leur température de fusion élevée et de leur large disponibilité, mais ils se sont avérés s'éroder pendant leur fonctionnement. De plus, il a été constaté que ces tuiles se lient au tritium, conduisant à des niveaux d’activité inacceptablement élevés4,5. En remplacement, des carreaux de W pur ont été choisis en raison de leur température de fusion élevée et de leur faible taux de pulvérisation, mais ils ont été observés comme développant des fissures et des fractures sous des charges thermiques répétées1,6,7,8. Cette génération indésirable de fissures peut être partiellement atténuée en manipulant la géométrie et le placement des carreaux7, mais il est également prudent de sélectionner un matériau qui conserve les avantages du W tout en surmontant sa ténacité intrinsèquement faible. Pour lutter contre le comportement fragile du tungstène tout en conservant la combinaison souhaitée d'une température de service élevée et d'un taux de pulvérisation limité, une classe d'alliages connue sous le nom d'alliages lourds de tungstène (WHA) a été proposée par Neu et al. pour les tuiles inverseurs lors des essais expérimentaux de 20161. Ces alliages semblent être d'excellents candidats pour les composants de matériaux face au plasma (PFMC) car ils conservent une teneur élevée en tungstène (≥ 90 %) aux côtés d'une phase secondaire, traditionnellement constituée de Ni et Fe ou Cu. Cette phase secondaire augmente la ténacité du W grâce à un phénomène connu sous le nom de durcissement en phase ductile (DPT) ; essentiellement l'introduction délibérée d'un matériau ductile dans un matériau plus dur et plus cassant pour améliorer la ductilité. En particulier, la température de fusion plus élevée du WHA contenant du Ni – Fe par rapport à la phase ductile à base de Cu a été recherchée en raison des températures de fonctionnement élevées rencontrées à l'intérieur du réacteur. Jusqu'à présent, les WHA W-Ni-Fe ont reçu des résultats positifs lors de leurs premiers essais en tant que PFMC et dans des réacteurs d'essai comme la mise à niveau ASDEX et des tests externes1,2,3,7,8,9. Bien que leur adoption proposée en soit encore à ses balbutiements, beaucoup de choses restent inconnues sur leur comportement en service prolongé à l’intérieur du réacteur à fusion, en particulier en ce qui concerne la résistance des limites de phase différente et le comportement à l’irradiation.