Di fronte al continuo aumento della domanda di energia globale e alle sfide ambientali sempre più gravi, l'energia di fusione nucleare è considerata una nuova stella luminosa nel futuro campo energetico per la sua pulizia, efficienza e sostenibilità. L'ambiente ad alta temperatura durante il funzionamento dei reattori di fusione pone richieste estremamente elevate sui materiali e i materiali a base di tungsteno sono diventati una scelta ideale per i componenti rivolti al plasma (PFC), in particolare il primo muro e il divistor, a causa del loro eccellente punto di fusione, Eccellenti proprietà termiche, bassa solubilità all'idrogeno e resa sputtering.
Nei reattori di fusione, come i tokamak, i materiali rivolti al plasma devono resistere al forte bombardamento di neutroni ad alta energia, isotopi di idrogeno (H, D, T) ed elio (He) rilasciati dalle reazioni di fusione DT, che possono causare gravi danni a danni gravi a la superficie e l'interno dei materiali. In particolare, gli atomi di elio sono inclini a combinarsi con i posti vacanti nel materiale per formare bolle di elio, che a loro volta aggravano la ritenzione dei posti vacanti, provoca uno sguffarsi superficiale e ha un impatto negativo sulle proprietà meccaniche del materiale (come l'indurimento e il richiamo ). Inoltre, la densità delle bolle di elio formate dall'iniezione di elio è molto più elevata di quella dei normali vuoti, che accelerano il processo di degradazione del materiale. Pertanto, è fondamentale esplorare in profondità la formazione e l'evoluzione del meccanismo dei difetti indotti dalle radiazioni nei materiali rivolti al plasma.
Al fine di comprendere meglio i cambiamenti microstrutturali dei materiali di tungsteno in condizioni di irradiazione, il team di ricerca ha sviluppato un modello di dinamica del cluster. Questo modello considera in modo completo la generazione e l'interazione di difetti di punta, piccoli cluster di difetti e cluster di elio, nonché il processo di nucleazione e crescita di difetti immobili di grandi dimensioni (come loop di dislocazione interstiziale, vuoti e bolle di elio). Introducendo il meccanismo di puntura del ciclo di dislocazione su scala atomica, il modello può simulare accuratamente la dinamica dell'evoluzione dei difetti indotti dalle radiazioni con o senza iniezione di elio.
I risultati della ricerca mostrano: 1) in condizioni di bassa temperatura (inferiori a 300k), i vuoti e le bolle non possono formarsi; Mentre in ambienti ad alta temperatura (sopra 1000k) e quando la dose supera 3DPA, l'anello di gap tende a scomparire, il che è coerente con le osservazioni sperimentali. 2) All'aumentare della temperatura, la densità dell'anello di gap aumenta e la dimensione diminuisce, mentre i vuoti/bolle mostrano la tendenza opposta. L'impianto di elio promuove la nucleazione e la crescita di cluster di tipo vacante perché gli atomi di elio preferiscono combinarsi con i posti vacanti. 3) Considerando che l'effetto di punzonatura dell'anello può accelerare leggermente la crescita delle bolle e avere un impatto significativo sulla pressione interna della bolla e sul rapporto vacante di elio. 4) Al fine di abbinare il rapporto vacante di pressione e elio tra simulazioni e misurazioni sperimentali, è necessario considerare il meccanismo di feedback della pressione interna della timbratura ad anello per regolare efficacemente le dinamiche di crescita delle bolle.
I risultati della ricerca sono stati pubblicati in "Materiali nucleari e energia" sotto il titolo "Una modellazione di dinamiche di cluster ridotta del danno da radiazioni nel tungsteno".
Zigong MT Cemented Carbide Tech Co., Ltd.
