Ученые оценили термостойкость материалов для термоядерных реакторов

Коррозийную стойкость двух перспективных материалов для использования в конструкции термоядерных реакторах оценили исследователи из Токийского технологического института, Национального института квантовой науки и технологий и Иокогамского национального университета. 1 марта статья с результатами их исследования была опубликована в журнале Corrosion Science.

Оценивалась высокотемпературная совместимость конструкционных материалов реактора с облицовкой вокруг активной зоны реактора, которая поглощает и улавливает нейтроны высокой энергии, образующиеся в плазме внутри реактора, — «воспроизводящего бланкета» (ВБ).

Тепловая энергия, которую улавливает ВБ, может затем служить для запуска турбины и выработки электроэнергии. ВБ также выполняет важную функцию воспроизводства термоядерного топлива, создавая замкнутый цикл бесконечной работы реакторов без истощения топлива.

Воспроизводящий бланкет за счет поглощения энергии реакции синтеза нагревается до экстремально высоких температур свыше 1173 °К (900 °C), что может быть использовано для получения водорода из воды в перспективной технологии для реализации углеродно-нейтрального общества.

При таких температурах возникает риск коррозии конструкционных материалов, контактирующих с ВБ, что ставит под угрозу безопасность и устойчивость реакторов. Поэтому перед учеными встает задача найти такие конструкционные материалы, которые были бы химически совместимы с материалом ВБ при этих температурах.

В качестве перспективного материала для воспроизводящего бланкета в настоящее время рассматривается жидкий сплав лития-свинца (LiPb). А кандидатами на использование в конструкционных материалах, совместимых с жидким LiPb при очень высоких температурах, считаются материал из карбида кремния CVD-SiC и сплав железо-хром-алюминий (FeCrAl), предварительно окисленный на воздухе.

Данные о поведении этих материалов при контакте с LiPb ранее были получены только для 973 °К (700 °C). Теперь же команда японских ученых продемонстрировала совместимость этих материалов при гораздо более высоких температурах — 1173 °K при выдержке в жидком расплаве максимально очищенного LiPb в течение 250 часов.

Поперечные сечения извлеченных образцов показали, что реакция CVD-SiC и примесей в сплаве LiPb создавала слой сложных оксидов, которые затем придавали сплаву коррозионную стойкость.

Необработанный сплав FeCrAl при реакции с LiPb образовывал слой оксида γ-LiAlO₂, который также в последствии действовал как антикоррозионный барьер. Предварительная обработка α-Al₂O₃ поверхности FeCrAl обеспечивала коррозионную стойкость лишь до 873 °К (600 °C), но при 1173 °К этот слой превращался в γ-LiAlO₂, и уже именно γ-LiAlO₂ затем обеспечивал коррозионную стойкость.

Исследователи напоминают, что именно высокотемпературная совместимость конструкционных материалов реактора с воспроизводящим бланкетом является ключом к успеху создания конструкции термоядерного реактора.