Microstructural and mechanical characterization of tungsten based materials for fusion reactors

El wolframio (W) y sus aleaciones se consideran los mejores candidatos para la construcción del divertor en la nueva generación de reactores de fusión nuclear. Este componente va a recibir las cargas térmicas más elevadas durante el funcionamiento del reactor ya que estará en contacto directo con el plasma. En los últimos años, después de un profundo análisis y siguiendo una estrategia de reducción de costes, la Organización de ITER tomó la decisión de construir el divertor integramente de wolframio desde el principio. Por ello, el wolframio no sólo actuará como material en contacto con el plasma (PFM), sino que también tendría aplicaciones estructurales. El wolframio, debido a sus excelentes propiedades termo-físicas, cumple todos los requerimientos para ser utilizado como PFM, sin embargo, su inherente fragilidad pone en peligro su uso estructural. Por tanto, uno de los principales objetivos de esta tesis es encontrar una aleación de wolframio con menor fragilidad. Durante éste trabajo, se realizó la caracterización microstructural y mecánica de diferentes materiales basados en wolframio. Sin embargo, ésta tarea es un reto debido a la pequeña cantidad de material suministrado, su reducido tamaño de grano y fragilidad. Por ello, para una correcta medida de todas las propiedades físicas y mecánicas se utilizaron diversas técnicas experimentales. Algunas de ellas se emplean habitualmente como la nanoindentación o los ensayos de flexión en tres puntos (TPB). Sin embargo, otras fueron especificamente desarrolladas e implementadas durante el desarrollo de esta tesis como es el caso de la medida real de la tenacidad de fractura en los materiales masivos, o de las medidas in situ de la tenacidad de fractura en las láminas delgadas de wolframio. Diversas composiciones de aleaciones de wolframio masivas (W-1% Y2O3, W-2% V-0.5% Y2O3, W-4% V-0.5% Y2O3, W-2% Ti-1% La2O3 y W-4% Ti-1% La2O3) se han estudiado y comparado con un wolframio puro producido en las mismas condiciones. Estas aleaciones, producidas por ruta pulvimetalúrgica de aleado mecánico (MA) y compactación isostática en caliente (HIP), fueron microstructural y mecánicamente caracterizadas desde 77 hasta 1473 K en aire y en alto vacío. Entre otras propiedades físicas y mecánicas se midieron la dureza, el módulo elástico, la resistencia a flexión y la tenacidad de fractura para todas las aleaciones. Finalmente se analizaron las superficies de fractura después de los ensayos de TPB para relacionar los micromecanismos de fallo con el comportamiento macroscópico a rotura. Los resultados obtenidos mostraron un comportamiento mecánico frágil en casi todo el intervalo de temperaturas y para casi todas las aleaciones sin mejoría de la temperatura de transición dúctil-frágil (DBTT). Con el fin de encontrar un material base wolframio con una DBTT más baja se realizó también un estudio, aún preliminar, de láminas delgadas de wolframio puro y wolframio dopado con 0.005wt.% potasio (K). Éstas láminas fueron fabricadas industrialmente mediante sinterizado y laminación en caliente y en frío y se sometieron posteriormente a un tratamiento térmico de recocido desde 1073 hasta 2673 K. Se ha analizado la evolución de su microestructura y las propiedades mecánicas al aumentar la temperatura de recocido. Los resultados mostraron la estabilización de los granos de wolframio con el incremento de la temperatura de recocido en las láminas delgadas de wolframio dopado con potasio. Sin embargo, es necesario realizar estudios adicionales para entender mejor la microstructura y algunas propiedades mecánicas de estos materiales, como la tenacidad de fractura. Tungsten (W) and tungsten-based alloys are considered to be the best candidate materials for fabricating the divertor in the next-generation nuclear fusion reactors. This component will experience the highest thermal loads during the operation of a reactor since it directly faces the plasma. In recent years, after thorough analysis that followed a strategy of cost reduction, the ITER Organization decided to built a full-tunsgten divertor before the first nuclear campaigns. Therefore, tungsten will be used not only as a plasma-facing material (PFM) but also in structural applications. Tungsten, due to its the excellent thermo-physical properties fulfils the requirements of a PFM, however, its use in structural applications is compromised due to its inherent brittleness. One of the objectives of this phD thesis is therefore, to find a material with improved brittleness behaviour. The microstructural and mechanical characterisation of different tunsgten-based materials was performed. However, this is a challenging task because of the reduced laboratory-scale size of the specimens provided, their _ne microstructure and their brittleness. Consequently, many techniques are required to ensure an accurate measurement of all the mechanical and physical properties. Some of the applied methods have been widely used such as nanoindentation or three-point bending (TPB) tests. However, other methods were specifically developed and implemented during this work such as the measurement of the real fracture toughness of bulk-tunsgten alloys or the in situ fracture toughness measurements of very thin tungsten foils. Bulk-tunsgten materials with different compositions (W-1% Y2O3, W-2% V- 0.5% Y2O3, W-4% V-0.5% Y2O3, W-2% Ti-1% La2O3 and W-4% Ti-1% La2O3) were studied and compared with pure tungsten processed under the same conditions. These alloys, produced by a powder metallurgical route of mechanical alloying (MA) and hot isostatic pressing (HIP), were microstructural and mechanically characterised from 77 to 1473 K in air and under high vacuum conditions. Hardness, elastic modulus, flexural strength and fracture toughness for all of the alloys were measured in addition to other physical and mechanical properties. Finally, the fracture surfaces after the TPB tests were analysed to correlate the micromechanisms of failure with the macroscopic behaviour. The results reveal brittle mechanical behaviour in almost the entire temperature range for the alloys and micromechanisms of failure with no improvement in the ductile-brittle transition temperature (DBTT). To continue the search of a tungsten material with lowered DBTT, a preliminary study of pure tunsgten and 0.005 wt.% potassium (K)-doped tungsten foils was also performed. These foils were industrially produced by sintering and hot and cold rolling. After that, they were annealed from 1073 to 2673 K to analyse the evolution of the microstructural and mechanical properties with increasing annealing temperature. The results revealed the stabilisation of the tungsten grains with increasing annealing temperature in the potassium-doped tungsten foil. However, additional studies need to be performed to gain a better understanding of the microstructure and mechanical properties of these materials such as fracture toughness.

Novel poly(3-hydroxybutyrate) nanocomposites containing WS2 inorganic nanotubes with improved thermal, mechanical and tribological properties

Poly(3-hydroxybutyrate) (PHB) nanocomposites containing environmentally-friendly tungsten disulphide inorganic nanotubes (INTeWS2) have been successfully prepared by a simple solution blending method. The dynamic and isothermal crystallization studies by differential scanning calorimetry (DSC) demonstrated that the INTeWS2 exhibits much more prominent nucleation activity on the crystallization of PHB than specific nucleating agents or other nanoscale fillers. Both crystallization rate and crystallinity significantly increase in the nanocomposites compared to neat PHB. These changes occur without modifying the crystalline structure of PHB in the nanocomposites, as shown by wide-angle X-ray diffraction (WAXS) and infrared/Raman spectroscopy. Other parameters such as the Avrami exponent, the equilibrium melting temperature, global rate constant and the fold surface free energy of PHB chains in the nanocomposites were obtained from the calorimetric data in order to determine the influence of the INTeWS2 filler. The addition of INTeWS2 remarkably influences the energetics and kinetics of nucleation and growth of PHB, reducing the fold surface free energy by up to 20%. Furthermore, these nanocomposites also show an improvement in both tribological and mechanical (hardness and modulus) properties with respect to pure PHB evidenced by friction and nanoindentation tests, which is of important potential interest for industrial and medical applications.

Diseño de un módulo de IFMIF para irradiación de envolturas regeneradoras basadas en metales líquidos para reactores de fusión

La fusión nuclear es, hoy en día, una alternativa energética a la que la comunidad internacional dedica mucho esfuerzo. El objetivo es el de generar entre diez y cincuenta veces más energía que la que consume mediante reacciones de fusión que se producirán en una mezcla de deuterio (D) y tritio (T) en forma de plasma a doscientos millones de grados centígrados. En los futuros reactores nucleares de fusión será necesario producir el tritio utilizado como combustible en el propio reactor termonuclear. Este hecho supone dar un paso más que las actuales máquinas experimentales dedicadas fundamentalmente al estudio de la física del plasma. Así pues, el tritio, en un reactor de fusión, se produce en sus envolturas regeneradoras cuya misión fundamental es la de blindaje neutrónico, producir y recuperar tritio (fuel para la reacción DT del plasma) y por último convertir la energía de los neutrones en calor. Existen diferentes conceptos de envolturas que pueden ser sólidas o líquidas. Las primeras se basan en cerámicas de litio (Li2O, Li4SiO4, Li2TiO3, Li2ZrO3) y multiplicadores neutrónicos de Be, necesarios para conseguir la cantidad adecuada de tritio. Los segundos se basan en el uso de metales líquidos o sales fundidas (Li, LiPb, FLIBE, FLINABE) con multiplicadores neutrónicos de Be o el propio Pb en el caso de LiPb. Los materiales estructurales pasan por aceros ferrítico-martensíticos de baja activación, aleaciones de vanadio o incluso SiCf/SiC. Cada uno de los diferentes conceptos de envoltura tendrá una problemática asociada que se estudiará en el reactor experimental ITER (del inglés, “International Thermonuclear Experimental Reactor”). Sin embargo, ITER no puede responder las cuestiones asociadas al daño de materiales y el efecto de la radiación neutrónica en las diferentes funciones de las envolturas regeneradoras. Como referencia, la primera pared de un reactor de fusión de 4000MW recibiría 30 dpa/año (valores para Fe-56) mientras que en ITER se conseguirían <10 dpa en toda su vida útil. Esta tesis se encuadra en el acuerdo bilateral entre Europa y Japón denominado “Broader Approach Agreement “(BA) (2007-2017) en el cual España juega un papel destacable. Estos proyectos, complementarios con ITER, son el acelerador para pruebas de materiales IFMIF (del inglés, “International Fusion Materials Irradiation Facility”) y el dispositivo de fusión JT-60SA. Así, los efectos de la irradiación de materiales en materiales candidatos para reactores de fusión se estudiarán en IFMIF. El objetivo de esta tesis es el diseño de un módulo de IFMIF para irradiación de envolturas regeneradoras basadas en metales líquidos para reactores de fusión. El módulo se llamará LBVM (del inglés, “Liquid Breeder Validation Module”). La propuesta surge de la necesidad de irradiar materiales funcionales para envolturas regeneradoras líquidas para reactores de fusión debido a que el diseño conceptual de IFMIF no contaba con esta utilidad. Con objeto de analizar la viabilidad de la presente propuesta, se han realizado cálculos neutrónicos para evaluar la idoneidad de llevar a cabo experimentos relacionados con envolturas líquidas en IFMIF. Así, se han considerado diferentes candidatos a materiales funcionales de envolturas regeneradoras: Fe (base de los materiales estructurales), SiC (material candidato para los FCI´s (del inglés, “Flow Channel Inserts”) en una envoltura regeneradora líquida, SiO2 (candidato para recubrimientos antipermeación), CaO (candidato para recubrimientos aislantes), Al2O3 (candidato para recubrimientos antipermeación y aislantes) y AlN (material candidato para recubrimientos aislantes). En cada uno de estos materiales se han calculado los parámetros de irradiación más significativos (dpa, H/dpa y He/dpa) en diferentes posiciones de IFMIF. Estos valores se han comparado con los esperados en la primera pared y en la zona regeneradora de tritio de un reactor de fusión. Para ello se ha elegido un reactor tipo HCLL (del inglés, “Helium Cooled Lithium Lead”) por tratarse de uno de los más prometedores. Además, los valores también se han comparado con los que se obtendrían en un reactor rápido de fisión puesto que la mayoría de las irradiaciones actuales se hacen en reactores de este tipo. Como conclusión al análisis de viabilidad, se puede decir que los materiales funcionales para mantos regeneradores líquidos podrían probarse en la zona de medio flujo de IFMIF donde se obtendrían ratios de H/dpa y He/dpa muy parecidos a los esperados en las zonas más irradiadas de un reactor de fusión. Además, con el objetivo de ajustar todavía más los valores, se propone el uso de un moderador de W (a considerar en algunas campañas de irradiación solamente debido a que su uso hace que los valores de dpa totales disminuyan). Los valores obtenidos para un reactor de fisión refuerzan la idea de la necesidad del LBVM, ya que los valores obtenidos de H/dpa y He/dpa son muy inferiores a los esperados en fusión y, por lo tanto, no representativos. Una vez demostrada la idoneidad de IFMIF para irradiar envolturas regeneradoras líquidas, y del estudio de la problemática asociada a las envolturas líquidas, también incluida en esta tesis, se proponen tres tipos de experimentos diferentes como base de diseño del LBVM. Éstos se orientan en las necesidades de un reactor tipo HCLL aunque a lo largo de la tesis se discute la aplicabilidad para otros reactores e incluso se proponen experimentos adicionales. Así, la capacidad experimental del módulo estaría centrada en el estudio del comportamiento de litio plomo, permeación de tritio, corrosión y compatibilidad de materiales. Para cada uno de los experimentos se propone un esquema experimental, se definen las condiciones necesarias en el módulo y la instrumentación requerida para controlar y diagnosticar las cápsulas experimentales. Para llevar a cabo los experimentos propuestos se propone el LBVM, ubicado en la zona de medio flujo de IFMIF, en su celda caliente, y con capacidad para 16 cápsulas experimentales. Cada cápsula (24-22 mm de diámetro y 80 mm de altura) contendrá la aleación eutéctica LiPb (hasta 50 mm de la altura de la cápsula) en contacto con diferentes muestras de materiales. Ésta irá soportada en el interior de tubos de acero por los que circulará un gas de purga (He), necesario para arrastrar el tritio generado en el eutéctico y permeado a través de las paredes de las cápsulas (continuamente, durante irradiación). Estos tubos, a su vez, se instalarán en una carcasa también de acero que proporcionará soporte y refrigeración tanto a los tubos como a sus cápsulas experimentales interiores. El módulo, en su conjunto, permitirá la extracción de las señales experimentales y el gas de purga. Así, a través de la estación de medida de tritio y el sistema de control, se obtendrán los datos experimentales para su análisis y extracción de conclusiones experimentales. Además del análisis de datos experimentales, algunas de estas señales tendrán una función de seguridad y por tanto jugarán un papel primordial en la operación del módulo. Para el correcto funcionamiento de las cápsulas y poder controlar su temperatura, cada cápsula se equipará con un calentador eléctrico y por tanto el módulo requerirá también ser conectado a la alimentación eléctrica. El diseño del módulo y su lógica de operación se describe en detalle en esta tesis. La justificación técnica de cada una de las partes que componen el módulo se ha realizado con soporte de cálculos de transporte de tritio, termohidráulicos y mecánicos. Una de las principales conclusiones de los cálculos de transporte de tritio es que es perfectamente viable medir el tritio permeado en las cápsulas mediante cámaras de ionización y contadores proporcionales comerciales, con sensibilidades en el orden de 10-9 Bq/m3. Los resultados son aplicables a todos los experimentos, incluso si son cápsulas a bajas temperaturas o si llevan recubrimientos antipermeación. Desde un punto de vista de seguridad, el conocimiento de la cantidad de tritio que está siendo transportada con el gas de purga puede ser usado para detectar de ciertos problemas que puedan estar sucediendo en el módulo como por ejemplo, la rotura de una cápsula. Además, es necesario conocer el balance de tritio de la instalación. Las pérdidas esperadas el refrigerante y la celda caliente de IFMIF se pueden considerar despreciables para condiciones normales de funcionamiento. Los cálculos termohidráulicos se han realizado con el objetivo de optimizar el diseño de las cápsulas experimentales y el LBVM de manera que se pueda cumplir el principal requisito del módulo que es llevar a cabo los experimentos a temperaturas comprendidas entre 300-550ºC. Para ello, se ha dimensionado la refrigeración necesaria del módulo y evaluado la geometría de las cápsulas, tubos experimentales y la zona experimental del contenedor. Como consecuencia de los análisis realizados, se han elegido cápsulas y tubos cilíndricos instalados en compartimentos cilíndricos debido a su buen comportamiento mecánico (las tensiones debidas a la presión de los fluidos se ven reducidas significativamente con una geometría cilíndrica en lugar de prismática) y térmico (uniformidad de temperatura en las paredes de los tubos y cápsulas). Se han obtenido campos de presión, temperatura y velocidad en diferentes zonas críticas del módulo concluyendo que la presente propuesta es factible. Cabe destacar que el uso de códigos fluidodinámicos (e.g. ANSYS-CFX, utilizado en esta tesis) para el diseño de cápsulas experimentales de IFMIF no es directo. La razón de ello es que los modelos de turbulencia tienden a subestimar la temperatura de pared en mini canales de helio sometidos a altos flujos de calor debido al cambio de las propiedades del fluido cerca de la pared. Los diferentes modelos de turbulencia presentes en dicho código han tenido que ser estudiados con detalle y validados con resultados experimentales. El modelo SST (del inglés, “Shear Stress Transport Model”) para turbulencia en transición ha sido identificado como adecuado para simular el comportamiento del helio de refrigeración y la temperatura en las paredes de las cápsulas experimentales. Con la geometría propuesta y los valores principales de refrigeración y purga definidos, se ha analizado el comportamiento mecánico de cada uno de los tubos experimentales que contendrá el módulo. Los resultados de tensiones obtenidos, han sido comparados con los valores máximos recomendados en códigos de diseño estructural como el SDC-IC (del inglés, “Structural Design Criteria for ITER Components”) para así evaluar el grado de protección contra el colapso plástico. La conclusión del estudio muestra que la propuesta es mecánicamente robusta. El LBVM implica el uso de metales líquidos y la generación de tritio además del riesgo asociado a la activación neutrónica. Por ello, se han estudiado los riesgos asociados al uso de metales líquidos y el tritio. Además, se ha incluido una evaluación preliminar de los riesgos radiológicos asociados a la activación de materiales y el calor residual en el módulo después de la irradiación así como un escenario de pérdida de refrigerante. Los riesgos asociados al módulo de naturaleza convencional están asociados al manejo de metales líquidos cuyas reacciones con aire o agua se asocian con emisión de aerosoles y probabilidad de fuego. De entre los riesgos nucleares destacan la generación de gases radiactivos como el tritio u otros radioisótopos volátiles como el Po-210. No se espera que el módulo suponga un impacto medioambiental asociado a posibles escapes. Sin embargo, es necesario un manejo adecuado tanto de las cápsulas experimentales como del módulo contenedor así como de las líneas de purga durante operación. Después de un día de después de la parada, tras un año de irradiación, tendremos una dosis de contacto de 7000 Sv/h en la zona experimental del contenedor, 2300 Sv/h en la cápsula y 25 Sv/h en el LiPb. El uso por lo tanto de manipulación remota está previsto para el manejo del módulo irradiado. Por último, en esta tesis se ha estudiado también las posibilidades existentes para la fabricación del módulo. De entre las técnicas propuestas, destacan la electroerosión, soldaduras por haz de electrones o por soldadura láser. Las bases para el diseño final del LBVM han sido pues establecidas en el marco de este trabajo y han sido incluidas en el diseño intermedio de IFMIF, que será desarrollado en el futuro, como parte del diseño final de la instalación IFMIF. ABSTRACT Nuclear fusion is, today, an alternative energy source to which the international community devotes a great effort. The goal is to generate 10 to 50 times more energy than the input power by means of fusion reactions that occur in deuterium (D) and tritium (T) plasma at two hundred million degrees Celsius. In the future commercial reactors it will be necessary to breed the tritium used as fuel in situ, by the reactor itself. This constitutes a step further from current experimental machines dedicated mainly to the study of the plasma physics. Therefore, tritium, in fusion reactors, will be produced in the so-called breeder blankets whose primary mission is to provide neutron shielding, produce and recover tritium and convert the neutron energy into heat. There are different concepts of breeding blankets that can be separated into two main categories: solids or liquids. The former are based on ceramics containing lithium as Li2O , Li4SiO4 , Li2TiO3 , Li2ZrO3 and Be, used as a neutron multiplier, required to achieve the required amount of tritium. The liquid concepts are based on molten salts or liquid metals as pure Li, LiPb, FLIBE or FLINABE. These blankets use, as neutron multipliers, Be or Pb (in the case of the concepts based on LiPb). Proposed structural materials comprise various options, always with low activation characteristics, as low activation ferritic-martensitic steels, vanadium alloys or even SiCf/SiC. Each concept of breeding blanket has specific challenges that will be studied in the experimental reactor ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor). However, ITER cannot answer questions associated to material damage and the effect of neutron radiation in the different breeding blankets functions and performance. As a reference, the first wall of a fusion reactor of 4000 MW will receive about 30 dpa / year (values for Fe-56) , while values expected in ITER would be <10 dpa in its entire lifetime. Consequently, the irradiation effects on candidate materials for fusion reactors will be studied in IFMIF (International Fusion Material Irradiation Facility). This thesis fits in the framework of the bilateral agreement among Europe and Japan which is called “Broader Approach Agreement “(BA) (2007-2017) where Spain plays a key role. These projects, complementary to ITER, are mainly IFMIF and the fusion facility JT-60SA. The purpose of this thesis is the design of an irradiation module to test candidate materials for breeding blankets in IFMIF, the so-called Liquid Breeder Validation Module (LBVM). This proposal is born from the fact that this option was not considered in the conceptual design of the facility. As a first step, in order to study the feasibility of this proposal, neutronic calculations have been performed to estimate irradiation parameters in different materials foreseen for liquid breeding blankets. Various functional materials were considered: Fe (base of structural materials), SiC (candidate material for flow channel inserts, SiO2 (candidate for antipermeation coatings), CaO (candidate for insulating coatings), Al2O3 (candidate for antipermeation and insulating coatings) and AlN (candidate for insulation coating material). For each material, the most significant irradiation parameters have been calculated (dpa, H/dpa and He/dpa) in different positions of IFMIF. These values were compared to those expected in the first wall and breeding zone of a fusion reactor. For this exercise, a HCLL (Helium Cooled Lithium Lead) type was selected as it is one of the most promising options. In addition, estimated values were also compared with those obtained in a fast fission reactor since most of existing irradiations have been made in these installations. The main conclusion of this study is that the medium flux area of IFMIF offers a good irradiation environment to irradiate functional materials for liquid breeding blankets. The obtained ratios of H/dpa and He/dpa are very similar to those expected in the most irradiated areas of a fusion reactor. Moreover, with the aim of bringing the values further close, the use of a W moderator is proposed to be used only in some experimental campaigns (as obviously, the total amount of dpa decreases). The values of ratios obtained for a fission reactor, much lower than in a fusion reactor, reinforce the need of LBVM for IFMIF. Having demonstrated the suitability of IFMIF to irradiate functional materials for liquid breeding blankets, and an analysis of the main problems associated to each type of liquid breeding blanket, also presented in this thesis, three different experiments are proposed as basis for the design of the LBVM. These experiments are dedicated to the needs of a blanket HCLL type although the applicability of the module for other blankets is also discussed. Therefore, the experimental capability of the module is focused on the study of the behavior of the eutectic alloy LiPb, tritium permeation, corrosion and material compatibility. For each of the experiments proposed an experimental scheme is given explaining the different module conditions and defining the required instrumentation to control and monitor the experimental capsules. In order to carry out the proposed experiments, the LBVM is proposed, located in the medium flux area of the IFMIF hot cell, with capability of up to 16 experimental capsules. Each capsule (24-22 mm of diameter, 80 mm high) will contain the eutectic allow LiPb (up to 50 mm of capsule high) in contact with different material specimens. They will be supported inside rigs or steel pipes. Helium will be used as purge gas, to sweep the tritium generated in the eutectic and permeated through the capsule walls (continuously, during irradiation). These tubes, will be installed in a steel container providing support and cooling for the tubes and hence the inner experimental capsules. The experimental data will consist of on line monitoring signals and the analysis of purge gas by the tritium measurement station. In addition to the experimental signals, the module will produce signals having a safety function and therefore playing a major role in the operation of the module. For an adequate operation of the capsules and to control its temperature, each capsule will be equipped with an electrical heater so the module will to be connected to an electrical power supply. The technical justification behind the dimensioning of each of these parts forming the module is presented supported by tritium transport calculations, thermalhydraulic and structural analysis. One of the main conclusions of the tritium transport calculations is that the measure of the permeated tritium is perfectly achievable by commercial ionization chambers and proportional counters with sensitivity of 10-9 Bq/m3. The results are applicable to all experiments, even to low temperature capsules or to the ones using antipermeation coatings. From a safety point of view, the knowledge of the amount of tritium being swept by the purge gas is a clear indicator of certain problems that may be occurring in the module such a capsule rupture. In addition, the tritium balance in the installation should be known. Losses of purge gas permeated into the refrigerant and the hot cell itself through the container have been assessed concluding that they are negligible for normal operation. Thermal hydraulic calculations were performed in order to optimize the design of experimental capsules and LBVM to fulfill one of the main requirements of the module: to perform experiments at uniform temperatures between 300-550ºC. The necessary cooling of the module and the geometry of the capsules, rigs and testing area of the container were dimensioned. As a result of the analyses, cylindrical capsules and rigs in cylindrical compartments were selected because of their good mechanical behavior (stresses due to fluid pressure are reduced significantly with a cylindrical shape rather than prismatic) and thermal (temperature uniformity in the walls of the tubes and capsules). Fields of pressure, temperature and velocity in different critical areas of the module were obtained concluding that the proposal is feasible. It is important to mention that the use of fluid dynamic codes as ANSYS-CFX (used in this thesis) for designing experimental capsules for IFMIF is not direct. The reason for this is that, under strongly heated helium mini channels, turbulence models tend to underestimate the wall temperature because of the change of helium properties near the wall. Therefore, the different code turbulence models had to be studied in detail and validated against experimental results. ANSYS-CFX SST (Shear Stress Transport Model) for transitional turbulence model has been identified among many others as the suitable one for modeling the cooling helium and the temperature on the walls of experimental capsules. Once the geometry and the main purge and cooling parameters have been defined, the mechanical behavior of each experimental tube or rig including capsules is analyzed. Resulting stresses are compared with the maximum values recommended by applicable structural design codes such as the SDC- IC (Structural Design Criteria for ITER Components) in order to assess the degree of protection against plastic collapse. The conclusion shows that the proposal is mechanically robust. The LBVM involves the use of liquid metals, tritium and the risk associated with neutron activation. The risks related with the handling of liquid metals and tritium are studied in this thesis. In addition, the radiological risks associated with the activation of materials in the module and the residual heat after irradiation are evaluated, including a scenario of loss of coolant. Among the identified conventional risks associated with the module highlights the handling of liquid metals which reactions with water or air are accompanied by the emission of aerosols and fire probability. Regarding the nuclear risks, the generation of radioactive gases such as tritium or volatile radioisotopes such as Po-210 is the main hazard to be considered. An environmental impact associated to possible releases is not expected. Nevertheless, an appropriate handling of capsules, experimental tubes, and container including purge lines is required. After one day after shutdown and one year of irradiation, the experimental area of the module will present a contact dose rate of about 7000 Sv/h, 2300 Sv/h in the experimental capsules and 25 Sv/h in the LiPb. Therefore, the use of remote handling is envisaged for the irradiated module. Finally, the different possibilities for the module manufacturing have been studied. Among the proposed techniques highlights the electro discharge machining, brazing, electron beam welding or laser welding. The bases for the final design of the LBVM have been included in the framework of the this work and included in the intermediate design report of IFMIF which will be developed in future, as part of the IFMIF facility final design.

Relationship between residual stresses and mechanical behavior in ceramic composites

En este trabajo, materiales de tipo alúmina/Y-TZP (ZrO2 tetragonal, estabilizada con 3 mol. % Y2O3), como sistema cerámico popular por sus mejoradas propiedades mecánicas en comparación con las cerámicas de alúmina puras, han sido estudiados en términos de propiedades mecánicas y tensiones residuales. El novedoso método de colado en cinta, consistente en el apilamiento de cintas de cerámica verde a temperatura ambiente y el uso de bajas presiones, se ha escogido para la presente investigación con el fin de poder aprovechar al máximo el futuro desarrollo de materiales laminados de alúmina-óxido de circonio. Se han determinado las propiedades de los materiales obtenidos por este nuevo método de procesamiento comparándolas con las de los materiales obtenidos por “slip casting”, con el fin de analizar si el método propuesto afecta a la microestructura y, por tanto, a las propiedades mecánicas y tensiones residuales propias de estos materiales. Para analizar la idoneidad del proceso de fabricación, utilizado para evitar la presencia de discontinuidades en las intercaras entre las láminas así como otros fenómenos que puedan interferir con las propiedades mecánicas, se estudiaron materiales cerámicos con la misma composición en cintas. Por otra parte también se analizó el efecto de la adición de óxido de circonio sobre la aparición de tensiónes residuales en cerámicas Al2O3/Y-TZP, teniendo en cuenta su notable influencia sobre las propiedades microestructurales y mecánicas de los materiales, así como el requisito de co-sinterización de capas con diferentes materiales compuestos en materiales laminados. La caracterización del material incluye la determinación de la densidad, el análisis de la microestructura, la obtención de las propiedades mecánicas (módulo de elasticidad, dureza, resistencia a la flexión y tenacidad de fractura) así como de las tensiones residuales. En combinación con otros métodos de medida tradicionales, la nanoindentación también se empleó como una técnica adicional para la medida del módulo de elasticidad y de la dureza. Por otro lado, diferentes técnicas de difracción con neutrones, tanto las basadas en longitud de onda constante (CW) como en tiempo de vuelo (TOF), han sido empleadas para la medición fiable de la deformación residual a través del grosor en muestras a granel. Las tensiones residuales fueron determinadas con elevada precisión, aplicando además métodos de análisis apropiados, como por ejemplo el refinamiento de Rietveld. Las diferentes fases en cerámicas sinterizadas, especialmente las de zirconia, se examinaron con detalle mediante el análisis de Rietveld, teniendo en cuenta el complicado polimorfismo del Óxido de Zirconio (ZrO2) así como las posibles transformaciones de fase durante el proceso de fabricación. Los efectos del contenido de Y-TZP en combinación con el nuevo método de procesamiento sobre la microestructura, el rendimiento mecánico y las tensiones residuales de los materiales estudiados (Al2O3/Y-TZP) se resumen en el presente trabajo. Finalmente, los mecanismos de endurecimiento, especialmente los relacionados con las tensiones residuales, son igualmente discutidos. In present work, Alumina/Y-TZP (tetragonal ZrO2 stabilized with 3 mol% Y2O3) materials, as an popular ceramic system with improved mechanical properties compared with the pure alumina ceramics, have been studied in terms of mechanical properties and residual stresses. The novel tape casting method, which involved the stacking of green ceramics tapes at room temperature and using low pressures, is selected for manufacturing and investigation, in order to take full advantage of the future development of alumina-zirconia laminated materials. Features of materials obtained by the new processing method are determined and compared with those of materials obtained by conventional slip casting in a plaster mold, in order to study whether the proposed method of processing affects microstructure and thereby the mechanical properties and residual stresses characteristics of materials. To analyse the adequacy of the manufacturing process used to avoid the presence of discontinuities at the interfaces between the sheets and other phenomena that interfere with the mechanical properties, ceramic materials with the same composition in tapes were investigated. Moreover, the effect of addition of zirconia on residual stress development of Al2O3/Y-TZP ceramics were taken into investigations, considering its significantly influence on the microstructure and mechanical properties of materials as well as the requirement of co-sintering of layers with different composites in laminated materials. The characterization includes density, microstructure, mechanical properties (elastic modulus, hardness, flexure strength and fracture toughness) and residual stresses. Except of the traditional measurement methods, nanoindentation technique was also used as an additional measurement of the elastic modulus and hardness. Neutron diffraction, both the constant-wavelength (CW) and time-of-flight (TOF) neutron diffraction techniques, has been used for reliable through-thickness residual strain measurement in bulk samples. Residual stresses were precisely determined combined with appropriate analysis methods, e.g. the Rietveld refinement. The phase compositions in sintered ceramics especially the ones of zirconia were accurately examined by Rietveld analysis, considering the complex polymorph of ZrO2 and the possible phase transformation during manufacturing process. Effects of Y-TZP content and the new processing method on the microstructure, mechanical performance and residual stresses were finally summarized in present studied Al2O3/Y-TZP materials. The toughening mechanisms, especially the residual stresses related toughening, were theoretically discussed.

Manufacturing of self-passivating tungsten based alloys by different powder metallurgical routes

Self-passivating tungsten based alloys will provide a major safety advantage compared to pure tungsten when used as first wall armor of future fusion reactors, due to the formation of a protective oxide layer which prevents the formation of volatile and radioactive WO3 in case of a loss of coolant accident with simultaneous air ingress. Bulk WCr10Ti2 alloys were manufactured by two different powder metallurgical routes: (1) mechanical alloying (MA) followed by hot isostatic pressing (HIP) of metallic capsules, and (2) MA, compaction, pressureless sintering in H2 and subsequent HIPing without encapsulation. Both routes resulted in fully dense materials with homogeneous microstructure and grain sizes of 300 nm and 1 μm, respectively. The content of impurities remained unchanged after HIP, but it increased after sintering due to binder residue. It was not possible to produce large samples by route (2) due to difficulties in the uniaxial compaction stage. Flexural strength and fracture toughness measured on samples produced by route (1) revealed a ductile-to-brittle-transition temperature (DBTT) of about 950 °C. The strength increased from room temperature to 800 °C, decreasing significantly in the plastic region. An increase of fracture toughness is observed around the DBTT.

The effects of tantalum addition on the microtexture and mechanical behaviour of tungsten for ITER applications

Tungsten (W) and its alloys are very promising materials for producing plasma-facing components (PFCs) in the fusion power reactors of the near future, even as a structural part in them. However, whereas the properties of pure tungsten are suitable for a PFC, its structural applications are still limited due to its low toughness, ductile to brittle transition temperature and recrystallization behaviour. Therefore, many efforts have been made to improve its performance by alloying tungsten with other elements. Hence, in this investigation, the thermo-mechanical performance of two new tungsten-tantalum materials has been evaluated. Materials with We5wt.%Ta and We15wt.%Ta were processed by mechanical alloying (MA) and later consolidation by hot isostatic pressing (HIP), with distinct settings for each composition. Thus, it was possible to determine the relationship between the microstructure and the addition of Ta with the macroscopic mechanical properties. These were measured by means of hardness, flexural strength and fracture toughness, in the temperature range of 300e1473 K. The microstructure and the fracture surfaces features of the tested materials were analysed by Field Emission Scanning Electron Microscopy (FESEM).

Obtenção e caracterização de amido termoplástico e de suas misturas com polipropileno.

Este trabalho está dividido em: obtenção e caracterização de amido termoplástico (TPS); estudo do envelhecimento do TPS e blendas de PP/TPS. O estudo do TPS, foi realizado utilizando amido de milho, 30% em massa de glicerol e outros componentes que variam entre as amostras. Primeiramente foi realizado um planejamento estatístico para obter a composição ótima de TPS. Foram escolhidos cinco parâmetros de entrada: 2 de composição (umidade e teor de ácido cítrico) e 3 de processamento (temperatura, velocidade dos rotores e tempo), visando obter um TPS com propriedades térmicas e mecânicas superiores. De acordo com os resultados de infravermelho, termogravimetria, microscopia ótica (MO) e microscopia eletrônica de varredura (MEV) foram escolhidas 2 composições. Estas foram calandradas e confeccionadas para obtenção dos corpos de prova de tração. Os resultados dos ensaios mecânicos mostraram que amostras com teor de ácido cítrico de aproximadamente 2% em massa apresentam os maiores valores de módulo de elasticidade e resistência à tração. Com estes resultados foram realizadas novas composições com outros ácidos carboxílicos: adípico, málico e tartárico e amostras sem ácidos. As curvas de torque indicaram que as amostras sem ácido carboxílico e com ácido adípico perdem água durante o processamento. Analisando os resultados verifica-se que o TPS com os ácidos málico e tartárico apresentam melhores propriedades mecânicas e térmicas. Também foi analisado o envelhecimento, e notou-se que com o tempo as amostras tendem a perder plastificante, modificando suas propriedades mecânicas e sua cristalinidade. Entretanto, durante o intervalo de um ano, as amostras de TPS com ácido málico e tartárico não sofreram perda significativa de plastificante. Por último, foram obtidas blendas de PP reciclado com TPS nas composições 50/50, 60/40 e 70/30 em massa, respectivamente, com e sem adição de ácidos: cítrico, málico e tartárico e anidrido maleico. As amostras foram caracterizadas por FTIR, DRX, reometria capilar, MEV e por teste de resistência à tração. Micrografias obtidas por MEV indicaram que todas as composições estudadas possuem morfologia predominantemente co-contínua. A presença dos ácidos, geralmente, reduz os valores das propriedades mecânicas da blenda de PP com TPS e a adição de PP-g-MA é mais efetiva nas blendas sem adição de ácido. Ao analisar o envelhecimento das blendas com adição de ácidos tartárico e málico, notou-se que as propriedades mecânicas não foram alteradas em função do tempo de estocagem.

Effect of Si additions and heat treatment on the mechanical behaviour of an Al-5Mg casting alloy

Adding 1%Si to binary Al-5Mg alloy slightly increases the yield stress in comparison with the Si free alloy but dramatically reduces the ductility and tensile strength due to the formation of brittle eutectic Mg2Si and pi-Al8FeMg3Si6 particles. Adding 3%Si slightly reduces the yield stress, presumably due to some of the Mg being tied up in the Mg2Si, and further reduces the ductility due to the increased volume fraction of intermetallics. Solution heat treatment at 436degreesC decreases the yield stress of both Si containing alloys, and slightly increases the ductility in the alloy with 3%Si. Subsequent ageing at 180degreesC has no further effects on the strength or ductility. The loss in strength of the heat treated alloys seems to be due to overageing Of Mg2Si precipitates dispersed in the bulk of the alloy. (C) 2004 W. S. Maney Son Ltd.

Prediction of the growth of wear-type rail corrugation

The growth behaviour of the vibrational wear phenomenon known as rail corrugation is investigated analytically and numerically using mathematical models. A simplified feedback model for wear-type rail corrugation that includes a wheel pass time delay is developed with an aim to analytically distil the most critical interaction occurring between the wheel/rail structural dynamics, rolling contact mechanics and rail wear. To this end, a stability analysis on the complete system is performed to determine the growth of wear-type rail corrugations over multiple wheelset passages. This analysis indicates that although the dynamical behaviour of the system is stable for each wheel passage, over multiple wheelset passages, the growth of wear-type corrugations is shown to be the result of instability due to feedback interaction between the three primary components of the model. The corrugations are shown analytically to grow for all realistic railway parameters. From this analysis an analytical expression for the exponential growth rate of corrugations in terms of known parameters is developed. This convenient expression is used to perform a sensitivity analysis to identify critical parameters that most affect corrugation growth. The analytical predictions are shown to compare well with results from a benchmarked time-domain finite element model. (C) 2004 Elsevier B.V. All rights reserved.

Tooth wear: diet analysis and advice

Diet analysis and advice for patients with tooth wear is potentially the most logical intervention to arrest attrition, erosion and abrasion. It is saliva that protects the teeth against corrosion by the acids which soften enamel and make it susceptible to wear. Thus the lifestyles and diet of patients at risk need to be analysed for sources of acid and reasons for lost salivary protection. Medical conditions which put patients at risk of tooth wear are principally: asthma, bulimia nervosa, caffeine addiction, diabetes mellitus, exercise dehydration, functional depression, gastroesophageal reflux in alcoholism, hypertension and syndromes with salivary hypofunction. The sources of acid are various, but loss of salivary protection is the common theme. In healthy young Australians, soft drinks are the main source of acid, and exercise dehydration the main reason for loss of salivary protection. In the medically compromised, diet acids and gastroesophageal reflux are the sources, but medications are the main reasons for lost salivary protection. Diet advice for patients with tooth wear must: promote a healthy lifestyle and diet strategy that conserves the teeth by natural means of salivary stimulation; and address the specific needs of the patients' oral and medical conditions. Individualised, patient-empowering erosion WATCH strategies; on Water, Acid, Taste, Calcium and Health, are urgently required to combat the emerging epidemic of tooth wear currently being experienced in westernised societies.

Wear-type rail corrugation prediction: Field study

Rail corrugation consists of undesirable periodic fluctuations in wear on railway track and costs the railway industry substantially for it's removal by regrinding. Much research has been performed on this problem, particularly over the past two decades, however, a reliable cure remains elusive for wear-type corrugations. Recently the growth behaviour of wear-type rail corrugation-has been investigated using theoretical and experimental models as part of the RailCRC Project (#18). A critical part of this work is the tuning and validation of these models via an extensive field testing program. Rail corrugations have been monitored for 2 years on sites throughout Australia. Measured rail surface profiles are used to determine corrugation growth rates on each site. Growth rates and other characteristics are compared with theoretical predictions from a computer model for validation. The results from several pertinent sites are presented and discussed.