Design of a multifunctional yttrium oxide coating for breeding blanket concepts

Materials are proving to be the major bottleneck for the development of a fusion-based nuclear reactor, considering its severe operative conditions. This is especially true for the breeding blanket, a key component of this technology. It consists of a set of D-shaped moduli surrounding the reactor’s main vessel having a threefold purpose: provide the thermal energy extraction, act as a radiation shield and breed tritium, since this is a component of the fuel for the fusion reaction and it is not present in nature. The most stringent requirements for the materials are the corrosion resistance in heavy liquid metals, the changes in properties induced by irradiation and the ability to perform as a tritium permeation barrier. Since traditional structural materials employed in the nuclear industry are not able to face these strict conditions, new solutions should be investigated. In the last few years, the deposition of coatings has been proposed as an answer to this issue. In particular, the deposition of compact ceramic coatings by means of the Pulsed Laser Deposition (PLD) technique showed very interesting results. As a matter of fact, the deposited coating exhibit outstanding corrosion resistance and mechanical properties, combining the inertness, the wear resistance and the hardness typical of ceramic materials with a very low mismatch of elastic properties with steels. Yttrium oxide was identified as a possible candidate material to be deposited on the walls of a breeding blanket. Hence, its main characteristics were investigated, paying particular attention to its thermal stability and its mechanical properties. Additionally, corrosion tests in molten stagnant Pb 16Li and hydrogen permeation tests were carried out, in order to study the performances of the thin film as a protective barrier.

Introduzione Attualmente circa l’80 % dell’energia primaria mondiale deriva da fonti fossili. L’utilizzo di questo tipo di combustibili si pone all’origine di alcune questioni fondamentali per la società moderna, quali l’inquinamento e il cambiamento climatico. In questo quadro, l’impiego di fonti energetiche alternative risulta essere un’ottima soluzione al problema. In particolar modo, l’energia derivante da reazioni di tipo nucleare si presenta come una fonte d’energia a basse emissioni di CO2 e particolati, sicura ed affidabile. Ad oggi, l'energia nucleare deriva solamente da centrali termonucleari a fissione, le quali coprono circa il 10% della domanda mondiale di elettricità. Per il prossimo futuro, il progetto più promettente è la realizzazione di un impianto di potenza basato su reazioni di fusione nucleare. In realtà la strada per il raggiungimento della maturità per questa tecnologia è ancora lunga, e, nelle più rosee aspettative, il primo reattore dimostrativo (DEMO) sarà operativo non prima del 2050. Uno dei principali “colli di bottiglia” è rappresentato dai materiali, i quali dovranno affrontare condizioni estreme di impiego. Questo è specialmente vero per il cosiddetto breeding blanket, uno dei componenti chiave di un reattore a fusione. Si tratta di un set di moduli che circonda la camera principale di reazione, avente un triplice scopo: provvedere all’estrazione dell’energia termica, agire da barriera per le radiazioni e assicurare l’autosufficienza dell’impianto producendo trizio. Il trizio è una componente fondamentale del combustibile del reattore a fusione, ma non è presente in natura. Per questo motivo avere una sorgente di tritio in situ è ottimale per rigenerare il combustibile consumato durante la regolare attività dell’impianto. L’obiettivo principale di questa tesi è quello di investigare quali siano i requisiti più stringenti per i materiali costituenti un breeding blanket, e in seguito identificare una possibile soluzione selezionando un materiale capace di soddisfare tali requisiti. Requisiti per i materiali di un breeding blanket La maggior parte dei progetti attualmente considerati per un breeding blanket prevede l’utilizzo di una lega liquida fluente di piombo-litio alla composizione eutettica (Pb-16Li) agente da fertilizzante per la generazione di trizio, e talvolta da refrigerante dell’intero set di moduli. I tradizionali materiali strutturali impiegati nell’industria nucleare non sono in grado di esplicare le loro funzioni quando immersi in metalli pesanti liquidi (quale il piombo), per via dei processi di corrosione dissolutiva che li colpiscono. Per questo motivo, negli ultimi anni, l’applicazione di rivestimenti protettivi è stata proposta come risposta a questo problema. In particolare, la deposizione di rivestimenti ceramici compatti mediante la tecnica di deposizione mediante laser pulsato (Pulsed Laser Deposition, PLD) ha prodotto risultati parecchio interessanti. Infatti, il rivestimento depositato presenta eccezionali proprietà meccaniche e resistenza alla corrosione, combinando l'inerzia, la resistenza all'usura e la durezza tipica dei materiali ceramici con una discrepanza di proprietà elastiche molto bassa rispetto agli acciai. La presenza del litio in lega con il piombo pone un ulteriore vincolo alla scelta del materiale. Infatti, essendo il litio un agente altamente riducente, è possibile che esso sia in grado di ridurre il materiale ceramico, danneggiando così lo strato protettivo depositato ed esponendo a successiva corrosione l’acciaio sottostante. Per questo motivo un’accorta analisi delle proprietà termodinamiche di vari materiali ceramici è fondamentale. Inoltre, tra i materiali candidati, quelli caratterizzati da buona conducibilità elettrica andranno esclusi. Questo perché sono state osservate considerevoli perdite di carico dovuti ad effetti magnetoidrodinamici che sorgono quando due mezzi conduttori immersi in un campo magnetico si trovano a scorrere uno sull’altro. Ciò potrebbe portare all'incapacità di mantenere la portata fluente necessaria e alla generazione di sollecitazioni meccaniche che superano i limiti ammissibili dei materiali strutturali. Isolare elettricamente il flusso di metallo liquido dalle pareti circostanti per mezzo di un rivestimento isolante è il modo più promettente per mitigare questi effetti. La tecnica PLD permette inoltre di ottenere rivestimenti densi, compatti e libero da difetti e criccature. Questa qualità permette di migliorare ampiamente le prestazioni del film sottile per quanto riguardo sia la resistenza a corrosione sia l’isolamento elettrico, ma permette anche al rivestimento di operare come una barriera altamente performante contro la permeazione di trizio. Gli isotopi dell’idrogeno, avendo un raggio atomico ridotto, diffondono facilmente attraverso gli acciai strutturali, soprattutto nell’intervallo di temperature operative che ci si aspetta per questo tipo di impianto. Impedire al trizio di permeare attraverso le pareti del suo contenimento è di fondamentale importanza in quanto esso rappresenta il combustibile della reazione di fusione, di conseguenza ogni perdita sarebbe svantaggiosa per l’autosufficienza dell’impianto, ma anche perché il trizio è un gas radioattivo, e una dispersione di tale gas comporterebbe un serio rischio radiologico. L’ossido di ittrio è stato selezionato come un possibile candidato. Esso è termodinamicamente stabile in litio liquido, non viene dissolto dal piombo e possiede un’elevata resistività elettrica. Per di più, è possibile affermare che l’ossido di ittrio si comporta adeguatamente sotto irraggiamento, grazie ad una bassa sezione di cattura neutronica. L’ossido di ittrio è stato inoltre scelto come oggetto di studio sia perché le sue proprietà non sono state ancora estensivamente investigate (specialmente per quanto riguardo i film sottili) ma anche perché le sue caratteristiche sono promettenti per diverse applicazioni, soprattutto in ambito ottico. Test sperimentali e conclusioni Diverse analisi sono state effettuate per stabilire le principali caratteristiche del film depositato. Inizialmente il rivestimento è stato esaminato dal punto di vista cristallografico mediante diffrazione di raggi X (X-Ray Diffraction, XRD), rivelando struttura amorfa. Successivamente la sua stabilità termica è stata testata mediante ricottura a temperature crescenti (da 150°C fino a 650°C): il film rimane adeso al substrato e nessun danno causato dal processo di ricottura è stato individuato. Tramite la tecnica XRD è stato possibile anche individuare l’intervallo di temperatura in cui avviene la transizione dalla struttura amorfa a quella cristallina (tra 200°C e 250°C). Grazie alla sovrapposizione di informazioni provenienti da prove di nanoindentazione, spettroscopia Brillouin ed ellissometria, è stato possibile caratterizzare il rivestimento ceramico dal punto di vista meccanico. Risulta che l'ossido di ittrio possiede proprietà meccaniche simili a quelle dell'acciaio, con un’eccezionale riserva plastica e un elevato rapporto di durezza su modulo elastico. Un campione d’acciaio ricoperto con ossido di ittrio è stato dunque immerso in Pb-16Li statico per 1000 ore a 550°C per verificarne la compatibilità chimica. Il materiale ha dimostrato di possedere ottime caratteristiche anti corrosione poiché, dopo l’estrazione dal bagno di metallo liquido, il rivestimento non presenta alcun danno e il substrato risulta inalterato. È stata misurata anche la resistività elettrica del rivestimento. Il valore ottenuto soddisfa i requisiti minimi di progettazione per evitare forti perdite di carico. Infine, sono state testate le prestazioni anti permeazione del rivestimento. Gli esperimenti sono attualmente in corso e sono stati riportati solamente alcuni risultati preliminari. In conclusione, l’ossido di ittrio si è dimostrato essere un ottimo materiale in grado di soddisfare tutti i requisiti precedentemente delineati, risultando essere un eccellente candidato per l’impiego come barriera protettiva multifunzionale in ambienti altamente aggressivi, quali un breeding blanket.