Investigation of neutron irradiation effects on the radiological and structural properties of tungsten materials for fusion energy applications

Abstract

The pursuit of sustainable, long-term energy solutions has intensified in recent years due to escalating global energy demands, driven by population growth, rising energy consumption per capita, and the limitations of conventional energy sources. Among the leading alternatives, nuclear fusion presents a promising pathway for future energy production, due to its potential for high energy output, minimal environmental impact, and inherent safety features. However, the successful realization of mass-scale fusion power depends on the performance and durability of plasma-facing materials (PFMs), which must endure extreme operational conditions, including exposure to high-energy neutrons, high temperatures, and intense particle fluxes. Tungsten (W) is a promising armor material for the divertor and the first wall in future fusion reactors, due to its numerous advantageous properties such as high melting point, high thermal conductivity, high thermal shock resistance, low coefficient of thermal expansion, high sputtering resistance, low hydrogen retention as well as low neutron activation. However, during neutron irradiation, W may undergo complex physical and compositional changes, including displacement damage within the crystal lattice and nuclear transmutations. These phenomena can significantly alter the material’s properties and thus impact reactor safety, longevity, and performance. While theoretical models have advanced our understanding of these effects, there remains a lack of integrated experimental validation of both transmutation behavior and defect evolution in W. The aim of this doctoral thesis is to provide a comprehensive experimental investigation of neutron-induced transmutations and open volume defects in three different types of tungsten materials (single crystal (SC), forged bar, and "cold"-rolled sheet) irradiated at temperatures and doses which are representative of the conditions anticipated in the plasma-facing components of ITER The SC serves as a model system for the investigation of the defect evolution, since in its non-irradiated state presents almost no dislocations and has the highest purity. The first objective of this study is to validate radionuclide inventory calculations of the transmutation products in W using γ-spectroscopy. These measurements are then compared against numerical calculations performed with the FISPACT-II inventory code, incorporating cross-section data from established nuclear data libraries. The second objective is to investigate the irradiation-induced open volume defects using positron annihilation lifetime spectroscopy (PALS), to determine key microstructural parameters such as the total dislocation line density and effective void length density as a function of irradiation temperature and dose. The neutron irradiation experiments were conducted at the Belgian Material Test Reactor (BR2), where tungsten samples were subjected to fast neutron fluxes of approximately 7×10¹⁴ n/cm²/s (>0.1 MeV). The irradiation was performed at doses ranging from 0.12 to 0.83 displacements per atom (dpa) and at temperatures of 600, 800, 900 and 1200 °C. Notwithstanding the current study refers to neutron irradiations performed in a fission reactor, it is noted that the fission neutron spectrum is considered as adequately representative of the one encountered, for example, in the DEMO divertor. The main isotope production mechanism is via neutron capture reactions justifying the irradiation performed in a fission spectrum. Validation of the transmutation products calculation was performed by comparing calculated and experimental γ-spectroscopy specific activities for five detected isotopes. To this end, Monte Carlo simulations using MCNP 6.1 were employed to determine the neutron spectrum at each irradiation capsule and the resulting spectrum served as input for the FISPACT-II simulations. The comparison between experimental and calculated specific activities showed satisfactory agreement in some cases, while in others discrepancies were observed. These discrepancies show the limitations of current nuclear data in accurately describing the reactions occurring in neutron-irradiated tungsten. The results suggest that FISPACT-II inventory calculations using the TENDL-2019 provide a reliable estimate of Re and Os concentrations while EAF-2010 is more appropriate for calculating the Ta concentration in the samples. However, they also show the need for refined cross-section evaluations, particularly in the resonance energy range of neutron capture reactions, to enhance predictive accuracy in future applications, such as in fusion technology. A detailed investigation of the radiation-induced open volume defects was performed on the W samples using the PALS technique. The defects observed in the non-irradiated polycrystalline samples were dislocations and mono-vacancies with the "cold"-rolling process generating a greater density of dislocations compared to the forging process. The analysis of the PALS spectra of the irradiated W samples showed that neutron irradiation induced the formation of further dislocations, mono-vacancies, and large vacancy clusters (voids) having a diameter larger than 1 nm across all W grades. The irradiation temperature was found to significantly influence the defect evolution. In SC tungsten, an increase in temperature from 600 °C to 1200 °C led to a decrease in the average positron lifetime, indicative of defect recovery most probably associated with the coalescence of small voids into larger ones and the annihilation of dislocations and mono-vacancies. The bar exhibited maximum average positron lifetime at the irradiation temperatures of 800–900 °C, while the "cold"-rolled sheet demonstrated an increase in the average positron lifetime with temperature up to 900 °C followed by either a saturation or decrease of the increase rate at the irradiation temperature of 1200 °C. The different behavior of the mean positron lifetime for the three W grades indicates that the thermally activated defect recovery mechanisms are less effective in the presence of dislocations and the higher the inherent dislocation density is the more difficult it becomes for the irradiation induced defects to be annihilated as the irradiation temperature increases.As the irradiation temperature increases from 600 to 1200 °C, the short lifetime, which reflects annihilation in dislocations, mono-vacancies, and the defect-free bulk, decreases for all grades. The SC consistently exhibits the lowest values, indicating lower dislocation density and possibly mono-vacancies than bar and sheet. The long lifetime, which corresponds to positron annihilations in voids, increases as the irradiation temperature increases from 600 to 1200 °C for all grades, indicating that higher irradiation temperatures promote the growth of larger voids. However, in the SC, the long lifetime saturates after irradiation at 900 °C, indicating that the voids attain a critical size beyond which positron lifetime becomes insensitive to the void size. These observations suggest that the initial microstructure of the polycrystalline materials suppresses the defect recovery mechanisms. Further insight into defect evolution was provided by the application of the positron trapping model on the PALS spectra, which enabled the quantification of total dislocation line density and effective void length density. As the irradiation temperature increases from 600 to 1200 °C both the total dislocation line density and the effective void length density decrease for all irradiation doses. However, this decrease is more evident in the case of SC. These findings support the interpretation that thermally activated defect recovery mechanisms are less effective in these W grades. At low irradiation doses (0.12 and 0.19 dpa), all tungsten grades exhibited similar levels of radiation-induced damage, while a decrease was observed in the defect densities at 0.54 dpa across all materials which, in combination with the reduced specific activity data from γ-spectroscopy, suggests that the incident neutron fluence on these samples was lower than the nominal value. At the irradiation dose of 0.83 dpa, only the SC showed a notable increase in defect densities, whereas in the bar and especially in the sheet, the irradiation dose had little to no effect or even led to a reduction in radiation damage. Finally, the defect densities determined by the use of the trapping model are compared with those observed in TEM and the discrepancies are discussed. The present thesis provides an experimental investigation of neutron-induced transmutation and open volume defect accumulation in tungsten under irradiation temperatures and doses representative of the conditions anticipated in the plasma-facing components of ITER. By combining γ-spectroscopy and positron annihilation lifetime spectroscopy measurements, the study validates the existing nuclear data on the main transmutation reactions of W and investigates the evolution of defect formation and recovery, as a function of irradiation temperature, dose and W grade. Overall, this work contributes to the refinement of damage models employed in fusion material design and provides critical insights for material selection aimed at extending the operational lifetime of plasma-facing components in future fusion reactors.

Η αναζήτηση βιώσιμων και μακροπρόθεσμων ενεργειακών λύσεων έχει ενταθεί τα τελευταία χρόνια λόγω της κλιμάκωσης των παγκόσμιων ενεργειακών αναγκών, η οποία οφείλεται στην αύξηση του πληθυσμού, στην αύξηση της κατά κεφαλήν κατανάλωσης ενέργειας και στους περιορισμούς των συμβατικών πηγών ενέργειας. Μεταξύ των κορυφαίων εναλλακτικών λύσεων, η πυρηνική σύντηξη αποτελεί μια πολλά υποσχόμενη εναλλακτική για τη μελλοντική παραγωγή ενέργειας, λόγω της δυνατότητας υψηλής ενεργειακής απόδοσης, των ελάχιστων περιβαλλοντικών επιπτώσεων και των εγγενών χαρακτηριστικών ασφαλείας. Ωστόσο, η επιτυχής υλοποίηση της πυρηνικής σύντηξης για παραγωγή ενέργειας σε μαζική κλίμακα εξαρτάται από την απόδοση και την αντοχή των υλικών του εσωτερικού τοιχώματος ενός αντιδραστήρα σύντηξης (Plasma Facing Materials), τα οποία πρέπει να αντέχουν σε ακραίες συνθήκες λειτουργίας, συμπεριλαμβανομένης της έκθεσης σε νετρόνια υψηλής ενέργειας, υψηλές θερμοκρασίες και έντονες ροές σωματιδίων. Το βολφράμιο (W) είναι ένα πολλά υποσχόμενο υλικό για τον εκτροπέα (divertor) και το εσωτερικό τοίχωμα στους μελλοντικούς αντιδραστήρες σύντηξης, λόγω των πολυάριθμων πλεονεκτημάτων του, όπως το υψηλό σημείο τήξης, η υψηλή θερμική αγωγιμότητα, η υψηλή αντοχή σε θερμικά σοκ, ο χαμηλός συντελεστής θερμικής διαστολής, η αντοχή στη διάβρωση από σωματίδια (sputtering), η χαμηλή κατακράτηση υδρογόνου καθώς και η χαμηλή ενεργοποίηση από τα νετρόνια. Ωστόσο, κατά τη διάρκεια της νετρονικής ακτινοβόλησης, το W μπορεί να υποστεί πολύπλοκες αλλαγές στις φυσικές και δομικές του ιδιότητες, όπως μετατοπίσεις στο κρυσταλλικό πλέγμα και πυρηνικές μεταστοιχειώσεις. Αυτά τα φαινόμενα μπορούν να μεταβάλουν σημαντικά τις ιδιότητες του υλικού και να επηρεάσουν έτσι την ασφάλεια, τη διάρκεια ζωής και τη συνολική απόδοση του αντιδραστήρα. Παρά την πρόοδο των θεωρητικών μοντέλων στην κατανόηση αυτών των φαινομένων, εξακολουθεί να υπάρχει έλλειψη ολοκληρωμένων πειραματικών δεδομένων που να επαληθεύουν τόσο τη συμπεριφορά των προϊόντων μεταστοιχείωσης όσο και την εξέλιξη των ατελειών ανοιχτού όγκου στο βολφράμιο υπό θερμοκρασίες και δόσεις ακτινοβόλησης σχετικές με εκείνες των μελλοντικών πυρηνικών αντιδραστήρων σύντηξης. Σκοπός της παρούσας διδακτορικής διατριβής είναι η ολοκληρωμένη πειραματική μελέτη των μεταστοιχειώσεων και των ατελειών ανοικτού όγκου που προκαλούνται από τα νετρόνια σε τρεις διαφορετικούς τύπους υλικών βολφραμίου (μονοκρύσταλλος (SC), σφυρηλατημένη ράβδος (bar) και πλάκα βολφραμίου υπό ψυχρή έλαση (sheet) που ακτινοβολούνται σε θερμοκρασίες και δόσεις που είναι αντιπροσωπευτικές των συνθηκών που αναμένονται στα συστατικά του ITER που αντιμετωπίζουν το πλάσμα. Το SC χρησιμεύει ως πρότυπο για τη διερεύνηση της εξέλιξης των ατελειών, καθώς στην μη ακτινοβολημένη του κατάσταση δεν παρουσιάζει σχεδόν καθόλου εξαρθρώσεις και έχει την υψηλότερη καθαρότητα. Ο πρώτος στόχος της μελέτης είναι η επικύρωση των υπολογισμών για τις συγκεντρώσεις των προϊόντων μεταστοιχείωσης στο W με τη χρήση της γ-φασματοσκοπίας. Οι μετρήσεις αυτές συγκρίνονται στη συνέχεια με αριθμητικούς υπολογισμούς που πραγματοποιούνται με τον κώδικα FISPACT-II, χρησιμοποιώντας δεδομένα ενεργών διατομών από καθιερωμένες βιβλιοθήκες πυρηνικών δεδομένων. Ο δεύτερος στόχος είναι η διερεύνηση των ατελειών ανοικτού όγκου που προκαλούνται κατά την ακτινοβόληση, με τη χρήση φασματοσκοπίας χρόνου ζωής εξαΰλωσης ποζιτρονίων (PALS), για τον προσδιορισμό βασικών παραμέτρων της μικροδομής του υλικού, όπως η συνολική πυκνότητα των γραμμικών εξαρθρώσεων (total dislocation line density) και η πυκνότητα του ενεργού μήκους κενοπλεγματικών (effective void length density) σε διάφορες θερμοκρασίες και δόσεις ακτινοβόλησης. Οι ακτινοβολήσεις διεξήχθησαν στον Βελγικό Αντιδραστήρα Δοκιμής Υλικών (BR2), όπου τα δείγματα βολφραμίου υποβλήθηκαν σε ροές ταχέων νετρονίων της τάξης των 7×10¹⁴ n/cm²/s (>0,1 MeV). Η ακτινοβόληση πραγματοποιήθηκε σε δόσεις που κυμαίνονταν από 0.12 έως 0.83 μετατοπίσεις ανά άτομο (dpa) και σε θερμοκρασίες 600, 800, 900 και 1200 °C. Παρά το γεγονός ότι η παρούσα μελέτη αναφέρεται σε ακτινοβόληση νετρονίων η οποία εκτελείται σε αντιδραστήρα σχάσης, σημειώνεται ότι το φάσμα νετρονίων σχάσης θεωρείται επαρκώς αντιπροσωπευτικό αυτού που συναντάται, για παράδειγμα, στον εκτροπέα του αντιδραστήρα DEMO. Ο κύριος μηχανισμός παραγωγής ισοτόπων είναι μέσω αντιδράσεων σύλληψης νετρονίων, γεγονός που δικαιολογεί την ακτινοβόληση με νετρονικό φάσμα σχάσης. Για την επαλήθευση των υπολογισμών των προϊόντων μεταστοιχείωσης, πραγματοποιήθηκαν υπολογισμοί ειδικής ενεργότητας για τα πέντε ραδιενεργά ισότοπα που ανιχνεύθηκαν, οι οποίοι συγκρίθηκαν με τις πειραματικές τιμές ειδικής ενεργότητας από τις μετρήσεις γ-φασματοσκοπίας. Για να επιτευχθεί αυτό, χρησιμοποιήθηκαν προσομοιώσεις Monte Carlo με τη χρήση του MCNP 6.1 για τον προσδιορισμό του φάσματος νετρονίων σε κάθε κάψουλα ακτινοβόλησης και το φάσμα που προέκυψε χρησιμοποιήθηκε στις προσομοιώσεις με το FISPACT-II. Η σύγκριση μεταξύ των πειραματικών και των υπολογισμένων τιμών ειδικής ενεργότητας έδειξε ότι σε ορισμένες περιπτώσεις επιτεύχθηκε ικανοποιητική συμφωνία, ενώ σε άλλες παρατηρήθηκαν σημαντικές αποκλίσεις. Οι διαφορές αυτές αντικατοπτρίζουν την ακρίβεια των σημερινών πυρηνικών δεδομένων στην περιγραφή των αντιδράσεων που συμβαίνουν στο W όταν ακτινοβολείται με νετρόνια. Τα αποτελέσματα υποδηλώνουν ότι οι υπολογισμοί με το FISPACT-II και την βιβλιοθήκη ενεργών διατομών TENDL-2019 παρέχουν μια αξιόπιστη εκτίμηση των συγκεντρώσεων Re και Os, ενώ η βιβλιοθήκη ενεργών διατομών EAF-2010 είναι πιο κατάλληλη για τον υπολογισμό της συγκέντρωσης Ta στα δείγματα. Ωστόσο, τα αποτελέσματα υποδεικνύουν επίσης την ανάγκη για βελτιωμένες αξιολογήσεις ορισμένων ενεργών διατομών, ειδικά στο ενεργειακό εύρος των συντονισμών στις αντιδράσεις σύλληψης νετρονίων. Μια λεπτομερής μελέτη των ατελειών ανοικτού όγκου πραγματοποιήθηκε στα ακτινοβολημένα δείγματα W χρησιμοποιώντας την τεχνική PALS. Οι ατέλειες που παρατηρήθηκαν στα μη ακτινοβολημένα πολυκρυσταλλικά υλικά χαρακτηρίστηκαν ως εξαρθρώσεις και μονοπλεγματικά κενά, με τη διαδικασία ψυχρής έλασης να οδηγεί σε μεγαλύτερη πυκνότητα εξαρθρώσεων σε σύγκριση με τη διαδικασία σφυρηλάτησης. Η ανάλυση των φασμάτων PALS στα ακτινοβολημένα δείγματα έδειξε ότι η ακτινοβόληση με νετρόνια προκάλεσε το σχηματισμό περεταίρω εξαρθρώσεων, μονοπλεγματικών κενών και μεγάλων συμπλεγμάτων κενοπλεγματικών (voids) με διάμετρο μεγαλύτερη από 1 nm, σε όλα τα υλικά. Η θερμοκρασία ακτινοβόλησης βρέθηκε να επηρεάζει σημαντικά την εξέλιξη των ατελειών. Στο SC, η αύξηση της θερμοκρασίας από 600 °C σε 1200 °C οδήγησε σε μείωση του μέσου χρόνου ζωής των ποζιτρονίων, γεγονός που υποδηλώνει την αποκατάσταση των ατελειών ανοιχτού όγκου και που πιθανώς σχετίζεται με τη συγχώνευση μικρών συμπλεγμάτων κενοπλεγματικών σε μεγάλα κενά και την εξαΰλωση των εξαρθρώσεων και των μονοπλεγματικών κενών. Το bar υλικό παρουσίασε τον μέγιστο μέσο χρόνο ζωής ποζιτρονίων στις θερμοκρασίες ακτινοβόλησης των 800-900 °C, ενώ το sheet παρουσίασε μια αύξηση στον μέσο χρόνο ζωής των ποζιτρονίων με την αύξηση της θερμοκρασίας έως τους 900 °C, ακολουθούμενη είτε από κορεσμό είτε από μείωση του ρυθμού αύξησης στη θερμοκρασία ακτινοβόλησης των 1200 °C. Η διαφορετική συμπεριφορά του μέσου χρόνου ζωής ποζιτρονίων για τα τρία υλικά W υποδεικνύει ότι οι θερμικά ενεργοποιούμενοι μηχανισμοί αποκατάστασης των ατελειών είναι λιγότερο αποτελεσματικοί παρουσία εξαρθρώσεων και όσο υψηλότερη είναι η εγγενής πυκνότητα των εξαρθρώσεων, τόσο πιο δύσκολο γίνεται να εξαλειφθούν οι ατέλειες καθώς αυξάνεται η θερμοκρασία ακτινοβόλησης. Καθώς η θερμοκρασία ακτινοβόλησης αυξάνεται από 600 σε 1200 °C, ο μικρός χρόνος ζωής, ο οποίος αντανακλά την εξαΰλωση σε εξαρθρώσεις, μονοπλεγματικά κενά και στο τμήμα του υλικού χωρίς ατέλειες (bulk), μειώνεται για όλα τα είδη W. Το SC εμφανίζει σταθερά τις χαμηλότερες τιμές, υποδεικνύοντας χαμηλότερη πυκνότητα εξαρθρώσεων και πιθανώς μονοπλεγματικών κενών από τα bar και sheet. Ο μεγάλος χρόνος ζωής, ο οποίος αντιστοιχεί σε εξαΰλωση ποζιτρονίων σε κενά, αυξάνεται καθώς η θερμοκρασία ακτινοβόλησης αυξάνεται από 600 σε 1200 °C για όλα τα υλικά, υποδεικνύοντας ότι οι υψηλότερες θερμοκρασίες ακτινοβόλησης προάγουν την ανάπτυξη μεγαλύτερων κενών. Ωστόσο, στο SC, ο μεγάλος χρόνος ζωής παθαίνει κορεσμό μετά την ακτινοβόληση στους 900 °C, υποδεικνύοντας ότι τα κενά φτάνουν σε ένα κρίσιμο μέγεθος πέρα από το οποίο ο χρόνος ζωής των ποζιτρονίων καθίσταται μη ευαίσθητος σε περαιτέρω αύξηση του μεγέθους του κενού. Αυτές οι παρατηρήσεις υποδηλώνουν ότι η αρχική μικροδομή των πολυκρυσταλλικών υλικών καταστέλλει τους μηχανισμούς αποκατάστασης ατελειών ανοιχτού όγκου. Περαιτέρω πληροφορίες για την εξέλιξη των ατελειών ανοιχτού όγκου προέκυψαν κατά την εφαρμογή του μοντέλου παγίδευσης ποζιτρονίων στα φάσματα του PALS, η οποία επέτρεψε την ποσοτικοποίηση της total dislocation line density και της effective void length density. Καθώς η θερμοκρασία ακτινοβόλησης αυξάνεται από 600 σε 1200 °C, τόσο η total dislocation line density όσο και η effective void length density μειώνονται για όλες τις δόσεις ακτινοβόλησης. Ωστόσο, αυτή η μείωση είναι πιο εμφανής στην περίπτωση του SC. Αυτά τα ευρήματα υποστηρίζουν την ερμηνεία ότι οι θερμικά ενεργοποιούμενοι μηχανισμοί αποκατάστασης ατελειών είναι λιγότερο αποτελεσματικοί στα πολυκρυσταλλικά υλικά. Στις χαμηλές δόσεις ακτινοβόλησης (0.12 και 0.19 dpa), όλα τα υλικά βολφραμίου εμφάνισαν παρόμοια επίπεδα ζημιάς από την ακτινοβολία, ενώ παρατηρήθηκε μείωση στις πυκνότητες των ατελειών στην δόση των 0.54 dpa σε όλα τα υλικά, η οποία, σε συνδυασμό με τις μειωμένες τιμές ειδικής ενεργότητας που προέκυψαν από τη γ-φασματοσκοπία, υποδηλώνει ότι η προσπίπτουσα ροή νετρονίων σε αυτά τα δείγματα ήταν χαμηλότερη από την ονομαστική τιμή. Στη δόση ακτινοβόλησης των 0.83 dpa, μόνο το SC έδειξε αξιοσημείωτη αύξηση στις πυκνότητες των ατελειών, ενώ στο bar και ιδιαίτερα στο sheet, η δόση ακτινοβόλησης είχε ελάχιστη έως μηδενική επίδραση, ή ακόμη και να οδήγησε σε μείωση της ζημιάς. Τέλος, οι πυκνότητες που προσδιορίστηκαν με τη χρήση του μοντέλου παγίδευσης συγκρίνονται με εκείνες που προκύπτουν από το TEM και συζητούνται οι αποκλίσεις που παρατηρούνται. Η παρούσα διατριβή παρέχει μια πειραματική διερεύνηση των μεταστοιχειώσεων που προκαλούνται από τη νετρονική ακτινοβόληση και της συσσώρευσης των ατελειών ανοιχτού όγκου στο W υπό θερμοκρασίες και δόσεις ακτινοβόλησης οι οποίες είναι αντιπροσωπευτικές των συνθηκών που αναμένονται στα plasma facing materials του ITER. Συνδυάζοντας μετρήσεις γ-φασματοσκοπίας και PALS, η μελέτη επικυρώνει τα υπάρχοντα πυρηνικά δεδομένα των κύριων αντιδράσεων μεταστοιχείωσης του W και διερευνά την εξέλιξη του σχηματισμού και της αποκατάστασης των ατελειών ανοιχτού όγκου, ως συνάρτηση της θερμοκρασίας ακτινοβόλησης, της δόσης και του τύπου W. Συνολικά, η εργασία αυτή συμβάλλει στη βελτίωση των μοντέλων που χρησιμοποιούνται στο σχεδιασμό υλικών σύντηξης και παρέχει κρίσιμες γνώσεις για την επιλογή υλικών με στόχο την επέκταση της λειτουργικής διάρκειας ζωής των plasma facing materials σε μελλοντικούς αντιδραστήρες σύντηξης.