Olhando dentro do aço irradiado

Jul 20, 2023

Um dos princípios fundamentais da ciência dos materiais é que a microestrutura interna de um material controla o desempenho do material. Por conta disso, sempre houve um intenso interesse em estudar e classificar as estruturas internas dos materiais como forma de entender e prever seu desempenho. A maior parte deste trabalho foi auxiliada pelo desenvolvimento contínuo e rápido de técnicas de análise microestrutural para sondar regiões cada vez menores da estrutura do material, até o nível atomístico.

A informação do nível atomístico é crítica para entender as mudanças internas no material. No entanto, o maior desafio é vincular esse entendimento ao desempenho de estruturas de materiais em escala realista. Estamos interessados ​​em construir, no nível atomístico, informações para entender como as estruturas reais se comportam em condições de aplicação da vida real – podemos entender a durabilidade de uma estrutura a partir de nossa caracterização de materiais em nível atomístico?

Estruturas de aço irradiadas são usadas há muito tempo para a construção de sistemas nucleares e são uma alta prioridade para aplicações na próxima geração de sistemas avançados de reatores nucleares. Para sistemas nucleares avançados, os aços com composições de Fe-9 a 12Cr têm atraído o maior interesse e os maiores níveis de atividades experimentais e de modelagem. Esses tipos de aço irradiado têm sido utilizados em sistemas nucleares avançados e são de grande interesse para sistemas futuros, pois são resistentes aos danos internos causados ​​pela irradiação. A exposição a campos de irradiação intensa dentro de um reator nuclear pode alterar drasticamente as propriedades mecânicas do material e pode alterar as dimensões físicas do material. Encontrar materiais que possam resistir a essas mudanças é essencial para os ciclos de vida e segurança do reator.

Aqui, descrevemos descobertas experimentais no modelo Fe-9 a 12 Cr e ligas de aço comerciais para mostrar o que acontece dentro do aço irradiado quando ele é submetido a campos de irradiação intensos a temperaturas elevadas dentro de um reator nuclear em operação. Nossos materiais foram irradiados no Reator de Teste Avançado (ATR) no Laboratório Nacional de Idaho (INL). Eles foram submetidos a irradiações de nêutrons de até 10 deslocamentos por átomo (dpa). A figura de mérito para dano de radiação, dpa, indica quantas vezes, em média, cada átomo no material foi arrancado de sua posição normal para outro local no material. 10 dpa indica que cada átomo no material foi derrubado ou deslocado de sua posição inicial para outro local dez vezes durante a exposição à irradiação. Assim, em média, todos os átomos do material não estão nas mesmas posições em que começaram. Muitos deles voltam às posições normais na rede cristalina do material, mas alguns se movem e se combinam com outros átomos "deslocados" para formar "defeitos" ou aglomerados diferentes da estrutura inicial.

É possível observar a evolução dos aglomerados de defeitos no aço irradiado. O uso de feixes de íons de alta energia direcionados a um microscópio eletrônico de transmissão estimula os danos encontrados em reatores nucleares. Esta técnica fornece uma imagem clara das maneiras pelas quais pequenos aglomerados de defeitos se formam e crescem com danos de irradiação. Os pequenos pontos 'pretos' que se formam com a exposição à irradiação, mostrados na Fig. 1, são pequenos aglomerados de átomos que foram 'deslocados' e movidos juntos para formar pequenos aglomerados. Esses aglomerados atuam como um agente de fortalecimento para tornar o material mais forte, mas também tendem a torná-lo mais frágil.

As estruturas de dano de irradiação mostradas na Fig. 1 são uma indicação do que pode acontecer ao irradiar uma fatia pequena e fina de material. Para condições reais de reator, é benéfico observar os materiais que foram irradiados em um reator operacional. Temos examinado esses tipos de materiais, como aço irradiado, que foram irradiados dentro do ATR do INL. O ATR é uma instalação onde grandes volumes de materiais experimentais podem ser irradiados para níveis de dano de interesse para sistemas de energia nuclear atuais e avançados.