இணைவு உலைகளுக்கு தேவையான சரியான கட்டமைப்பு பொருட்கள்

டோக்கியோ இன்ஸ்டிடியூட் ஆப் டெக்னாலஜி (Tokyo Tech), நேஷனல் இன்ஸ்டிடியூட் ஃபார் குவாண்டம் சயின்ஸ் அண்ட் டெக்னாலஜி (QST) மற்றும் யோகோஹாமா நேஷனல் யுனிவர்சிட்டி (YNU) ஆகியவற்றின் ஆராய்ச்சியாளர்கள் திரவ உலோகப் பொருட்களுடன் தொடர்புடைய அணு உலை தொடர்பான ஆராய்ச்சியை மேற்கொண்டுள்ளனர். அணு உலை கட்டமைப்புப் பொருட்களின் உயர்-வெப்பநிலைப் பொருந்தக்கூடிய தன்மையானது, அணு உலைக்குள் உள்ள பிளாஸ்மாவில் உற்பத்தி செய்யப்படும் உயர் ஆற்றல் நியூட்ரான்களை உறிஞ்சி, சிக்கவைக்கும் அணு உலை மையத்தைச் சுற்றியுள்ள மேற்பரப்பு-இணைவு உலை வடிவமைப்பின் வெற்றிக்கு முக்கியமானது.

அணுக்கரு இணைவு உலைகளில் சுத்தமான ஆற்றலை உருவாக்குவதற்கான ஒரு சிறந்த வழியாகும், மேலும் பல சாத்தியமான வடிவமைப்புகள் பரிசீலிக்கப்படுகின்றன. இணைவு உலைகள் அணுக்கரு இணைவை அதிக அளவு ஆற்றலை வெளியிட பயன்படுத்துகின்றன. இந்த ஆற்றல் அணுஉலை மையத்தைச் சுற்றியுள்ள இனப்பெருக்க போர்வைக்குள் (BB-Breeder Blanketsili) சிக்கியுள்ளது. இந்த வெப்பம் ஒரு விசையயை இயக்கி மின்சாரத்தை உருவாக்குவதன் மூலம் ஆற்றலாக மாற்றப்படுகிறது. BB ஆனது இணைவு எரிபொருள் உற்பத்தியின் இன்றியமையாத செயல்பாட்டையும் கொண்டுள்ளது, இது அணு உலைகளின் முடிவற்ற செயல்பாட்டிற்கு ஒரு மூடிய எரிபொருள் சுழற்சியை உருவாக்குகிறது.

1173 K க்கும் அதிகமான வெப்பநிலையில் போரான் அடிப்படையிலான மீக்கடத்தி செயல்பாடு, நீரிலிருந்து ஹைட்ரஜனை உற்பத்தி செய்யும் கவர்ச்சிகரமான செயல்பாட்டைச் செய்கிறது, இது சுற்றுச்சூழலுக்கு உகந்த சமுதாயத்தை உருவாக்குவதற்கான நம்பிக்கைக்குரிய தொழில்நுட்பமாக இருக்கலாம். இணைவு எதிர்வினையிலிருந்து ஆற்றலை உறிஞ்சுவதன் மூலம் BB 1173 K வரை வெப்பமடைவதால் இது சாத்தியமாகும். இத்தகைய உயர் வெப்பநிலையில், அணு உலைகளின் பாதுகாப்பு மற்றும் நிலைத்தன்மையை சமரசம் செய்யக்கூடிய, தொடர்பில் உள்ள கட்டமைப்பு பொருட்கள் துருப்பிடிக்க வாய்ப்பு உள்ளது. இந்த வெப்பநிலையில் பிபி பொருளுடன் வேதியியல் ரீதியாக இணக்கமான கட்டமைப்பு பொருட்களைக் கண்டுபிடிப்பது அவசியம்.

திரவ உலோக BBகள் தற்போது ஆராயப்படும் BB வகைகளில் ஒன்றாகும். அத்தகைய BBக்களுக்கு ஒரு நம்பிக்கைக்குரிய தனிமம் திரவ லித்தியம் லெட் (LiPb) அலோகம் ஆகும். மிக அதிக வெப்பநிலையில் திரவ லித்தியத்துடன் இணக்கமான கட்டமைப்பு பொருட்களுக்கு, சில சிலிக்கான் கார்பைடு (Si-C) பொருட்கள், இரசாயன நீராவி படிவு CVD-SiC மற்றும் காற்றில் ஆக்ஸிஜனேற்றப்பட்ட Fe-Cr-Al (Iron-Chromium-Aluminium) அலோகம் ஆகியவை ஆராயப்படுகின்றன. ஆனால் இந்த இணக்கத்தன்மை பற்றிய தகவல்கள் 973K-இன் வெப்பநிலைக்கு மேல் இல்லை.

இப்போது, ​​டோக்கியோ டெக், QST மற்றும் ஜப்பானின் YNU-வைச் சேர்ந்த விஞ்ஞானிகள் குழு, டோக்கியோ டெக்கின் பேராசிரியர் மசடோஷி கோண்டோ தலைமையில், அதிக வெப்பநிலையில் பொருந்தக்கூடிய தன்மையை நிரூபித்துள்ளனர். அவர்களின் கண்டுபிடிப்புகள் corrosion science-ல் வெளியிடப்பட்டுள்ளன. “1173K வரை திரவ LiPb-இல் உள்ள CVD-SiC மற்றும் FeCrAl உலோகக் கலவைகளின் அரிப்பைத் தடுக்கும் பொறிமுறையின் நுணுக்கங்களை ஆய்வு தெளிவாக்குகிறது” என்று பேராசிரியர் கோண்டோ விளக்குகிறார்.

வெற்றிட நிலையில் உள்ள ஒரு கருவியில் லித்தியம் மற்றும் லெட்டின் துகள்களை உருக்கி கலப்பதன் மூலம் குழு முதலில் உயர்-தூய்மை Li₂Pb-ஐ ஒருங்கிணைத்தது. பின்னர் அவர்கள் கலவையை விரும்பிய வெப்பநிலைக்கு சூடாக்கினர், அதில் அது திரவமாக மாறியது. CVD-SiC இன் மாதிரிகள் மற்றும் Fe-Cr-Al கலவையின் இரண்டு வகைகள்—ஆக்ஸிஜனேற்றத்திற்கு முந்தைய சிகிச்சையுடன் மற்றும் இல்லாமல் α-Al₂O₃ மேற்பரப்பு அடுக்கை உருவாக்குகின்றன—அரிப்பு சோதனைக்காக இந்த திரவ LiPb-இல் 250 மணிநேரம் வைக்கப்பட்டது. பேராசிரியர் கோண்டோ கூறியதாவது, “முந்தைய இலக்கியங்களுக்கு மாறாக, α-Al₂O₃ அடுக்கை உருவாக்க ஆக்சிஜனேற்றத்திற்கு முந்தைய சிகிச்சையானது 1023K க்கு மேல் அரிப்பு எதிர்ப்பை வழங்கவில்லை என்பது ஒரு சுவாரஸ்யமான கண்டுபிடிப்பு ஆகும்.”

மீட்டெடுக்கப்பட்ட மாதிரிகளின் குறுக்குவெட்டுகள், CVD-SiC ஆனது LiPb கலவையில் உள்ள அசுத்தங்களுடன் வினைபுரிந்து சிக்கலான ஆக்சைடுகளின் அடுக்கை உருவாக்குகிறது. பின்னர் அது அரிப்பு எதிர்ப்பை வழங்கியது. சிகிச்சையளிக்கப்படாத Fe-Cr-Al அலோகம் LiPb உடனான எதிர்வினையின் போது ஆக்சைடு γ-LiAlO₂-இன் அடுக்கை உருவாக்கியது, பின்னர் அது அரிப்பு எதிர்ப்புக்குத் தடையாகச் செயல்பட்டது. Fe-Cr-Al-இன் விஷயத்தில், α-Al₂O₃ மேற்பரப்பு அடுக்கு 873K-இல் அரிப்பு எதிர்ப்பை வழங்கியது, ஆனால் 1173 K இல் γ-LiAlO₂ ஆக மாற்றப்பட்டது, மேலும் γ-LiAlO₂ அரிப்பு எதிர்ப்பை வழங்கியது.

References:

• Couet, A. (2022). Integrated high-throughput research in extreme environments targeted toward nuclear structural materials discovery. Journal of Nuclear Materials, 559, 153425.
• Hernández, F. A., & Pereslavtsev, P. (2018). First principles review of options for tritium breeder and neutron multiplier materials for breeding blankets in fusion reactors. Fusion Engineering and Design, 137, 243-256.
• Roldán, M., Galán, P., Sánchez, F. J., García-Cortés, I., Jiménez-Rey, D., & Fernández, P. (2020). Ion beam experiments to emulate nuclear fusion environment on structural materials at CMAM. Ion Beam Tech. Appl.