Caracterización de recubrimientos como barreras de permeación de tritio y corrosión en reactores de fusión
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2025
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Este trabajo de fin de máster estudia el comportamiento de recubrimientos de carburo de silicio (𝑆𝑖𝐶) depositados sobre sustratos de acero EUROFER 97 para su aplicación en reactores de fusión nuclear. Se han evaluado sus propiedades como barreras de permeación de isótopos de hidrógeno, su estabilidad térmica tras múltiples ciclos, su respuesta frente a irradiación iónica (𝐻𝑒+ 𝑦 𝐻+) y su conductividad eléctrica superficial. En cuanto a esta última, se obtuvieron resistencias del orden de 10−3 Ω ⋅ 𝑚2, adecuadas para mitigar efectos magnetohidrodinámicos en sistemas con 𝑃𝑏𝐿𝑖 líquido. Tras la irradiación con 𝐻𝑒+, se observó un aumento de la resistencia, lo cual podría estar
relacionado con modificaciones locales inducidas por la radiación en la estructura amorfa del recubrimiento, posicionando al SiC como un material competitivo frente a otros candidatos. Por otro lado, los recubrimientos mostraron factores de reducción de permeación (𝑃𝑅𝐹) del orden de 104 tras el primer ciclo térmico, superando el umbral funcional. No obstante, se detectó una pérdida progresiva de eficacia con los ciclos sucesivos, atribuible a posibles deficiencias en el sistema de sellado, oxidación superficial y alteraciones químicas en el recubrimiento. También se observó una menor desorción de deuterio en muestras previamente irradiadas con helio, lo que sugiere una
posible interacción entre ambos elementos. Sin embargo, no se ha podido determinar si este comportamiento se debe a una mayor retención en defectos inducidos por el helio o a una menor adsorción inicial del hidrógeno, por lo que serán necesarios experimentos adicionales para clarificar este mecanismo. Estos resultados constituyen una base sólida para futuras investigaciones en condiciones experimentales más representativas de operación real en reactores de fusión, orientadas tanto a validar las capacidades funcionales del 𝑆𝑖𝐶 como a mejorar aspectos críticos como la estabilidad térmica, la integridad del recubrimiento y, especialmente, la calidad del sistema de sellado.
Description
This master's thesis investigates the behavior of silicon carbide (SiC) coatings deposited on EUROFER 97 steel substrates for application in nuclear fusion reactors. Their properties as hydrogen isotope permeation barriers, thermal stability after multiple cycles, response to ion irradiation (He + y H +), and surface electrical conductivity were evaluated. Regarding the latter, surface resistances on the order of 10−3 Ω ⋅ m2 were obtained, which are suitable for mitigating magnetohydrodynamic effects in systems using liquid PbLi. After He + irradiation, an increase in resistance was observed, which may be related to radiation-induced local modifications in the amorphous structure of the coating, positioning SiC as a competitive material compared to other candidates. The coatings also exhibited permeation reduction factors (PRF) on the order of 104 after the first thermal cycle, exceeding the functional threshold. However, a progressive loss of effectiveness was detected with successive cycles, attributable to possible deficiencies in the sealing system, surface oxidation, and chemical alterations in the coating. Lower deuterium desorption was
also observed in samples previously irradiated with helium, suggesting a possible interaction between the two elements. However, it has not been determined whether this behavior is due to increased retention in helium-induced defects or reduced initial hydrogen adsorption, so further experiments are needed to clarify this mechanism. These results provide a solid foundation for future research under experimental conditions that more closely resemble real operation in fusion reactors, aimed at validating the functional capabilities of SiC and improving critical aspects such as thermal stability, coating integrity, and, in particular, the quality of the sealing system.











