Studio di rilasci da provini di acciaio 316L(N)-IG irradiati con ioni Ni e non irradiati a contatto con soluzioni di acido borico

La seguente tesi verte sull’esperienza svolta durante il tirocinio curricolare presso il Consorzio RFX, laboratorio di ricerca situato a Padova, che si occupa di fusione termonucleare controllata. Il consorzio RFX è uno dei partecipanti al progetto DTT (Divertor Tokamak Test), macchina che verrà costruita a Frascati (Roma) e che si inserisce nel più ampio programma di EuroFUSION per la costruzione di DEMO, un reattore a fusione nucleare pilota che ha lo scopo di dimostrare la fattibilità della produzione di energia da fusione su larga scala. Il DTT è un reattore nucleare di tipo Tokamak con lo scopo di testare diversi tipi di divertori, verificare la loro capacità di far fronte ad ingenti carichi termici e migliorare le conoscenze già acquisite riguardo i flussi termici di scarico. La camera a vuoto (Vacuum Vessel, VV) del DTT, ambiente toroidale che garantisce condizioni di vuoto e temperatura controllate, è dotata di un circuito di raffreddamento atto al controllo della temperatura e alla schermatura dei superconducting coils dai neutroni, che viene attuata usando H2O come fluido di processo con l’aggiunta di acido borico. In merito a ciò, durante il lavoro sperimentale svolto, sono stati studiati la chimica dell’acqua additivata con acido borico del circuito di raffreddamento ed il comportamento di provini di acciaio 316LN-IG a contatto con la soluzione, effettuando test di rilascio. Alcuni provini analizzati erano stati precedentemente irradiati con ioni Ni, dunque è stato possibile confrontare il loro comportamento con quello di provini non irradiati; i risultati ottenuti sono stati poi comparati con quelli ricavati attraverso test di rilascio effettuati su altri provini che presentavano microstruttura differente e/o a contatto con soluzioni contenenti differenti concentrazioni di acido borico. Infine, è stato utilizzato un programma di simulazione di interazione tra materia e ioni (SRIM/TRIM) per indagare il comportamento dell’acciaio sottoposto a radiazioni. Dunque, si è cercato di indagare quale dei seguenti fattori - chimica dell’acqua, microstruttura dell’acciaio, danni da radiazioni - fosse preponderante nel rilascio degli acciai, nelle condizioni operative rilevanti per il DTT VV: temperature di 60-80 °C, pressione 4 bar e chimica dell’acqua contenente 8000 ppm B.