Resumen de Effect of yttria addition on the microstructure and mechanical behavior of ODS ferritic alloys processed by High Energy Milling and Spark Plasma Sintering

Ana R. Salazar Román, Jorge López Cuevas, Carlos R. Arganis Juárez, José C. Méndez García, J. C. Rendón Angeles

• español

  Las aleaciones ferríticas reforzadas con dispersión de óxido (ODS) son materiales estructurales utilizados en reactores de fusión nuclear, que exhiben propiedades mecánicas mejoradas, así como resistencia a la corrosión y a la irradiación. En el presente trabajo, se prepararon aleaciones ferríticas ODS con composición Fe-14Cr-1.5W-0.4Ti-(0; 0,4; 0,8) Y2O3 (en % en masa), empleando Molienda de Alta Energía (MAE) seguida de Sinterización por Plasma de Chispa (SPC). La distribución de tamaños de partículas (DTP) de los polvos mezclados y molidos se determinó utilizando difracción láser. Estos polvos y los materiales sinterizados se caracterizaron mediante difracción de rayos X (DRX), microscopía electrónica de barrido (MEB). Los materiales sinterizados también se caracterizaron utilizando dilatometría, compresión diametral, microdureza Vickers y test de corrosión. Los mayores valores del módulo de Young, microdureza y contracción/expansión dimensional fueron obtenidos para la aleación 0,8 wt.% Y2O3. Sin embargo, esta aleación fue la menos dúctil. Además, la aleación 0,8 wt.% Y2O3 fue la que presentó el menor cambio dimensional. De acuerdo con los estudios de polarización potenciodinámica realizados, se encontró que la capa protectora de Cr2O3 formada sobre la superficie de las tres aleaciones estudiadas fue menos efectiva para la aleación libre de itria, ya que en este caso la ruptura de dicha capa protectora se produjo antes que para el caso de las aleaciones que contienen itria. Con base en estos resultados, se sugiere que la aleación 0,8 wt.% Y2O3 con microestructura fina podría constituir una alternativa potencial como material estructural para reactores del tipo Gen IV.

• English

  Oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic alloys are structural materials used in nuclear fusion reactors, which exhibit enhanced mechanical properties, as well as corrosion and irradiation resistance. In the present work, ODS ferritic alloys with composition Fe-14Cr-1.5W-0.4Ti-(0, 0.4, 0.8) Y2O3 (in wt.%) were prepared employing high energy milling (HEM) followed by Spark Plasma Sintering (SPS). The particle size distribution (PSD) of the milled powders was characterized by laser diffraction. These powders and the sintered materials produced were characterized using X-ray diffraction (XRD), and scanning electron microscopy (SEM). The sintered materials were also characterized by dilatometry, diametral compression, Vickers microhardness, and corrosion rate tests. The largest Young’s modulus, microhardness, and dimensional shrinkage/expansion were obtained for the 0.8 wt.% Y2O3 alloy. However, this alloy was the least ductile. Furthermore, the 0.8 wt.% Y2O3 alloy was the one with the least dimensional change. According to the potentiodynamic polarization studies, it was found that the protective layer of Cr2O3 formed on the surface of the three alloys studied was less effective for the yttria-free alloy, since in this case the rupture of such protective layer occurred earlier than for the case of the yttria-containing alloys. Based on these results, it is suggested that the 0.8 wt.% Y2O3 alloy having fine microstructure could constitute a potential alternative as a structural material for Gen IV-type reactors.