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The selection of the material for the blanket first wall (FW) is one of the crucial aspects to overcome in the framework of the EUROfusion program towards DEMO. In this reactor, a loss-ofcoolant accident (LOCA) with simultaneous air ingress into the vacuum vessel would lead to temperatures of the in-vessel components above 1000 °C up to almost 1200 °C due to the decay heat. Under such a scenario, the use of pure tungsten, which is currently the main candidate, represents a potential safety risk because of its poor oxidation resistance that may result in a full oxidation of the armor layer. Such tungsten oxides, which are volatile at the involved temperature and radioactive after exposure of the FW to the fusion plasma, would be partially released to the atmosphere. A possible way to mitigate this important safety issue is the addition of oxide-forming alloying elements to pure tungsten, since in case of LOCA with simultaneous air ingress, the alloying elements will diffuse to the surface forming an adherent and stable protective scale, preventing further tungsten oxidation. Under normal operation conditions, these alloying elements would be eroded preferentially by sputtering from the fusion plasma, resulting in a pure tungsten layer exposed to the plasma. Initially, thin films alloys of the systems W-Cr-Si, W-Cr-Ti and W-Cr-Y were developed at the Max-Planck-Institute for Plasma Physics (IPP) Garching, Germany, by means of magnetron sputtering. These W-alloys exhibited a reduction of the oxidation rate of several orders of magnitude compared to pure tungsten due to the formation of a stable Cr2O3 protective scale when exposed to air at 1000 °C. Although these thin films are not applicable because thicknesses of several mm are required for the blanket FW of DEMO, they served as model systems for the manufacturing of bulk materials by powder metallurgy. Previous work have shown the good oxidation behavior of the W-10Cr-0.5Y alloy manufactured by mechanical alloying (MA) and subsequent hot isostatic pressing (HIP). Besides, several authors demonstrated the improvement of the mechanical properties of pure tungsten by the addition of Zr or ZrC. In the present dissertation, W-Cr-Y(-Zr) alloys manufactured by MA and HIP have been studied and tested under relevant DEMO operating conditions. After HIPing, the alloys exhibited a twophase microstructure since the W-Cr system has a miscibility gap below 1680 °C. The application of a heat treatment at a temperature above the miscibility gap enabled to obtain a dense material formed by a single metastable phase, which remained stable for long periods of time under the maximum expected operating temperature. The addition of Zr to the W-Cr-Y system resulted in an improvement of thermal shock resistance while maintaining similar oxidation resistance and thermo-mechanical properties. The heat-treated W-10Cr-0.5Y alloy has been exposed to 0.19 to 0.26 dpa neutron irradiation at 600, 800 and 1000 °C, after which an increase of fracture strength was recorded under all irradiation conditions. This increase was especially relevant after irradiation at 1000°C, where a value of 1.7 GPa was achieved, being a factor of about 3 higher than the one of the non-irradiated material. This significant increase in strength after 1000 °C irradiation is thought to be mainly associated to the solid-solution decomposition of the initial metastable single phase, resulting in an ultrafine-grained, vermicular shaped, two-phase microstructure. The as-HIPed W-10Cr-0.5Y alloy has been also exposed to W ion irradiation for producing damage and subsequently deuterium implanted at temperatures up to 250 °C. The amount of retained deuterium after implantation at 250 °C was 1/3 lower than that of pure tungsten, being the presence of Cr responsible for this reduction. Regarding technological aspects, joints between W-10Cr-0.5Yalloy and P91 steel have been produced using diffusion bonding by HIP, resulting in a high shear strength of 354 MPa, comparable to the one obtained by brazing this alloy to Eurofer. These strength values are among the highest found in the literature for joining pure tungsten to steel. La selección del material para la primera pared del blanket es uno de los mayores retos en el marco de EUROfusion de cara a la construcción del futuro reactor de fusión DEMO. En este reactor, un accidente de pérdida de refrigerante (LOCA) con entrada de aire en la vasija de vacío daría lugar a un incremento de la temperatura en los componentes de la vasija, alcanzándose temperaturas superiores a 1000 °C y hasta casi 1200 °C debido al calor de desintegración. En esta situación, el uso de wolframio puro –a día de hoy material candidato para la primera pared de DEMO- representa un importante riesgo de seguridad debido a su baja resistencia a la oxidación, ya que daría lugar a la liberación de óxidos volátiles y radiactivos a la atmósfera. Una posible solución para mitigar este problema es la adición de elementos aleantes que en presencia de oxígeno a altas temperaturas difundan hacia la superficie de manera que formen una capa adherente y estable, impidiendo la oxidación del wolframio. En condiciones de operación normal, estos elementos aleantes serán erosionados preferentemente por sputtering por partículas procedentes del plasma de fusión, dando lugar a una capa de wolframio puro expuesta al plasma. Inicialmente, estas aleaciones se desarrollaron en forma de películas delgadas de los sistemas W-Cr-Si, W-Cr-Ti y W-Cr-Y en el Instituto Max-Planck de Física del Plasma (IPP), Garching, Alemania, mediante sputtering de magnetrón. Estas aleaciones de W mostraron una reducción de la tasa de oxidación de varios órdenes de magnitud en comparación con el wolframio puro, debido a la formación de una capa protectora estable de Cr2O3 cuando se exponían al aire a 1000 °C. A pesar de que estas películas delgadas no se pueden emplear para la primera pared del blanket de DEMO debido a que se requieren espesores de varios mm, sirvieron como modelo para la fabricación de material denso por la ruta pulvimetalúrgica. Trabajos anteriores han demostrado el buen comportamiento a la oxidación de la aleación W-10Cr-0.5Y fabricada mediante aleación mecánica (MA) y posterior prensado isostático en caliente (HIP). Además, varios autores han demostrado la mejora de las propiedades mecánicas del wolframio puro mediante la adición de Zr o ZrC. En la presente tesis, se han estudiado las aleaciones de W-Cr-Y(-Zr) fabricadas por MA y HIP y se han sometido a las condiciones de operación esperadas en DEMO. Tras HIP, las aleaciones mostraron una microestructura bifásica, ya que el sistema W-Cr tiene un gap de miscibilidad por debajo de 1680 °C. La aplicación de un tratamiento térmico a una temperatura superior a dicho gap permitió obtener un material denso formado por una única fase metaestable, que se mantuvo estable durante largos periodos de tiempo a la temperatura máxima de funcionamiento prevista. La adición de Zr al sistema W-Cr-Y dio lugar a una mejora de la resistencia al choque térmico, manteniendo una resistencia a la oxidación y unas propiedades termomecánicas similares. La aleación W-10Cr-0.5Y tratada térmicamente se expuso a una irradiación de neutrones de 0,19 a 0,26 dpa a temperaturas de 600, 800 y 1000 °C, tras lo cual se registró un aumento de la resistencia a la fractura en todas las condiciones de irradiación. Este aumento fue especialmente relevante tras la irradiación a 1000 °C, donde se alcanzó un valor de 1,7 GPa, siendo aproximadamente 3 veces superior al del material no irradiado. Se cree que este importante aumento de la resistencia tras la irradiación a 1000 °C está asociado principalmente a la descomposición en solución sólida de la fase única metaestable inicial, dando lugar a una microestructura bifásica de grano ultrafino y forma vermicular. La aleación W-10Cr-0.5Y tras HIP también ha sido expuesta a la irradiación de iones de W para producir daño y posteriormente ha sido implantada con deuterio a temperaturas de hasta 250 °C. La cantidad de deuterio retenido tras la implantación a 250 °C fue 1/3 inferior a la del wolframio puro, siendo la presencia de Cr la responsable de esta reducción. En cuanto a los aspectos tecnológicos, se han producido uniones entre la aleación W-10Cr-0.5Y y el acero P91 mediante unión por difusión vía HIP, dando como resultado una elevada resistencia al cizallamiento de 354 MPa, comparable a la obtenida mediante la soldadura de esta aleación con Eurofer. Estos valores de resistencia se encuentran entre los más altos encontrados en la literatura para la unión de wolframio puro con acero.

Within the project TECNO_FUS on CONSOLIDER- INGENIO 2010 program, a dual coolant blanket design is developing (DCLL = Dual Coolant Lithium Lead) for DEMO with Pb-15.7Li and He as coolant. It is a ferritic-martensitic steel with low activation as structural metrial cooled by He. The Pb-15.7Li acts as tritium breeder, neutron multiplier and coolant. The Pb-15.7Li outlet temperature has been as high as possible to achieve the highest possible efficiency, without exceeding the maximum temperature of steel. Due to the high magnetic fields produced in the region of the blanket, the Pb-15.7Li needs to be electrically insulated from the steel to reduce the magnetohydrodynamic pressure drop (MHD). Also, it should be thermially insulated from stell to avoid heat loss. This is one of the main functions of the Flow Channel Iserts (FCI), which also act as thermal insulator to maximize the Pb-15.7Li temperature, and thus, the efficiency. Silicon carbide is the main candidate material for FCI in the DLL blanket, due to its excellent thermal, mechanical and chemical stability at high temperatures, low thermal expansion, good thermal shock resistance, low corrosion by Pb-15.7Li, low activation and good resistance to neutron irradiation, low activation and good resistance to neutron irradiation. Porous SiC is one of the most attractive types of SiC under consideration, since it is expected to achieve the required properties following a simple and inexpensive manufacturing route compared to SiCf/SiC materials. To avoid tritium permeation and corrosion by Pb-15.7Li, a dense coating must be applied on the porous SiC surface. In this work the results obtained in the production of porous SiC powder metallurgical route by pressureless sintering are presented. For the manufacture of porous SiC different particle size starting SiC and carbonaceous powders, with and without additives, have been used. A study on liquid phase sintering by varying sintering temperature and time is performed. Carbonaceus powders are used as poreformers by their burnout during oxidation after sintering. A study on the effect of different processing parameters on final relevant properties of porous SiC has been carried out and the two most promising porous SiC materials were selected on the basis of lowest thermal conductivity (11-13 W/mK a 700 °C) and highest flexural strength (100-140 MPa). The two selected materials are coated with a 30 μm thick CVD SiC layer. Electrical conductivity was measured at CIEMAT before and after irradiation in a Van de Graaff accelerator with 1.8 MeV electrons up to 130 MGy, and values < 20 S/m at 400°C are obtained. Corrosion tests under static Pb-15.7Li are conducted at 700C during 1032 houers under 99% Ar + 1% H2 atmosphere at IQS; even though the used Pb-17.5Li has very high O content, the 30 μm CVD SiC layer provide partial protection against corrosion. Dentro del proyecto TECNO_FUS del programa CONSOLIDER-INGENIO 2010 se ha desarrollado un modelo de blanket con doble refrigerante (DCLL = Dual Coolant Lithium Lead) para DEMO: Pb-15.7Li y He. Se propone como material estructural un acero ferrítico-martensítico de baja activación refrigerado con He. El Pb-15.7Li actuará como regenerador de tritio, multiplicador de neutrones y refrigerante. La temperatura de salida del Pb-15.7Li tiene que ser lo más alta posible para obtener la mayor eficiencia posible, sin sobrepasar la temperatura máxima del acero. Debido al alto campos magnético toridal presente en la región del blanket, el Pb-15.7Li necesita ser aislado eléctricamente de la pared de acero para reducir la caída de presión magnetohidrodinámica (MHD) que se produce en el metal líquido. Además, es preciso aislar térmicamente el Pb-15.7Li de la pared de acero para evitar pérdidas de calor. Esta es una de las principales funciones de los Flow Channel Iserts (FCI), que actúan además como aislantes térmicos para maximizar la temperatura del Pb- 15.7Li, y con ello la eficiencia. El carburo de silicio (SiC) es el material más indicado para su aplicación en los FCI para el concepto de blanket DCLL. Esto es debido a su excelente estabilidad térmica, mecánica y química a altas temperaturas, baja expansión térmica y buena resistencia al choque térmico. Se espera que la corrosión del SiC con Pb-15.7Li a la temperatura de operación sea baja y, además, el SiC es un material de baja activación con buena resistencia a la irradiación de neutrones. El SiC poroso posee una conductividad eléctrica y térmica relativamente baja, dependiendo del grado de porosidad, y su ruta de procesamiento es mucho menos costosa que los materiales compuestos SiCf/SiC. Se precisa, sin embargo, depositar un recubrimiento de SiC denso sobre el SiC poroso para evitar la permeación del tritio regenerado en el Pb-15.7Li. En este trabajo se presentan los resultados obtenidos en la producción de SiC poroso mediante la ruta pulvimetalúrgica por sinterización sin presión. Para la fabricación de SiC poroso se han empleado polvos de partida de SiC y de fase carbonosa de distintos tamaño de partícula, con y sin aditivos. Se ha realizado un estudio de sinterización en fase líquida variando la temperatura y tiempo de sinterización. Tras la sinterización se ha realizado una oxidación en aire para eliminar la fase carbonosa y generar así la porosidad requerida. Se ha estudiado el efecto que tienen los distintos parámetros de procesamiento sobre las propiedades finales del SiC poroso y se han seleccionado los dos sistemas más prometedores en base a su baja conductividad térmica (11-13 W/mK a 700 °C) y alta resistencia a flexión (100-140 MPa). Los dos materialess seleccionados se han recubierto por CVD con una capa densa de SiC de 30 μm. Se han realizado medidas de conductividad eléctrica en el CIEMAT antes y después de irradiar con 1.8 MeV hasta 130 MGy en un acelerador Van de Graaff en los que han obtenido valores < 20 S/m a 400 °C. Finalmente se han realizado ensayos de corroisión en Pb-15.7Li a 700 °C durante 1032 horas en atmósfera de 99% Ar + 1% H2 en el IQS. A pesar de que el Pb-15.7Li tenía un alto contenido de O, la capa de SiC ha proporcionado una protección razonable frente a la corrosión.

The accelerator mass spectrometry (AMS) facility at the 3 MV Tandetron in Rossendorf has been applied for quantitative depth profiling of deuterium and tritium in samples cut from the vessels walls of the fusion experiment ASDEX-Upgrade in Garching. The tritium originates from D(d,p)T fusion reaction in the plasma and it is implanted in the vessel walls together with deuterium atoms and ion from the plasma. The high deuterium concentrations in the samples were measured by a conventional SIMS mode. The concentrations in the surface layers down to the analysing depth of about 25 mm are for deuterium in the range of up to 3x1018 to 8x1021 atoms/cm3, corresponding to a deuterium retention of 2.5x1016 to 2.5x1018 atoms/cm2 in a surface layer £ 25 mm, and for tritium in the range form 1011 to 5x1015 atoms/cm3, corresponding to a tritium retention of 3.0x1010 to 3.5x1012 atoms/cm2 in a surface layer £25 mm. The estimated total amount of tritium in the vessel walls is in agreement with the total number of neutrons produced in D(d,n)3He reaction.