Pure tungsten is currently the main candidate material for the fusion reactor. Compared to other materials, tungsten has the advantage of very low sputter erosion under bombarded with high-energy deuterium, tritium or helium ions and atoms from the plasma. Also tungsten has a high melting point and good thermal conductivity at elevated temperatures. Because of the advantages mentioned above, tungsten is considered as the main material of fusion reactor. However, in the case of accident scenario, the use of pure tungsten has a potential problem. In an accident situation, the tungsten plasma-facing components will be heated up to about 1473 K after 10-30 days due to the nuclear decay heat of in-vessel component. In such a situation intense air ingress into the reactor vessel would lead to the strong exothermic formation of $WO_3$ which is radioactive and highly volatile which has the possibility of leakage to outside. To avoid the formation of hazardous tungsten oxide self-passivating tungsten alloys have to be developed. These materials have the ability to adapt their properties to the environment. During the normal plasma operation in the reactor, lighter elements will be sputtered earlier and only a nearly pure tungsten surface will be facing the plasma. However, in the case of an accident, the alloying elements in the bulk of self-passivating tungsten alloys react with oxygen and generate their own stable oxides to protect a base material. The selected alloying elements must fulfil different criteria’s, mainly the formation of a protective and stable oxide layer and low neutron activation. Chromium is appropriate as oxide former because it forms a stable and protective oxide called chromia. Among the various systems which include chromium, the tungsten-chromium-titanium (W-Cr-Ti) ternary system showed excellent performance in terms of oxidation resistance. There has been no study of the oxidation behavior with various chromium contents in that ternary system. Also previous studies carried out oxidation test only up to $1000^\circ C$. Because the internal temperature of the reactor rises up to about $1200^\circ C$ in the accident scenario, it is indispensable to conduct the oxidation test at $1200^circ C$.
In this study, the bulk alloys required for the oxidation test were fabricated by high purity raw powders of tungsten, chromium and titanium via powder metallurgy method. Samples of the various compositions of tungsten as a base material and chrome as an oxide former element were also fabricated. Oxidation test was conducted using the samples which were fabricated with various compositions via powder metallurgy at $800^\circ C$, $1000^\circ C$ and $1200^\circ C$ for 1 hour each.
핵융합 환경에서는 재료가 높은 열속, 플라즈마 그리고 고 에너지의 입자의 충돌 등의 극한 환경을 견뎌내야 한다. 이 중 특히 핵융합로 재료는 매우 높은 수준의 heat load 장시간 견딜 수 있어야 한다. 그렇기에 텅스텐은 핵융합 재료로서 유망한 후보 재료로 여겨진다. 왜냐하면 텅스텐은 용융점이 높고, 열 전도성이 좋으며, 고 에너지 입자에 의한 침식에 강한 것과 같은 장점을 지니고 있기 때문이다. 그러나 이러한 텅스텐도 완벽하게 핵융합 재료로 사용되기에는 많은 도전 과제들을 안고 있다. 그 중 한가지가 텅스텐의 산화 문제를 해결하는 것이다. 사고 상황 시 텅스텐의 산화는 방사성의 휘발하는 텅스텐 산화물을 형성하고, 이것이 밖으로 유출될 시 심각한 안전문제를 초래하게 된다. 이것을 막기 위하여서 자기 부동태화 합금 개발이 유력한 대안으로 떠오른다. 자기 부동태화 합금이란, 정상 가동 시에는 모재인 텅스텐의 성격을 띄고 있으나, 사고 상황 시에 스스로 안정적인 산화 막을 표면에 형성 함으로서 모재가 산화 되는 것을 방지 할 수 있는 합금이다. 자기 부동태화 합금을 개발하기 위하여 크롬을 첨가하는 것이 고려되고 있고, 텅스텐-크롬-타이타늄 합금이 우수한 산화저항성을 나타내기도 했다. 텅스텐에 크롬을 첨가할 경우 안정적인 크롬 산화물을 형성되면서 모재를 보호하는 방어막 역할을 한다.
본 연구에서는 크게 기계적합금화와 소결로 구성되어 있는 분말야금 공정을 이용하여 텅스텐-크롬-타이타늄 합금을 성공적으로 만들었다. 그리고 이것의 미세구조가 X선 회절 분석과 주사 전자 현미경을 통해 분석되었다. 특히 합금 내에 크롬이 함량이 달라졌을 때의 거동 변화를 관찰하고자, 다양한 크롬 분율의 합금이 제조되었다. 또한 사고상황 시 핵융합로 내부가 1200 도까지 상승하기 때문에, 개발된 합금이 그러한 상황을 견딜 수 있는지 알아보기 위하여 800도, 1000도 그리고 1200도 에서 산화실험이 진행되었다. 따라서 본 연구는 초 고온 상황에서 다양한 서로 다른 크롬 함량을 가진 텅스텐 합금의 내산화성을 평가한다.
