AbstractBeryllium is a leading candidate material for the neutron multiplier of tritium breeding blankets and the plasma-facing component of first-wall and divertor systems. Depending on the application, the fabrication methods proposed include hot-pressing, hot-isostatic-pressing, cold-isostatic-pressing/sintering, rotary electrode processing and plasma spraying. Product forms include blocks, tubes, pebbles, tiles and coatings. While, in general, beryllium is not a leading structural material candidate, its mechanical performance, as well as its performance with regard to sputtering, heat transport, tritium retention/release, helium-induced swelling and chemical compatibility, is an important consideration in first-wall/blanket design. Differential expansion within the beryllium causes internal stresses which may result in cracking, thereby affecting the heat transport and barrier performance of the material. Overall deformation can result in loading of neighboring structural material. Thus, in assessing the performance of beryllium for fusion applications, it is important to have a good database in all of these performance areas, as well as a set of properties correlations and models for the purpose of interpolation/extrapolation.In this current work, the range of anticipated fusion operating conditions is reviewed. The thermal, mechanical, chemical compatibility, tritium retention/release, and helium retention/swelling databases are then reviewed for fabrication methods and fusion operating conditions of interest. Properties correlations and uncertainty ranges are also discussed. In the case of the more complex phenomena of tritium retention/release and helium-induced swelling, fundamental mechanisms and models are reviewed in more detail. Areas in which additional data are needed are highlighted, along with some trends which suggest ways of optimizing the performance of beryllium for fusion applications.
ベリリウムは、トリチウム増殖ブランケットの中性子増倍材、ならびに第一壁およびダイバータシステムのプラズマ対向機器の主要候補材料である。用途に応じて、提案されている製造方法には、ホットプレス、熱間静水圧プレス、冷間静水圧プレス/焼結、回転電極法、および溶射が含まれる。製品形態には、ブロック、管、ペブル、タイル、およびコーティングが含まれる。一般的に、ベリリウムは主要な構造材料の候補ではないが、その機械的性能、ならびにスパッタリング、熱輸送、トリチウム保持/放出、ヘリウム誘起スエリング、および化学的適合性に関する性能は、第一壁/ブランケット設計において重要な考慮事項である。ベリリウム内部の差膨張は内部応力を引き起こし、それが割れをもたらす可能性があり、それによって熱輸送およびバリア性能に影響を及ぼす。全体的な変形は、隣接する構造材料への荷重伝達をもたらす可能性がある。したがって、核融合用途におけるベリリウムの性能を評価する際には、これらすべての性能分野における十分なデータベースと、補間/外挿のための特性相関式およびモデルのセットを有することが重要である。本研究では、想定される核融合運転条件の範囲を概説する。次に、熱的、機械的、化学的適合性、トリチウム保持/放出、およびヘリウム保持/スエリングのデータベースを、関心対象の製造方法および核融合運転条件についてレビューする。特性相関式と不確実性の範囲についても議論する。より複雑な現象であるトリチウム保持/放出およびヘリウム誘起スエリングについては、基礎となるメカニズムとモデルをより詳細にレビューする。最後に、追加データが必要な領域を強調し、核融合用途におけるベリリウムの性能を最適化する方法を示す傾向について考察する。