AbstractPebble bed ceramic breeders have been under development in Canada for over ten years. The goal is to fabricate and characterize these materials for use in engineering test reactors and in subsequent fusion power reactors. The program emphasis is on 1.2 mm diameter Li2ZrO3 and Li2TiO3 pebbles. Practical use of these pebbles requires a mass-production fabrication process, and characterization of the pebble beds with respect to bed behaviour and irradiation effects. This paper summarizes the relevant work within Canada since 1991.The fabrication process presently used is suitable for mass production, and is in the process of being transferred to industry. Thermal cycling tests have been conducted on zirconate and titanate pebbles under both laboratory and “engineering” conditions. Cycling reduces the pebble strength, although there are indications that different fabrication conditions produce more robust pebbles. This is an active area of work.Single-size lithium zirconate pebbles have been well-characterized in terms of the bed thermal conductivity and purge gas pressure drop. Recent results include measurement of thermal conductivity from 100 to 1200°C (and 0–2 bar), and of purge gas pressure drop as a function of porosity. Binary beds have also been studied, using steel or lithium zirconate smaller pebbles.Extensive irradiation testing of the as-fabricated ceramic is a critical factor in their acceptance. Lithium zirconate has been characterized under several European irradiation tests, and 1.2 mm lithium zirconate pebbles have been tested to 5.2% lithium atom burnup and over 250–1000°C in the BEATRIX-II and CRITIC-2 purged-capsule experiments. Tritium release is rapid even at low temperatures, with no effects of burnup seen. The pebble bed temperature has been consistent with model predictions, and stable under irradiation. Post-irradiation anneal tests of lithium titanate show good tritium release. Post-irradiation examination of the BEATRIX-II lithium zirconate pebbles is just beginning.Reference blanket designs have been developed based on breeder-in-tube geometry. Engineering-oriented tests have been carried out on large-volume (41) and long-pin (3 m) geometries, to characterize the behaviour of the pebble beds under more realistic conditions.The results of the work described here, and related tests within the world fusion community, continue to support the use of these ceramic breeder pebbles in fusion reactor blankets.
ペブルベッド型セラミック増殖材は、カナダにおいて10年以上にわたり開発が進められてきた。その目標は、工学試験炉およびその後の核融合動力炉での使用に向けて、これらの材料を製造し、特性評価を行うことである。このプログラムの重点は、直径1.2mmのLi2ZrO3およびLi2TiO3ペブルに置かれている。これらのペブルの実用化には、大量生産プロセスと、ペブルベッドの挙動および照射効果に関する特性評価が必要である。本論文では、1991年以降のカナダにおける関連研究をまとめている。現在使用されている製造プロセスは大量生産に適しており、産業界への技術移転が進められている。ジルコン酸塩およびチタン酸塩ペブルに対して、実験室条件と「工学的」条件の両方で熱サイクル試験が実施された。サイクル試験によりペブル強度は低下するが、異なる製造条件を用いることで、より堅牢なペブルを製造できる可能性が示唆されている。これは現在も進行中の研究課題である。単一サイズのジルコン酸リチウムペブルについては、ベッド熱伝導率とパージガス圧力損失の観点から特性評価が十分に行われている。最近の成果には、100～1200°C（および0～2バール）での熱伝導率測定と、空隙率の関数としてのパージガス圧力損失測定が含まれる。さらに、鋼製またはジルコン酸リチウム製の小型ペブルを用いた二峰性ベッドに関する研究も行われている。製造ままのセラミックスの広範な照射試験は、その受容性を判断する上で重要である。ジルコン酸リチウムは、欧州の複数の照射試験において特性評価が実施されており、直径1.2mmのペブルは、BEATRIX-IIおよびCRITIC-2パージカプセル実験において、250～1000°Cの温度範囲で5.2%のリチウム燃焼度まで試験された。トリチウム放出は低温でも迅速であり、燃焼度の影響は認められなかった。ペブルベッド温度はモデル予測と一致し、照射下でも安定していた。チタン酸リチウムの照射後昇温試験では、良好なトリチウム放出特性が示された。BEATRIX-IIジルコン酸リチウムペブルの照射後検査は現在開始されたばかりである。増殖材管内配置に基づく参考設計が開発されており、大容量（4リットル）および長尺ピン（3m）形状の工学的試験が実施され、より現実的な条件下でのペブルベッドの挙動が評価されている。ここで述べた研究結果および世界の核融合コミュニティにおける関連試験結果は、これらのセラミック増殖材ペブルが核融合炉ブランケットへの使用に適していることを引き続き裏付けている。