AbstractSince beryllium is considered one of the best neutron multipliers for the blanket of a fusion reactor, several studies have been initiated to evaluate its behaviour under irradiation for both typical operating and accidental conditions. In the present work the effects of neutron irradiation on the mechanical properties of beryllium were studied with the aid of a computer code describing the most important mechanisms of helium and tritium retention and release. The analysis of irradiated beryllium was carried out following a mechanistic scheme, whereby the microscopic properties of the atomic lattice, the metallographic structure of the material and the geometrical design parameters of the specimens are considered. A model describing the trapping effects on tritium due to chemical reactions with beryllium oxide and capture in helium bubbles was also included in the code. The results of the numerical calculations referring to gas distribution, helium-induced swelling and tritium release from beryllium are compared with corresponding experiments. The good agreement between calculated and experimental data obtained so far constitutes a significant step in validation of the predictive capability of the code. Moreover, preliminary analyses were performed concerning a proposed EC water cooled ceramic blanket for the ITER fusion reactor and for the European BOT DEMO solid breeder blanket with the aim of providing an estimation of the operational and off-normal behaviour of this component.
ベリリウムは核融合炉ブランケット用の最良の中性子増倍材の一つと考えられていることから、通常運転時および事故時条件下での照射下挙動を評価するためのいくつかの研究が開始されている。本研究では、ベリリウムの機械的特性に対する中性子照射の影響を、ヘリウムおよびトリチウムの保持と放出の最も重要なメカニズムを記述する計算機コードを用いて検討した。照射ベリリウムの解析は、原子格子の微視的特性、材料の金属組織学的構造、および試験片の幾何学的設計パラメータを考慮した機構論的アプローチに従って実施した。また、酸化ベリリウムとの化学反応によるトリチウム捕捉効果およびヘリウム気泡内への捕捉効果を記述するモデルもコードに組み込んだ。ガス分布、ヘリウム誘起スエリング、およびベリリウムからのトリチウム放出に関する数値計算結果は、対応する実験結果と比較した。計算結果と実験データの良好な一致は、これまでのところコードの予測能力の検証における重要なステップとなっている。さらに、ITER核融合炉用の水冷却セラミックブランケットおよび欧州DEMO固体増殖ブランケットに関して予備解析を実施し、通常運転時および異常時の当該コンポーネントの挙動を評価した。