The assessment of γ-LiAlO2, a potential ceramic breeder, is in progress at CEA, within the framework of the EEC fusion technology program. The performance of this material, with respect to relevant issues, is being investigated (i.e. fabrication, unirradiated material properties, neutron irradiation damage and tritium extraction).Using the selected fabrication route, pure and homogeneous materials are obtained covering a wide range of microstructures. Optimization of material microstructure with respect to tritium release is underway and upscaling of the fabrication capacity is being considered.Investigation of properties — physico-chemical, mechanical, thermal, compatibility with structural materials and beryllium s underway and the data needed for design purposes are being collected. Experiments were designed to investigate the neutron irradiation and the tritium release behaviours of the material:— effects of neutron irradiation are studied by measuring properties changes after irradiations in the core of the Osiris reactor corresponding to burn-ups of 1 to 2% of the total lithium.— tritium extraction is studied both in annealing experiments and in in-pile experiments in Siloe or Melusine reactors in conditions representative of blanket operation.For aluminate pellets investigated so far in the 450 °C–600 °C range, results show that neutron radiation damage is negligible and that tritium residence time may be less than one day.
γ-LiAlO₂の評価は、潜在的なセラミック増殖材として、E融合技術プログラムの枠組みの中でCEAにおいて進行中である。この材料の性能は、関連する課題（すなわち、製造、未照射材料の特性、中性子照射損傷、およびトリチウム放出）に関して調査されている。選択された製造経路を用いることで、広範囲の微細組織にわたって純粋で均質な材料が得られる。トリチウム放出に関する材料の微細組織の最適化が進行中であり、製造能力のスケールアップが検討されている。物理化学的、機械的、熱的、構造材料およびベリリウムとの適合性に関する特性の調査が進行中であり、設計に必要なデータが収集されている。材料の中性子照射およびトリチウム放出挙動を調査するために実験が設計された。Osiris炉心での照射後における特性変化の測定により、中性子照射の影響が研究されている。これは、全リチウムの1～2%の燃焼度に相当する。トリチウム放出は、増殖ブランケットの運転条件を代表する条件下で、SiloeまたはMelusine炉におけるアニーリング実験とインパイル実験の両方で研究されている。これまでに調査されたアルミン酸塩ペレットについて、450°C～600°Cの範囲では、中性子放射線損傷は無視でき、トリチウムの滞留時間は1日未満であり得ることが結果から示されている。