AbstractThe paper presents the investigation results of beryllium products that operated in the SM and BOR-60 reactors up to neutron doses of 2.8×1022 and 8.0×1022 cm−2 (E>1 MeV), respectively. The calculated and experimental data are given on helium and tritium accumulation, swelling, micro-hardness and thermal conductivity. The microstructural investigation results of irradiated beryllium are also presented. It is shown that the rate of helium and tritium accumulation in beryllium in the SM and BOR-60 reactors is high enough, which is of interest from the viewpoint of modeling the working conditions of the DEMO fusion reactor. Swelling of beryllium at irradiation temperature of 70–150 °C and neutron fluence of 2.8×1022 cm−2 (E>1 MeV) makes up 0.8–1.5%, at 400 °C and fluence of 8×1022 cm−2 (E>1 MeV) – 3.2–5.0%. Irradiation hardening and decrease of thermal conductivity strongly depend on the irradiation temperature and are more significant at reduced temperatures. All results presented in the paper were analyzed with due account of the supposed working parameters of the DEMO fusion reactor blanket.
要約ベリリウム製品の照射試験結果について、SMおよびBOR-60原子炉において、それぞれ中性子フルエンス2.8×10²² cm⁻²および8.0×10²² cm⁻²（E>1 MeV）まで照射した場合の調査結果を提示する。ヘリウムおよびトリチウムの蓄積、スエリング、マイクロ硬さ、熱伝導率に関する計算値と実験データを示す。照射ベリリウムの微細組織調査結果も併せて提示する。SMおよびBOR-60原子炉におけるベリリウム中のヘリウムおよびトリチウムの蓄積速度は十分に高く、DEMO核融合炉の運転条件をモデル化する観点から重要である。照射温度70～150°C、中性子フルエンス2.8×10²² cm⁻²（E>1 MeV）におけるベリリウムのスエリングは0.8～1.5%であり、400°C、フルエンス8×10²² cm⁻²（E>1 MeV）では3.2～5.0%である。照射硬化および熱伝導率の低下は照射温度に強く依存し、低温ほど顕著である。提示されたすべての結果は、DEMO核融合炉ブランケットの想定運転パラメータを考慮して分析された。