AbstractBeryllium might be used as a neutron multiplier in blankets for thermonuclear fusion machines. Beryllium is irradiated in the BR2 materials testing reactor at SCK·CEN at approximately 200, 400 and 600°C up to a neutron fluence of 2.1×1025 n m−2 (En>1 MeV). Four beryllium grades were irradiated and evaluated: S-200-F (vacuum hot pressed, 1.2 wt% BeO), S-200-FH (hot isostatic pressed, 0.9 wt% BeO), S-65 (vacuum hot pressed, 0.6 wt% BeO) and S-65-H (hot isostatic pressed, 0.5 wt% BeO). The main conclusions that can be drawn from a preliminary fracture toughness investigation can be summarised as follows: (1) All beryllium grades exhibit approximately the same behaviour from the fracture toughness point of view, although, small differences are observed in the initial tensile properties. (2) The ageing treatment does not significantly affect the tensile properties or the fracture toughness. (3) Irradiation results in strengthening of the material, loss of ductility and a decrease in the fracture toughness. However, the irradiation damage saturates after a specific neutron fluence. (4) Irradiation at higher temperature increases fracture toughness.
ベリリウムは、熱核融合装置のブランケットにおいて中性子増倍材として使用される可能性がある。ベリリウムは、SCK·CENのBR2材料試験炉において、約200、400、600°Cの温度で、2.1×10²⁵ n m⁻²（En>1 MeV）までの中性子フルエンスで照射された。4種類のベリリウムグレードが照射・評価された：S-200-F（真空ホットプレス、1.2 wt% BeO）、S-200-FH（熱間静水圧プレス、0.9 wt% BeO）、S-65（真空ホットプレス、0.6 wt% BeO）、S-65-H（熱間静水圧プレス、0.5 wt% BeO）。予備的な破壊靱性試験から導かれる主な結論は、以下のように要約される：(1) すべてのベリリウムグレードは、破壊靱性の観点からほぼ同様の挙動を示すが、初期の引張特性にはわずかな差異が観察される。(2) 時効処理は、引張特性および破壊靱性に有意な影響を及ぼさない。(3) 照射は材料の強化、延性の喪失、および破壊靱性の低下をもたらす。しかしながら、照射損傷は特定の中性子フルエンス後に飽和する。(4) より高い温度での照射は、破壊靱性を増加させる。