AbstractBeryllium is used in many fusion reactor designs as either an armor for plasma facing surfaces, or as a neutron multiplier in the blanket. Beryllium used in a water-cooled design poses important safety issues related to the chemical reactivity of beryllium in steam and its toxicity. The Fusion Safety Program at the Idaho National Engineering and Environmental Laboratory has been investigating experimentally the chemical reactivity and mobilization of various forms of beryllium for the past 6 years. In this paper we present a summary of this work, including results from fully dense (irradiated and non-irradiated), plasma-sprayed, and 88% dense beryllium. Assembling this data helps us to assess where further testing is needed. Our data help guide designs such that accident temperatures stay below values necessary to ensure beryllium release limits and hydrogen generation limits are met.
ベリリウムは、多くの核融合炉設計において、プラズマ対向面のアーマー材、またはブランケット内の中性子増倍材として使用されている。水冷設計で使用されるベリリウムは、蒸気中でのベリリウムの化学反応性とその毒性に関連する重要な安全上の問題を引き起こす。アイダホ国立工学環境研究所の核融合安全プログラムでは、過去6年間にわたり、様々な形態のベリリウムの化学反応性と移行性について実験的に調査してきた。本論文では、完全密度（照射済みおよび未照射）、プラズマ溶射、88%密度のベリリウムの結果を含む、この研究の概要を提示する。このデータをまとめることで、さらなる試験が必要な箇所の評価に役立つ。我々のデータは、事故時温度が、ベリリウム放出量と水素生成量の制限値を確実に満たすために必要な値を下回るように設計を導くのに役立つ。