Modellierung des Schwellens und der Tritium- Freisetzung von bestrahltem Beryllium
Francesco Scaffidi-Argentina
1995
Kurzfassung SCAFFIDI-ARGENTINA, Francesco: "Modellierung des Schwelleus und der Tritium-Freisetzung von bestrahltem Beryllium" Beryllium ist einer der besten Neutronenmultiplikatoren für das Blanket eines Fusionsreaktors. Deshalb wurden Untersuchungen begonnen, um das Verhalten dieses Materials unter Neutronenbestrahlung sowohl während des normalen als auch anormalen Betriebs des Reaktors vorauszusagen. Das Schwellen, die Versprädung und die Tritium-Rückhaltung stellen die wichtigsten Folgen
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... Strahlungsschäden im Beryllium dar. Helium, das überwiegend durch die Reaktion 9 Be(n,2n)2 4 He erzeugt wird, ist der hauptsächliche Grund für das Schwellen des Berylliums und ist der entscheidende Faktor für die Lebensdauer dieses Materials. Daneben stellt das im Beryllium durch gleichzeitige Umwandlungsreaktionen enstandene Tritium ein Sicherheitsrisiko bei einem unkontrollierten Temperaturanstieg im Reaktor dar. Es wurde deshalb ein Rechenprogramm entwickelt, das das Verhalten des durch Neutronenbestrahlung erzeugten Heliums und Tritiums in Beryllium beschreiben kann. Es basiert auf einem Rechenprogramm, das für die Analyse des Verhaltens gasförmiger Spaltprodukte in Spaltreaktor-Brennstäben entwickelt wurde. Das Programm beschreibt transiente und stationäre Vorgänge und es wurden die kristallographischen, die strukturellen (metallographischen) und die geometrischen Eigenschaften von Proben berücksichtigt. Außerdem wurden zwei weitere Modelle in das Programm eingebaut, die die chemischen Reaktionen von Berylliumoxyd und die Speicherung von Helium in Blasen beschreiben. Der so entstandene neue Berechnungscode ANFIBE (ANalysis of Fusion Irradiated BEryllium) erlaubt, die Verteilung der Gase, das Schwellen und die Helium-und Tritium-Freisetzung von Beryllium zu berechnen. Die Zuverlässigkeit der Berechnungen wurde durch Vergleiche mit gemessenen Schwellwerten und mit Tritium-Freisetzungsexperimenten abgeschätzt. Die Übereinstimmung zwischen berechneten und gemessenen Daten ist ausgezeichnet. Schließlich sind Berechnungen für den Europäische DEMO BOT-Blanketentwurf durchgeführt worden. 111 Abstract SCAFFIDI-ARGENTINA, Francesco: "Modelling of swelling and tritium release from irradiated beryllium" Beryllium is one of the best neutron multipliers for the blanket of a fusion reactor, thus several studies have been initiated to evaluate this material behaviour under irradiation both for typical operating and accidental conditions. The most important effects of radiation darnage in beryllium are swelling, embrittlement and tritium retention. The helium produced mainly by the reaction 9 Be(n,2n)2 4 He is the dominant cause of beryllium swelling which represents the major lifetime limiting factor for the material. Furthermore, the tritium inventory in beryllium, produced by simultaneaus transmutation reactions, constitutes a safety hazard in case of accidental temperature excursions in the reactor. It was therefore decided to develop a computer code capable of describing the helium and tritium behaviour in beryllium. The approach used was to modify an existing code available for the modeHing of gas behaviour in fuel elements irradiated in fission reactors. The relevant effects occurring in irradiated beryllium under steady-state or transient temperature conditions have been considered from a microscopic (lattice and subgranular volume elements), structural (metallographic features of the material) and geometrical (specimen design parameters) point of view. A new model describing the trapping effects on tritium due to chemical reactions with beryllium oxyde and capture in helium bubbles has been included in the code. The resulting computer code ANFIBE (ANalysis of Fusion !rradiated BEryllium) allows the calculation of gas distribution, induced swelling and helium and tritium release from beryllium. The performance of the codewas assessed by comparison with the available swelling and tritium release experiments. Good agreement between calculated and experimental data was found. Finally, analyses for the European DEMO BOT Ceramic Breeder Blanket have been performed. lV Inhaltsverzeichnis
doi:10.5445/ir/8395
fatcat:2fviodg4i5h7hga26bg5ibctdu