Forschungszentrum
Karlsruhe - Wissenschaftliche Berichte – FZKA 6939
Helium and tritium in neutron-irradiated beryllium
E. Rabaglino
Abstract
Beryllium is considered as a potential neutron multiplier in
a Helium Cooled Pebble Bed tritium breeding blanket for future fusion power
reactors. Under neutron irradiation, helium and tritium are produced in
beryllium. The formation of helium bubbles induces swelling; tritium retention
is a safety and waste handling issue. In-pile gas release should be
sufficiently high to avoid the evacuation of the plant site in case of a
serious accident leading to the abrupt release of all accumulated tritium. A
reliable prediction of the behaviour of helium and tritium in beryllium,
in-pile and during out-of-pile fast temperature transients, is necessary in
order to prove the attractiveness of the blanket concept and to optimise design
and materials. The lack of experimental data for beryllium pebbles, in the
range of neutron fluence and temperature typical of the blanket module
operation, imposes an extrapolation of models outside their validation range. A
more sophisticated gas kinetics model and a more detailed validation of its
single parts are necessary for beryllium in a fusion reactor blanket, than for
uranium oxide in fission reactors. Since 1992 the code ANFIBE has been
developed to predict the behaviour of helium and tritium in neutron-irradiated
beryllium. The aim of the present work is to improve the code for both
theoretical modelling and experimental validation, in order to increase
confidence in its extrapolation to fusion reactor conditions. This requires to
produce a more detailed, comprehensive and relevant experimental database than
the one which was available during the early development phase of the code. The
following milestones have been reached: (1) experimental characterisation of
all helium and tritium diffusion and release stages in neutron-irradiated
beryllium, also from a microscopic point of view; (2) assessment of helium and
tritium thermal diffusion coefficients; (3) improvement of the model for gas
precipitation into bubbles on the basis of the experimental study; (4)
definition and application of an integrated validation procedure for the
analytical model, based on the changes in the material microstructure related
to different gas release stages. The final result of this study is a new
version of the ANFIBE code, which can better describe gas atomic diffusion and
precipitation into bubbles and the corresponding gas release. The code has then
been applied to approximately assess tritium retention in beryllium at the
End-Of-Life of a blanket module in a fusion reactor of 1.5 GW electric power. On
the basis of such assessment, tritium retention in beryllium appears to be a
much less critical issue than it was believed in the past.
Helium und Tritium in
neutronenbestrahltem Beryllium
Zusammenfassung
Beryllium wird als
Neutronenmultiplikator für einen heliumgekühlten Kugelschüttungs- Tritiumbrutmantel
(das Helium-Cooled-Pebble-Bed-Blanket) für zukünftige Fusionskraftwerke betrachtet.
Unter Neutronenbestrahlung werden Helium und Tritium im Beryllium produziert.
Heliumblasenbildung verursacht Materialschwellung; Tritiumrückhaltung ist ein
Sicherheits- und Abfallbehandlungsproblem. Um im Falle eines Störfalles, der
das angesammelte Tritium freisetzten könnte, die Evakuierung der Umgebung zu
vermeiden, muss die Tritiumfreisetzung während des Reaktor betriebs (in-pile)
groß sein. Eine zuverlässige Vorhersage des Verhaltens von Helium und Tritium im
Beryllium, in-pile und während schneller out-of-pile Aufheizung, ist notwendig,
um die Attraktivität des Blanketkonzeptes zu prüfen und um Design und
Materialien zu optimieren. Der Mangel an experimentellen Daten für
Beryllium-Kugeln im Blanketbetrieb in Bezug auf Neutronenfluenzen und Temperaturen
macht eine Extrapolation der Modelle außerhalb ihres Gültigkeitsbereiches
notwendig. Verglichen mit Uranoxid in Spaltungsreaktoren, sind für Beryllium in
einem Fusionsreaktorblanket eine Verfeinerung des Gaskinetikmodells und eine
ausführliche Validierung der einzelnen Teile des Modells notwendig. Seit 1992
wurde der Code ANFIBE entwickelt, um das Verhalten von Helium und Tritium in
neutronenbestrahltem Beryllium vorherzusagen. Das Ziel der hier vorliegenden Arbeit
ist, den Code sowohl in Bezug auf die theoretischen Modelle, als auch auf die
experimentelle Validierung zu verbessern, um damit das Vertrauen in die
Vorhersagen für die Bedingungen eines Fusionsreaktors zu erhöhen. Im Vergleich
zur ersten Version des Codes erfordert dies die Erstellung einer
detaillierteren, umfassenderen und relevanteren experimentellen Datenbank. Die
folgenden Meilensteine sind erreicht worden: (1) experimentelle
Charakterisierung aller Helium- und Tritiumfreisetzungsstadien in
neutronenbestrahltem Beryllium, im makro- als auch mikroskopischen Maßstab; (2)
Abschätzung der Helium- und Tritiumdiffusionskonstanten; (3) Verbesserung des
Modells für Gasausscheidung in Blasen auf der Grundlage der oben genannten experimentellen
Studien; (4) Definition und Anwendung eines integrierten Validierungsverfahrens
für das analytische Modell, basierend auf der Änderung der Mikrostruktur des
Materials bei unterschiedlichen Gasfreisetzungsstadien. Das abschließende
Ergebnis dieser Studie ist eine neue Version des ANFIBE Codes, die die
Gasatomdiffusion und -ausscheidung in Blasen und die entsprechende Gasfreisetzung
besser beschreibt. Der Code wurde dann angewandt, um die Tritiumrückhaltung in
Beryllium am Ende der Lebensdauer eines Blanketmoduls in einem Fusionskraftwerk
mit 1,5 GW elektrischer Leistung annähernd zu ermitteln. Auf der Basis dieser
Abschätzung scheint die Tritiumrückhaltung in Beryllium ein viel geringeres
Problem zu sein, als in der Vergangenheit angenommen wurde.
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