Tritium release properties of neutron-irradiated BeTi

中性子照射BeTiのトリチウム放出特性

内田 宗範*; 石塚 悦男   ; 河村 弘

Uchida, Munenori*; Ishitsuka, Etsuo; Kawamura, Hiroshi

高融点かつ化学的安定性に優れるBeTiは、600C以上で使用される原型炉ブランケット用先進中性子増倍材として期待されている。ブランケット内でのトリチウム放出特性を評価するために、高速中性子フルエンス410 n/cm (E1MeV) で330, 400 and 500Cの温度で照射したBeTiを用いて、トリチウム放出実験を行った。BeTiは、ベリリウムに比べてトリチウムが放出され易く、6001100Cでのトリチウム拡散係数はベリリウムよりも二桁大きかった。良好なトリチウム放出特性に加えて、1100Cまで加熱したサンプルについて測定したスウェリング量はベリリウムに比べて小さいことがわかった。

BeTi has high melting point and good chemical stability and is expected as the advanced material for the neutron multiplier of DEMO-Reactor that requires higher temperature than 600C in a blanket. To evaluate the tritium inventory in the breeding blanket, tritium release experiment of the neutron irradiated BeTi irradiated with a total fast neutron fluence of about 4 x 10 n/cm (E1MeV) at 330, 400 and 500C, was carried out. It was clear that tritium could be released easier than beryllium, and the apparent diffusion coefficient of BeTi was about two orders larger than that of beryllium at 6001100C. In addition to good tritium release property, the swelling calculated from the density change of the specimens up to 1100C in this test was smaller than that of beryllium.