Wissenschaftliche Berichte - FZKA 6332

Abstract

The selection of first wall and structural materials is strongly dependent on the proposed design of breeding blanket components and the targets for a fusion reactor development. An envelope of parameters which have to be covered in future R&D activities and which have been adapted in different proposals has been compiled. A short description of interesting material groups like ferritic-martensitic steels, vanadium alloys and ceramic composites, major criteria for their selection and a survey on existing irradiation data is given. This is followed by a comparative assessment of relevant properties and an identification of major issues for each material group.

A more detailed proposal for the future R&D activities is then developed for the ferritic-martensitic steels, the present reference material for the European Breeding Blankets. It describes different phases of development necessary for the qualification of this material for DEMO and gives time schedules which are compatible with parallel component developments. A more selective strategy is proposed for the development of vanadium alloys and the ceramic composite material SiC/SiC. For these alternatives work should be concentrated on identified high-risk issues, before a comprehensive development programme is started.

The necessity of efficient irradiation facilities to study the irradiation behaviour of the materials under simulation and realistic fusion conditions is discussed. The availability of high flux fission reactors and necessary extensions of irradiation rigs for the next decade is stressed. Finally it is shown that for the qualification of materials under realistic fusion conditions a high-energetic, high-flux neutron source is mandatory. An accelerator-driven d-Li neutron source (IFMIF) can fulfil essential users requirements as test bed for materials and can technically be made available in due time. In combination with ITER and DEMO, where a concept verification and full scale reliability tests of breeding blanket components can be performed appropriate and efficient tools would be available to develop materials and components towards a fusion reactor.

Bewertung des Potentials von Strukturmaterialien für die Kernfusion

Zusammenfassung

Die Auswahl von Strukturwerkstoffen für die sog. Erste Wand und die Brutblankets in Fusionsreaktoren hängt von dem speziellen Design und den Belastungsbedingungen in diesen Komponenten ab. Aus diesem Grunde wird zunächst eine Übersicht über die international genannten Ziele für die Entwicklung von Fusionsreaktoren und die für die Werkstoffauswahl wichtigen Belastungsparameter gegeben. Sie sind für die Planung einer langfristigen Entwicklungsstrategie von Werkstoffen von Bedeutung. Es schließt sich eine Beschreibung der wichtigsten Materialgruppen, ferritisch-martensitischen Stählen, Vanadiumlegierungen und faserverstärkten keramischen Composits vom Typ SiC/SiC an und enthält eine vergleichende Beurteilung wichtiger Eigenschaften, des Verhaltens unter Neutronenbestrahlung und eine Identifizierung möglicher Schwachstellen.

Für die Gruppe der ferritisch-martensitischen Stähle, die als Referenzmaterial für die Entwicklung von Brutblankets in Europa gelten, wird eine detaillierte F&E Strategie entwickelt, um in mehreren Phasen die Qualifizierung für DEMO-relevante Anwendung zu erreichen. Eine andere Strategie wird für die Vanadiumlegierungen und SiC/SiC-Verbundwerkstoffe vorgeschlagen. F+E- Arbeiten sollten sich hier zunächst auf sog. "High-Risk" Themen konzentrieren, bevor breit angelegte Entwicklungsprogramme gestartet werden.

Das Vorhandensein oder die Beschaffung geeigneter Bestrahlungsquellen zum Testen der Werkstoffe unter realistischen Bedingungen ist für die Durchführung des Entwicklungsprogramms von entscheidender Bedeutung. Während für die nächste Dekade aus Mangel an einer fusionsspezifischen 14-MeV Neutronenquelle Spaltungsreaktoren mit hohem Neutronenfluß und geeigneten Bestrahlungseinrichtungen eingesetzt werden, um Betriebserfahrungen mit diesen Werkstoffen unter Neutronenbelastung zu sammeln, ist der zügige Bau einer Bestrahlungsquelle, die ein fusionsrelevantes, energiereiches 14 MeV-Neutronenspektrum liefert, für die Materialentwicklung und -qualifizierung absolut erforderlich. Eine beschleunigergetriebene d-Li Stripping Neutronenquelle (International Fusion Material Irradiation Facility, IFMIF) erfüllt die Anforderungen der Nutzer und könnte technisch auch in relativ kurzer Zeit verwirklicht werden. Das Testen von großen Komponenten, wie den Brutblankets unter realistischen Bestrahlungs-und Testbedingungen, bleibt jedoch zukünftigen Fusionsanlagen wie dem ITER (International Thermonuclear Reactor) oder einem Demonstrationskraftwerk (DEMO) vorbehalten.