Features of Helium and Tritium Release from Li2TiO3 Ceramic Pebbles under Neutron Irradiation

2023

Толық мәтін Ашық қол жеткізу: Gold Метадеректер (CSL-JSON)
DOI 10.3390/ma16175903
Деректер сенімділігі 70 орташа
Бұл баға қалай есептеледі

Ол жазбаның өзінің тексерілетін белгілерінен құралады: мақаланың DOI-і бар ма, оның деректерін қанша тәуелсіз дереккөз растады, міндетті өрістер толтырылған ба және соңғы растау қаншалықты жаңа. Дереккөздер арасындағы алшақтық пен идентификатордың болмауы бағаны төмендетеді. 80-нен бастап мән жазбаның қосымша тексерусіз жарияланғанын, 60-тан 79-ға дейін — оның сенімділігі төмен күйде жарияланғанын және қолмен тексеру ұсынылатынын білдіреді. Редактор қолмен тексерген жазбаны қайта есептеу 90-нан төмен түсірмейді. Бұл — мақаланың өзіне емес, ол туралы деректерімізге берілген баға.

Аңдатпа

The operation of fusion reactors is based on the reaction that occurs when two heavy hydrogen isotopes, deuterium and tritium, combine to form helium and a neutron with an energy of 14.1 MeV D + T → He + n. For this reaction to occur, it is necessary to produce tritium in the facility itself, as tritium is not common in nature. The generation of tritium in the facility is a key function of the breeder blanket. During the operation of a D–T fusion reactor, high-energy tritium is generated as a result of the 6Li(n,α)T reaction in a lithium-containing ceramic material in the breeder blanket. Lithium metatitanate Li2TiO3 is proposed as one of the promising materials for use in the solid breeder blanket of the DEMO reactor. Several concepts for test blanket modules based on lithium ceramics are being developed for testing at the ITER reactor. Lithium metatitanate Li2TiO3 has good tritium release parameters, as well as good thermal and thermomechanical characteristics. The most important property of lithium ceramics Li2TiO3 is its ability to withstand exposure to long-term high-energy radiation at high temperatures and across large temperature gradients. Its inherent thermal stability and chemical inertness are significant advantages in terms of safety concerns. This study was a continuation of research regarding tritium and helium release from lithium metatitanate Li2TiO3 with 96% 6Li during irradiation at the WWR-K research reactor using the vacuum extraction method. As a result of the analysis of experiments regarding the irradiation of lithium metatitanate in vacuum conditions, it has been established that, during irradiation, peak releases of helium from closed pores of the ceramics are observed, which open during the first 7 days of irradiation. The authors assumed that the reasons samples crack are temperature gradients over the ceramic sample, resulting from the internal heating of pebbles under the conditions of their vacuum evacuation, and contact with the bottom of the evacuated capsule. The temperature dependence of the effective diffusion coefficient of tritium in ceramics at the end of irradiation and the parameters of helium effusion were also determined.