Thermomechanical characterization of advanced ceramic breeder beds for fusion blankets

Ein Tritium-Brutblanket (BB) ist ein unverzichtbares Bauteil für den Fusionsdemonstrationsreaktor (DEMO), um die Selbstversorgung des Reaktors mit erbrütetem Tritium sicherzustellen. DEMO stellt die nächste Entwicklungsstufe nach ITER (Internationaler Thermonuklearer Experimenteller Reaktor [1]) dar. In ITER sollen sechs Modelle der sogenannten Testblanketmodule (TBMs) getestet werden, um sechs unterschiedliche Brutblanketkonzepte zu erproben. ITER wird erste experimentelle Daten zur Durchführbarkeit der BBs liefern.
Gegenwärtig werden zwei europäische Tritium-Brutkonzepte (Feststoff-Brutblanket und Flüssigmetall-Brutblanket) für einen Test in ITER in Betracht gezogen. ... mehrIm Feststoff-Brutblanket liegen das keramische Brutmaterial (Lithiumorthosilikat) und der Neutronenvervielfacher (Beryllium) in Form von dicht gepackten Kugelschüttbetten vor. Eine umfassende Kenntnis der thermischen und mechanischen Eigenschaften keramischer Kugelschüttbetten unter fusionsrelevanten Bedingungen ist wesentlich für die Konzeption der Brutblanketmodule zukünftiger Fusionsreaktoren. Auch wenn die Keramikschüttbetten keine strukturtragende Funktion haben, so müssen sie doch den mechanischen Spannungen, die beim Betrieb des Blankets entstehen, standhalten können. Ein Blanketmodul wird einer zyklischen Belastung durch die Brennphasen des Plasmas ausgesetzt sein. Temperaturgradienten und die unterschiedlichen thermischen Ausdehnungskoeffizienten der Kugelschüttbetten und der Strukturmaterialien führen zu einer zyklischen Druckbelastung, welche auf die Schüttbetten einwirkt. Aufgrund der granularen Natur der Kugelschüttbetten, zeigt das einsetzte Material eine Abhängigkeit der thermischen Leitfähigkeit vom mechanischen Zustand (Packungsfactor, Spannungs-/Verformungszustand) sowie von der Art des Füllgases und seinem Druck.
Das europäische Referenzbrutmaterial besteht derzeit aus einem, mittels eines Schmelzsprühverfahrens hergestellten, zweiphasigen Material. Bei den zwei Phasen handelt es sich um Lithiumorthosilikat und Lithiummetasilikat. Dieses Material wurde bereits gut charakterisiert. Allerdings gibt es angesichts der prozessinduzierten Defekte der Kugeln Bedenken hinsichtlich deren Bruchfestigkeit. Um die mechanischen Eigenschaften zu verbessern, wurde am KIT eine neue Anlage für die ebenfalls schmelzbasierte Produktion von fortschrittlichen keramischen Brutkeramikkugeln (“Advanced Cermic Breeder” (ACB)) entwickelt und in Betrieb genommen. Durch den Einsatz von Lithiummetatitanat als Zweitphase anstelle von Lithiummetasilikat wird die mechanische Stabilität der Lithiumorthosilikatkugeln verbessert.
Die vorliegende Dissertation befasst sich sowohl mit der experimentellen als auch mit der numerischen Charakterisierung der thermischen und mechanischen Eigenschaften von Kugelschüttbetten aus ACB-Keramiken unter fusionsrelevanten Bedingungen. Dazu wurde auf der Grundlage des transienten Heißdraht-Verfahrens (Hot Wire Method) eine Versuchsanordnung konzipiert. Mit dieser wird der Einfluss der Temperatur, mechanischer Kompressionsbelastung, sowie der Art und des Drucks des Füllgases auf die effektive thermische Leitfähigkeit der Kugelschüttbetten untersucht. Auch der Einfluss der chemischen Zusammensetzung (Gehalt an Lithiummetatitanat) wird untersucht. Uniaxiale Druckexperimente werden zusammen mit numerischen Simulationen mittels der Diskrete-Elemente-Methode (DEM) durchgeführt, um den Einfluss von zyklischer Belastung auf das makro- und mikromechanische Verhalten der Schüttbetten zu untersuchen.

A tritium Breeding Blanket (BB), ensuring tritium breeding self-sufficiency, is a compulsory component for the demonstration power reactor (DEMO), the next-step after ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor [1]). Six mock-ups of so called Test Blanket Modules (TBMs), will be tested in ITER in order to test six different breeding blanket concepts. ITER will provide the first experimental data on the performance of the BBs.
Presently, two European tritium breeder concepts (solid breeder blanket and liquid metal breeding blanket) are considered to be tested in ITER. ... mehr In the solid breeder blanket concept, the ceramic breeding material (lithium orthosilicate) and the neutron multiplier (beryllium) are in the form of packed pebble beds. A thorough understanding of the thermal and mechanical properties of the ceramic pebble beds under fusion relevant conditions is essential for the design of the breeder blanket modules of future fusion reactors. Even if the ceramic beds have no structural function, the beds have to withstand stresses induced by the blanket operating conditions. A blanket module will experience a cyclic loading due to the burn pulses of the plasma, temperature gradients and the mismatch of the thermal expansion coefficients between the beds and the structural materials result in cyclic compressive load acting on the breeder beds. Due to their granular nature, pebble bed materials show a dependence of thermal conductivity on the mechanical state (packing factor, stress/strain state) as well as the filling gas type and pressure.
The current European reference breeding material consists of a two-phase material fabricated by the melt-spraying method. The two phases are lithium orthosilicate and lithium metasilicate, respectively. This material is well characterized, however, due to process related defects of the pebbles the rupture strength gives cause for some concerns. To improve the mechanical performances, a new, but also melt-based production facility has been put into operation at KIT for the production of Advanced Ceramic Breeder (ACB) pebbles. By the introduction of lithium metatitanate as a second phase instead of lithium metasilicate the mechanical stability of lithium orthosilicate pebbles is further enhanced.
This doctoral thesis work consists in both experimental and numerical characterization of the thermal and mechanical properties of ACB ceramic pebble beds under fusion relevant conditions. An experimental set-up based on the transient Hot Wire Method has been designed. The influence of temperature, compressive load and filling gas type/pressure on the effective thermal conductivity of pebble beds is investigated. The influence of the chemical composition (lithium metatitanate content) is examined as well. Uniaxial compression experiments are conducted along with Discrete Element Method numerical simulations to investigate the influence of cyclic loading on the macro and micro mechanical behaviour of packed beds.