Das KIT ist an der Entwicklung und Qualifizierung von Strukturmaterialien für hochbelastete plasmanahe Komponenten der DEMO-Anlage, wie Blanket und Divertor, federführend beteiligt. Die Entwicklung zielt auf leistungsfähige Materialien ab, die hohen Betriebstemperaturen und Kühlmitteldrücken unter hochenergetischer Neutronenbestrahlung standhalten. Zudem müssen diese Materialien geringe Aktivierbarkeit aufweisen, um so die Umweltverträglichkeit der Fusionsanlagen zu garantieren. Verträglichkeit mit anderen Materialien, wie z.B. den Kühlmitteln, Brutmaterialien und Neutronenmultiplikatoren, muss ebenfalls gewährleistet sein.
Strukturen für kommerzielle Fusionsreaktoren mit erwarteten Laufzeiten von rund 30 Jahren unter voller Last sind für höhere Betriebstemperaturen und Kühlmitteldrücke auszulegen. Zudem müssen sie hohen Neutronenfluenzen standhalten, die zu Materialschädigungen wie z.B. Verfestigung, Versprödung und Duktilitätserniedrigung führen. Während der Laufzeit wird eine Gesamtdosis von ca. 750 dpa (displacements per atom) erreicht. Darüber hinaus werden rund 7000 appm (atom parts per million) Helium in der Struktur durch inelastische (n,α)-Reaktionen und rund 30000 appm Wasserstoff durch (n,p)-Umwandlung erzeugt. Um eine möglichst lange Standzeit plasmanaher Komponenten zu erreichen, wurden Zielwerte von 70 dpa für DEMO und 150 dpa für kommerzielle Fusionsreaktoren definiert.
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Zeitabhängige Gammadosisrate nach Bestrahlung mit 12,5 MWa/m2 |
Bei der Entwicklung von niedrigaktivierenden Stählen sind die ferritisch-martensitischen Stähle (7-10% Cr) am weitesten ausgereift. Sie sind Referenzwerkstoff für die ITER Test-Blanket-Module und für DEMO. Die γ-Dosisrate an der Oberfläche verschiedener ferritisch-martensitischer Stähle ist als Funktion der Abklingzeit nach der Bestrahlung mit ~125 dpa dargestellt. F82H-mod und EUROFER-97 sind die derzeit neuesten Entwicklungsstufen, EUROFER ref. zeigt dabei das Verbesserungspotenzial bei der Herstellung einer hochreinen Legierung. Die dargestellten Aktivitätsstufen zeigen die Möglichkeiten des Recycling oder der freien Entsorgung des am höchsten belasteten Materials, die in einigen hundert Jahren möglich sein wird. |
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EUROFER-97-Proben werden in Spaltreaktoren bestrahlt und anschließend mechanischen Tests und metallurgischen Untersuchungen unterzogen. Dehnungsverhalten, Kerbschlagzähigkeit und Ermüdungseigenschaften werden bestimmt und mit den Werten bei nicht bestrahltem Material verglichen. Die Abbildung zeigt eine Einrichtung zur Messung der Kerbschlagzähigkeit von bestrahlten Proben im Fusionsmateriallabor. |
Vollautomatische Charpy-Testanlage in einer Handschuhbox des Fusionsmateriallabors |
Die Hochtemperaturfestigkeit von ferritisch-martensitischen Stählen wie EUROFER kann durch feinverteilte oxidische Dispersoide verbessert werden. Dadurch kann die Betriebstemperatur der Komponenten verglichen mit dem reinen EUROFER um rund 100° C erhöht werden. Um solche Legierungen für die Fusion verfügbar zu machen, werden verschiedene Materialchargen charakterisiert, Bestrahlungsexperimente durchgeführt sowie Fabrikations-, Verarbeitungs- und Verbindungstechnologien entwickelt.
Ein weiterer Entwicklungszweig ist die Qualifizierung und Weiterentwicklung von Wolfram und ausgewählten Wolfram-Legierungen. Diese sind aussichtsreiche Kandidaten für hochbelastete Beschichtungs- und Strukturmaterialien für ITER sowie für den heliumgekühlten DEMO-Divertor.
