Sviluppo delle tecnologie del circuito a metallo liquido del modulo di blanket HCLL del reattore a fusione ITER e DEMO

Lo scopo della presente tesi di dottorato è di illustrare il lavoro svolto nella progettazione del circuito a metallo liquido del Test Blanket System (TBS) Helium Cooled Lithium Lead (HCLL), uno dei sistemi fondamentali del reattore sperimentale ITER che dovrà dimostrare la fattibilità di produrre industrialmente energia elettrica da processi di fusione nucleare. Il blanket HCLL costituisce una delle sei configurazioni che verranno testate in ITER, sulla base degli esperimenti condotti nei 10 dieci anni di vita del reattore verrà selezionata la configurazione che determinerà la costituzione del primo reattore dimostrativo per la produzione di un surplus di energia elettrica venti volte superiore all’energia consumata, DEMO. Il circuito ausiliario del blanket HCLL è finalizzato, in DEMO all’estrazione del trizio generato mediante il TES; ed in ITER alla dimostrazione della fattibilità di estrarre il trizio generato e di poter gestire il ciclo del trizio. Lo sviluppo dei componenti, svolto in questa tesi, è accentrato su tale dispositivo, il TES. In tale ambito si inseriscono le attività che sono descritte nei capitoli della seguente tesi di dottorato: selezione e progettazione preliminare del sistema di estrazione del trizio dalla lega eutettica Pb15.7Li del circuito a metallo liquido del TBM HCLL; la progettazione, realizzazione e qualifica dei sensori a permeazione per la misura della concentrazione di trizio nella lega eutettica Pb15.7Li; la qualificazione sperimentale all’interno dell’impianto TRIEX (TRItium EXtarction) della tecnologia selezionata per l’estrazione del trizio dalla lega; la progettazione della diagnostica di misura e controllo del circuito ausiliario del TBM HCLL.

Development, mechanical characterization and qualification in liquid lead of stainless steels for structural applications in the future fission and fusion nuclear reactors

The research activity carried out in the Brasimone Research Center of ENEA concerns the development and mechanical characterization of steels conceived as structural materials for future fission reactors (Heavy Liquid Metal IV Generation reactors: MYRRHA and ALFRED) and for the future fusion reactor DEMO. Within this framework, two parallel lines of research have been carried out: (i) characterization in liquid lead of steels and weldings for the components of the IV Generation fission reactors (GIV) by means of creep and SSRT (Slow Strain Rate Tensile) tests; (ii) development and screening on mechanical properties of RAFM (Reduced Activation Ferritic Martensitic) steels to be employed as structural materials of the future DEMO fusion reactor. The doctoral work represents therefore a comprehensive report of the research carried out on nuclear materials both from the point of view of the qualification of existing (commercial) materials for their application in the typical environmental conditions of 4th generation fission reactors operating with lead as coolant, and from the point of view of the metallurgical study (with annexed microstructural and mechanical characterization of the selected compositions / Thermo Mechanical Treatment (TMT) options) of new compositional variants to be proposed for the “Breeding Blanket” of the future DEMO Fusion Reactor.