Reducing beryllium content in mixed bed solid-type breeder blankets

Beryllium (Be) is a precious resource with many high value uses, the low energy threshold (n,2n) reaction makes Be an excellent neutron multiplier for use in fusion breeder blankets. Estimates of Be requirements and available resources suggest that this could represent a major supply difficulty for solid-type blanket concepts. Reducing the quantity of Be required by breeder blankets would help to alleviate the problem to some extent. In addition, it is important that the reduction in the Be quantity does not diminish the blanket's performance in key aspects such as the tritium breeding ratio (TBR), energy multiplication and peak nuclear heating. Mixed pebble bed designs allow for the multiplier fraction to be varied throughout the blanket. This neutronics study used MCNP 6 to investigate linear variations of the multiplier fraction in relation to blanket depth, in order to better utilise the important multiplying Be(n,2n) and breeding reactions. Blankets with a uniform multiplier fraction showed little scope for reduction in Be mass. Blankets with varying multiplier fractions were able to simultaneously use 10% less Be, increase the energy amplification by 1%, reduce the peak heating by 7% and maintaining a sufficient TBR when compared to the performance achievable using a uniform composition

Thermal Evolution of the Proton Irradiated Structure in Tungsten–5 wt% Tantalum

We have monitored the thermal evolution of the proton irradiated structure of W–5 wt% Ta alloy by in-situ annealing in a transmission electron microscope at fusion reactor temperatures of 500–1300 °C. The interstitial-type a/2 dislocation loops emit self-interstitial atoms and glide to the free sample surface during the early stages of annealing. The resultant vacancy excess in the matrix originates vacancy-type a/2 dislocation loops that grow by loop and vacancy absorption in the temperature range of 600–900 °C. Voids form at 1000 °C, by either vacancy absorption or loop collapse, and grow progressively up to 1300 °C. Tantalum delays void formation by a vacancy-solute trapping mechanism

Les modules de test de couverture tritigène : un pas vers l’autosuffisance en tritium

ITER sera approvisionné en tritium par des sources extérieures, schéma qui ne sera pas possible pour un réacteur du type DEMO qui exigera d’être auto-producteur. La génération de tritium est effectuée dans des composants entourant le plasma, les couvertures tritigènes, qui sont soumis à des conditions de fonctionnement difficiles et qui exigent des matériaux et des technologies avancés dont la maturité n’est pas encore atteinte. Afi n de préparer DEMO, l’une des missions d’ITER concerne le test de concepts de couvertures tritigènes représentatives de DEMO, appelées les modules de test de couverture (TBM), localisées dans trois ports équatoriaux appelés “ports d’essai d’ITER” dans cet article. Les TBMs installés dans ITER dès son démarrage fourniront l’un des premiers résultats expérimentaux sur la potentialité de la fusion d’être une future source d’énergie. Tandis que l’exploitation des plasmas d’ITER fournira la démonstration d’une production énergétique de la gamme d’un réacteur, les TBMs apporteront des réponses à deux questions critiques pour la fusion en tant que source d’énergie : “Le tritium peut-il être produit dans la couverture à un taux égal à sa consommation dans le plasma ?”, et “la chaleur peut-elle être extraite de la couverture simultanément à la production de tritium, et ce à des températures compatibles avec une production d’électricité efficace ?”. C’est pourquoi la réussite des expériences sur les TBMs dans ITER représente une étape critique et essentielle sur le chemin vers DEMO et pour le développement des programmes fusion de l’ensemble des partenaires d’ITER. Afin de définir un programme TBM solide et cohérent dans ITER, un groupe de travail (TBWG) représentant les sept partenaires d’ITER et l’équipe centrale s’est constitué depuis plusieurs années. Les activités du TBWG ont confi rmé le grand intérêt de tester les TBMs dans les 3 ports assignés par ITER, même pendant la phase initiale en H-H, avec les objectifs principaux de valider la conception mécanique en environnement fusion et les prédictions concernant la production et le contrôle du tritium, et de démontrer les performances globales des systèmes de couverture. Différents concepts de couverture tritigène pour DEMO ont été étudiés de par le monde, soutenus par un important programme de R&D au sein des différents partenaires. De ces études et résultats expérimentaux sont issus un nombre limité de concepts jugés prometteurs pour DEMO et proposés pour être testés dans ITER : - deux concepts refroidis à l’hélium avec matériau tritigène sous forme de lithium-plomb, - deux concepts à double réfrigérant (Hélium et lithium-plomb) avec matériau tritigène sous forme de lithium-plomb, - quatre concepts refroidis à l’hélium avec matériau tritigène sous forme de céramique (et du béryllium comme multiplicateur de neutrons), - un concept refroidi à l’eau avec matériau tritigène sous forme de céramique (et du béryllium comme multiplicateur de neutrons), - un concept refroidi à l’hélium avec matériau tritigène sous forme de Lithium (et du béryllium comme multiplicateur de neutrons), - un concept dit auto-refroidi où réfrigérant et matériau tritigène sont sous forme de lithium (avec du béryllium comme multiplicateur de neutrons). Excepté la dernière proposition qui utilise un alliage de vanadium comme matériau de structure, toutes les autres emploient un acier ferritique/Martensitique (FMS). Cet article décrit brièvement les différents concepts qui seront testés pendant les dix premières années de l’exploitation d’ITER, leurs caractéristiques principales, les conditions aux limites imposées par ITER, les objectifs et la stratégie de tests et la R&D exigée avant l’installation des TBMs dans ITER. En parallèle aux TBMs, les activités supplémentaires nécessaires à la réussite de la fabrication des couvertures pour DEMO seront aussi abordées

1) Gli antichi Romani 2) Come parlavano gli antichi Romani?

S.P.Q.R. non \ue8 una sintesi di grammatica latina a uso della scuola secondaria di primo grado n\ue9 tantomeno un breviario di analisi logica ma uno strumento che intende avvicinare gli studenti al latino come tappa evolutiva della lingua italiana, secondo le indicazioni contenute negli OSA emanati dal Ministero. Per questo, otto Unit\ue0 di Apprendimento, che prendono spunto da altrettanti quadri di ambientazione romana (dalle strade, alla famiglia, ai luoghi pubblici, all\u2019esercito), individuano gli elementi di continuit\ue0 tra la civilt\ue0 latina e la nostra, sia dal punto di vista "culturale" sia, soprattutto, da quello lessicale e linguistico. Ogni Unit\ue0 si apre con Vita a Roma, letture in italiano che procedono per "spaccati" di vita quotidiana. Sono evidenziate e riportate nella forma latina le parole pi\uf9 significative e, attraverso un\u2019accattivante analisi etimologica (La storia delle parole), si realizza il passaggio al secondo segmento dell\u2019Unit\ue0, Dalla parte della lingua. Di pari passo con il lessico si procede, attraverso il confronto con l\u2019italiano, allo studio della "struttura", ossia dei caratteri della morfologia latina (declinazioni di nomi, aggettivi e principali pronomi, coniugazione verbale). Lavoriamoci sopra costituisce quindi un momento di riflessione attiva per verificare puntualmente il grado di assimilazione degli argomenti toccati nel testo. Un ricco apparato iconografico di testimonianze storico-artistiche e di tavole a colori consente agli studenti una ricostruzione anche visiva della civilt\ue0 che stanno scoprendo

SPQR - Alla scoperta delle parole e della quotidianità di Roma antica

manuale scolastico ad uso della scuola secondaria di primo grad