核融合炉ブランケット研究におけるベリリウム化合物の取り扱い

Safety handling procedures of beryllium intermetallic compound on fusion blanket study

柴山環樹*; 中道勝; 宮本光貴*; 久我典義*; Dorn, C. K.*; Knudson, T.*

Shibayama, Tamaki*; Nakamichi, Masaru; Miyamoto, Mitsutaka*; Kuga, Noriyoshi*; Dorn, C. K.*; Knudson, T.*

ベリリウムは、(n,2n)反応により中性子増倍材料として原子力では必要不可欠の機能材料である。核融合炉では、プラズマに対向するアーマー材料としても重要な機能材料である。近年、さらなる高温強度や安全性を付与したベリリウム金属間化合物の研究開発が、日本を中心に進められている。そこで、ベリリウム金属間化合物の研究開発の状況を紹介しながら、安全にかつ機能材料として要求される材料科学的なデータを整備するための取り組みについて詳述する。

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使用言語	:	Japanese
掲載資料名	:	プラズマ・核融合学会誌
巻	:	87
号	:	4
ページ数	:	p.259 - 267
発行年月	:	2011/04
発表会議名	:
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キーワード	:	no keyword

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論文URL	:	https://ci.nii.ac.jp/naid/110008608151
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登録番号 : AA20110080
抄録集掲載番号 : 39000885
論文投稿番号 : 9137

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