核融合炉開発におけるベリリウム研究の現状

Status of beryllium study for the fusion reactor development

ベリリウムは、トリチウム増殖ブランケットの中性子増倍材や第一壁及びダイバータ材料等として期待されている。しかし、これらに要求される照射特性データの取得はまだ十分とは言えず、機械的特性に関してもベリリウムの製造法、粒径及び不純物等の影響が明らかになっていない。本稿では、スエリング、破壊強度、トリチウム放出率特性及び両立性等について、近年の主な研究動向について解説する。

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使用言語	:	Japanese
掲載資料名	:	核融合炉,No. 4 (日本原子力学会核融合工学部会会報)
巻	:	0
号	:
ページ数	:	p.1 - 11
発行年月	:	1996/02
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キーワード	:	ベリリウム; スエリング; 破壊強度; トリチウム放出; 両立性

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登録番号 : A19950180
抄録集掲載番号 : 240429
論文投稿番号 : 13921

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