Problems and future plan on material development of beryllium in materials testing reactors

材料試験炉におけるベリリウム材料開発に関する問題と今後の計画

土谷 邦彦 ; Longhurst, G.*; Chakin, V.*; Tazhibayeva, I.*; Druyts, F.*; Dorn, C. K.*; 河村 弘

Tsuchiya, Kunihiko; Longhurst, G.*; Chakin, V.*; Tazhibayeva, I.*; Druyts, F.*; Dorn, C. K.*; Kawamura, Hiroshi

原子炉構造材料として、ベリリウムは高い強度を有する軽金属材料である。ベリリウムの表面はアルミニウムと同様に薄い酸化被膜に覆われており、乾燥ガス雰囲気では高い耐腐食性を有している。このような観点から、ベリリウムは原子力では減速材や反射材として利用されている。実際、ベリリウムの核的特性として、低原子番号及び質量,熱中性子に対する低捕獲断面積,良い弾性散乱特性を有している。ベリリウムを用いた原子炉は世界中に多く存在し、原子力開発の初期段階から試験研究炉で多くのベリリウムが使用された。中性子照射場でのベリリウムは機械的特性が悪くなることである。同時に、中性子との核反応により材料中に有害なトリチウムガスを生成するため、照射したベリリウムの再処理が困難である。本発表は、ベリリウム技術に関する問題や今後の計画について紹介したものであり、材料の改良及び再処理について、中性子反射体としての長期使用及び照射済ベリリウムのリサイクルのために議論した結果を報告したものである。

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