Material development of beryllium reflector in materials testing reactors

材料試験炉におけるベリリウム反射体の材料開発

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、試験研究炉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てきた。中性子照射場での使用において、ベリリウムは機械的特性に影響するとともに、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、照射済ベリリウムの再処理が困難となる。このため、この金属ベリリウム製中性子反射体の長寿命化を検討することは、廃棄物の低減や稼働率向上の観点から必要不可欠である。本発表は、長寿命化に関する現状や今後の計画について紹介したものであり、材料の改良のための新たな照射後試験技術について議論する。

Beryllium has been utilized as a moderator and/or reflector in a number of material testing reactors. In fact, the nuclear properties of beryllium are its low atomic number, low atomic weight, low parasitic capture cross section for thermal neutrons, readiness to part with one of its own neutrons (n, 2n), and good neutron elastic scattering characteristics. Various problems of beryllium utilization are introduced for nuclear reactors and two points are proposed for the solution of irradiated beryllium wastes. Thus, it will be necessary to consider fundamental changes to the frame design, starting with the choice of beryllium material grade. Additionally, irradiation tests are planned for the design modification of beryllium materials. Beryllium material grades are selected for material modification and irradiation tests have been discussed. New measurement procedures in PIEs are also proposed for evaluation of lifetime extension. In this presentation, status and future plan of beryllium reflector development are introduced.