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土谷 邦彦; Longhurst, G.*; Chakin, V.*; Tazhibayeva, I.*; Druyts, F.*; Dorn, C. K.*; 河村 弘
JAEA-Conf 2008-011, p.55 - 58, 2009/01
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。
土谷 邦彦; Longhurst, G.*; Chakin, V.*; Tazhibayeva, I.*; Druyts, F.*; Dorn, C. K.*; 河村 弘
no journal, ,
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。
林 君夫; 中島 徳嘉*; Clement Lorenzo, S.*; Baluc, N.*; 西谷 健夫; 山西 敏彦; Morono, A.*; Hernandez, T.*; Moriani, A.*; Tosti, S.*; et al.
no journal, ,
原型炉研究開発活動は、幅広いアプローチ(BA)における核融合原型炉設計活動を支えることを意図したものである。本講演では、原型炉研究開発活動におけるこれまでの進捗、特に日欧共同活動について発表する。リチウム鉛(Pb-
Li)中におけるSiC/SiC複合材料の侵食腐食挙動を研究するための装置は、六ヶ所に設置して実験を行うため、現在欧州で製作中である。低放射化フェライト/マルテンサイト鋼(EUROFER及びF82H)のベルギーの原子炉(BR2)による照射試験が準備中である。また、日欧間で、低放射化フェライト/マルテンサイト鋼,中性子増倍材及びトリチウム増殖材試料を交換して、特性評価を行うことが計画されている。このように、研究開発活動が強化されつつある。
