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Kotov, V.*; Savchuk, V.*; Zorin, B.*; Tazhibaeva, I.*; 河村 弘; 土谷 邦彦; Druyts, F.*
Proceedings of 1st International Conference on Innovative Technologies; Reality and Prospect, p.91 - 98, 2011/00
照射済ベリリウムのリサイクル技術開発は、将来の材料試験炉における放射性廃棄物の低減の観点から、必要不可欠である。リサイクル技術の目的は、トリチウムやコバルト60等の放射性核種を除去し、精製した金属ベリリウムを再利用することである。本論文は、照射済ベリリウムを塩素との反応を用いた乾式法に基づき、未照射の金属ベリリウムを用いた炉外試験結果及び照射済ベリリウムを用いる試験装置の設計結果をまとめたものである。
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。
Kotov, V.*; Savchyk, V.*; Zorin, B.*; Tazhibayeva, I.*; 河村 弘; 土谷 邦彦; Druyts, F.*
no journal, ,
照射済ベリリウムの再処理技術の開発は、将来の利用において必要不可欠である。その処理技術の目的は、長寿命核種であるトリチウムとコバルト60を含む放射化生成物を照射済ベリリウムから除去し、ベリリウムの機械的特性を復元することである。現在、照射済ベリリウムの産業規模での再処理技術はない。本論文は、ベリリウムを塩化物と反応させ、トリチウムとコバルトを除去する方法に基づいた技術とその改良について記述している。この処理能力は、技術的設備において化学反応の効率や化学形態の変化,化学反応における熱効果のバランスなどに影響され、不純物の除去効率はベリリウムの純度に影響する。このため、ベリリウムが塩素と反応し生成する過程における、非放射性同位元素である水素とコバルトを用いた除去効率を求めることにより、産業規模での再処理の可能性を検討した。
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。
