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論文

Microstructural stability of ODS steel after very long-term creep test

岡 弘; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 大塚 智史; 皆藤 威二; 舘 義昭

Journal of Nuclear Materials, 547, p.152833_1 - 152833_7, 2021/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.22(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究では、ODS鋼被覆管の強度決定因子であるナノサイズ酸化物粒子及び母相組織の高温・応力負荷下での安定性を評価するため、700$$^{circ}$$Cで45,000時間を超える内圧クリープ試験に供して破断したODS鋼被覆管の微細組織観察を行った。観察したODS鋼は、焼き戻しマルテンサイトを母相とする9Cr-ODS鋼及び再結晶フェライトを母相とする12Cr-ODS鋼の製造まま材及びクリープ破断材である。破断後の内圧クリープ試験片から切り出した板片を電解研磨にて薄膜化し、透過電子顕微鏡JEOL 2010Fにて観察した。観察の結果、ナノ粒子のサイズ及び数密度は700$$^{circ}$$Cにて45,000時間を超えるクリープ試験後においてもほぼ変化なく、高温長時間試験中に安定に存在していたことを確認した。また、9Cr-ODS鋼の強度決定因子の一つである焼き戻しマルテンサイト組織についても、製造まま材とクリープ破断材の間に大きな違いはなく、母相組織は安定であることがわかった。

論文

Development of ODS tempered martensitic steel for high burn up fuel cladding tube of SFR

大塚 智史; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 舘 義昭; 皆藤 威二; 橋立 竜太; 加藤 章一; 古川 智弘; 伊藤 主税; et al.

2018 GIF Symposium Proceedings (Internet), p.305 - 314, 2020/05

酸化物分散強化型(ODS)鋼は、先進原子力システム用の高強度・耐照射性材料として、世界的に研究開発が進められてきた。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ODS鋼をナトリウム冷却高速炉(SFR)の高燃焼度被覆管の最有力候補材と位置づけ研究開発を進めてきた。ODS鋼適用による高燃焼度化の達成により、SFRの経済性向上および放射性廃棄物の減容・有害度の低減が可能となる。本稿は、JAEAにおけるSFR高燃焼度被覆管用ODSマルテンサイト鋼の開発状況とその展望について取りまとめたものである。

論文

Method to reduce long-lived fission products by nuclear transmutations with fast spectrum reactors

千葉 敏*; 若林 利男*; 舘 義昭; 高木 直行*; 寺島 敦仁*; 奥村 森*; 吉田 正*

Scientific Reports (Internet), 7(1), p.13961_1 - 13961_10, 2017/10

 被引用回数:18 パーセンタイル:94.32(Multidisciplinary Sciences)

放射性廃棄物の課題を克服するため、高速炉中性子を利用した6種の長寿命核分裂生成物を元素分離で核変換する技術の開発を進めている。効果的かつ効率的な核変換のため、重水素化イットリウムを減速材としたシステムを考案した。モンテカルロコードMVP-II/MVP-BURNを使った核変換率とサポートファクタの評価を行った。高速炉炉心のブランケット領域および反射体領域に重水素化イットリウムと装荷した場合、すべての核種の実効半減期が10$$^{6}$$から10$$^{2}$$へ劇的に低減し、サポートファクタも1を上回ることが確認できた。この高速中性子を利用した核変換システムは放射性廃棄物の低減に大きく貢献する。

論文

レーザー誘起ブレークダウン分光法の合金製造への応用

大図 章; 舘 義昭; 有田 裕二*

レーザー研究, 42(12), p.913 - 917, 2014/12

マイナーアクチニドを含む金属核燃料の合金製造時でのるつぼ内の合金溶融表面及びその表面からの蒸発物質のその場元素組成分析を目的として、レーザー誘起ブレークダウン分光分析法を合金製造過程に適用した。ジルコニウム, 銅, サマリウム、及びセリウムを模擬金属として使用した試験では、るつぼ温度に依存して溶融合金表面の元素組成が変動することが観測された。また、るつぼ温度の上昇に従ってるつぼ表面からの蒸発物質の元素組成をも同時に測定することができた。これらの適用試験により、レーザー誘起ブレークダウン分光分析法が合金製造過程の組成調査やるつぼ内の合金の挙動の解明に役立つことが示された。

報告書

X線CT検査技術による燃料集合体に発生する欠陥(傷,混入異物等)の撮像データ集

石見 明洋; 舘 義昭; 勝山 幸三; 三澤 進*

JAEA-Data/Code 2014-012, 72 Pages, 2014/08

JAEA-Data-Code-2014-012.pdf:82.93MB

日本原子力研究開発機構の集合体試験課(FMS)では、X線CT検査技術を用いて高速実験炉「常陽」等で照射された燃料集合体内部の健全性について確認を行ってきた。本技術は非破壊で欠陥等を観察することが可能であることから、照射燃料集合体試験施設(FMF)において福島第一原子力発電所から取出された燃料集合体の健全性を確認するための手法としてX線CT検査技術の適用を検討している。本報告では、燃料集合体の健全性確認として燃料集合体内の異物検知や燃料ピンの腐食(酸化)検知と欠陥検知へのX線CT検査技術の適用性を確認する基礎データを取得するために実施した模擬試験体等の撮像結果について取りまとめた。

論文

Reduction in degree of absorber-cladding mechanical interaction by shroud tube in control rods for the fast reactor

堂野前 貴子; 勝山 幸三; 舘 義昭; 前田 宏治; 山本 雅也; 曽我 知則

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.580 - 584, 2011/04

長寿命制御棒開発における課題のひとつとして吸収材-被覆管機械的相互作用(ACMI)がある。高速実験炉「常陽」での制御棒寿命は、吸収材料である炭化ホウ素ペレット(B$$_{4}$$C)のスエリングとリロケーションによって引き起こされるACMIによって制限されている。そこで、このACMI抑制のためにB$$_{4}$$Cペレットと被覆管の間のギャップにシュラウド管を挿入した。さらに、ペレット温度を下げるために、ナトリウムをボンド材として採用した。これらの改良の結果、「常陽」制御棒寿命はこれまでの2倍と評価された。本論文では、これらに関する照射後試験結果を報告する。

論文

Candidate iodides for LLFP transmutation in FR core

舘 義昭; 若林 利男*

Transactions of the American Nuclear Society, 103(1), p.268 - 269, 2010/11

放射性ヨウ素のような使用済燃料に含まれる長寿命核分裂生成物の核変換技術は、高レベル放射性廃棄物の処分に伴う環境負荷やリスクの軽減にとって非常に有望な技術である。ヨウ素は低い融点や高い蒸発性のため、また、鉄基材料に対する高い腐食性のために、高速炉炉心への適用性に優れる化合物形態を選定することが重要な課題となっている。融点や核的特性,ステンレス鋼との反応性,製造性の観点から高速炉での核変換のための候補化合物形態としてMgI$$_{2}$$, CuI, RbI, YI$$_{3}$$, BaI$$_{2}$$の5種類のヨウ素化合物を選定した。これらについて、高温での安定性を評価するためにTG-DTAを、被覆管材料との共存性を評価するために600$$^{circ}$$Cで最長5000時間の共存性試験を実施した。TG-DTAの結果、BaI$$_{2}$$は優れた高温安定性を有していることが、CuI, RbI, YI$$_{3}$$は融点付近で著しい重量損失を生じることが明らかとなった。被覆管材料との共存性試験の結果、MgI$$_{2}$$, YI$$_{3}$$と試験したSUS316鋼やPNC-FMS鋼,ODS鋼で腐食の痕跡が認められた。BaI$$_{2}$$と試験したSUS316鋼やODS鋼では、表面に酸化物層が形成されたが、これはBaI$$_{2}$$中に残留していた水分によるものであると考えられた。また、共存性試験の試験体上部においては、RbやYによるSUS316鋼の腐食が認められた。高温での安定性や被覆管材料との共存性の観点から、高速炉でのヨウ素の核変換のための化合物形態としてはBaI$$_{2}$$が有望であることが明らかとなった。

論文

Effect of high dose/high temperature irradiation on the microstructure of heat resistant 11Cr ferritic/martensitic steels

山下 真一郎; 矢野 康英; 舘 義昭; 赤坂 尚昭

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.135 - 139, 2009/04

 被引用回数:10 パーセンタイル:60.19(Materials Science, Multidisciplinary)

FFTF及び常陽を用いて11Cr系耐熱フェライト/マルテンサイト鋼を400$$sim$$670$$^{circ}$$Cの温度範囲で約100dpaまで照射した。一部の材料は組織変化挙動に及ぼす熱的効果を明らかにするために、原子炉照射相当の長時間熱時効試験も行った。照射前の組織は、ラスマルテンサイト組織(ラス組織),転位,炭化物で構成されており、旧オーステナイト粒界のほとんどは部分的に炭化物で被覆されていた。照射後組織観察の結果から、照射により誘起される組織が照射温度に応じて次の3つに分類されることが示された。(1)照射温度が400$$sim$$450$$^{circ}$$Cの低温域の場合、フェライト相内に直径30nm以下の微細な転位ループやキャビティが形成するが、ボイドスエリング量としては0.05%に留まる程度であった。(2)温度が500$$sim$$600$$^{circ}$$Cの中温域で照射されると炭化物の析出が支配的な組織変化となり、M$$_{23}$$C$$_{6}$$やM$$_{6}$$Cが旧オーステナイト粒界を広範囲に被覆することで、粒界強化やラス組織回復の遅滞化に寄与していることが明らかとなった。(3)照射温度が650$$^{circ}$$Cを超える高温になった場合、ラス組織の完全回復,炭化物の著しい粗大化に加え、再結晶粒の形成,成長が同時に生じてしまうことが明らかとなった。この組織変化は、650$$^{circ}$$C以上では不可避な組織変化と考えられ、機械的特性の著しい劣化と密接な関係があると推察される。

論文

Neutron irradiation effect on isotopically tailored $$^{11}$$B$$_{4}$$C

諸橋 裕子; 丸山 忠司*; 堂野前 貴子; 舘 義昭; 小野瀬 庄二

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(9), p.867 - 872, 2008/09

 被引用回数:9 パーセンタイル:56.05(Nuclear Science & Technology)

The present investigation was made to elucidate the effect of neutron irradiation on dimensional change and thermal conductivity of isotopically tailored $$^{11}$$B$$_{4}$$C. The specimens used in the present investigation are 99% $$^{11}$$B enriched $$^{11}$$B$$_{4}$$C, 91% $$^{10}$$B enriched $$^{10}$$B$$_{4}$$C and $$beta$$-SiC. The results of measurements indicated that the changes in dimension and thermal conductivity of neutron irradiated $$^{11}$$B$$_{4}$$C were substantially smaller than those of $$^{10}$$B$$_{4}$$C and SiC. Post irradiation annealing experiment measurements for $$^{11}$$B$$_{4}$$C showed that dimensional change and thermal conductivity were almost completely annealed out at 1400$$^{circ}$$C. The changes in thermal conductivity by annealing were analyzed in terms of phonon scattering theory. The onset of recovery in thermal conductivity of $$^{11}$$B$$_{4}$$C well agreed well with irradiation temperature, however the recovery in length did not coincide with irradiation temperature.

論文

$$^{11}$$B$$_{4}$$Cの中性子照射効果とその回復挙動

堂野前 貴子; 舘 義昭; 関根 学*; 諸橋 裕子; 赤坂 尚昭; 小野瀬 庄二

Journal of the Ceramic Society of Japan, 115(1345), p.551 - 555, 2007/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:30.7(Materials Science, Ceramics)

高速炉で効率的に核分裂生成物を核変換するためには減速材の利用が有効であり、$$^{11}$$B$$_{4}$$Cはその候補の1つとされているが、$$^{11}$$B$$_{4}$$Cの照射挙動は制御材用の$$^{10}$$B$$_{4}$$Cと異なりほとんどデータが得られていない。そこで本論文では、高速炉で照射した$$^{11}$$B$$_{4}$$Cペレットの外観・微細組織観察及び熱伝導率測定を行い、$$^{11}$$B$$_{4}$$Cの照射挙動を明らかにした。照射$$^{11}$$B$$_{4}$$Cの外観は$$^{10}$$B$$_{4}$$Cと異なり、クラックは観察されなかったが、微細組織には$$^{10}$$B$$_{4}$$Cと同様に粒内及び粒界にバブルが確認された。$$^{11}$$B$$_{4}$$Cの熱伝導率は$$^{10}$$B$$_{4}$$Cよりも大きく、室温から1400$$^{circ}$$Cの間には、$$^{10}$$B$$_{4}$$Cと同様に3つの回復ステージが観察され、B$$_{4}$$Cの回復とヘリウムの分散挙動の関連性が示された。以上から、$$^{11}$$B$$_{4}$$Cペレットは照射下での安定性が高いことが確認され、減速材適用の可能性が示された。

論文

Research and development of minor actinide-containing fuel and target in a future integrated closed cycle system

逢坂 正彦; 芹澤 弘幸; 加藤 正人; 中島 邦久; 舘 義昭; 北村 了一; 三輪 周平; 岩井 孝; 田中 健哉; 井上 賢紀; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.309 - 316, 2007/03

 被引用回数:25 パーセンタイル:85.69(Nuclear Science & Technology)

高速炉及び加速器駆動未臨界システムを含む将来の統合された閉サイクルシステムにおけるマイナーアクチニド含有燃料及びターゲット、(Pu,Am)O$$_{2}$$-MgO, (Pu,Np)O$$_{2}$$-MgO, (U,Pu,Np)O$$_{2}$$, (U,Pu,Np)N, (Pu,Np,Zr)Nの研究開発が進行中である。本論文では、試料作製試験及び特性測定に関しての現状を報告する。母材の選択を含む酸化物ターゲットの設計コンセプトについて述べる。燃料-被覆管機械的相互作用の評価に資することを目的として高温機械的特性測定装置が新たに導入された。Npを含有する2種類の高速炉用燃料については、その開発の歴史と将来展望について述べる。加速器駆動未臨界システム用の新しい窒化物ターゲットの予備試験結果を紹介する。最後に、高速実験炉常陽における照射試験について簡潔に紹介する。

報告書

長寿命核分裂生成物(LLFP)核変換ターゲットの検討; ヨウ素化合物の調査,2

堂野前 貴子; 舘 義昭; 松元 愼一郎

JAEA-Research 2006-033, 35 Pages, 2006/07

JAEA-Research-2006-033.pdf:8.59MB

高レベル放射性廃棄物に含まれる放射性核種の分離変換技術研究が各国で実施されている。これは放射性核種について半減期や利用目的に応じて分離するとともに、環境負荷低減のために長寿命核種を短寿命核種あるいは非放射性核種に変換することを目的としたものである。実用化戦略調査研究におけるLLFPの分離・変換技術は、変換手段として軽水炉に比べて中性子束の大きい高速炉を想定し、核燃料サイクルの技術的成立性及び経済性を考慮したうえで、その効果が著しく望めるものに絞って研究開発を行うこととしており、核変換対象をヨウ素とテクネチウムとしている。ここでは核変換として成立可能性があり、環境負荷低減効果の大きいヨウ素を対象とした炉内装荷形態の検討の一環として実施した試験結果について報告する。本研究により、以下のことが明らかとなった。(1)600度1000時間までの被覆材共存性において、ヨウ化ルビジウム,ヨウ化マグネシウム,ヨウ化イットリウムがステンレス鋼と良好な共存性を示した。(2)SUS316鋼とフェライトマルテンサイト鋼では、SUS316鋼の方がヨウ素化合物と良好な共存性を示した。(3)ヨウ素化合物の形態は、圧粉成型体と焼結体とで被覆材に与える影響に大きな差異は見られなかった。(4)ヨウ化銅は他のヨウ素化合物と異なり、銅の析出が見られた。(5)ヨウ化ルビジウム,ヨウ化イットリウムについてもペレット状に焼結が可能である。(6)ヨウ化銅及びヨウ化ルビジウムの熱伝導度は、室温において約2W/m/Kと著しく低い値を示し、ヨウ化銅の熱伝導度は300度でさらに低下した。

報告書

MgOを母材としたAm含有ターゲットの開発; 模擬材料を用いたターゲットの作製試験及び特性評価

三輪 周平; 逢坂 正彦; 舘 義昭; 田中 健哉

JAEA-Research 2005-003, 25 Pages, 2006/01

JAEA-Research-2005-003.pdf:3.29MB

使用済燃料に含まれる長寿命放射性核種であるマイナーアクチニド(MA)については、その処理処分方法の1つとして、高濃度のMAを不活性母材に分散させたターゲットにより核変換させるという方式がある。本研究は、(Pu, Am)O$$_{2}$$粒子をMgOに分散させたターゲットを対象し、その作製試験に先立ち、Am及びPuの模擬材料としてCeを用い、粉末冶金法によるターゲット作製方法の確立を目的として実施したものである。本研究においては、まず模擬物質CeO$$_{2}$$及び不活性母材MgOを用いて粉末冶金法による試作試験を実施した。その試作試料に対し、X線回折,微細組織観察及び元素分析を行った。その結果、高密度で、反応相が形成されず、球状の分散顆粒が母材中に均質に分散したターゲットであることを確認した。また試作試料に対し、その特性評価として、硝酸への溶解性試験,熱安定性試験,熱伝導度測定を実施した。

論文

Simple fabrication process for CeO$$_{2}$$-MgO composite as surrogate for actinide-containing target for use in nuclear fuel

逢坂 正彦; 三輪 周平; 舘 義昭

Ceramics International, 32(6), p.659 - 663, 2006/00

 被引用回数:20 パーセンタイル:80.46(Materials Science, Ceramics)

原子力において使用されるアクチニド含有ターゲットの模擬として、CeO$$_{2}$$-MgOコンポジットのシンプルな製造プロセスを確立した。プロセスは現行核燃料用のものへ適合する。製造されたターゲットは、高密度等良好な特性を有していた。とりわけ、CeO$$_{2}$$は理想的な目標としたように球ではないものの、楕円形状であり、熱伝導度測定結果から、この形状は不利とはならないことが示された。このことは、ゾルゲル法等のかなり複雑な先進プロセスと比べて本プロセスがそん色ないことを示す。

論文

Development of minor actinide containing fuel/target for the use in a future integrated system of fast reactor and accelerator driven system

逢坂 正彦; 芹澤 弘幸*; 加藤 正人; 井上 賢紀; 中島 邦久*; 舘 義昭; 北村 了一; 大木 繁夫; 三輪 周平; 岩井 孝*; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

将来の高速炉および加速器駆動システムが組み合わされたサイクルにおけるマイナーアクチニド含有燃料/ターゲット、(Pu,Am)O$$_{2}$$-MgO, (Pu,Np)O$$_{2}$$-MgO, (U,Pu,Np)O$$_{2}$$, (U,Pu,Np)N and (Pu,Np,Zr)Nの開発が、核燃料サイクル開発機構と日本原子力研究所の間で行われている。本論文では、各ターゲットについての製造および特性評価の現状を報告する。加えて、高速実験炉「常陽」における照射試験計画についても述べる。

報告書

高速増殖炉サイクルにおける長寿命核種の分離変換技術の研究開発(基礎・基盤)成果

山下 清信; 小澤 正基; 池上 哲雄; 原田 秀郎; 逢坂 正彦; 大木 繁夫; 舘 義昭; 古高 和禎; 中村 詔司

JNC TN9420 2004-001, 106 Pages, 2005/03

JNC-TN9420-2004-001.pdf:12.85MB

「長寿命核種の分離核変換技術の研究開発」の課題評価委員会(2000年8月)にて研究項目についての事前評価を受け、この評価結果に基づいて分離技術、核データ、炉物理、燃料、新しい核換技術・概念等の研究開発を進めてきた。研究開発より、分離技術では、使用済燃料中の全アクチニドを一括して分離するための有望な2種の新抽出系を特定しすることができた。また、核データの測定では、全立体角Bi4Ge3O12(BGO)検出器等の開発により広エネルギー領域の中性子捕獲断面積が測定できる高度な技術を開発し、世界初となる核データ含む7核種のMA及び核分裂生成物(FP)の中性子捕獲断面積を決定した。本報は、これらの成果をまとめ報告するものである。

論文

Interstitial atom behavior in neutron irradiated beta-silicon nitride.

秋吉 優史; 赤坂 尚昭; 舘 義昭; 矢野 豊彦*

The 5th International Meeting of Pacific Rim Ceram, 303 Pages, 2003/00

常陽にて中性子照射したbeta-Si3N4セラミックスを透過型電子顕微鏡により微構造観察を行った。照射温度の違いにより格子間型転位ループの導入状態に差があり、摂氏377度で照射した試料中にはクラスター状の欠陥が主に導入されていたが、摂氏394度で照射した試料中には大きな転位ループが多数確認されたことから、摂氏377度と摂氏394度の間で損傷組織発達形態が変化し、格子間原子の移動および転位ループの形成が始まったと考えられる。この結果は熱拡散率回復挙動とも合致している。

報告書

基盤原子力用材料データフリーウェイの利用技術の開発

益子 真一*; 舘 義昭; 藤田 充苗*; 衣川 純一*; 辻 宏和*; 加治 芳行*; 志村 和樹*

JNC TY9400 2001-003, 111 Pages, 2000/11

JNC-TY9400-2001-003.pdf:5.11MB

金材技研、原研、サイクル機構およびJSTの4機関は、データフリーウェイを原子力用材料研究開発を支える基盤情報技術としてさらに有用なものにするために、システムの利用技術開発を目的とした第2期共同研究を平成7年度から平成11年度までの5カ年計画で実施した。この第2期共同研究において4機関は、データフリーウェイの利用技術開発として、インターネットを利用した分散データベース環境の整備、検索インターフェース等の基本システムの改良および材料データベースとしての付加価値を高めるためのデータ解析処理ツール等を開発するとともに、原子力用材料に関するデータを拡充し、システム全体のレベルアップを図った。さらに4機関は、システムの有効利用および利用者拡大の観点から、データフリーウェイを公開することを第2期共同研究の計画に組み入れ、その方法について検討を実施した。本報は、上記に示す目的に基づき実施した4機関の第2期共同研究の内容について報告するものであり、データフリーウェイの利用技術の開発により、以下のような成果を得ることができた。・インターネットの利用により、4機関を結ぶネットワーク環境が向上し、またインターネット上の情報通信技術を応用したデータ解析処理支援機能および画像データ機能等を開発・整備し、材料データベースシステムとしての付加価値を高めることができた。さらに検索インターフェースの改良による操作性の改善を行い、システムユーザの負担を軽減することが可能となった。・4機関は、それぞれ原子力用材料に関する特色あるデータを整備し、第2期共同研究終了時において合計36,000件あまりのデータを整備した。・データフリーウェイの公開方法に関しては、国内外の材料情報発信の現状を調査・検討し、システム公開のためのガイドラインを作成した。

論文

Application of the distributed database (Data-Free-Way) on the analysis of mechanical properties in neutron irradiated 316 stainless steel

藤田 充苗*; 衣川 純一*; 辻 宏和; 加治 芳行; 舘 義昭*; 斉藤 淳一*; 志村 和樹*; 中島 律子*; 岩田 修一*

Fusion Engineering and Design, 51-52, p.769 - 774, 2000/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:12.53(Nuclear Science & Technology)

金材技研、原研、サイクル機構及び科学技術振興事業団の4機関が共同して各々の得意分野の材料データを提供し、高速電送回線を介してインターネット上で相互利用が可能な分散型材料データベースシステム(データフリーウェイシステム)の開発を進めてきた。本報告では、このシステムの概要を紹介するとともに、データフリーウェイに収録されている316ステンレス鋼の照射関連のデータを用いて実施した引張延性、疲労特性等に関する定量的知見の抽出例等を紹介する。

報告書

リチウムの性質とその取扱い

浅田 隆; 加納 茂機; 舘 義昭; 河井 政隆*

JNC TN9410 2000-013, 89 Pages, 2000/09

JNC-TN9410-2000-013.pdf:5.28MB

リチウムは沸点が1317$$^{circ}C$$と多角、比重は小さく(600$$^{circ}C$$で0.47)、比熱が大きい(1cal/g/$$^{circ}C$$)ため、最良の冷却材の一つである。このリチウムの特性を最大限利用し、例えばリチウムを冷却材とした高速炉の開発ができれば、原子炉の熱効率を飛躍的に高めることができる等の効果が期待できる。ここでは、このリチウムについて、その主要な性質を述べるとともに、リチウムを扱う上で必要と考えられるリチウムの反応や燃焼、消化特性に関して試験を行った結果について照会する。試験はナトリウムとの比較でも行ったが、両者の主な違いは、リチウムの水との反応がナトリウムに比べておだやかで、爆発的でないこと、ナトリウムに比べ発火しにくいが、発火した場合はより高温になり、燃焼時間も長い等である。

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