ベリリウムは、核特性に優れていることや低原子番号材料等であることから、核融合炉ブランケットの中性子増倍材及びプラズマ対向材料として注目されている。しかし、核融合炉材料として必要とされる中性子照射データは、従来取得されていた領域よりも、高照射量・高温領域であるばかりでなく、機械的特性以外にも、熱的特性、トリチウム挙動、熱衝撃性、スパッタリング等が必要とされている。しかし、これまでの報告は、信頼性に欠けていることが多く、また、データそのものが得られていない事も多かった。このため、本研究では、ベリリウムの中性子照射効果に関する研究として、微細構造の変化、機械的特性、熱的特性及びトリチウム放出特性等のデータ取得を行い、核融合炉ブランケット及びプラズマ対向機器の設計に資するとともに、これらのデータを総合的な知見でまとめ、中性子照射下での総合的な挙動を予測し、今後の問題点等を明らかにすることを目的とした。

　製造法及び粒径の異なるベリリウム試料をJMTRで中性子照射し、密度測定、破壊強度測定後の破面SEM観察及び金相観察を行った。密度測定結果から求めたスエリングの結果を第1図に示す^[1.2]。照射試料は、ホットプレス及び真空鋳造法で製作した曲げ試験片(BHP及びBVCと表記)、ホットプレス及び等方加圧法で製作した引張試験片(THP及びTHIPと表記)、回転電極法で製作したベリリウム微小球(Pと表記)である。また、同図には比較のため、Beeston及びSemyaev^[3]の式を用いたスエリング評価式の計算結果も併せて示す。Beestonの式は低めの値になったが、Semyaevの式は構造感度因子の範囲(図中に"min"と"max"で表記)で実験結果とよい相関を示た。この図から、結晶粒径が大きいほど、また、純度が高いほどスエリングが小さくなる傾向が明らかになった。また、SEM観察等から、約600℃で照射した試料の結晶粒界には多くのヘリウムバブルが観察された。

第1図 照射温度とスエリングの関係

　更に、結晶粒径がほぼ等しいBVC及びPの結晶粒界に生じたヘリウムバブルの大きさを比較したところ、PがBVCより小さいことが明らかとなった。この理由は、微小球の形状が小さいためにヘリウムが球外に放出したためと考えられる。また、この原因に加えて、回転電極法によって製造した微小球は、急冷のために生じた製造時の初期結晶欠陥が多いことが明らかとなっており、これらの初期欠陥がスエリングを緩和させた可能性もある。

　前述の曲げ、引張及び圧潰試験片の強度を測定した。曲げ試験の結果を第2図に示す。この結果から、結晶粒径の小さい試料では、照射温度が高くなると急激に強度が低下することが明らかとなった。この原因は、結晶粒界のヘリウムバブルが破壊機構を粒界割れに変化させたためである^[1.2]。これに対して、結晶粒径の大きな試料では、強度の変化が少なく、結晶粒界のヘリウムバブルの影響を受けにくいことが明らかになった。また、結晶粒径の大きなベリリウム微小球についても、圧潰強度の急激な低下は見られなかった。更に、JMTRのベリリウムサーベランス試験結果から、Fe不純物の多い試料の強度が低下することが明らかになった^[1]。

第2図 曲げ試験結果

　レーザフラッシュ法を用いて、中性子照射したベリリウムの熱拡散率及び比熱を測定した。試料はディスク状のホットプレス製ベリリウムであり、照射条件は、高速中性子照射量が4.5×10²⁰n/cm²(E>1 MeV)、照射温度が約200℃である。また、同試料を照射後に加熱することによりスエリングさせた試料についても同様な測定を行った。熱拡散率及び比熱の測定結果から求めた熱伝導率を第3図に示す。中性子照射により、熱伝導率が僅かに低下することが明らかとなった。また、スエリングさせた試料に関しては、スエリングが0.29及び0.63V/Vになると、各々約7割及び4割に低下した。このようにスエリングの効果が顕著に表れたのは、スエリングによって密度が低下したためである。更に、スエリングさせた試料の熱伝導率とMeredithの式から求めた計算結果を比較したところ、スエリングの効果はMeredithの式で予測できることが明らかとなった^[4]。

第3図 ベリリウムの熱伝導率

　中性子照射量したベリリウムディスク及び微小球からのトリチウム放出特性を調べた。ベリリウムディスク及び微小球の照射条件は、各々、高速中性子が4.5×10²⁰及び8.5×10¹⁹n/cm²(E>1 MeV)であり、照射温度が約200℃である。トリチウム放出曲線から求めたベリリウムディスク(Diskと表記)及び微小球(Pebbleと表記)のみかけのトリチウム拡散係数及び各種文献値を図4に示す。この結果、ベリリウムのトリチウム放出挙動は、活性化エネルギが酸化ベリリウムの拡散係数に近いことから、表面酸化膜の影響が大きいことが明らかとなった。また、微小球に関して、表面酸化膜とトリチウム放出挙動について検討したところ、ガススイープ中での加熱によって、表面酸化膜厚が増加することが明らかとなった。このため、表面酸化膜が増加するモデルで用いて計算したところ、ベリリウム金属と表面酸化膜(Be及びBeOと表記)の拡散係数を推定することができ、推定値は文献値とほぼ一致した^[5]。

第4図 トリチウムの拡散係数

　ベリリウムの中性子照射効果に関する研究を行った結果、スエリングは結晶粒径が大きいほど、不純物が少ないほど小さくなることを明らかにした。また、機械的特性に関しては、結晶粒径が大きいほど結晶粒界のヘリウムバブルの影響を受けにくいこと、Fe不純物が多いと強度が低下することを明かにした。熱的特性に関しては、熱伝導率がスエリングによって大きく低下すること、熱伝導率の低下は、Meredithの式で予測できること明らかにした。トリチウム放出特性に関しては、トリチウムの拡散係数が表面酸化膜に大きく影響されること、表面酸化膜厚が増加するモデルによってベリリウムの拡散係数を推定できることを明らかにした。

　以上の結果を総合的な知見でまとめ、核融合炉へのベリリウム利用の問題点についてまとめると以下の様になる。

　ブランケット(微小球)に於ては、スエリングによる熱伝導率の低下と微小球同志の接触面積の増大の効果が競合するため、充填層の有効熱伝導率の評価は複雑と考えられる。また、共用中に表面酸化膜厚が増加するため、トリチウムインベントリの評価に注意が必要である。プラズマ対向材(ブロック材)に於ては、結晶粒径の小さい材料が候補材であるため、中性子照射による急激な強度低下に注意する必要があると考えられる。