ITER-BA活動における先進中性子増倍材料の研究開発の現状

（4）プラズマ焼結ベリライドの予備的酸化特性試験

抄録

核融合炉において中性子増倍材料の候補材料の一つとして挙げられているベリリウム金属間化合物（ベリライド）は、その性質上非常に脆く加工性に乏しいため、実用化に向けた製造技術開発が必要不可欠である。日本の原型炉（DEMO）開発に向けた先進中性子増倍材料として、高温での安定性に優れたベリライドの製造技術の開発研究及びその特性評価をITER-BA活動を中心に進めている。本研究では放電プラズマ焼結法により、製造されたベリライドの高温下での予備的特性評価の一環として実施した耐酸化特性の結果について報告する。