AbstractA beryllium irradiation study with the Japan Materials Testing Reactor of JAERI is reviewed from the point of view of tritium release, thermal properties, mechanical properties and reprocessing technology by using the neutron irradiated sample with a total fast neutron fluence up to 1021 (n cm−2). It becomes clear that problems arise for each of the properties, for example, effects of the surface oxide layer, impurities, grain size, and/or swelling. Moreover, future plans of beryllium irradiation studies are discussed in this paper.
日本原子力研究所の材料試験炉を用いたベリリウム照射研究について、トリチウム放出、熱的特性、機械的特性、および再処理技術の観点から、全高速中性子フルエンスが10^22（n cm^-2）までの中性子照射試料を用いてレビューした。各特性について、表面酸化層、不純物、結晶粒径、およびスエリングの影響など、問題が生じることが明らかになった。さらに、本論文ではベリリウム照射研究の今後の計画について議論する。