経済性、安全性に優れた核融合炉の設計
Economy and Safety Oriented Reactor Concept for Fusion Power Plant
西尾 敏
日本原子力研究所 那珂研究所 炉心プラズマ研究部
NISHIO Satoshi
Department of Fusion Plasma Research, JAERI

1. はじめに核融合を将来のエネルギー市場へ参入させようと目論むなら社会受容性の観点から経済性、安全性の議論は避けて通ることはできない。本論では炉本体の小型軽量化、高出力密度化、高熱効率化、高稼働率化を経済性の指標として捕らえる。一方、安全性については潜在的放射線リスクと廃炉時の積算放射性廃棄物に限定して論じる。
2. 潜在的放射線リスクと放射性廃棄物
DT 燃料の核融合炉で考慮すべき放射性物質としてはまず第一にトリチウムがある。
一方同じ原子力プラントとして軽水炉を考える場合、炉内で発生する放射性物質のうち主な影響を与えるのはヨウ素 131 である。
概算では核融合炉の潜在的な影響ポテンシ
ャルは、軽水炉のそれの千分の１程度である[1]。軽水炉の閉じ込めの重点が炉心周辺であるのに対して核融合ではプラント全体に及ぶ。そのため核融合の中での方式の差異は顕著ではなく、設計の重要な関心事にはならない。
次に発電プラントの寿命中に系内に蓄積される全放射性物質に注目してみる。比較の対象として軽水炉と石炭火力を採り上げる。核融合の方は、先のトリチウムの他に定期的に交換される燃料増殖ブランケット及び遮蔽体、超伝導コイルの一部等が含まれる。軽水炉の主なものは燃料であり、石炭火力のそれは寿命中消費される石炭に含まれる放射性核種である。核融合炉の方は使用する材料や遮蔽の考え方（例えば装置重量の最小化あるいは放射性廃棄物の最小化など）によって 1 桁程度の差異が生じる。
今、構造材料として金属系 (F82H)の低放射化材料を想定した場合、吸気に対する潜在的放射線リスク指数で見ると、核融合炉は軽水炉より運転直後で 2 桁程度、ぐらいの差であり、1 年経過後で 3 桁、それ以降はe-mail: nishio@naka.jaeri.go.jp

急激に差が大きくなり 100 年では約 6 桁も小さくなる。石炭火力発電所との比較では運転直後は 2 桁程度核融合炉が大きいが、その後石炭火力発電所の方の減衰は緩やかであり、約 20 年で核融合と同程度となる。
その後も核融合炉の潜在的放射線リスク指数は減少し、石炭火力との差は開く一方である[1]。尚、核融合炉の先進構造材料として注目を集めているセラミックス系(SiC/SiC 複合材)の低放射化材料を導入し、加えて遮蔽材の厚みを従来より 10 cm 程度増加させることで放射性廃棄物（評価時期は炉停止後 50 年）の量を更に１桁程度下げることができる[2]。これは遮蔽体の後方機器が全てクリアランスレベルになるためである。またセラミックス系材料は高温冷却材の導入を可能ならしめ (~1000°C)、高熱効率の観点からも好都合である。
3. 炉本体の小型軽量高性能化
核融合プラントは高度の技術集約型発電プラントである。これは発電単価に占める燃料費は相対的に小さいが炉本体建設費が相対的に大きいことを意味し、従って炉本体の小型軽量高性能化はそのことが特別に高価な材料を前提としていたり保守を困難にしていたりしていなければ発電単価低減に直接貢献する。炉設計の課題は物理、工学の妥当な外挿範囲内で発電単価の低い、則ち小型軽量高性能の炉概念を構築することである。
磁場核融合を俯瞰してある評価軸上で片方の端にステラレータ、他の端に磁場反転配位(FRC)、中程にトカマクを置いてそれぞれの特徴を整理することは炉概念を構想するうえで非常に有益である[3]。外部の磁場コイルのみでプラズマを閉じ込めるステラレータに対して殆ど自己組織化の機構で閉じ込める FRC、これは MHD 的に高い安定度を有するステラレータに対し FRC はその対極に位置づけられる。装置規模が大型化しがちで出力密度が低いステラレータに対して FRC は不充分なデータベースながらも小型軽量高出力密度化の可能性を有する。プラズマと外部コイルが複雑に鎖交するステラレータに対して FRC はシンプルな炉構造が期待できる。これら両極端の間には FRC から順次、スフェロマック、逆転磁場ピンチ(RFP)、アスペクト比が 1.5程度のスフェリカルトカマク、アスペクト比が 3~4 の標準トカマク等が存在する。各方式が炉として成立するための開発課題や構成機器の製作コスト等を定量的に評価することは困難であるが、現在研究が最も進展している標準トカマクを基準に概念の合理化を行うことは理に適ったアプローチであろう。
近年標準トカマク炉においては、プラズ
マ性能および工学技術を構成する各種パラメータと発電単価との定量的な関係も明らかにされてきている。今、コスト効果の高いプラズマベータ (βn)とトロイダル磁場強0.9度(BTmax)を陽に取り出し COEn=23.6/(βn0.63BTmax )なる関係が得られている [4]。ここで COEn は現在の石炭火力で規格化されており、50%の熱効率、 75%の稼働率が仮定されている。因に ITER のプラズマ性能(βn=2.7)および技術水準(BTmax=12.5T)を仮定して発電プラントを建設すると、その規格化発電単価 COEn は 2 強になると算定される。現在報告されている動力炉設計を概観してみるに、開発期待をプラズマ性能に多くを求める設計例、工学技術に多くを求める設計例、それぞれ特徴ある炉概念が提案されており、何れも概ね COEn ~ 1 を念頭に置いた設計となっている。
更なる合理化が求められるとき、物理、工学の妥当な外挿範囲内でどのような工夫があり得るのか、それが今後の課題である。
ひとつの方向として、低アスペクト比プラズマの性能卓越性に着目し、現実的な材料技術、工学技術及びプラズマ制御技術の範囲内で炉概念の構築を図ることが考えられる。この方向の設計例として、薄い中性子遮蔽厚さが許容される常伝導トロイダル

e-mail: nishio@naka.jaeri.go.jp

コイルを導入したアスペクト比が 1.5 程度のスフェリカルトカマクが報告されている。
これは卓越したプラズマ性能が、強磁場が得られないことの欠点及びコイルでのジュール損失を補って剰り有る、と主張していることになる。しかし現在までのところ、低コスト化に成功した設計例はない。
他に考えられる概念として、先の常伝導に替えて、充分な遮蔽厚さを確保した超伝導強磁場コイルを導入することで若干増加するアスペクト比によるプラズマ性能の劣化を補うアプローチがあり得る。これら両概念は中心ソレノイドコイルを排除する点とトーラス内側領域にはトリチウム増殖ブランケットを設置しない点で一致している。
この２点は従来の標準トカマクに比べ著しく合理化がなされている。変流器の原理で研究のスタートを切ったトカマクも非誘導方式によるプラズマ電流の立ち上げ及び維持の研究の進展は著しく、将来的には中心ソレノイドコイルは不要になると見込まれている点および低アスペクトトーラスは内側面積が相対的に小さく、外側のみで必要なトリチウム増殖率が確保される点が上記合理化の根拠である。
他方、ステラレータも国の内外を問わず小型化の設計に向けて多大の努力が払われてきており、ここ 2~3 年の内に合理化された設計例が出揃うと見込まれている。また、標準トカマクもその定位置を保ったまま低コスト化への設計努力は継続されている。
核融合の開発戦略を構築する場合、種々の概念設計の客観的評価のためには COEnの他に実現性評価は不可欠であり、その定量化が今後の課題になろう。
参考文献[1] 原子力委員会核融合会議開発戦略検討分科会、報告書 ( 2000 年 5 月 17 日).
[2] K. Tobita et al., J. Plasma & Fusion Res. 77(2001) 1035.
[3] R. Goldston, ISFNT-6 Invited Talk.
[4] T. Yoshida et al., J. CRIEPI Rep. No.
T94001 (in Japanese).