J. Plasma Fusion Res. Vol.87, No.8 (2011) 503‐511

解説

トリチウムから見た核融合炉の成立性
西 川 正 史，片 山 一 成（九州大学総合理工学研究院）（原稿受付：２
０
１
１年４月２
５日）

DT 核融合炉は天然資源ではないトリチウムを主燃料の一つとする．このため，核融合炉開発の前提として炉の増殖ブランケットにおけるトリチウム生産速度が炉全体における消費速度を上回り，かつ次に建設する炉の初期インベントリーを準備する余裕を持つという見通しがなければならない．本解説では，トリチウムの生産と消費に関する研究の動向を紹介し，そこから導かれるトリチウムバランスの視点から核融合炉の成立性を検討する．
Keywords:
tritium balance, overall burning efficiency, plasma wall interaction, breeding, tritium inventory, (TBR ) required,(TBR ) attainable, outer tritium source

当する値かで表現されている．また !"! は炉におけるトリ

１．はじめにDT 核融合炉においてトリチウムの自己充足を達成する!
チウム増倍時間であり， "Decay はベータ崩壊によるトリチ

ためには，増殖ブランケットで生産されるトリチウムは，ウムの蓄積積算量の減少を補正する係数である．なお，出核融合炉内で消費されるトリチウムより多くなければなら

力 1 GWe の発電炉では発電効率を軽水炉並みと考え熱出ない．また，運転中の炉には，これから建設する炉の初期

力を 3 GWth としたので一日あたりのトリチウム燃焼量

インベントリーを準備するための余剰を蓄積することも要

Tburn は 0.4 kg になると見積もられる．

請される．Abdou ら［１］は，炉のトリチウムバランスを考

図１は磁場閉じ込め炉におけるトリチウムの流れの概略

えるには未知数が多すぎると結論した経緯がある．朝岡らを示したものである．西川はプラズマ容器内における核燃［２］は，プラズマ−壁相互作用により再付着層に取り込ま

焼トリチウム，再付着層に捕捉されるトリチウム，第一壁

れるトリチウムについての議論が始まる以前にパラメータ

を通じて透過漏洩するトリチウム，燃料循環系で失われる計算を行い，Net の増殖率として 1.1 程度はほしいと結論付

トリチウム，炉の持つ総貯蔵量からベータ崩壊で失われるけている．ごく最近になって Roth ら［３］によりプラズマ対

トリチウムおよび共堆積トリチウムの回収を考慮したトリ向材料の再付着層に共堆積するトリチウムは，ITER 炉のチウムバランス式を作成し，これと（１）式で定義した炉基

トリチウム保有量を制限値１kg 以内に抑えるにあたって

準の総括増殖率からトリチウムバランスを維持するためにの最大課題であると報告され，トリチウム捕捉の少ないタ必要とされる増殖率 (TBR )BS required を次式のように求め

ングステン第一壁についての研究が加速される一因になった［５］．

た．再付着層に捕捉されるトリチウム量は炉におけるトリチウムバランスに大きな影響を与えることが筆者により指摘され［４］，再付着層に捕捉されたトリチウムを定期的に回収することがトリチウムバランスの維持に効果的であると提案された［５］．
核融合炉のトリチウムバランスを検討するにあたって，
西川は次期炉の準備に必要なトリチウム初期インベント
リーとその準備期間から決定される増殖率を炉基準の総括
増殖率 (TBR )R,Net と名付け，次式で定義した．
!
(TBR )R,Net=#&%&#$/(!"! "Decay).

（１）

ここで炉建設にあたって準備されるべき初期インベント
リーは炉の持つ総インベントリーと同じと考えられ，これが相当燃焼日 #&%&#$として核融合炉の燃焼量の何日分に相Tritium Issues for Realization of a DT Fusion Reactor
NISHIKAWA Masabumi and KATAYAMA Kazunari

図１

DT 核融合炉におけるトリチウムの流れ．

authors’ e-mail: nishikaw@nucl.kyushu-u.ac.jp, kadzu@nucl.kyushu-u.ac.jp

５０３!2011 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.8 August 2011にも不活性トリチウムにも算入されていない［５］．

(TBR )BS required＝(TBR )R,Netrequired ＋ (#()overall/($)overall ＋

２．プラズマ容器へのトリチウム投入(%&)overall/($)overall ＋ (!()Decay/(Tburn)!
−{(#()overall/($)overall} "Decay (",*+)VV.

プラズマ容器内におけるトリチウムバランスを図２に示（２）したモデルを用いてエネルギー発生を代表するパラメータ

ここで ($)overall はプラズマ容器におけるトリチウムの総としての総括燃焼率と PWI 現象を代表する総括プラズマ

括燃焼率でプラズマにおける燃焼量を容器へのトリチウム

生成率の流量依存性を検討してみた．これはRothらの報告

総供給量で除したものである．(#()overall はプラズマ容器へから推測される再付着層へのトリチウム捕捉量がプラズマのトリチウム総供給流量のうち再付着層に捕捉されるトリ容器への供給流量に比例するとの関係を検証するためであチウムの比率を示す．(%&)overall は総供給流量のうちプラズ

る．
トリチウムの総括燃焼率 ($)overall と燃焼量Tburn および供

マ駆動透過を主因として炉壁を通じて透過する損失割合と給流量 (!()VVin には次式の関係があると定義した．

燃料循環系で失われるトリチウム比率の和で，そのほとん
どが前者に起因すると考えている．(!()Decay は保有インベ($)overall = Tburn/{(!()VVin,1 + (!()VVin,2}.

ントリーのベータ崩壊による減少量である．また ("-,*+)VV（３）は再付着層からのトリチウム回収操作における回収率を示

ここで (!()VVin,1 は核燃焼コアを経由する経路へのトリしている．本解説の以降の議論ではトリチウム回収は毎年チウム供給量で，(!()VVin,2 はELMの制御，ダイバータ保護

発電運転終了後保守点検期間に付着量の 90％ を回収する

その他の目的でペデスタル部に供給されるトリチウム流量ことを標準としたが再付着層への捕捉率が燃焼量の 0.5％を表している．

以下と小さい場合には回収頻度はこの限りではない．

また，図２に示したトリチウムの流れモデルから，プラ各種の保有トリチウム量を過去の報告例（例えば第一壁

ズマ容器中のトリチウムプラズマ生成量は次式のように得に関する Andrew と Pick［６］と中村らの報告［７］，ブランられる．

ケットに関する筆者らの報告［８］等）から得た範囲を表１(!(&%)total＝[$&%!(1−$('!$$)&!)＋$&%"{(!()VVin,2/(!()VVin,1に例示した．プラズマ容器を通して燃料システム内を循環＋(1−$&%!)}]/{(1−!$&%#)($&%!$('!$$)&!/Tburn)},

している動的活性トリチウムと貯蔵状態にある静的活性ト（kgT/day）（４）リチウムからなる活性トリチウム，および燃料システムの系外に去ってしまった不活性トリチウムの和が炉の運転初

ここで $
&%，$
('，$
$)& および !はそれぞれ供給流量に対期に準備しておく初期インベントリーに相当すると考えするプラズマ生成率，生成したプラズマ粒子の燃焼コアへた．プラズマ容器壁や燃料システム構成各種配管等への不の移行率，コアにおける核燃焼率および生成した総プラズ

活性トリチウムの蓄積は再付着現象の長い時定数に比べてマ粒子のうち第一壁に打ち込まれる割合を示している．

ごく短時間に平衡状態になるとの考えに基づく取り扱いで(!(&%)total を供給流量で割ることによりプラズマ容器内のある．本解説では炉の活性インベントリーは燃料系で１２燃

総括トリチウムプラズマ生成率が次式のように得られる．

焼相当日，ブランケット系で３燃焼相当日，貯蔵庫に３０燃($&%)overall ＝ [$&%!(1−$('!$$)&!)＋$&%"{(!()VVin,2/(!()VVin,1

焼相当日合計４５燃焼相当日を標準とし，不活性インベント＋(1−$&%!)}]/[(1−!$&%#){1＋(!()VVin,2/(!()VVin,1}. （５）リーは１２燃焼相当日とした．3 GWth の実用炉 の 燃焼量
Tburn として 0.4 kg/day を考えると動的活性インベント

図３には核燃焼コア経路のみにトリチウムを供給する場

リー 6 kg，静的活性インベントリー 12 kg，不活性インベン合について，ペデスタルのプラズマ化率を変化させた時のトリー 4.8 kg，総インベントリー 22.8 kg である．なお，貯総括燃焼率と総括プラズマ生成率を比較したが，ペデスタ

蔵量は何らかの不具合で活性インベントリーと不活性イン

ルプラズマ化率の変化によって総括燃焼率は変化しないがベントリー全部が失われた場合でも対処できる量としても考えた．なお，再付着層に捕捉されているトリチウムは回収対象になる長期間捕捉トリチウムとして活性トリチウム
表１ トリチウムインベントリー推定値の比較．
平均値
活性インベントリー
燃料循環系
ブランケット系
貯蔵系
合計

８−１
６相当燃焼日 １２相当燃焼日
２−４
３
３
０
３
０
４
０−５
０
４
５

不活性インベントリー
真空容器第一壁
配管材料等捕捉量

４−２
０
少

１
２
０

初期装荷準備量

４
４−７
０

５
７

図２

５０４

プラズマ容器内のトリチウム移行モデル．

Commentary

Tritium Issues for Realization of a DT Fusion Reactor

M. Nishikawa and K. Katayama

総括 プ ラ ズ マ 生 成 率 は 漸 増 す る．し か し Lang ら［９］や

め総括燃焼率は 1/4 になる．一方，本検討で用いられた各

Brosset［１０］によって考えられているようにペデスタルに種プラズマパラメーター条件では再付着層に取り込まれる

おけるプラズマ生成率 #$#"は 0.1−0.2 の範囲であると考えトリチウムは 1/2.4 程度の減少に落ち着くので総括プラズ

ると両者はほぼ同様の変化をしていると考えても大きな誤マ生成率も総括燃焼率と同じく流量に反比例すると考えて差は生まれない．コア内プラズマ生成率 #$#!や生成したプ

しまうと生成されるプラズマ量（したがって再付着層形成

ラズマ粒子のうち第一壁に打ち込まれる比率 !の変化に対量も）は約７０％予想より増加することになる．

応する総括燃焼率と総括プラズマ生成率の変化もほぼ同様

３．プラズマ容器でのトリチウム蓄積の傾向であった．Roth らの報告はいろいろな条件で運転されているいろいろなプラズマ装置のデータを集約して成り再付着層に共堆積して捕捉されるトリチウム Trap の時立っている．図２に示したモデルに基づく計算によると大間変化量はプラズマ容器へのトリチウム総供給流量

雑把に言って，総括プラズマ化率の変化は総括燃焼率の変(!%)VVin と捕捉率("%)overall が決まると求められる．

化と同様に流量に反比例するとしてトリチウムバランスの!
Trap={#&'(!%)VVin("%)overall} "議論を進めても大きな誤差を生まない．

!
={(#&')(Tburn)("%)overall/(#)overall} ". （kg/y） （６）しかしペデスタルプラズマの経路にもガスパフでトリチウムを供給する場合には，これらのトリチウムは燃焼に関

ここで #&'は炉の運転期間である．

与しないため，図４に示されるように総括燃焼率は合計流

図５は一年間運転後の再付着層に保持されているトリチ量に反比例して減少するが，ペデスタル内でのプラズマ化

ウム量を 3 GWth の実用炉（トリチウム年間燃焼量 146 kg）のためプラズマ−壁相互作用に寄与するトリチウムプラズに即して比較したものである．ITER ではサイト制限値をマは増加するので共堆積トリチウムや第一壁に捕捉される

1 kg と規定しているが，実用炉でもこの制限値が適用されトリチウムならびに透過するトリチウムを増やすことになるとすると，プラズマの総括燃焼率が１％でかつ再付着層る．例えばペデスタルに加えるトリチウム流量がコア経路への総括捕捉率が 7×10−5 の場合，1 GWの発電炉は一年の流量の３倍である場合を考えると合計流量は４倍になるた運転でこの制限値を超えることになる．回収までの運転期
間が２年または総括燃焼率が 0.5％ の場合にはほぼこの半分の総括捕捉率を持つ対向材料を選択しなければならな
い．西川は Roth らの報告値から ITER 条件における総括捕捉率を推定したが［４］，多くの PWI 研究者によると実用炉
条件では壁温度が高くなるため捕捉率が一桁程度は小さくなると思われるとのことなので（例えば最近の Alimov らの報告［１１］等），実用炉温度における捕捉率は ITER との
熱出力の違いにかかわらず，どのプラズマ対向材料候補材についても ITER 条件推定値の 1/10 であるとして本解説の議論を進めることにする．つまり W のみを対向材料に用いる場合，W ダイバータと Be 第一壁の使用の場合，W と Be
並びにグラファイトの混合利用の場合およびグラファイトのみを用いる場合，それぞれについて捕捉率は 3×10−5，

図３

図４

総括燃焼率と総括プラズマ生成率の変化．

総括燃焼率と総括プラズマ生成率の流量比による変化．

図５

５０５

再付着層への共堆積トリチウム量．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.8 August 2011

3×10−4，1.5×10−3，7.5×10−3 と求められる．実用炉にお用した場合でもプラズマ容器トリチウムバランシング係数

いても再付着層に捕捉されるトリチウムについて ITER 制（(!!)VV=("!)overall/(#)overall）が 0.02 以下になれば総インベン

限値の準用を考えるとプラズマの総括燃焼率が４％以下でトリー４５日相当燃焼日の透過損失のない炉のトリチウムバ

あれば W 以外にプラズマ対向材候補が見当たらないよう

ランス維持が可能となることが図６に示されている．これになってしまう．また再付着層に取り込まれたトリチウム

はプラズマの総括燃焼率 (#)overall１％が達成されるのであの回収を行わないと W 対向材料使用の場合でも総括燃焼

れば再付着層への捕捉率 ("!)overall が 2×10−4 以下の対向材

率が１％の場合には２年少しでサイト制限値を越えること料選定が要求されることになり，0.5％が達成可能燃焼率でが予測される．

あれば 1×10−4 が限度となることを意味する．もっとも透W が実用炉雰囲気で期待どおりの材料学的特性やトリ過損失が考慮に加えられるとこの条件はさらに厳しくな

チウム捕捉性能を示すことが確認されればこれに優ること

る．再付着層からトリチウムを回収して再利用する効果もはないが，トリチウムの炉内バランス状態検討における諸図６からわかるが，毎年９０％程度の回収を行うとするとト

数値の不確かさや今得られているトリチウム材料相互作用

リチウムバランスへの制約は大きく緩和される．例えば増の実験値に見られるばらつき［１２］，さらには現在の温度や倍時間を６年に設定すると (!!)VV が 0.16 以下でよいことに中性子の効果についての実験条件と核融合炉内条件の違い

なり総括燃焼率１％のプラズマでは ("!)overall が 1.6×10−3も勘案すると W 以外の材料選択に対応するトリチウムバ

以下とほぼ一桁緩和され，総タングステン以外のプラズマ

ランス維持の検討を行っておくことも必要であろう．

対向材料の選択が可能になる．また増倍時間を３０年にするとさらに５０−８０％程度大きい捕捉率をもつプラズマ対向材

なお，一年後の再付着層トリチウム捕捉量が燃焼量の料を使用してもよいことになる．

0.5％ 以 下 に 小 さ く な る と（図５の 条 件 で は１年 間 で0.73 kg）毎年のトリチウム回収はトリチウムバランスの観点からみて効果的ではなくなる．しかし数年間の運転で累

４．燃料循環精製システムにおけるトリチウム損失

積捕捉量が炉サイトインベントリー制限値を越える可能性

燃料循環精製システムの動的活性トリチウムのインベンがあるので，やはり効果的なトリチウム回収対策や妥当なトリーは循環流量にシステムを構成する各種装置の平均滞サイト制限値についての議論は必須である．

留時間を乗じてこれらを積算することで求められる．比較

西川はトリチウムバランス緩和のため再付着層に取り込

的長い滞留時間を持つシステム構成装置としては燃料の冷まれたトリチウムを周期的に回収することを提案してい却・ペレット製造装置，クライオソープション式真空排気

る．図６は一年の運転の後再付着層に取り込まれたトリチ

ポンプ，深冷蒸留装置，中性粒子製造装置等が考えられる

ウムを回収する際の回収率の効果を検討したものである

が装置開発状況を考慮すると実用炉に対応した具体的定量［５］．この図の前提条件のように核融合炉内に不活性トリ性はまだ十分ではないので，これらを総括して主燃料サイ

チウムがなく燃料システムおよびプラズマ容器からの透過

クルのインベントリーを総括燃焼率にかかわらず１２燃焼相

損失が無視小と想定した場合でも，ブランケットシステム

当日（総括燃焼率が１％の場合の総平均滞留時間 2.88 時から与えられる増殖率 (TBR )BS が 1.05 であれば４５相当燃焼

間，0.5％ の場合の 1.44 時間に相当する）一定値としてトリ日に対応するインベントリーのベータ崩壊による減少の効

チウムバランスの検討に用いた．平均滞留時間 2.88 時間は果のため３年以内に次期炉用の初期トリチウムインベント

飛田らがプラズマの燃焼率として４％を想定したデモ炉

リーの準備をすることは可能ではない．しかし準備期間をSlim-CS のトリチウムインベントリー計算［１３］において燃６年でもよいことにすると，回収を行わない運転条件を採料入射系（DT 混合ペレットや T ペレット）または同位体
分離系にそれぞれ用いた 10,000 秒と同じである．
本解説では，前述のように炉の持つトリチウムインベン
トリーを５７燃焼相当日にあたると考えたが，この一年間のベータ崩壊による減少量は 3.2 燃焼相当日で増殖率を約0.009 小さくする効果を持つ．
筆者らは，トリチウムバランスの検討において ITER における数値を参考にして燃料循環精製システムにおける透過や反応効率等を考慮した損失率 ($P)FS として10−5 を用いたが，この値はトリチウムバランスの動向にほとんど影響を与えない大きさである．

５．ブランケットシステムにおけるトリチウム増
殖と損失
図７に磁場閉じ込め炉に設置された固体ブランケットを例にとって各種の増殖率の定義をしている［１４］．無限深さ
図６あるブランケット材と中性子増倍材配位の中で中性子一つ

再付着層トリチウムの回収率の影響．

あたりできる中性子基準の理想的トリチウム増殖率
５０６

Commentary

Tritium Issues for Realization of a DT Fusion Reactor

M. Nishikawa and K. Katayama(TBR)０にブランケットモジュールの構造材や冷却材配管等

図９に LiPb をブランケット材に採用した液体ブランの構成材料によって起こる中性子利用率の低下を代表するケット式慣性閉じ込め核融合炉におけるトリチウムの流れ

モジュール効果を補正して Local TBR が与えられる．これを模式的に示した．慣性炉では第一壁構造材料を荷電粒子にプラズマ容器のブランケットの被覆率やプラズマ対向材から守るために濡れ壁方式が検討されている
［１６，
１７］が，

料によって変わる中性子利用効率（プラズマ容器効果）を

濡れ壁の安定制御が大きな課題である．濡れ壁方式ではト補正すると核融合炉ブランケットの中で増殖されるトリチカマク炉で考えられている７
０数％［１３，
１８］よりはるかに大ウム量を代表する Net TBR が求まる．現在 DEMO 炉の固きい９０％を超えるブランケット被覆率を取ることが可能で体ブランケット設計においては 1.05 の Net TBR 値が得られあるため容器効果を磁場閉じ込め方式に比べて大きくとる

ればよしと判断されることが多いようである．Net TBRことができる．このため中性子基準増殖率として 1.6 程度に増殖トリチウムの回収効率を乗じるとブランケットシスと多くの固体増殖材より小さい値を示す LiPb
［１９］の使用

テムから燃料循環系に供給されるトリチウム量を代表するであっても Net TBR 値として 1.3 の達成も可能と考えられブランケットシステム増殖率 (TBR )BS が決定される．プラている．

ズマ容器効果やモジュール効果等の中性子利用効率およびさて磁場閉じ込め炉においてはNet TBRにあまり大きい

増殖トリチウムの回収効率を最適化することにより炉の持値を見積もれない現状であるので増殖トリチウムのブランつ達成可能増殖率 (TBR )BS attainable が得られることにな

ケット配管からの漏洩損失率を１％よりかなり小さく抑える．この達成可能増殖率は炉においてどれだけのトリチウ

ることが望まれる．この要請は水冷却方式ブランケットにムが生産可能かを表す指標に過ぎないので，核融合炉におとって勿論であるが，ガス冷却方式ブランケットにとっていて消費されるトリチウム量の指標として炉のトリチウム

はかなり厳しい要件である．このためにトリチウム透過防バランスから求められる要求増殖率 (TBR )BS required と対止膜の研究が進められているが実用炉のブランケット場で比した議論がなされなければならない［１５］．

の長期安定性が保証される防止膜の開発が課題とされてい図８に達成可能増殖率と要求増殖率の算定経路を比較しる．

たが達成可能増殖率が要求増殖率を上回らなければならな

各種固体ブランケット材からパージガスへの増殖トリチ

いのは自明である．

ウム放出曲線は九大モデルによって解析的予測が可能な段階にきている［２０，２１］．トリチウム回収用ブランケット
パージガスには100 Paの水素を加えることが考えられているが固体増殖材のグレイン表面において水生成反応や化学
吸着水の脱離反応が起こるため，運転初期しばらくは増殖
トリチウムの多くは HTO の化学形で放出されると予想されている［２２］．このため，増殖トリチウムの回収効率を
１００％近くに維持するためには回収方法にも一考を要する．
慣性炉の LiPb 濡れ壁式ブランケットでは LiPb の水素溶
解度がごく小さいため気相に移行したトリチウムの炉壁や配管壁からの透過漏洩量が小さくはないと考えられているが，被覆率から見て大きな Net TBR が期待されるのでトリ
チウムバランスの観点からの透過防止対策の比重は大きくないと思われる．むしろ放射線安全対策からみての透過対

図７

策が重い課題となろう．液体ブランケットに関してはトリ固体ブランケットにおける各種増殖率．

チウム回収量と漏洩量を精度良く推定できるだけのトリチ

図８

要求増殖率と達成可能増殖率の算定経路比較．

図９

５０７

濡れ壁式第一壁を持つ慣性閉じ込め炉のトリチウムの流れ．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.8 August 2011

ウムの溶解・透過特性や，LiPb の流動維持およびそれに伴考えられるので経済的な回収を行うことは容易ではない．

う配管腐食に関するデータベースの整備も必要とされると

図１０の比較から明らかなようにプラズマの総括燃焼率がトリチウムバランスに与える影響は大きい．つまり総括燃ころである．
ところで目下 Local TBR は核データと ANISN に代表さ焼率が小さくなるとプラズマ容器を通じての循環流量が増れる中性子遮蔽コードから算出せざるを得ない状況で，こ加するため再付着層に取り込まれるトリチウムが増加し，の計算には数％の誤差があると言われている．トリチウム

0.5％ より小さい総括燃焼率になると共堆積するトリチウ

バランスの議論をより具体的にするためにも 14 MeV 中性

ム量の増加の度合いは著しく大きくなる．
さて，ntotal を５７燃焼日に，また ""! を過去の検討でよく子を使ったトリチウム増殖率実証実験が待たれるところで使 わ れ て い る３年 に 設 定 す る と 炉 基 準 総 括 増 殖 率

ある．

(TBR )R,Net として 1.057 が与えられる．再付着層への捕捉率
が 3×10−4 の場合を考えると図１０からプラズマの総括燃焼

６．D-T 核融合炉のトリチウムバランス
図１０に（２）式 か ら 得 ら れ る 炉 基 準 の 総 括 増 殖 率

率４％，１％および 0.5％ の時には炉基準総括増殖率とブ(TBR )R,Net と要求ブランケット増殖率 (TBR )BS required とのランケットシステム要求増殖率の差としてそれぞれ差を例示した．筆者は Roth らの報告［３］に基づき再付着層

0.012，0.023 および 0.038 が得られるので，総括燃焼率に対への総括トリチウム捕捉率を求め，捕捉量は流量に比例す

応して必要とされる (TBR)BS required は 1.069，1.080 およびるとの関係を応用し種々のプラズマ 対 向 材 料 に 対して1.095と求められる．これらの値はNet TBRの目標値として

ITER 条件におけるトリチウム捕捉率を推定した［４］．多く挙げられることの多い 1.05 を越えているので (TBR )BS at-の PWI 研究者によると実用炉の壁温度では ITER 条件に比tainable が (TBR)BS required を越えることもありえない．一

べて捕捉率が一桁程度は小さくなると思われるとのことな

台の核融合炉が次に建設する核融合炉の初期インベント

ので図１０ではその意見を取り入れ実用炉におけるトリチウ

リーをまかなうことが要請される核融合炉黎明期には，総ムバランスの検討を試みた．つまり再付着層へのトリチウ

括燃焼率が 0.5％ 程度と小さい値しか得られない場合に備−5ム捕捉率 3×10は実用炉温度で W を対向材料に使用した

えて，実効的には 1.1 近くの増殖率も達成可能なように準条件に対応し 3×10−4，1.5 ×１０−3，7.5×10−3 はそれぞれ実備が必要と言うことになる．一方核融合炉が定着して多く用炉条件で W ダイバータ Be 壁，W と Be 並びにグラファ

の炉が運転されている成熟期が来ると多くの炉で次期炉のイトの混合利用およびグラファイトのみを用いた条件にほ初期インベントリーをまかなえばよいようになる．たとえぼ対応すると考えた．この図の算定にあたって不活性トリばトリチウム増倍時間が３０年でよい時期になると必要なチウムインベントリーとして１２燃焼相当日を用いた．また(TBR)R,Net は 1.011 でよいことになるので総括燃焼率が 0.5％

再付着層からのトリチウムの回収率 (!('#&)VV は９０％とし１であっても 1.049 の (TBR)BS が得られればトリチウムの自己年間の炉運転後に回収して再利用するとの方針を前提にし補給が可能になる．表２によるとこの条件で再付着層のている．プラズマ駆動透過においては朝岡らの報告［２］と９０％のトリチウムを回収すると毎年ほぼ 1.5 kg のトリチウ

プラズマ容器内のトリチウムバランスで得られたプラズマ

ムを得ることができるので１５台の核融合炉の余剰分で一台生成量見積もりを参考にして１０−4 を代表値にした．この値の初期インベントリーを用意できる計算になる．#(%(#$には総括燃焼率が４％であれば透過損失は燃焼量の 0.25％ によっても (TBR )R,Net required の値は変化するので，実用炉過ぎないが総括燃焼率が１％になると供給流量が４倍にな

ではこれがどの程度まで大きくなってしまうのかまたは少るため損失が燃焼量の１％になってしまうことを示していなくしうるのかを知ることも今後の課題である．

る．透過したトリチウムの回収も検討するべき課題である黎明期には大きなトリチウム増殖率を持つブランケット

が，このほとんどが第一壁やダイバータの冷却水に入ると
表２ トリチウムバランス計算値の比較．
(#)overall (TBR )R，Net(%)
4
1.057(3)41.031(6)4
1.019(12)41.011(30)(TBR )BS
1.069
1.043
1.031
1.022

(TBR )R，non (QT )stock(kg/y)
1.051
+7.3
1.024
+3.50
1.012
+1.75
1.003
+0.44

(Tinv)y
(kg)
1.06
1.06
1.06
1.06

(!!)gain(kg/y)
8.05
4.36
2.66
1.38

1
1
1
1

1.057(3)1.031(6)1.019(12)1.011(30)

1.080
1.054
1.042
1.034

1.029
1.003
0.991
0.983

+4.26
+0.44
−1.27
− 2.43

4.26
4.26
4.26
4.26

7.98
4.26
2.55
1.34

0.5
0.5
0.5
0.5

1.057(3)1.031(6)1.019(12)1.011(30)

1.095
1.069
1.057
1.049

1.005
0.979
0.967
0.959

+0.67
−3.07
−4.82
−5.99

8.51
8.51
8.51
8.51

8.31
4.49
2.70
1.49

−4
ntotal=57 days, (!('#&)VV=0.9, Tburn=0.4 kg/day, "!=3×10図１
０ 炉基準総括増殖率と要求増殖率の差の変化の比較．

５０８

Commentary

Tritium Issues for Realization of a DT Fusion Reactor

M. Nishikawa and K. Katayamaの開発が優先課題になるが，成熟期にはむしろ大きな余剰
トリチウムを抱えることを避ける増殖方法が検討されることになろう．
炉の運転期間中には再付着層からのトリチウム回収が行えないのでこの間のトリチウム供給に不具合が生じないよ
うに対策を講じておく必要がある．図１１には図１０の推算条
件に対応する炉運転時の炉基準実効的増殖率 (TBR )R,non at
operation と(TBR )BS required との差を示した．図１１に示されるように再付着層捕捉トリチウムの回収を行わない場合には図１０に比べて燃焼率の与える影響がより大きくなっている．再付着層への捕捉率が 3×10−4 の場合を例として考えると図１１から総括燃焼率４％，１％および 0.5％ の時には両増殖率の差としてそれぞれ 0.019，0.051 および 0.090が得られる．従って，それぞれの総括燃焼率に対応して与えられる運転時炉基準実効的増殖率は 1.051，1.029 および

図１
１ 運転時炉基準増殖率と要求増殖率の差の変化．

1.005となるが，これらの値は他の条件について求めた値も表３ トリチウムの製造法の比較．

含めて表２に比較してある．前述の運転時の炉基準実効的増殖率から一年間の運転期間中に燃料システム貯蔵系に追１．炉内トリチウム増殖
固体ブランケット……………………………炉内回収
液体ブランケット
低溶解度……………炉内回収
高溶解度……………炉外回収
D-D 核融合反応
Li 重水溶液ブランケット
２．複式炉方式
核融合‐核分裂ハイブリッド炉
慣性炉‐磁場閉込炉複式核融合炉
D-D 核融合‐D-T 核融合併用炉
３．炉外トリチウム製造源
重水炉
一台あたりの製造量小高温ガス炉
一台で年産 10 kg 可能か
溶融塩炉
一台で年産数 kg 可能か
軽水炉
一台あたりの製造量小加速器
一台あたりの製造量小加される余剰トリチウム累積量 (!!)stock は総括燃焼率４％，１％および 0.5％ の時それぞれについて 7.3 kg，4.3 kg および0.7 kgと算定され，3×10−4 の捕捉率に対応する一年後の共堆積トリチウム (Tinv)y の９０％回収量と合わせるといずれの燃焼率の場合も約8 kgのトリチウムが得られることになり３年で次期炉の初期インベントリー必要量 22.8 kg を準備できる計算になる．
さて，炉基準総括増殖率はトリチウム増倍時間 ""! を長くするか総インベントリー #&%&#$×Tburn を少なくすると小さくなる．核融合時代成熟期には数台以上の炉が分担して次期炉の初期インベントリーを準備すればよくまたトリチ
ウム余剰蓄積量を多くすることは望ましいことではないので，各炉の ""! を１
２年又は３０年程度に延ばすことが妥当であろう．表２に示すように再付着層捕捉率が 3×10−4 の時""!が３０年であれば総括燃焼率４％，１％および0.5％の時
ブランケットに要求される増殖率はそれぞれ 1.022，1.034

および 1.103 と大きい値になり総括燃焼率には３％以上のおよび 1.049 となりいずれの燃焼率においても 1.05 より小達成が要請されるようになる．また保有制限インベント

さい値となる．総インベントリーの低減化と４％の総括燃リーの設定値を ITER 制限値並みの 1 kg に設定すると再付焼率が得られるのであれば核融合成熟期にはトリチウムバ

着層に捕捉されるトリチウムが短期間でこの制限を超えてランス維持に6Li の濃縮が要らなくなる可能性も出てくしまう危険性がある．図５で議論したように１年間あたりる．なお，表２に用いられた条件では ""! が３０年の場合に再付着層へ捕捉されるトリチウムが燃焼量の 0.5％ を超え

は総括燃焼率が１％および 0.5％ の時の運転時実効的増殖

るような場合はトリチウムバランスの観点からは回収操作

率が 1.0 以下になるため炉の運転期間中にはトリチウムをを行うことが望ましい．

貯蔵庫から燃料循環系に補給しなければならないが，結局プラズマの総括燃焼率４％が達成され，W が対向材料とは再付着層から回収するトリチウムで補うことができる．

して長期使用が可能と認められ，そのトリチウム捕捉率に

なお，再付着層からトリチウムの回収を行わない場合には 3×10−5 を使うことができ，プラズマ容器からの透過損

は (Tinv)y から回収するトリチウム量に相当するトリチウ

失率が 2×10−5 と低く抑えることができ且つターボモレ

ムをさらに増殖しなければならないので捕捉率が 3×10−4

キュラーポンプの開発等により総インベントリーが４５燃焼の条件下では総括燃焼率が４％，１％および 0.5％ の場合相当日（3 GWth の炉で 18 kg に相当）にまで減少させるこに対してブランケットシステムへの要求増殖率は ""!を３とができたとの楽観的な予測のもとにトリチウム増倍時間

年とする時それぞれ 1.076，1.107 および 1.149 と大きくなる

３年を可能にする (TBR )BS required を西川の方法で求めるが，これを越える達成可能 (TBR )BS を得ることは磁場閉じと 1.053 が得られる．この条件の場合にはインベントリー

込め炉のブランケットでは困難であろう．また ""! が３０年のベータ崩壊による損失が支配的であり，再付着層からのの時でもブランケットシステム要求増殖率は 1.029，1.061

回収の有無はトリチウムバランスにほとんど影響を与えな
５０９

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.8 August 2011

開発をまず進めるという考え方もありうる．

い．
一方，総括燃焼率は 0.5％ 程度になり，Wのみを対向材料

核融合炉におけるトリチウムバランスを定量しバランスに使用する方法が危惧されるようになり W ダイバータとを維持するためにブランケットに期待する要求 (TBR )BS を

Be 壁の併用が考えられるようになってトリチウム捕捉率

具体的に考えていく上でプラズマにおける総括燃焼率，再としては 3×10−4 を使うことになり，プラズマ容器透過損

付着層へのトリチウム捕捉率，第一壁を通しての透過損失−4失が 1×10で代表され且つクライオソープションポンプ

率，動的活性トリチウムと静的活性トリチウムならびに不の使用で総インベントリーが７２燃焼相当日と大きくなると活性トリチウムで構成されるトリチウム総インベントリー

いう少々悲観的予測のもとに増倍時間３年を可能にする等の寄与が大きいが，いずれも実用炉の条件下でどのよう(TBR )BS を求めると再付着層から９０％の回収が可能であるに評価するべきかはっきりした数字が決まらない状態であ場合で 1.108，回収を行わない場合には 1.162 が必要と算出

る．プラズマ燃焼や PWI 研究の実用炉をめざした進展をトされる．回収を行わない場合の要求増殖率を大きくする最リ チ ウ ム バ ラ ン ス の 観 点 か ら も 期 待 す る．ま た 要 求

大要因は再付着層への捕捉である．因みにこの条件でも再(TBR)BS に応えるべき達成可能 (TBR)BS を具体化する上でも付着層から９０％のトリチウムの回収を行うのであれば増倍中性子の利用効率に与える容器効果とモジュール効果だけ

時間を３０年にすると要求増殖率は 1.050 でよいことになる．

ではなく増殖トリチウムの回収率の具体的把握も核融合炉

核融合黎明期では次期炉用の初期インベントリーの準備の炉形式にかかわらずもう一つはっきりしていない．さらのために増殖率を大きくせざるを得ない．図８に示してあには核データを使っての計算値についての実験的裏づけがるように最初の核融合炉に装荷すべきトリチウムは核融合

ほしいところである．

炉以外の外部トリチウム源で準備することになる公算が大きい．核融合炉の黎明期にもこの外部トリチウム源を活用

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［２
４］P. Gierszewski, Fusion Eng. Des. 10, 399 (1989).

る実質的増殖率を下げる方法が合理的と思えるので，特に初期の核融合炉にとって厳しい要求となるトリチウム自己補給性にこだわらなくてもよいように思う．表３に示すように幾つかの ト リ チ ウ ム 製 造 手 段 が 考 え ら れ る．年間
10 kg の ト リ チ ウ ム 製 造 が 期 待 さ れ る よ う で あ れ ば
3 MWth の炉で増殖率に換算して 0.07，1.5 MWth の炉で0.14の緩和が可能になる．高温ガス炉一台で毎年10 kgのトリチウムが生産されうるとの松浦らの報告がある［２３］．重
水炉も５０台あれば年産 10 kg が可能であろう［２４］．増殖率が高く取れ多くの余剰トリチウムが得られると考えられる
慣性炉やハイブリッド炉から始めるのも一つの方法かもしれない．
成熟期を迎えると磁場閉じ込め核融合炉だけでもトリチ
ウム自己補給の達成は容易に思われるので，黎明期を切り抜ける対策の議論が必要である．

７．まとめと課題
核融合炉の台数が数少ない核融合炉時代黎明期において，磁場閉じ込め核融合炉の燃料自己補給条件を満たすト
リチウム増殖率を得ることはプラズマ容器における総括燃
焼率，対向材料としての W の有効性，再付着層へのトリチ
ウム取り込み率，透過損失率，トリチウムインベントリー
等についていずれもが楽観的予測を達成しない限り容易であるとは思えない．一方炉の台数が多くなる成熟期には悲観的予測に立っても自己補給条件の達成はそれほど難しくはないと判断される．黎明期には自己補給にこだわることなく，最初の実用炉のトリチウム初期インベントリー準備を託すことにもなる外部トリチウム源を活用して炉の受け持つ増殖率の低減化策も考えておくことが合理的と思われる．有効な外部トリチウム源開発に向けての検討を始めるべきである．またトリチウムバランスの観点からは，大きな増殖率が期待できる濡れ壁方式慣性閉じ込め核融合炉の
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!!
にし

かわ

まさ

著者紹介

ぶみ

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かた

西 川 正 史

やま

かず

なり

片 山 一 成九州大学名誉教授 核融合炉のトリチウム，水素エネルギー
および化学プラントにおける攪拌操作に化学工学的観点から大いに関心を持っています．趣味は読書と数字パズルと各種運動．昔は長い距離を走っていましたが最近は歩くほうがよ
くなってきました．核融合炉を見ることを夢にしています．

九州大学大学院総合理工学研究院先端エネル
ギー理工学専攻，助教．専門分野は，核融合炉
トリチウム理工学． みかんと太陽とトライア
スロンの島 愛媛県中島出身．好きな果物はみかん．家族は，わがままな長男５歳，よく泣く次男１歳そして手厳しい妻．卵１個で如何に素敵な卵焼きを作れるかを追究
中．

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