J. Plasma Fusion Res. Vol.88, No.9 (2012) 475‐479

プロジェクトレビュー

核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開
Tritium Science and Technology for Fusion Reactor

１．領域設置の目的と進め方
田辺哲朗
九州大学大学院総合理工学研究院（原稿受付：２
０１
２年７月２日）Keywords:
Tritium, fuel cycle, fusion reactor, safety, economy, science, technology

１．
１ はじめに（プロジェクトの概要）

炉ブランケット」，第５章「トリチウムシステム」としてそ２００７（平成１９）年度より実施された文部科学省科学研究

れぞれにまとめ，第６章で「まとめと今後の課題」を述べ

費補助金特定領域研究「核融合炉実現を目指したトリチウています．

ム研究の新展開」は，２０１１（平成２３）年度にて終了いたし

本特定研究を立ち上げた際にも，本誌に，領域が何をめました．５年間にわたって表１に示す６研究項目についざして設定されたかを知っていただくため，プロジェクトて，「計画研究」により重点的に研究を推進するとともに，レビュー［２］を掲載させていただきました．本報告と対比

これらに関連する，一人又は少数の研究者による公募研究

してご覧いただくと，どれだけの成果が上げられたか，興を補完的に行ってきました．また総括班を設置し，各研究

味深く読んでいたただけるものと思います．

計画の班長に加えて，これまでトリチウムの研究に長年携

１．
２ 領域設置の目的わってきた我国の主だった研究者にも協力を仰ぎ，個々の研究班の個別の成果を評価検討して，全体的あるいは俯瞰

核融合炉を実現する上で，安全かつ経済的に成立する燃的見地より，各研究班へのフィードバックをはかるととも料（トリチウム）サイクルを構築することは，プラズマ閉に，それらの成果を統括・連携して核融合炉全体としてのじ込めと並び立つ２本柱のひとつと言っても過言ではあり

トリチウムに対する安全対策を講じ，核融合で使用されるません．核融合炉では放射性同位元素であるトリチウムをトリチウムについての社会的受容性を高めるための活動を大量に取り扱う必要があるにもかかわらず，放射能的にク行ってきました．

リーンであると強調されすぎているきらいがあります．核

特定領域のこれまでの活動，研究内容の詳細，主催／共融合炉燃料として使用されるトリチウムは，平均約 6 keV

催した国際会議やワークショップ／シンポジウムなどの報のベータ線を放出して3He になる放射性同位元素であり，

告と案内，研究の進展状況，学術誌等に発表した研究成果

また DT 反応で発生する中性子が材料を放射化するた等はホームページ［１］に詳細に記載しておりますので，そめ，十分な放射線管理のもとで放射性安全性を確保して運ちらもご覧ください．

転される必要があります．また希少資源であるトリチウム

本レビューは，５年間にわたって展開された核融合炉実を燃料として使用するため，その増殖および回収をきわめ現をめざしたトリチウム研究の成果をご紹介し，解決されて効率的に行わねばなりません．エネルギー発生装置とした問題と未解明の問題を整理し，今後の研究の方向性につての実用核融合炉は，安全性の観点からも社会的に受容さいて示唆を与えようとするものです．第１章で領域設置のれるものであると同時に経済的に見合うものでなければな

目 的 と 進 め 方 を，第２章 で「D-T 核 融 合 炉 の ト リ チ ウ

りません．

ム」について述べた後，本特定領域を構成した３つの班の本特定研究領域設置の目的は，トリチウム（T）と重水素

成果について，第３章「炉内トリチウム」，第４章「核融合（D）との核融合反応（DT 反応）によりエネルギーを取り出

1. Purpose, Research Targets and Achievements
TANABE Tetsuo

author’s e-mail: tanabe@nucl.kyushu-u.ac.jp

４７５!2012 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012

す核融合炉を実現するため，T を含んだすべての水素同位も重要な課題でした．

体（H，D，T）に関連する様々な学問的分野を背景としている研究者を組織化し，T が放射性である故に，その放射１．
３ 核融合炉の燃料としてのトリチウム研究

性安全を確保することはもとより，T が希少資源であるが

１．
３．
１ 安全性と経済性
どのようなエネルギー源でも，燃料の確保は最大の課題

故に，経済的にも成立する核融合炉燃料システムを構築することでありました．具体的な研究課題はです．DT 核融合炉燃料の一方である，重水素（D）は海水（１）炉内への D と T の導入量を，核融合反応を継続する

中に約 0.015％ 含まれていますので，これを蒸留や電気分ために制御しつつ供給すること，（２）それらを排気回収し不純物を除去した上で，T 分

ITER ߢߩᔅⷐ㊂ ~ 20kg 8 x1018 Bq

離・再利用すること，ቝቮ✢╬ߦࠃࠆ↢ᚑ
1.5 x 1017 Bq/year⥄ὼ⇇ߩᐔⴧሽ࿷㊂3 x 1018 Bq（３）ブランケットにより T を増殖回収，利用すること，

T 1g (4 x 1014Bq)（４）安全なシステムの構築あるいは制御を可能にするた

1021

1018

1015

1012

109

めの技術開発をすること，ⅣႺਛߩᱷ⇐✚㊂~ 1019Bq（５）T 汚染の制御と除染法の確立をはかること，等であります．また同時に T に関する正しい理解に基づい

とともに，

図１

（７）T に対する正しい理解を社会に広めること，研究代表者 分担金額
（千円）

A０
１班 上田

良夫

123,530

A０
２班

薫

77,200

Ａ
班

B０
１班

大宅

深田

智

93,760

B０
２班 寺井

隆行

115,800

Ｂ
班

Ｃ
班

敏彦

103,600

C０
２班 波多野雄治

118,000

C０
１班 山西

総括班

田辺

哲朗

32,3000 Bqⷙ೙߇ᔅⷐߥ
࡟ࡌ࡞ᩭ⵾ㅧᣉ⸳╬߆ࠄߩ᡼಴㊂4~8 x 1016 Bq/y（６）新しい T 科学ともいうべき学問分野を打ち立てる

班名

103

1945ᐕ߆ࠄ1973ᐕ߹ߢߩᩭታ㛎ߦࠃࠆ↢ᚑ㊂ 3 x 1020 Bq

た

表１

106

トリチウムの自然界の存在量，核実験による生成，法的規制値等の量等の比較［３］．

計画研究の課題および達成目標．

研究課題

達成目標

目的・目標達成
核融合炉容器内複雑環境を考慮した T
核融合炉内複雑環境に挙動について，混合イオン照射実験や，おけるトリチウム蓄積
分子動力学シミュレーションより明らか
・蓄積
T量の評価と除去法を開発
挙動の実験的研究
し，ITER の運転シナリオ策定へ に し た．蓄 積 T 量 の 評 価 に つ い て は，
６
０U のタイル分析結果を基に，炭素・JT‐６０SA の壁材料選択と運転シナ JT‐
核融合炉のトリチウム リオ策定
壁の場合について明らかにした．タング
蓄積・排出評価のため ・周辺プラズマ・材料相互作用統合 ステン壁についても，ほぼ見通しはついの 理 論 お よ び シ ミ ュ コードの作成た．以上の研究成果は，次期トカマク装レーションコードの開置の壁材料選択やシナリオ策定に有用で発ある．
各種 T 増 殖 材（固 体 増 殖 材，Li，Flibe
核融合炉ブランケット
等）に中性子を照射し，T 回収を実証し材中のトリチウム移動
た．特 に Li２TiO３に DT 中 性 子 を 照 射
現象解明と新規回収プ ・ブランケットによる T の増殖，回 し，回収／発生比率を 99.9％ 以上とする
ロセス開発の研究
収システムにおける増殖比 1.05 以 見通しを得た．これに基づけば，T 増殖率が 1.05 以上になるブランケットシステ
上の実現
・安全な排ガス回収，不純物除去，ム設計が可能である．配管からの T 漏洩
核融合炉ブランケット率の定量化と，漏洩率低減のための新規
T 分離・再利用
材料中のトリチウム−
酸化膜形成に成功した．また排ガス T
材料相互作用に関する回収のための吸着法，電気化学法を開発
研究
し，実機装置でも実証した．
T を用いた研究により，T 水処理系の高トリチウムの閉じ込め性能化，金属および高分子材料に対するに関わる高濃度トリチ
T の滞留・透過・脱離挙動に関するデー
ウム水及び有機物の化 ITER の T 処理施設高性能化
・有効な透過抑制法の開発（1/1000 タベースを構築すると共に，鉄鋼材料中学的現象の解明を実現）の水素同位体透過速度を 1/10000 以下にトリチウムの透過漏洩抑制することに成功した．
と汚染・除染T を燃料とする核融合炉のシステムにおける T の全体の流れを明確にし，安全性・経済性の両観点からシステム設計に及ぼす問題点とその解決策を示した．T
・T 燃料システムの設計（A，B，C の科学と技術をとりまとめた教科書を編
核融合炉実現を目指し纂中である．多数の国際会議等で，招待班の結果統合）たトリチウム研究の新講演・基調講演に招かれ，本領域の成果
・水素同位体の理解，T 学の創成展開が世界的に広く認知されるようになっ
・国際的人材育成
た．人材育成に関しても，本領域から１２
名が，同じような分野での研究職として採用されており当初の目標は完全に達成されたといって過言ではない．

４７６

Project Review

1. Purpose, Research Targets and Achievements

T. Tanabe

解により濃縮，回収すれば十分な量が確保できますが，もルギーは低いので，固体中にある T を計測することはほとう一方の燃料である T は，図１［３］に示しますように，そのん ど 不 可 能 で す．た だ し，固 体 中 の T 濃 度 が 高 く な れ

天然存在量は，きわめて少ないのです．第２次大戦以前のば，核崩壊により発生する熱を測定することにより定量が地球上では，宇宙線等により生成する一方で，放射性崩壊可能となります．通常ガスの定量法として利用されていまにより，年間５％程度が消失するため，両者がほぼ拮抗しす PVT 法や，熱測定での測定精度は 103 程度しかありませて，天然由来のTの存在量はkgのオーダーでほぼ一定であんので，安全面から要求される確度をもった T 計量管理はりました［４］．ところが，１９５０−６０年代の大気圏内核実験

きわめて難しいのです．

により，多量の T が生成され，大気中に放出されましたの

ITER での T システム（供給，回収，再利用）を作るこ

で，天然の存在量が一気に２桁以上増大しました．そしてとは，既存の技術で十分対応可能であり，すでに詳細な設

１９６３年の部分的核実験停止条約（PTBT）成立後は，核実計がなされていますが［７］，問題は，きわめて多量の T を験による新たな放出がなくなったため，その存在量は，崩使うため，汚染の広がり，透過や漏洩による汚染等，新た壊により減少し続け，現在では第２次大戦以前の水準に戻な課題があると思われます［８］．特に T は，軽水素（H2O）

りつつあります［５］．ただし原子炉では T が生成していま中のHと容易に同位体交換し，HTOの形として固体表面吸す．全世界の軽水炉およびその関連施設では，総量にして，着されていることが多いし，有機化合物中の H との交換も天然生成量の 1/5 程度が放出されていますが，一基あたり起こりますので表面汚染が重要な問題となります．T 水やの T 生成量は少ないので，除 去 回 収 は さ れ て お り ませT 化された有機物は，人体に取り込まれやすく，ガス状のん．現在，平和利用のための T の供給源は CANDU 炉です

T に比べて１万倍以上危険度が高いことが知られていま［５］．しかし，一機あたり年間 100〜200 g の T が生産されす．このため，通常の RI 施設と同様，二重防護の概念，すているに過ぎず，世界中のストックは，たとえ核兵器に使

なわち，グロ−ブボックス，あるいはそれに変わる遠隔作

われている T を含めても，200 kg 程度以下であると思われ

業容器内で扱われ，それらはさらに，負圧に保たれた建屋

ます［６］．

内 に 設 置 す る と い う 方 策 が 取 り 入 れ ら れ ま す が［７］，図１からわかりますように，ITER で必要とされる T 量

1018 Bq を超えるような多量の T を使用する際に，二重防護は，天然に存在する T 量に匹敵しており，T はきわめて稀で漏れを 1010 Bq 程度まで落とすのは難しいと思われます．

少な資源なのです．もちろん核融合炉においては，T はブ

低濃度の Tは広く世界で利用されており，DOEのハンド

ランケットにて自己増殖されることになっています．核融ブックなど［４，８］，その取り扱いに関するハンドブックや合炉をエネルギー源として次々と建設していくためには，

マニュアルは整備されています．しかし，それらはあくま

T の増殖量は，燃焼させた量を上回っていなければなりま

でも低濃度の T 取り扱いが対象であり，核融合炉のようにせん．現在の炉設計では，炉全体としての T 増殖比は最大

多量の T をプラズマ化して取り扱った経験は，日本はおろで 1.2 程度であると見積もられておりますが，Tの確保のたか世界にも（軍事研究を除けば）ほとんどなく，その安全めには，増殖比をできるだけ大きくするとともに，炉内のな取り扱い技術が確立されているとはいえません．また T

T インベントリーをできるだけ少なくする必要がありまの放射性同位元素としての特性，またその安全性についてす．言い換えると，ブランケットで生成された T はもとよも十分理解されているとはいえません．プラズマ化された

り，炉内に導入された T も余すところなく回収する必要が大量の T の挙動の理解と予測なしには ITER はもとより核あります．すなわち T の計量管理は安全面からきわめて厳融合炉の建設はあり得ないのです．

しくしなければなりませんが，経済的にも究めて重要な課

１．
３．
２ 燃料の自己供給性

題なのです．また初期インベントリーをどのように確保す核融合炉の燃料サイクルはきわめて効率の悪いものと予るかは，核融合炉をエネルギー源として利用していく上測されています．特に，磁場閉じ込め方式では，供給されで，大きな関門です．

た燃料がプラズマ化する割合（燃料供給率）が低いだけで実際に核融合炉で燃料サイクルとして循環使用される T

なく，いったんプラズマ化した個々の粒子も閉じ込められの総量は，重さにすればわずか数 kg 程度ですが，放射能レている時間が短く，供給された燃料が DT 反応に至る割合

ベルでは 1017 Bq（＝100 PBq；１秒間に 1017 個のベータ線

は（燃焼率）もあまり高くできません．燃焼率は高く見積を発生させる）となり，安全性の観点から定められている

もっても３％程度と考えられており，燃焼される燃料に比

規制値に比べると１０桁以上も多いのです．このため ITER

べて，1/0.03 すなわち３０倍以上もの燃料を供給（スルーのような実験炉でも，わずか１００回程度の DT 放電で，そのプット）しなければならないと同時に，そのほとんどを排立地での使用許可量を超える T が真空容器内に蓄積されて気し，再循環させることになります．図２には核融合炉にしまい，頻繁にその除去作業を余儀なくされることが危惧

おける燃料の流れの概念図［９，１０］を示しました．ここでされています．

は，燃料供給率を１０％，燃焼率を３％，T の増殖率を 1.2

T の計測は線量の低いところでは，核崩壊によって放出としてあります．この条件では，図に示されているように，されるベータ線を計数するので，精度よく測定できます

50/50 の D/T を供給した時，3/3 が燃焼して，３個の中性が，108 Bq 程度以上になると，もはや計数法は使えず，軽子と He が発生することになります．増殖率を 1.2 としてい水素（H）や D を測定するのと同様，PVT 法や，重量法にますので，発生した３個の中性子は3.6個のTを殖み出しま

たよらざるを得ません．また T が放出するベータ線のエネ

す．供給された燃料は，燃焼したものと炉内に蓄積される
４７７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012

ものを除くと，炉外に排気され，精製，同位体分離過程をました．6 つの計画研究は，それぞれ 2 つずつを組み合わせ経て，再び燃料として供給されることになります．現状のて，A，B，C の 3 班に大別され，それぞれが緊密な連携のトカマク装置では，炉内への蓄積率は５‐２０％程度ときわめもとに研究が進められました．各班の受け持ちは図 4 に示て高いのですが（これを如何に下げるかは，きわめて重要しましたように，A 班は，炉内の T インベントリーの評価な課題です），仮にこれを図２のように１％に抑えることと蓄積，そして蓄積 T の除去を，B 班はブランケットによができたとしても，燃料のバランスは，最初の供給５０に対る T の増殖･回収を，C 班は全体としての T システムと安全して，49.6 が再び循環させることができるだけであり，燃性に関わる T の透過･漏洩を担当しました．当初の目的･料自己供給性が保てません．燃料供給率，燃焼率，増殖率

目標がどれだけ達成されたかも，表に簡単に記してありまを上昇させるとともに，炉内蓄積を下げるための努力が求す．
総括班では，各研究班へのフィードバックをはかるととめられています．
また，現状のトカマク装置では，真空中に軽水素が残留

もに，それらの成果を統括･連携して核融合炉全体としてしていますが，DT 炉でも H の混入は避けられず，T の観の T 安全対策を講じ，核融合トリチウムについての社会的点から見ると，燃料の希釈だけでなく，回収処理時の同位受容性を高めるための活動ができる研究組織としました．

体分離に負担がかかる等の問題もあります．ダイバータ冷さらに，総括班には，一般社会へ T の正しい理解が浸透す却のため，Ne や Ar の導入が考えられていますが，これらるよう情報発信を行い，T の安全性，核融合の社会的受容

も，T 処理システムに，多大の負担をかけることになりま性を高めると同時に，水素同位体理工学ともいうべき啓蒙す．

書の発刊を目標にしました．また人材の育成も非常に大きな課題でした，領域がはじまって以来，12 名もの方が，新また図２には，T 安全性の観点からみると，
１００の燃料が−10流れている中で，透過漏洩を 10程度に抑えなければな

たに核融合関連の研究者として研究機関･大学に採用されらないことを示してあります．取り扱われる T の量，そのており，その役割は十分果たせたものと思っています．

エネルギー状態をそれぞれ横軸と縦軸にプロットし，どのような物理現象を考えなければならないかを示したのが
図３です．取り扱うべき T 量，またそのエネルギー状態はともに 10 桁以上にも拡がっており，解明すべき物理･化学
現象，あるいは新しい物理･化学過程が山積しています［２，３］．高エネルギー，高濃度の T を安全に閉じ込めることは容易でないことがわかっていただけると思います．かつて経験したことのない多量の T を使用する燃料サイクルの構築とその安全性確保，さらには社会受容性を得ることは，その挙動の理解と正確な予測なしにはあり得ません．
T に関する正確な知識，その取り扱いのための確かな技術を持った人材育成が国際的にも求められています．

１．
４ 研究の進め方

図３

T の取り扱い量，およびそのエネルギー状態に応じて出現する理解・解明すべき物理／化学現象，または学術的課題
［２，
３］
．

図４

核融合炉に燃料としてペタベクレル（PBq）の T を導入した
際に，T が系外に透過漏洩していくことをも考慮して，必要な研究．

以上のような背景のもとに，5 年間にわたって，表 1で示した 6 つの「計画研究」および総括班の活動が行われFuel balance in a reactor
assuming fuelling eﬃciency of 10% and burning eﬃciency = 3 %Retenon rate

H
4

Fuel supply (1014Bq/s)

D
50

T
50

1
1

D
46

Plasma535DeliveryStorageT
T
46
3.6
Isotopeseparation

Ne
Residual Ar
gas

46=44+2D

4 3 44+2=46
H He
T

Evacuaon

Permeation & leakage << 10-10

図２

DeliveryStorage

NeutronBlanketVacuum Vessel

Ne /Ar
Cooling

Refining
CH, Ne, Ar

Loss in T
processing
systems

核融合炉における燃料の流れ，燃料供給率１０％，燃焼率３％，炉内への蓄積率３％と仮定してある［９，
１
０］
．

４７８

Project Review

1. Purpose, Research Targets and Achievements

参考文献

T. Tanabe［６］T.B. Cochran, W.M. Arkin, R.S. Norris and M.H. Hoenig,
Nuclear weapon data book Vol.II US Warhead production,(Ballinger publishing Co. 1987).
［７］M. Glugla, D.K. Murdoch, A. Antipenkov et al., FusionEng. Des. 81, 733 (2006) and references there in.
［８］Evaluation of Facilities Handling Tritium, Minister of
Public Works and Government Services Canada 2010.
Catalogue number CC172-55/2010E-PDF, ISBN 978-1100-14916-5, Published by the Canadian Nuclear Safety
Commission (CNSC), Catalogue number: INFO-0796.
［９］T. Tanabe, Fusion Eng. Des. 87, 722 (2012).
［１０］T. Tanabe, Proc. 20th Int. Conf. Plasma Surface Interactions
in Controlled Fusion, Aachen, May 20-25, 2012, to be published in J. Nucl. Mater.

［１］文部科学省科学研究費補助金特定領域「核融合トリチウ
ム」
領域番号 476 ホームページ，
http://tritium.nifs.ac.jp/［２］田辺哲朗 他：プラズマ・核融合学会誌 85, 680 (2009).
［３］T. Tanabe, Proc. 2nd ITER Int. Summer School ; Confinement, ed. S,-I. Itoh, S. Inagaki, M. Shindo and M, Yagi,
pp.112-126 (AIP, 2009) ISBN 978-0-7354-0628-5.
［４］DOE Hand book,Tritium handling and safety storage,
DOE-HDBK-1129-2008, December 2008, USDOE.
［５］IAEA/WMO. (2006) Web Site of the Global Network of
Isotopes in Precipitation (GNIP) and Isotope Hydrology
Information System (ISOHIS). http://isohis.iaea.org/,
IAEA, Vienna

４７９J. Plasma Fusion Res. Vol.88, No.9 (2012) 480‐483

プロジェクトレビュー 核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開

２．D-T 核融合炉のトリチウム
西 川 正 史，田 辺 哲 朗，朝 倉 大 和１）
九州大学，１）核融合科学研究所（原稿受付：２
０１
２年７月２日）Keywords:
tritium, radiation safety, tritium balance, (TBR )BS attainable, (TBR )BS required, overall burning efficiency

２．
１ トリチウムの放射線安全対策

T については過去の大型 T 取り扱い施設の実績をもとに第１章で述べられているように，核融合炉の開発にあITER のトリチウムシステム設計において議論されておりたっては，トリチウム（T）が半減期約１２年のベータ放射体

ITER の運転においても実証されることになるが，プラズであることと，資源的には自然界には存在しないといって

マ駆動透過が支配的になると思われる真空容器からだけでよい存在量であることを勘案して，T の放射線安全性確保はなく，高温場である T 増殖ブランケットからも少なからのための課題と燃料としての安定的供給法確保のための課

ぬ透過漏洩が予想され，透過低減化対策は重要な検討課題

題との双方を満足する対策を確立しておくことが T 研究者である．

に要請されている．

ブランケットシステムからの T 透過漏洩挙動を解明する

放射性物質としての T を取り扱う際には次のような法律ためには増殖材から放出された T の挙動をもとにブラン等の制約を受ける．

ケット構成材料の特性を合わせて解明しなければならない
ので，本特定研究では B 班と C 班がそれぞれの学問的観点

１．日本では放射線障害防止法により T の空気中濃度並びから検討を担当した．固体ブランケットの増殖 T 放出挙動に排気，排水中濃度の限度には次のように規制が与えについて得られた成果をもとに低放射化フェライト冷却管られている．

体型での透過量解析によると水冷却方式ブランケットでは

空気中濃度限度漏洩 T は後述の T バランスには大きな影響を与えないと予
4

3

3

HT：10 Bq/cm ，HTO：0.8 Bq/cm

測されるが，放射線安全性確保の観点からは漏洩量の低減

排気中の T 濃度限度化対策が必要であると判断された．またガス冷却方式ブラ
3

3

HT：70 Bq/cm ，HTO：0.005 Bq/cm
排水中の T 濃度限度

ンケットの場合は T バランスにも影響を与える T 漏洩量に60 Bq/cm3

増加するとの解析結果がでた．
この対策として B，C 班で各種透過防止膜の開発が行わ

２．核融合炉敷地境界における被ばく線量，つまり一般公れ，２〜４桁の透過量低減化が可能であるとの成果が報告

衆の受ける実効線量は１mSv／年以下に抑制することされている．また C 班では冷却水に移行した T の同位体濃が望まれる．

縮法による回収を研究して有効な成果を上げている．した

３．T の施設内保有量制限

がって本特定研究の成果を総合すると環境への T 漏洩量を核施設としての制限や緊急時対策等安全面からの制限

４桁低減することが可能であるといえる．この時ブラン

により T の保有量に上限値が設けられる．ITER では

ケット起源の T の水冷却ブランケットを通じた環境への移立地国フランスの規制に従い炉真空容器内 T の保有制

行量は一日あたり 1.1×1011 Bq 程度と予測される．今後は

限値は 1 kg である．

透過防止膜の長期安定性についての研究が必要である．
C 班では T 水（高レベル T 水）は金属表面の腐食を促進

このような規制に従って放射線安全対策を確立するためする効果があるとの興味ある実験結果を得ている．ブランには T の環境への移行量低減化対策を講ずるとともに低濃ケットや冷却管からの T 漏洩に影響を与える可能性がある

度 T モニタリング法開発が要請される．低レベル T のモニので今後の現象論的解明の進展が待たれる．

タリング法については従来から開発が進められてきておりA 班ではプラズマ容器の中における T 挙動の研究が緒に目標に近い性能が得られようとしている．

就いたが，放射線安全性の観点からは真空容器から環境への T 移行の道筋の特定と定量化へ向けての今後の進展が期環境へ移行する T のうち燃料精製・循環システム起源の2. Tritium in a D-T Fusion Reactor
NISHIKAWA Masabumi, TANABE Tetsuo and ASAKURA Yamato

corresponding author’s e-mail: nishikaw@nucl.kyushu-u.ac.jp

４８０!2012 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchProject Review

2. Tritium in a D-T Fusion Reactor

M. Nishikawa et al.

で飽和状態が得られるまでの時定数が小さい不活性 T とは待される．

別に分類されている．
図１には要求 T 増殖率と達成可能 T 増殖率の算定経路を

２．
２ 核融合炉内の T バランス
総括班では A，B，C 各班の成果を総合して核融合炉内に対比して示してある．炉における T の自己充足を達成する

おける T バランスについての検討を行った．

ためには達成可能増殖率は必要増殖率より大きくなければ

１．
３．
２で述べられているように，DT 核融合炉において T

ならないことは自明である．

の自己充足を達成するためには増殖ブランケットで製造さAbdou ら［３］は１９８６年当時トカマク炉の T バランスを定れる T はプラズマで核燃焼される T と核融合炉内の各所で量するには未知数が多すぎると結論した経緯がある．また捕捉または漏洩によって消費される T 並びに次期の炉の初

朝岡ら［４］は再堆積層についての議論が始まる以前に T バ

期インベントリーに保留しておくべき T の合計より多くな

ランスについてパラメータ計算を行い 1.1 程度の Net TBR

ければならない．

が必要であると結論づけている．ごく最近になって Roth

核融合炉で達成可能な T 増殖率はブランケット内の Tら［５］は多くのプラズマ実験装置で得られた各種第一壁材

増殖材と中性子増倍材の配置並びに使われる構造材・冷却料の再堆積層への水素同位体の捕捉データの総括的整理を

配管 材 の 種 類 と 量 か ら 決 定 さ れ る Local TBR（Tritium

行い，プラズマ対向材料の再堆積層に共堆積する T 対策がBreeding Ratio）とプラズマ対向材料への中性子吸収効果

ITER の炉内保有量を制限値 1 kg 以内に抑えるにあたって

とブランケットが占めうる被覆率を補正したNet TBRで議の最大の課題であると報告した．本特定研究でも A 班に論されることがこれまで一般的であった．増殖率そのもの

よって JT-60U の水素の蓄積量分析に基づく実験的現象解の実験的実証はまだされていないもののトカマク炉の固体

明の研究が進められるとともに，プラズマ挙動解析コード

ブランケットモジュールについて行われてきた多くの中性とプラズマ・壁相互作用解析コードの結合によるシミュ

子計算から Net TBR として 1.05 程度の達成が可能と考えら

レーション法が開発され，経験則から現象論的解析に向けれてきた［１］．本特定研究の開始にあたって T 増殖率としての大きな前進がなされた．今後の核融合炉条件下でも応て 1.05 の確保を確認したいとの B 班の目標が設定されたの用が可能な汎用的解析法への進展が期待される．

もこれらの経緯を踏まえたものである．

再堆積層に取り込まれる T 量は少なくはないので，これ

しかし本特定研究の成果を踏まえた検討から総括班ではについてどのように対処するかが T バランスを検討する上単に達成可能な T 増殖率の多寡を論ずるだけではなく Tでの重要課題である［６‐８］．

消費から求められる要求増殖率との対比が肝要であるとの再堆積層に捕捉される T の蓄積速度はプラズマ容器への総供給流量!
!!"!!"""%'と捕捉率!
(*$)#&&が決まると求められ結論を得るに至っている．
また増殖率検討の過程において，ブランケット部での増る．図２は１年間運転後の再堆積層に取り込まれている T

殖 T の回収率を補正したブランケットシステム T 増殖率

量を３GWth の実用炉（T 年間燃焼量 146 kg）に即して比（TBR ）
BS attainable をブランケットシステムから燃料シス

較したものである．ITER ではサイト制限値は１kg であるが，プラズマの総括燃焼率 !
""
(*
$)
#
&
&が１％で再堆積層へのテムに供給可能な T 量を示す指標として提唱した［２］．

総括捕捉率が 7×10−5 の場合 3 GWth 実用炉一年の運転で核融合炉内の T バランスから求められる T 増殖率への要求値（（TBR ）BS required）は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

１

プラズマのコア部で核燃焼される T

年または総括燃焼率が 0.5％ の場合はほぼこの半分の総括

２

次の炉の初期装荷量として保留蓄積しておくべき T

捕捉率を持つ対向材料を選択しなければならないが現状で３

炉保有 T の放射性崩壊による損失分を補填するためはタングステン（W）以外にプラズマ対向材候補が見あたのT

らない．ITER 条件での捕捉率として 3×10−4 が Roth らの

４

冷却水や環境等に透過漏洩して損失される T の補充
分

５

炉内に捕捉される T の補充分Ⴧ୚ᤨ㑆を総括して決められる．

ἹၮḰ✚
᜝ჇᱺᲧ

Ἱ✚଻᦭㊂

ここで，１は核融合炉の設定出力とエネルギー変換効率ἹೋᦼḰ஻㊂によって決まる．２は核融合炉の持つ総 T インベントリーとこれを準備するべき期間，T 増倍時間，によって決めら

ㆇォᤨ䈱Ἱ
ၮḰჇᱺᲧ

ᄖㇱTḮ

れる．なお，総インベントリーは燃料システム内を循環す
る活性 T と炉システム構造材料に取り込まれてしまった不ᦨㆡൻ

活性 T の和である．３は炉の総インベントリーと T の崩壊
時間によって決められる．４は真空容器のプラズマ駆動透
過と燃料循環・精製系でのガス駆動透過が主因となり決められる．また，５は真空容器内におけるプラズマ・壁相互作用で形成される再堆積層に取り込まれた T で，定常状態

４８１Ἱౝ䊃䊥䉼䉡䊛䊋䊤䊮䉴(ΔTBR)non(βtrap)VV=0(TBR)BSattainable(TBR)BS
require d

䋨TBR)BSNet TBR

Local TBR

Ⴧᱺ䊃䊥䉼䉡䊛
࿁෼₸

ኈེല₸䊶
ⵍⷒ₸

䊑䊤䊮䉬䉾䊃䊝
䉳䊠䊷䊦ലᨐ

図１が得られるまでの時定数が大きく且つ回収が期待されるの(ΔTBR)R,Net

各種 T 増殖率の比較．

ਛᕈሶJournal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012

いる．達成可能増殖率（（TBR ）BS attainable）が 1.05 である
ならば，T バランスが成立するためには，９０％の回収を行う時で総括燃焼率は 5.7％ 以上，回収を行わない条件では10.3％ 以上が必要という数値がこの図から得られる．
ここで !
!"
$&
"%
!
#
#は燃焼量を容器への総供給 T 量で除して得られる T の総括燃焼率で，真空容器に供給された T が核
燃焼コア部に到達するまでの効率が含まれるためローソン
条件から得られるプラズマコアにおけるバーンアップよりは小さくなる．残念ながら総括燃焼率とバーンアップの比は現在未確認であるが球形トカマク炉の概念設計において1/10 程度という予測値が使われている［９］．粒子閉じ込め
時間がエネルギー閉じ込め時間の３倍程度であると，ローソン条件から得られるブレークイーブン時のバーンアップ
は，20 keV のプラズマ温度 で１０％程 度 と 求 め ら れ る の
図２

で，図３の条件では T バランスの成立する燃焼率が達成さ一年間の核融合炉運転で再堆積層に取り込まれる T 量の予測．

れない可能性がある．
一般にトカマク炉全体をブランケットで覆うことはでき

報告から得られる．実用炉温度条件ではこの一桁小さい値

ず，プラズマ装置設計の観点から与えられるブランケットが可能といわれているので 3×10−5 が予測されるが，中性被覆率は 0.75 程度とみられている［１０］が，被覆率が達成可子の効果により捕捉率が上昇することが懸念されている．

能増殖率に与える効果は大きい．

WがT取り込みや機械的強度等の特性において期待どおり

図４に示されるように被覆率が 0.75 の時に 1.05 の増殖率の性能を示すことが確認されればこれに優ることはないが得られるとすると，プラズマ制御法の最適化等で 0.77

が，現在の実験条件と核融合炉内条件の違いを考えると，の被覆率が許容される場合，達成可能増殖率は 1.078 に増ITER では検討対象外とみられているグラファイトも含め加する．図３に示した条件で達成可能増殖率が 1.078 になて，W 以外の材料選択に対応する T バランス維持の検討をると９０％の回収を行う時で総括燃焼率は 0.9％ 以上，回収行っておくことも必要であろう．

を行わない時で 1.7％ 以上が T バランスを維持するための

現在は Roth らの報告値に依存せざるをえない状態であ

総括燃焼率として必要と求められ，達成可能増殖率が 1.05

る．A 班が開発したプラズマ・壁相互作用解析コードの汎の時に比べて大幅に緩和された値になる．

用的解析コードへの発展と分子動力学法による材料中の T

今後 T バランスの成立を容易にするためには燃料システ

挙動の解析手法の進展が期待されるゆえんである．

ムや真空容器内の T 挙動の把握に基づき求められる T 増殖

なお，T 捕捉率が小さく一年後の捕捉量が一年間の燃焼率への要求値（TBR ）BS required の低減化対策とプラズマ制量の 0.5％ 以下の程度であると捕捉量そのものが小さいた

御の最適化に基づく達成可能増殖率（TBR ）
BS attainable のめ（図２の条件では１年間で 0.73 kg）再堆積層からの T

増加対策の両方が必要である．このためには今後のプラズの毎年の回収は T バランスの観点からは効果的ではなくな

マ，材料，中性子，熱および T 研究者間の密接な協力と総る．しかし数年間の運転で累積捕捉量が炉サイトインベン

合的な炉設計的議論が必要であろう．

トリー制限値を超える場合は，やはり効果的な回収対策の主として A 班や C 班の若手の研究者で行われた分子動力

開発や ITER では１kg と設定した真空容器の保有制限値に学法による過酷条件下の T 挙動のミクロ視点からの追求もついてのこれからの議論は必須である．
以上の検討からわかるように T 増殖比の議論には A班で行われてきたプラズマ・壁相互作用についての研究成果の充実と C 班で行われてきた燃料循環システムを対象とする研究成果の定量的充実がともに不可欠である．
さて，ブランケットシステムに必用とされる T 増殖率（TBR ）BS required の計算例を再堆積層への T 捕捉率が 3
×10−4 の場合について図３に示す．この図では次期炉用に準備すべき T（総括燃焼率１％の時総計５７日の燃焼量に相当する T 初期保有量を３年で準備する）に関わる要求増殖率が曲線（１）で，保有インベントリーのベータ崩壊量に対処するための増殖率が曲線（２）で，透過損失に対応すべき増殖率が曲線（３）で，再堆積層に取り込まれる T に対応す
べき増殖率が回収しない場合については曲線（４）で，また
図３

毎年９０％の回収を行う場合については曲線（５）で示されて
４８２

必要 T 増殖率（TBR ）BS required と総括燃焼率．

Project Review

2. Tritium in a D-T Fusion Reactor

M. Nishikawa et al.

に作られる核融合実用炉の T 初期インベントリーは核融合
以外の方法での準備が要請される．効率的な外部 T 源の開発と運用は，炉の T バランスの確保と相俟って核融合炉の実用化にあたって解決しておくべきこれからの必須課題の一つである．

参考文献

図４［１］M. Enoeda et al., Nucl. Fusion 43, 1837 (2003).
［２］M. Nishikawa and T. Tanabe, Fusion Eng. Des. 85, 987(2010).
［３］M.A. Abdou et al., Fusion Technol. 9, 250 (1986).
［４］Y. Asaoka, K. Okano, T. Yoshida and K. Tomabechi, Fusion Technol. 30, 853 (1996).
［５］J. Roth et al., J. Nucl. Mater. 390-391, 1 (2009).
［６］M. Nishikawa, Fusion Sci. Technol. 57, 120 (2010).
［７］M. Nishikawa, Fusion Sci. Technol. 59, 350 (2011).
［８］M. Nishikawa, Fusion Sci. Technol. 60, 1071 (2011).
［９］Y. Nagayama et al., IEEJ Trans. FM A132, 555 (2012).
［１０］K. Tobita et al., Nucl Fusion 49, 075029 (2009).

ブランケット被覆率の達成可能増殖率への効果．

実用炉内の T 挙動の予測に有力な手段となることが期待される．
なお今回の特定研究では取り上げられなかったが，最初

４８３

J. Plasma Fusion Res. Vol.88, No.9 (2012) 484‐502

プロジェクトレビュー 核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開

３．炉内トリチウム上 田 良 夫，大 宅 薫１），芦 川 直 子２），伊 藤 篤 史２），小 野 忠 良３），加 藤 太 治２），川 島 寿 人４），
河 村 学 思２），剣 持 貴 弘５），斎 藤 誠 紀６），清 水 勝 宏４），高 木 郁 二７），高 山 有 道２），滝 塚 知 典４），
田 中 康 規８），田 辺 哲 朗９），藤 間 光 徳１０），Tolstikhina Inga Yu.１１），冨 田 幸 博２），仲 野 友 英４），
中 村 浩 章２，６），中 村 誠４），畑 山 明 聖１０），星 野 一 生４），本 間 裕 貴１０），吉 田 雅 史９），和 田 元５）
大阪大学，１）徳島大学，２）核融合科学研究所，３）岡山理科大学，４）日本原子力研究開発機構，５）同志社大学，
６）名古屋大学，７）京都大学，８）金沢大学，９）九州大学，１０）慶應義塾大学，１１）Russian Academy of Sciences（原稿受付：２
０１
２年７月２日）Keywords:
tritium, retention, plasma facing materials, carbon, tungsten, mixed ion irradiation, radiation damage, JT-60U,
chemical sputtering, dust, impurity transport, material mixing, molecular dynamics, first principle,
integrated modeling３．
１ 炉内トリチウム研究の総括

し て は，イ オ ン 同 時 照 射 環 境（重 水 素（D）・ヘ リ ウ ム

炉内トリチウム（T）研究は，プラズマ材料相互作用とい（He），D・C）における水素同位体蓄積・透過挙動，高エネう研究分野と密接につながっている．この分野では，エッルギーイオンで損傷を与えた W 中の水素同位体蓄積，高密ジプラズマと炉壁材料の相互作用基礎過程，壁材料原子の度プラズマ照射によるダスト粒子の生成と水素同位体蓄損耗とプラズマ中の輸送や再堆積，およびそれがグローバ

積，JT‐６０U トカマクプラズマ装置における炭素壁の損

ルな燃料粒子挙動に与える影響等が対象となる．現実の核

耗・輸送・再堆積の研究と水素同位体蓄積に与える影響，

融合炉システムにおけるこれらの現象は，きわめて多くのおよび壁材料中の水素同位体除去をテーマとして研究を進

要因が関係する複雑でかつ非線形な現象であり，これまでめた．その結果，D と He，あるいは D と C の混合イオン照多くの研究が行われているにもかかわらず，まだ未解決の射下では，W 壁材料中の D 透過特性が不純物イオンのない

課題が多くある．しかしながら，T に係わる安全性や経済場合に比べ大きく変化することを見出した．こ の内容性を評価する上では，きわめて重要な研究であり，本領域

は，３．
２で説明している．さらに，中性子照射により壁材料研究によりさらに研究を促進するとともに，将来に向かっは損傷をうけ，T の蓄積に大きな影響を与える．本プロて高いレベルで研究を継続するために，研究体制の構築をジェクトでは，高エネルギーイオン照射により，壁材料中進めてきた．本プロジェクトレビューではこれらの成果のに損傷を与えて中性子損傷を模擬し，水素同位体の蓄積に概要を紹介するとともに，いくつかのトピックについて詳与える影響を調べた．この内容は３．
３で説明している．さらしく説明を行う．

に実機における壁材料の損耗・輸送・再堆積，およびこの実験研究を担当した A０１班は，核融合炉内複雑環境にお水素同位体蓄積に与える影響では，JT‐６０U トカマク装置

ける T 蓄積挙動の解明とその除去法の開発を目 的 としにおいて詳細な研究を行い，実機での水素同位体蓄積挙動

た．核融合炉環境においては，壁表面に複数種のイオンに対する総合的な研究とその研究を基礎とした ITER にお（燃料イオン，ヘリウム灰イオン，壁不純物イオン（炭素ける T 蓄積量の評価を行った．この内容は３．
４で説明して（C），タングステン（W）など），エッジプラズマ冷却ガスイ

いる．

オン（ネオン（Ne），アルゴン（Ar）など）や中性子が同時に理論・シミュレーション研究を担当した A０２班は，核融入射し，またイオンはエネルギー分布を持ち，表面に平行合炉の T 蓄積・排出評価のための理論およびシミュレーに近い方向から入射する．このような複雑で特殊な環境下

ションコードの開発を目的とした．ダイバータ・境界層プでの現象を解明することが核融合炉内 T 蓄積現象の理解とラズマとプラズマ・壁相互作用の国内および海外シミュ

その制御のために重要である．A０１班の具体的なテーマとレーションコード開発者の連携研究によって，コード間ベ

3. In-Vessel Tritium
UEDA Yoshio, OHYA Kaoru, ASHIKAWA Naoko, ITO M. Atsushi, ONO Tadayoshi, KATO Daiji, KAWASHIMA Hisato, KAWAMURA Gakushi,
KENMOTSU Takahiro, SAITO Seiki, SHIMIZU Katsuhiro, TAKAGI Ikuji, TAKAYAMA Arimichi, TAKIZUKA Tomonori TANAKA Yasunori TANABE Tetsuo,
TOMA Mitsunori, TOLSTIKHINA Inga Yu., TOMITA Yukihiro, NAKANO Tomohide, NAKAMURA Hiroaki, NAKAMURA Makoto, HATAYAMA Akiyoshi,
HOSHINO Kazuo, HOMMA Yuki, YOSHIDA Masafumi and WADA Motoi
corresponding author’s e-mail: yueda@eel.osaka-u.ac.jp

４８４!2012 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchProject Review

3. In-Vessel Tritium

Y. Ueda et al.

ンチマークによる各素過程モデルの評価，基礎実験データ

入射フラックスを変化させて測定し，表面に形成される改に基づくモデルの精密化，素過程コードの統合と実機実験

質層が水素同位体挙動に与える影響を定量的に評価し，そデータ解析によるコードの評価・性能向上を図りつつ，核の結果をモデル化することで，ITER や原型炉における W

融合炉実環境下での燃料 T の炉内蓄積挙動に関わるシミュ

壁材料中の T 挙動の評価を行うことを目的とした．実験条

レーションコードを開発した．これにより炉内 T 蓄積量を件は，イオンビームエネルギーが 1 keV，イオンフラック

評価し，その低減，除去に関わる基礎物理を明らかにした．

スが〜1×1020 m−2s−1，試料温度は最高 1050 K である．こ

水素同位体イオンや He イオンと炭素材や W の相互作用にのフラックスや温度条件は，第一壁表面の状況に非常に近ついては，二体衝突近似法に加えて分子動力学法を用いた

いものであり，本研究のデータはブランケット第一壁におシミュレーションコード開発や第一原理計算を用いて明らける水素同位体挙動を評価するために外挿をする必要がほかにした．また，水素イオンの壁材料表面での反射現象や

とんどない．

プラズマ中での荷電交換断面積の評価，ダスト粒子のエッ

図１に D と He（２％），および D と C（３％）の混合イ

ジプラズマ中での挙動評価など，不純物のエッジプラズマ

オンビーム照射による定常状態での D 透過フラックスの温中 で の 輸 送 評 価 に 重 要 な 結 果 を 得 た．こ れ ら の 内 容

度依存性を示した．D 単独照射の場合は，透過フラックスは，３．
５．
１で説明されている．さらに炉心プラズマ，スクレの温度依存性は小さく（600 K〜1000 K），ほぼ一定値を示

イプオフ層，ダイバータプラズマ，およびプラズマ対向壁

す．しかしながら，D/He 混合照射の場合は，D 単独に比べを含む系の T や壁材料輸送などを総合的にシミュレーショ

て透過フラックスは小さくなり，特に 800 K 程度では 1/10

ン す る た め の 統 合 コ ー ド の 作 成 を 行 っ た．こ の 内 容程度まで減少する．800 K 以下でも測定は行っているが，は，３．
５．
２で説明されている．そして，ベリリウム（Be）や

測定限界程度以下であり，800 K 以下ではさらに He の効果

C を含む再堆積層中の T 蓄積や W 中の T 蓄積挙動のシミュが大きいことが示唆される．一方で，D/C 混合照射の場合

レーションを行い，ITER 炉内の T 蓄積量評価やその除去

は透過フラックスは増加する．ただし，この時 C の堆積はについての結果を得た．この内容は，３．
６で説明されてい起こらず，W の表面はいわゆる損耗条件にあることに注意る．

する必要がある．したがって，イオン照射側の表面には常これらの研究を通じて，次期トカマク装置の壁材料選択に W と C の混合層が存在している．この混合層が D の表面やシナリオ策定に有用な知見を提供するとともに，世界をからの脱離を抑制する方向に働き，その結果表面近傍の D

リードする周辺プラズマ・材料相互作用統合コードの開発

濃度が上昇し，背面への透過フラックスの増加につながに成功し，精度の高い炉内 T 蓄積量の評価を可能にした．

る．He の場合は，He バブルと呼ばれるナノメーターサイ
ズの He が封入された空洞が表面近傍にできることが，３．
２ タングステンへの混合イオン照射影響

TEM（透過型電子顕微鏡）による分析で明らかになっていW 中の T の蓄積や透過については，これまで水素同位体

る．この He バブル層が形成されることで逆に表面からのプラズマ，あるいはイオンビームを照射して主に調べられ

D 脱離を促進していると考えられる．

てきた［１‐４］．しかしながら，プラズマ中には核燃焼によ

このように表面改質層（WC 層や He バブル層）が形成さり存在する He，壁材料が損耗して混入した不純物（C やれることで，D の脱離・透過挙動に大きな影響を与えるメW），エッジプ ラ ズ マ 冷 却 の た め に 注 入 す る ガ ス（Ne，

カニズムを検討するために，透過フラックス !"の入射フAr）などが存在する．これらの不純物イオンが燃料イオン

ラックス !!依存性を調べた．D／He 混合イオン照射の場合と同時に入射することで，表面混合層（WC等）や表面改質を図２に，D／C 混合照射の場合を図３に示した．図２よ層（He バブル層）などが形成され，これが水素同位体の挙動に大きな影響を与えることが近年知られるようになった．例えば，He イオンが同時照射された場合には，リテンションが大幅に減少したり，ブリスタリングが抑制されるなどの現象が起こることがわかってきた［５‐７］．また，炭素イオンが同時照射されると，ブリスタリングが促進されることもわかっている（C 堆積が起こらない，損耗条件にて）［８］．しかしながら，これらは同時照射後の試料分析より得られた結果であり，実際にイオンが同時照射されているときに，水素同位体がどのように振る舞うかについては
明確ではない．このようなイオン照射（プラズマ照射）時のダイナミックな水素同位体挙動の解明は，燃料粒子の壁でのリサイクリングや，核融合炉における T の冷却材への透過現象などの評価に重要であるだけではなく，モデリン
グを行う際にも有用な結果を与える．

図１

そこで本研究では，W 箔に D と He，あるいは C の混合
イオンビームを，不純物イオン割合や，試料温度，および
４８５

重 水 素 イ オ ン ビ ー ム（■），D／He 混 合 イ オ ン ビ ー ム（●），D／C 混合イオンビーム（▲）
を W 箔（30 μm 厚）に照射したときの透過フラックスの温度依存性．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012

していることがわかる．
He を同時照射した試料について，TEM を用いて表面の深さ方向の微細組織観察を行った結果では，高密度の He
バブル層が形成されていることがわかった．その厚さは，約 30 nm にも及び，イオンの飛程１
０nm 程度よりも厚く，He が入射位置から拡散してバブルを形成したことが示唆される．また，He バブルは互いに結合して，表面につながる空洞や亀裂のような構造を形成しており，このような構造が重水素の表面からの脱離を促進している可能性がある．この場合，入射された重水素イオンは，短い距離を拡散してこの空洞の内壁に到達し，そこで再結合して脱離することになり，DD からRDへの律速過程の変化と矛盾しな
い．ただ，これは現象論的考察なので，今後さらに研究を進め脱離促進のメカニズムを明確にする必要がある．
一方，炭素を添加した場合は，フラックス依存性が温度
図２

により異なるが，その様子は He 添加の場合と大きく異な

D／He 混合イオン照射時の D 透過フラックスの入射フラッ
クス依存性．D のみの照射は，“D-only”（白抜きのシンボ
ル），混合照射は，“D-He Sim”（塗りつぶしたシンボル）
で表している．

る．図１よりわかるように，D 透過量は 700 K〜800 K 付近
で最大となる．これを考慮して，高温側（850 K），ピーク付近（710 K），および低温側（610 K）で，入射フラックス
依 存 性 を 調 べ た．そ の 結 果，高 温 側 で は ほ ぼ 比 例"!
"），ピ ー ク 付 近 で は ほ ぼ 平 方 根 に 比 例（"&#"%!!
#$（"&#"%），そして低温側では，ほぼ依存性なし，という結果が得られた．これらの結果は，核融合炉第一壁の重水素挙動を評価するために，有益な結果である．しかしながら，これらの変化のうち，ピークより高温側では，一応，Brice と Doyle のモデルで説明できるが，低温側の入射フラックスに対する依存性がないという結果はこのモデルではまったく説明できない．したがって，もっと進んだモデルが本現象を理解するためには必要である．少なくともピーク温度以下では，Brice と Doyleのモデルで考慮されていない現象があるといえ，これは今後の課題である．
以上のように，プラズマ中に含まれた不純物（He 灰と
図３

D／炭素混合イオンビーム照射時の透過フラックスの入射
フラックス依存性．

C）は，その割合が数％程度であっても表面に混合層や改質層を形成することで，D の脱離に大きな影響を及ぼし，その結果内部への T の流れに大きな影響を与えることがわり，D 単独照射の場合は，透過フラックスが入射フラック

かった．また，その影響は数桁にも及ぶ大きなものであり，スに比例し，D／He 混合照射の場合は，透過フラックスは核融合炉第一壁中の T 蓄積や透過挙動を考える上で，プラ

入射フラックスの 1/2 乗に比例することが明らかになっ

ズマ中の不純物の影響を正しく理解することが重要である

た．この結果を透過現象を理解するときに広く用いられてことを本プロジェクトははじめて示した．

いるBriceとDoyleのモデル［９］を用いて検討した．このモ散し，その後表面での再結合を経て，D 分子として放出さ３．
３ イオン照射損傷が水素同位体挙動に与える影響れる．その際，拡散過程（D）と再結合過程（R）のどちら

３．
３．
１ トリチウムインベントリー評価に必要なパラメータ

デルによれば，入射されたイオンは，入射面と透過面に拡が律速になるかにより，フラックス依存性が変わる．入射

通常，金属中の水素同位体は固溶または析出した状態で側と透過側のどちらも拡散律速の場合（DD と表記）は，

存在するが，高速中性子などにより照射損傷が生じると，"&#"%となり，入射面のみ再結合律速になった場合（RD

固溶サイトよりも深いポテンシャルが形成されて水素
（H）

!!
#
と表記）は，"&#"%となる．したがって，He を添加したが捕捉（トラップ）される．プラズマ対向壁では H が析出場合の透過挙動より，イオン入射側の表面が拡散律速（重するような材料は使用しないから，T インベントリーを評

水素のみ，DD）から，再結合律速（D／He 混合照射，RD）

価するには固溶と捕捉を考えればよい．系が平衡の場合，へ変化したことが示唆される．また，He を加えた場合で両者の関係はも，透過の減少がほとんどない 1050 K では "&#"%であり，，#"!("!'$!!!!(%

透過フラックスの増減とその入射フラックス依存性が対応
４８６

（１）

Project Review

3. In-Vessel Tritium

Y. Ueda et al.

で表される［１０］．ここに (は平衡定数，!$と !%はそれぞれ，

いては !%は !$よりも十分に大きく，インベントリーの大固溶している H と捕捉されている H の濃度，& と !!はそ部分は捕捉された H であると考えられる．

れぞれ，固溶サイトと捕捉サイトの密度である．また， (!$に対する !%の比が大きい理由の１つは捕捉サイトがはトラップエネルギー #%を用いて深いためである．H や He を照射した試料における !$と()'$"""&##!#%!
，!%から式（１）を用いて平衡定数を求めると，図５［１１］に示（２）

すような値が得られ，トラップエネルギー #%は 0.28 eVと表される．"は前項，)はボルツマン定数，'は温度であであった．捕捉サイトから H が脱トラップするときのエネ

る．片方から水素が供給される対向壁では平衡にはならな

ルギーはトラップエネルギーと拡散の活性化エネルギー

いが，定常状態であれば準平衡が成り立ち，これらの式が（ステンレス鋼では 0.55 eV）の和 0.83 eV であり，比較的大適用できると考えられる．

きな値である．もう１つの理由は，ステンレス鋼からは H

インベントリー評価の手順としては !$を与え，適切なが放出されやすく，!$が小さいことである．

(と !!から !%を求めることになる．一般に !$は照射に依H イオンを照射しても捕捉サイトは生成し，その平衡定らない．したがって，照射影響に関しては，どのような (数は He イオン照射の場合と同じであったこと，捕捉されの捕捉サイトがどの程度の量 !!だけ生成するかを調べる

た D の深さ方向分布は弾き出し損傷の分布に一致したことことが重要である．本節では中性子の模擬として高速イオ

から，捕捉サイトは損傷起因であり，!!は損傷量の関数とンを照射し，核反応法によって D 濃度を測定し， (や !!

して表すことが妥当と考えられる．図６［１１］に示すようを求めた結果を報告する．

に，少なくとも2 dpaまでは!!は損傷量に比例して増加し，

３．
３．
２ ステンレス鋼

弾き出しエネルギーを 25 eV とすると，捕捉サイトの生成

イオン照射によって多量の H を捕捉するようになる．

率（損傷原子数に対する捕捉サイト数の比）は 0.0068（He

0.8 MeV-He イオンを 1.5×1021 m−2 照射した３０４ステンレス照射）と 0.00051（H 照射）であった．He 照射によって生成

鋼試料に捕捉されたDの平均濃度!%の温度依存性を図４にした捕捉サイトは 700 K でも安定に存在するが，H 照射の示す［１１］．この実験では，核反応法による D を測定してい場合は490 Kで１０時間加熱すると消滅した．He照射ではHeる間も試料の片面を D プラズマにさらし続けており，捕捉されている D と溶解している D との間に平衡が成り立っていると考えられる．溶解している D の濃度 !$は核反応法で

10-1Temperature T [K]
600
500

800

測定できないほど低いため，試料中を透過する D のフラッ$""!$!
%，

Equilibrium Constant, f

クス $から，（３）の関係式を用いて求めた．式（３）はいわゆる拡散律速の状
態を 表 し て お り，" は 拡 散 係 数，%は 試 料 の 厚 み で ある．拡散律速であることは，非定常透過曲線を解析して確認した．低温では !$に対する !%の比は大きく，図による

10

-2

10

-3

10

-4

10

-5

400

A, 0.8MeV-He
B, 1.3MeV-He
C, 0.3MeV-H
D, 0.8MeV-He

0.41exp(-0.28[eV]/kT)と 450 K では４０であった．このように，400 K〜600 K にお
Temperature T [K]
600
500

10

27

10

26

10

25

10

24

10

23

図４

400

SS304
Sample A-3

Deuterium Concentration [m ]

800

1.5

2
-1
1000/T [K ]

2.5

図５

H および He イオンを照射した３０４ステンレス鋼に生成した捕捉サイトの平衡定数 ［
f １
１］
．

図６

H および He イオンを照射した３０４ステンレス鋼に生成した捕捉サイトの密度の損傷量に対する依存性［１１］．

Trapped D,Ct

Dissolved D,C s

1.5

2
-1
1000/T [K ]2.5

He イオンを照射した３０４ステンレス鋼中に捕捉された D
１］．
の平均濃度 Ct と溶解している D 濃度 Cs の温度依存性［１４８７Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012と，鉄では 270 K であるのに対し，W では 540 K である．しが捕捉サイトを安定化していると考えられる．

たがって，W では比較的高い温度でも欠陥が成長し，捕捉以上をまとめると，ステンレス鋼では，最初は捕捉サイサイトが変化する可能性がある．

トが存在しないこと，照射によって生成しても高温で消滅することからインベントリーは少ないと考えられるが，T３．
３．
２と同様の実験を W について行った．イオン照射前が崩壊すると3He が生成するので，運転期間が長くなるとの D 濃度は，図８［１３］のような温度依存性を示したが，400

捕捉サイトは消滅しにくくなり，インベントリーが増加す

K で 0.8 MeV-He イオンを照射したところ，濃度が減少しる可能性がある．

た．この照射後の濃度は，本実験と同一条件のプラズマ照射下で W 中に溶解している D の濃度 !!にほ ぼ 等 し い

３．
３．
３ フェライト鋼
低放射化鋼である F８２H について，３．
３．
２のステンレス鋼［１４］．W 試料中には最初，何らかの捕捉サイトが残存してと同じ実験を行った．フェライト鋼もステンレス鋼と同様いたが，He 照射によってこの捕捉サイトが消滅したのでに，照射によって多量の H を捕捉するようになる．図７

はないかと考えられる．

［１２］に示すように，未照射ではほとんど D が存在しなかっ

次に試料の温度を上げると 500 K 付近から D 濃度が上がたが，照射するに従って捕捉される D が増加した．!!に対り始め，600 K 付近で極大値を示した．その後は照射前とする !"の比はステンレス鋼の場合よりもさらに大きく，例同じような温度依存性であった．一連の実験の間，試料はえば450 Kでは８００にも達した．!!がきわめて小さいことがD プラズマにさらし続けていた．H イオン を 照 射 し て理由である．平衡定数 "は He 照射でも H 照射でも同じ値とも，He イオンと同様に 500 K 付近で捕捉サイトが生成しなり，0.25 exp（−0.66［eV］）であった．照射したフェライ

た．実験結果から示唆されることは，500 K より高温ではト鋼のトラップエネルギーを求めた例はみあたらず，重要照射欠陥が熱的に移動して別の欠陥となり，それが水素のな情報が得られた．脱トラップのエネルギーは 0.73 eV で捕捉サイトとして働くこと，捕捉サイトは 700 K でも安定あり，ステンレス鋼よりも少し小さい．

であること，である．W 中の一部の格子間原子は 500 K

弾き出しエネルギーを 20 eV とすると，捕捉サイトの生で集合し，格子間原子のクラスタを生成することが知られ成率は 0.0046（He 照射）と 0.0014（H 照射）であり，Heており，捕捉サイトはこのクラスタに起因するものである

照射ではステンレス鋼の場合よりもやや小さく，H 照射でと考えられる．

は大きな値となった．捕捉サイトの消滅挙動はステンレス式（１）と式（２）を用いて平衡定数の温度依存性からト鋼と似ており，He 照射では 700 K でも消滅しないのに対しラップエネルギーを求めると約 0.7 eV となった．脱トラッて，H 照射では 600 K で２７時間保持すると捕捉サイトの大プのエネルギーは 1.1 eV 程度であり，ステンレス鋼やフェ部分が消滅した．He イオンを照射すると捕捉サイトが安

ライト鋼よりも深い捕捉サイトが生成した．このことは定化すると思われる．

図４と図８を比較してもわかる．ステンレス鋼では !"が450 K 以上で減少しているのに対し，W では 600 K 以上で以上のように深さや生成率に若干の違いはあるものの，
F８２H に生成する捕捉サイトの性質はステンレス鋼とよく漸く減少し始めている．
弾き出しエネルギーを 90 eV とすると，0.66 dpa におけ似ており，T インベントリーも同じ傾向を示すと考えられ
る．

る捕捉サイトの生成率は 0.012 であった．このときの照射３．
３．
４ タングステン

温度は 400 K であるが，573 K で照射すると生成率は 0.019

W の特徴は融点が高いことである．照射によって生じたと大きくなった．高温では生成した欠陥が蓄積されずに移格子間原子が移動を始める目安を融点の 0.15 倍と仮定する

図７

He イオンを照射したフェライト鋼 F８２H 中の D の深さ方向
分布［１
２］
．

図８

４８８

He 照射した W 中の D 濃度の温度依存性．数字は温度履歴の順を示す［１３］．

Project Review

図９

3. In-Vessel Tritium

Y. Ueda et al.

イオン照射した W 中に生成した捕捉サイトの数と損傷量と
の関係［１
５］
．

動するため，クラスタが生成されやすいことが原因と考えられる．

図１
０ 溶解しているHと平衡にある捕捉されているHの濃度［１０］．

W における捕捉サイトの生成率は一律ではない．図９［１５］に示すように，平均の損傷量が0.1 dpaまでは一定であるが，それ以上では徐々に小さくなり，飽和傾向を示す．
図中の破線が実線から外れているのは，高温で照射した
り，平均濃度を求める範囲が異なっていたためである．実線で示したデータは照射イオンに依存しないことから，中性子を照射しても同じ傾向を示すと考えられる．W における捕捉サイト密度 !!の予測は可能であることがわかった．
３．
３．
５ 溶解している水素同位体濃度
壁の温度が低いかトラップエネルギーが大きい場合は，ほぼすべての捕捉サイトが H で占められるため，インベン
トリーは捕捉サイトの数に等しくなる．しかし一般には式（１）に従って，ある割合の捕捉サイトが H で占められることになり，その割合を決定するのが平衡定数 "と溶解サイ
トの濃度（固溶している水素の濃度）!$である．図１０［１０］はイオン照射したニッケルにおける !$とインベントリー!"（＝!%+ !$）の関係を表しているが，!" は溶解している H の濃度 !$にかなり依存していることがわかる．つまり，インベントリー評価には !$を知ることが欠かせない．
残念ながら事前に !$を正確に予測することは困難である．プラズマにさらされた壁では!$は再結合定数##で決定
図１
１ ニッケル上の H 再結合定数［１６］．

されるが，例えば図１１［１６］に示すように，##は装置によって何桁も異なっているからである．再結合定数を個々の過程に分解して，各速度の関数として表す［１４］と，この差はするなどの欠点を持つ．損耗によってタイルから放出され表面不純物などの影響に起因することが理解できる．今後た C／炭化水素はプラズマ中を輸送され，再びタイル上には，不純物と速度の関係について定量的に把握することが堆積するときに多量の H を含む堆積層を形成する．実験終重要である．

了後にタイルを取り出し，タイル上の堆積層を分析することによって，C の堆積しやすい場所および堆積層中の水素

３．
４ JT‐６０U における壁材料の損耗・再堆積と水素同位体リテンション

同位体の含有量などが明らかになりつつある．しかし，そ３．
４．
１ 炭素の発生・輸送と水素同位体リテンション

ような経路を経て堆積場所に到達したか，といったプラズ

れに比べると，C はどの場所のタイルから放出され，どの炭素材は真空容器保護タイルとして優れた耐熱負荷性能

マ中の輸送に関する知見は十分ではない．この課題に対しを持つが，H との化学反応により炭化水素を発生して損耗

本研究では，放電中のプラズマの計測結果を併せ，タイル
４８９

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012
13

C の堆積分布を示す．13C の堆積のピークはストライク点の位置よりむしろ排気溝側に位置しており，この傾向
は13CH4 の注入口と同一のポロイダル・セクション（図１４で 0°）および，プラズマ電流方向（トロイダル磁場と同方向）と逆および同方向に隣のポロイダル・セクション（それぞれ 20.6°および−22.3°）でも同様である．また13C の堆
積量はプラズマ電流とは反対の方向に隣のポロイダル・セクション（＋20.6°）で多いが，過去の類似実験の結果［１９］では＋60°のポロイダル・セクションでの13C の堆積量は0°のポロイダル・セクションでのそれに対して半減した
ことを参考にすると，13C の堆積分布はトーラス周回方向

図１２ １放 電 あ た り の 重 水 素 蓄 積 量 に 対 す る メ タ ン 発 生 量．
ne/nGWはグリーンワルド密度に対する電子密度の割合をe示す．文献［１７］より修正の上，転載．

にはあまり拡がらず，むしろ13CH4 注入口の近傍のポロイ
ダル・セクションに集中している．したがって，外側ダイ
バータから入射された13CH4 は磁力線とは無関係に図１３にの分析結果の解釈をすすめてきた．

矢印で示すように同一あるいは近傍のポロイダル・セク

図１２には，日本原子力研究開発機構（JAEA）のトカマク

ションにあるほぼ正面の内側ダイバータ板に輸送される割装置 JT-60U の H モード・D プラズマの放電中に真空容器

合が高い．
13

CH4 注入口の正面にある内側ダイバータタイル（図１３

内に蓄積した D 量とメタンの発生量の関係を示す［１７］．
ここでは D 蓄積量を粒子バランス法で，およびメタンの発で濃い色のタイル）上の堆積層中では軽水素の含有量が高

生量を分光測定による CD スペクトラルバンドの強度からく，D の含有量とほぼ等しい（H/D=0.5）という分析結果が導出した．粒子バランス法では真空容器を境界とした粒子得られた．ここでの実験では13CH4 に由来する軽水素の供の流入と流出の差分から真空容器内部の粒子残留量を導出

給流量（""）はガスパフおよび中性粒子ビームによる重水する．ここでは，粒子の供給（"&*'はガスパフと中性粒%#%$）

素 の 供 給 流 量（"!）に 対 し て１％以 下 で あ っ た子ビームによって，排出（"+.)+%$）は排気装置によってなされ，これらは測定可能であるので，それらの差分から真空
容器内部の重水素蓄積量（"/%,,%(）を導出することができる．
"/%,,%(""&*'
!
!!
$
．
%#
%
$!"+.)+%$#（４）

図１２に示すように，主プラズマの密度がグリーンワルド
密度の５０％のときには外側ダイバータプラズマ（ダイバー
タの形状は図１３を参照）がダイバータ板と接触しており（接触状態），D 蓄積量の増加は少なくメタンの発生量も少ない．主プラズマの密度がグリーンワルド密度の７０％を越えると外側ダイバータプラズマの温度低下のためプラズマ
中で D イオンと電子が再結合しプラズマの中性化が進行し

図１
３ JT-60Uのダイバータ領域のポロイダル断面での拡大図．濃い色で塗りつぶしたタイルを分析した．可視分光の視線は13CH4 注入口と同一のポロイダル断面上にある．

て外側ダイバータプラズマはダイバータ板に接触しない状
態（非接触状態）になる．非接触状態では，主プラズマの密度の上昇にしたがって D 蓄積量とともにメタンの発生量が増加する．この実験結果から，外側ダイバータプラズマ
が非接触状態の時にメタンの発生量が増加し，メタンに由来する不純物が再堆積するときに D を吸蔵するという機構
が真空容器内の D 蓄積量を増加させた可能性が高い．
外側ダイバータプラズマが非接触状態にあるとき発生した炭化水素がどのような経路を経て堆積場所まで輸送されるかを調べるため，JT‐６０UではHモード・Dプラズマの外側ダイバータプラズマを非接触化し，図１３に示すように外側ダイバータにある注入口（トーラス周回方向に１箇所のみ）から炭素同位体である13C を含んだ13CH4 を入射した［１８］．実験終了後にタイルを取り出してタイル上の13C の

図１４

堆積位置や量を測定した．ここでは図１３上の濃い色で塗り13C の内側ダイバータタイル（図１３に示す濃い色のタイル）

上でのポロイダル方向分布．ただし図１３に示す濃い色のタ
イルの上端を座標原点に排気溝に向かう座標を定義した．

つぶしたタイルを分析した．図１４にはこのタイル上での
４９０

Project Review

3. In-Vessel Tritium

Y. Ueda et al.

（%%#
%$ "!
!
!"）．プラズマ中へ供給された軽水素と D がプ

われるため，T の蓄積挙動には，共存する D が大きな影響

ラズマ中で混合して均一の密度となり，内側ダイバータタを与える．これまで様々なトカマク実験装置（JET，DIII-D，イルに到達したとすると，堆積層中の軽水素と D の割合はTORE-SUPRA，TEXTOR 等）で，壁への水素の蓄積の調プラズマ中のそれと等しくしたがって，それらの供給流量査が行われているが，いずれも D のみの蓄積を調べたもの

比（%%#%$）と等しくなるはずである．にもかかわらず内側で，D 放電の際に残っている H について調べた 例はな

ダイバータタイル上の堆積層中では軽水素割合が非常に高い．JT‐６０U でも，通常 D ビーム加熱による重水素放電

いという実験結果は，内側ダイバータプラズマへ軽水素が（DD 放電と略）が行われていた．しかし，一連の DD 実験

選択的に輸送される機構が存在したことを示す．この軽水の後，DD 核反応により生成しトカマク内部に滞留してい素の選択的な輸送機構とは，入射された13CH4 が完全に解た T を取り除くため，軽水素ビーム加熱による軽水素放電

離することなく特に複数の H 原子を含んだ炭化 H 分子，す（HH 放電と略）が行われた．それ故，プラズマ対向壁とし

なわち13CHx（#"!$"）の形態での輸送と解釈するのがて使用された炭素タイル，およびその損耗によって生じた

もっとも自然であろう．

C 再堆積層には D だけでなく，H も蓄積している．そこで，また，図１３に示す可視分光の視線で観測した $&スペク

JT‐６０U で使用されたタイルについて，ダイバータはもと

トル線に対する%&スペクトル線の強度比は13CH4 の入射中

より，第一壁からも，トロイダルおよびポロイダル方向のには %&#$&!４−８％であった．$&および%&スペクトル

様々な位置からタイルを取り出し，炭素タイルの損耗／再線はプラズマ中の，それぞれ，H イオンおよび軽水素イオ

堆積，および D と H の両方の蓄積の様子を調べた．また JT

ンと電子が体積再結合した結果で放射されるため，この強‐６０Uのプラズマ対向壁にはTも残留しており，その分布に度比はプラズマ中の D イオン密度（nD＋）に対する軽水素

ついても調べた．これにより，過去には行われていない D＋

イオン密度（nH ）の比を示す．この D イオン密度に対すの H による置き換わりだけでなく［２０，２１］，水素蓄積の放る軽水素イオン密度比（nH+/nD+＝0.04−0.08）もまた，上

電時間依存性ならびに水素蓄積の機構をも明らかにするこ

述の D の供給流量に対する軽水素の供給速度の比とができた［２２‐２４］．これに基づき，水素蓄積のモデル化

（%%#
%$ "!
!
!"）よりも高い．同様にこの結果も内側ダイを構築し，ITER がもし炭素壁を利用した場合の水素蓄積

バータプラズマへの選択的な軽水素の輸送を示唆しておについての予測を行った［２５］．

13

３．
４．
２．
１ 取り出したタイルの位置，プラズマ照射履歴，水り，内 側 ダ イ バ ー タ プ ラ ズ マ へ 到 達 し た CHx（#"!$"）の一部が解離および電離して生成された軽水

素同位体蓄積量測定方法

素イオンに由来する %&スペクトル線が観測されたと解釈

図１５に JT‐６０U のトロイダルおよびポロイダル方向でのされる．

真空容器断面図，ならびにダイバータ部を示し，あわせて以上から外側ダイバータプラズマが非接触状態にあると取り出したタイルの位置を示した．ダイバータ部（使用期

きには，入射された13CH4 の多くが電離されず，したがって

間： ９７〜 ９９）および第一壁部（使用期間： ９２〜 ０８）で磁力線とは無関係に同一あるいは近傍のポロイダル・セク

使用された炭素タイルから，放電にさらされた期間が同じションをCHx などの分子状の形態で内側ダイバータタイル

もの，異なるものを様々に取り出した．取り出されたタイまで輸送された可能性が高い．図１３に示すように13CH4 注

ルは，いずれも主放電である DD 放電（中性粒子ビームに入口と内側ダイバータタイルの間にはドーム（炭素材）がよって加熱された高温プラズマ）にさらされた後，T 除去

存在する．そのため13CH4 注入口から内側ダイバータタイ
ルへの直線上の輸送は不可能であるが，ドームに衝突した13CH4 の一部は再放出され，再び輸送されうる．現状では，このような過程を繰り返しつつやがて内側ダイバータ
タイルに到達すると推測している．今後，ドーム上での13Cの堆積分布を調べるとともに，炭化水素の炭素材タイルへの吸着および再放出とプラズマ中の輸送を扱うシミュレー
ションコードによる解析によって炭化水素の輸送経路がさらに明らかになることを期待する．ダイバータでの炭化水素の輸送は，磁力線に沿った運動のスケール（装置のサイズ程度〜m のオーダー）ではなく，磁力線に巻き付いた運動のスケール（mm のオーダー）でもなく，これらの中間のスケール（cm から 10 cm のオーダー）である．このようなスケールの輸送ではプラズマ壁相互作用が輸送機構を支配している可能性があり，このようなプラズマ壁相互作用とプラズマ中の不純物輸送の複合的な輸送機構の研究を今後より一層進展させていく必要があると考える．
図１
５ JT-60U トロイダル方向およびポロイダル方向での真空容器断面図，ならびにダイバータ部．

３．
４．
２ タイル分析による水素同位体蓄積挙動の解明
ITER はもとより DEMO 炉や核融合炉では DT 放電が行
４９１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012のための HH 放電にさらされたものである．その総放電時

他方，ダイバータ損耗部あるいは第一壁の損耗部では水間（DD+HH 放電時間）は 2×103〜9×104 s に及ぶ．なお，

素蓄積量は放電の初期には急激に増加するが，その後の増JT‐６０U は全体が 573 K に加温されて運転されていたが加が非常に遅くなっている．これは次のように説明でき［２６］，放電中にはタイルはプラズマの熱負荷を受けその温る．まず，放電によって C 表面がプラズマにさらされると，度がさらに上昇した．各部でのタイルの放電中の温度はお比較的短時間でその表面近傍は水素で飽和される（表面飽

お よ そ 次 の と お り で あ る；外 側 ダ イ バ ー タ タ イ ル

和層の形成）．放電を継続すると飽和層の厚さが増すが，（1400 K），内 側 ダ イ バ ー タ タ イ ル（1000 K），ド ー ム 部

同時に表面は損耗される．このため飽和層の厚さの成長は（800 K），バッフル板および第一壁タイル（700 K）
［２
７，
２８］．

遅く，結果として飽和層での水素蓄積が，図１６のように採取した炭素タイルのプラズマ対向表面の損耗／再堆積

なっているのである．図では蓄積量の増加は，フルエンスの厚さについては，走査型電子顕微鏡（SEM）にて測定しの 0.13〜0.16 の累乗で記述できることが明らかとなった．

た．また，蓄積していた水素同位体を定量するため，炭素JT‐６０U のタイルには DD 核反応で生成した T の一部がタイルのプラズマ対向表面および側面から，厚さ 1 mm，

残留していた．この残留 T を燃焼法で定量し，図１７に外側10 mm 四方の試料を切り出した．一部のタイルでは，内部

第一壁赤道面の C タイルプラズマ対向表面に，T 蓄積量が（プラズマ対向表面から約 2 mm 深い領域）から同様の大き時間とともにどのように変化したかを示した．図は，放電さのタイル試料を切り出した．各試料中の軽水素（H）およ時間（T 入射量）の異なる炭素タイル試料中に蓄積されたび重水素（D）の定量には昇温脱離法（TDS）を，T の定量

T 量に，外側第一壁の面積（〜50 m2）を乗じて求めたものには燃焼法を用いた．TDS では，試料を室温から一定速度である．JT‐６０U では，タイルに残存している T は，DDで 1273 K まで昇温し，さらに１０分間 1273 K を保持した．そ核反応によって生成された高エネルギーの T のうち，初期の際放出された水素同位体を四重極質量分析器（QMS）にエネルギー（1 MeV）をあまり損失せずに，1 μm 以上の深て定量分析した［２９］．また，燃焼法では，試料を 1273 K

い位置に直接入射し残留したものであることがわかっていに加熱／酸化し，試料中の T を T ガス（HT，T2）あるい
は水や炭化水素として放出させた．これらの T は，水蒸気を含んだ Ar ガスでパージさ れ，623 K に 加 熱 し た CuOに導き，すべてを T 水に変換した後，二つのバブラーによって回収した．回収された T は液体シンチレーションカ
ウンターにて計測定量した［３０］．
水素の蓄積過程は，（１）プラズマ対向表面への蓄積（これはさらに損耗部（第一壁の大部分，外側ダイバータ）と再堆積層部（内側ダイバータ，外側ドーム）に分けられる），（２）プラズマから影となるタイル側面およびダイバー
タ下部への蓄積，および（３）タイル内部への蓄積，の３つのパターンに大別することができる．
３．
４．
２．
２ タイルのプラズマ対向表面（損耗／再堆積）への
水素同位体（H，D，T）蓄積量
図１
６ JT-60U C タイル表面の再堆積層および損耗部での水素同位体（H および D）蓄積量の放電時間依存性．

タイルのプラズマ対向表面はプラズマによって損耗する領域（損耗部）と損耗した C が積層する領域（再堆積部）とに別けられる．JT-60U では第一壁の大部分 と 外 側 ダイ
バータは損耗されており，再堆積は，内側ダイバータタイ
ルおよび外側ドームにて観察された［３１］．図１６に，プラズ
マ対向表面での水素同位体（H，D）蓄積量が放電時間と共にどのように変化するかを，内側ダイバータタイル（再堆積部），外側ダイバータタイル（損耗部），および外側第一壁赤道面タイル（損耗部）に分けて示した．図からわかる
ように，内側ダイバータ再堆積部での水素蓄積量は，放電時間，すなわちフルエンス（"）に対してほぼ直線的に増加!
）．これは再堆積層の成長速度がプラズマ放している（""!

電時間に比例している上，再堆積層中の水素の濃度がプラズマに曝されていた時の温度での水素飽和濃度に達しており，厚さによらず一定であったためである．JT-60U では運転温度が高く，他のプラズマ装置での再堆積炭素中の水素
図１７ 燃焼法により得られた第一壁タイル表面での T 蓄積量の T
発生量依存性．

飽和濃度が 0.4 程度であるのに対し［３２］，大幅に小さく，0.013〜0.08 であった．
４９２

Project Review

3. In-Vessel Tritium

Y. Ueda et al.

る［３３］．図から，タイルでの残留 T 量が放電時間とともにで，粒内への H 吸収による，H 蓄積量の増加はきわめて少直線的に増加していることがわかる．T の発生量は計測さない［３５］．すなわち，タイル内部への H 蓄積は，照射初期

れた中性子の発生量から算出できることから，残留 T 量をに大きく増加するが，その後は，ほとんど増加しないので総発生量で除すると約 0.13 となる．すなわち，単位時間あある．このような，炭素材の内部への H 蓄積機構は，拡散たりの T 発生量の約１３％が第一壁に蓄積し続けることにな

による内部への進入が避けられない金属材料の内部への蓄る．T が蓄積するのは H や D で飽和した領域より深い上，積機構とはまったく異なったものである．

T の蓄積量は，H や D に比べきわめてわずかなので，飽和

３．
４．
２．
５ JT-60U 炉内水素同位体蓄積のモデル化とそれによる蓄積量の時間推移の評価

せずに蓄積し続けているのである．T の定量分析から DD

以上により，JT‐６０U 炉内の水素蓄積機構がほぼ解明さ核反応で発生した T の炉内蓄積量およびその蓄積速度が測定されたのは世界で初めてである．

れたので，これに従って JT‐６０U の各部における水素蓄積

３．
４．
２．
３ タイルの側面（再堆積）への水素同位体（H，D，の時間推移を算出し，図１９に示した．ここでは，タイルのT）蓄積量

プラズマ対向表面および側面への蓄積ではそれぞれの部分

図１８に，外側第一壁赤道面にて使用された C タイルの側の全表面積を，またタイル内部への蓄積では炉内で使用さ面への水素同位体蓄積量の放電時間依存性を示す．図かられた炭素タイルの全体積を考慮してある．また，各部でのわかるように，側面への H 蓄積量は，放電時間に比例して実測値を実線で示し，その外挿値を点線で示している．こ

増加している．タイル側面では，タイルのプラズマ対向表れまで，同様の予測がシミュレーションによって行われて面で損耗した炭素が再堆積し，それらに H が蓄積することいたが［３６‐３８］，実際に実験から図１９を導いたのは世界でがわかっている［３０，
３４］．再堆積層中の H 濃度は飽和に達初めてである．図からわかるように，放電初期には，全体しているため，図１８より，タイルの側面でもプラズマ対向積の多さからタイル内部への蓄積が多い．しかし再堆積層

表面の再堆積層と同様に再堆積層の成長速度がプラズマ放への水素蓄積が時間に比例して増加するため，放電時間が電時間に比例していることを示唆している．

長くなるとこの再堆積層への蓄積が主たるものになり，長

３．
４．
２．
４ タイルの内部への水素同位体（H，D，T）蓄積量

期放電後には，炉内の水素蓄積量の大半は，再堆積層でのタイル内部（プラズマ対向表面から約 2 mm 以上深い領

水素蓄積量で占められることになる．これは，これまでに域）では，放電時間に依らず，すべての水素同位体（H，D

報告されているように，他のプラズマ装置での水素蓄積機

および T）の蓄積量はほぼ一定であった．タイルの深さ方

構と同様である［３２］．また損耗部では，単位面積あたりの向（プラズマ対向表面から 4 mm，10 mm，24 mm）にもほ

水素蓄積量は少ないものの，炉内で大面積を占める第一壁

ぼ 一 定 で，そ の 値 は，そ れ ぞ れ〜1018 H atoms/cm3，〜のほとんどが損耗部であるため，それへの積算蓄積量は無

17

3

12

3

10 D atoms/cm ，および〜10 T atoms/cm であった．こ視できない．

れらの値はタイル表面のそれらよりも著しく少ない．炭素

ところで，本研究により得られた炉内全体を考慮した水タイルは多孔質物質であり，H は C タイル中の開空孔（黒素蓄積速度は他の大型装置でこれまで報告されている値よ鉛粒間隙）を通じてタイル内部全体へ進入できる．これにりもかなり小さい［３６］．これは，JT‐６０U の場合，573 Kより，すべての各黒鉛粒表面は H にさらされ，水素が吸着とやや高温状態で運転されたため，再堆積層中および損耗／吸収される．黒鉛粒表面の H 濃度は直ちに飽和濃度に達部での表面飽和層での水素飽和濃度が小さかったためであするが，H の黒鉛粒内での拡散は無視できるほど遅いの

図１
９ JT-60U 炉内水素蓄積モデル．各部（プラズマ対向表面（損耗／再堆積層），タイル側面（再堆積層），タイル内部および高エネルギー T）での蓄積量の時間推移を分けて表示している．

図１
８ JT-60U 外側第一壁赤道面にて使用された C タイル側面（再堆積層）への水素同位体（H および D）蓄積量の放電時間依
存性．

４９３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012

る．このことは，ITER あるいは次期炉でも JT‐６０U 程度のリッドコードを開発した［４１‐４５］．MD 法による代表的な温度で運転されれば，炉内水素蓄積量を現在予測されてい研究成果として，ダイヤモンド結晶への水素原子照射による値よりもはるかに低く抑えられることを示唆している．

るスパッタリングの原子レベルでの機構解明がある．入射なお，高エネルギー粒子による蓄積は，JT‐６０U ではほと水素原子に注目して反応は主に，以下に示す５種類に分け

んど無視できるものの，DT反応が行われるITERあるいはられる．

次期炉では，DD反応の確率がDT反応の１０％程度であるこ

１．表面反射：ダイヤモンド中に入らずに反射した場合とから，これにより発生する T が壁へ蓄積されていく可能

２．内部反射：ダイヤモンド中に入ってから反射した場合性がある．

３．表面吸着：ダイヤモンド中に入らずに吸着した場合

３．
４．
２．
６ ITER のプラズマ対向壁に炭素タイルを利用し，

４．内部吸着：ダイヤモンド中に入ってから吸着した場合

タイル表面温度を６０0 K で運転した場合の水素

５．吸収：ダイヤモンド中に入り残った場合
各々の反応の様子を図２０に示す．水素原子がダイヤモンド

蓄積予測
得られた炉内水素蓄積モデルを応用して，ITER のプラに衝突した後，上方（z→∞）に飛び去る場合が反射であ

ズマ対向壁に 炭 素 タ イ ル を 利 用 し，タ イ ル 表 面 温度をり，H 原子が C 原子に共有結合しダイヤモンド表面上に留600 K で運転した場合に，ITER 炉内で水素がどのように蓄まる場合が吸着である．それぞれの反応率の和は常に１で積していくかを予測した．ここでは，ITER の各部（タイルある．図２１は入射エネルギーが 20 eV の場合の結果で，そ表面の損耗／再堆積およびタイル側面）の面積および炉内

れぞれの反応分布とスパッタリングが観測された位置の分での C 損耗率［３７，３８］を引用した．さらに本研究にて得ら布を示す．両者の比較から，スパッタリングが吸着サイト

れた各部への水素蓄積量の時間依存性を加味して，水素が近辺で生じることをつきとめた．これにより，吸着によっ時間とともにどのように増加するかを見積もった．その結て生じた C-H 結合によってダイヤモンドの C-C 結合が切ら

果，ITER 炉内への T 蓄積の上限値（700 g）に達するまでれて化学スパッタリングが起こることを発見した［４６］．まの放電時間が，現在予測されているものよりも約１〜２桁

た，グラファイト（図２２左図）に水素同位体原子を連続的程度長くなることが予測された［３８］．

に照射し，アモルファス（図２２右図）への構造転移の機構

このように，実機のタイル分析に基づいて得られた本研

解明を BCA シミュレーションにより行った［４７］．この構

究の水素蓄積モデルを応用すれば ITER はもとより DEMO

造転移過程では，グラファイトの結晶構造が保たれている

炉や核融合炉でのより精度の高い炉内蓄積予測が可能になと仮定すると H 原子はチャネリングによって深く侵入する

るものと期待できる．

ことが予想されるが，本結果ではアモルファス構造が形成されるに従い H 原子の侵入が抑制されるため，浅い位置

３．
５ プラズマ・壁相互作用コードとプラズマ・
炉壁統合コード（図２２右図の表面から２００Å付近）に留まることがわかっ

３．
５．
１ プラズマ・壁相互作用コードによる炉材料中の水と，C 原子をランダムに配置して昇温し，局所安定構造をた．さらに，ダイヤモンドに C 原子を堆積させていく方法

素同位体挙動得る方法で，アモルファス炭素構造を形成する MD シミュ

炉壁への T の蓄積・放出挙動については，特に，炉壁へ

レーションを行った（図２３）．両方法で化学結合（sp，sp２，の T の注入と再放出，化学スパッタリングによる炭化 Tsp３）の構成比や動径分布関数に有意な相違は認められな放出のようなプラズマ・壁相互作用が重要な過程である．

かったが，化学結合の方向に違いがあった［４５］．これは，

しかし，物理スパッタリングによって損耗された不純物原

アモルファス炭素の形成過程の違いが，その物性に違いを子や周辺プラズマ中のダスト微粒子などが炉壁表面に再堆積層や混合層を作り，これらが炉壁での T 挙動を大きく変

17.5Έ

える可能性がある．そのため，プラズマ・壁相互作用のこ

15.1Έ

れらの過程それぞれに対応した素過程コードの開発を進⴫㕙෻኿め，実機で起こりうる複雑な物理現象の詳細な理解とそのモデル化を進めた．
３．
５．
１．
１ 炭素材のプラズマ・壁相互作用と水素同位体挙動䃂

炭素材を炉内プラズマ対向壁に用いると，化学スパッタ

HydrogenCarbonCovalent Bond

25.2Έ
3Έ

⴫㕙ๆ⌕

リングにより損耗した炭化水素分子が炉内で輸送され，炉

ౝㇱ෻኿

ౝㇱๆ⌕

壁（特にプラズマの直接あたらない場所）に T などの水素同位体を多量に含んだ再堆積が形成される．炭素同素体かz

らなる壁材料に水素同位体や炭化水素を照射した際のス
パッタリングや材料構造の変化をミクロな観点から調べるๆ෼yため，分子動力学（MD）を用いたシミュレーション手法を
O

開発した
［３９，
４０］．また，材料内部で水素同位体のエネルx

図２０ シミュレーションモデルと５種類の反応．矢印は H 原子の軌跡を示す［４６］．

ギーが高いとき（例えば，200 eV 以上）は二体衝突近似法（BCA）を用いて，MD 法と BCA 法を組み合わせたハイブ
４９４

Project Review

3. In-Vessel Tritium

Y. Ueda et al.

生じさせることを示唆する．

D イオンによるスパッタリングの解析を行った．図２４のよ

３．
５．
１．
２ タングステンのプラズマ・壁相互作用と水素同

うに，炭素原子が堆積した W のスパッタリング収量は，炭位体挙動

素原子の堆積がない場合に比べて増加した［４９］．このス

従来のスパッタリング理論およびシミュレーション解析

パッタリング促進効果は，C 原子が W 中に蓄積されることではほとんどの場合，不純物を含まない単原子固体を用いによって，入射重水素イオンから W 原子へのエネルギー付て行われてきた．W は ITER のダイバータ材料として用い

与（衝突カスケード形成）が炭素原子を介して効率的に行られるが，炉内では，不純物の W 上への堆積がスパッタリ

われた結果である．このように，実機における壁材料の損ング機構に影響を及ぼす．BCA法によるモンテカルロコー

耗を正確に評価するには，壁材料へ入射する不純物の影響

ド ACAT［４８］を用いて，炭素原子が W に蓄積した場合のを考慮する必要がある．さらに，W への C 原子の堆積は入射重水素の反射率を減少させ，W 中の T を含む水素同位体

⴫㕙ๆ⌕

ౝㇱๆ⌕

の蓄積量を増加させることもわかった．

ౝㇱ෻኿

He イオンを照射した W 表面には，fuzz と呼ばれる，ナノメートルサイズの凹凸構造が形成されることが報告されている［５０‐５２］．このナノ構造への T の蓄積はその形成機
構とともに不明な点が多い．従来の ACAT コードでは，粒#−3（cm）のユニットセ子が入射される度に一辺 "!"!!"!

ๆ෼
⴫㕙෻኿

x
z ٨

y

䉴䊌䉾䉺䊥䊮䉫

図２
１ （上段）
反応分布図．点は反応の種類を示す．（下段）
スパッ
タリング分布図．点はスパッタリングが観測された入射位置を示す．黒丸は不対電子を持たない C 原子を示し，白丸は不対電子を持つ炭素原子を示す［４６］．

Sputtering yield of W (atoms/ion)

図２３ ダイヤモンド基材に C 原子を堆積させることにより形成されたアモルファス炭素［４５］．

図２２ グラファイト（左図）へ３０万個の H（白い粒子）を連続的に入射することにより形成されたアモルファス炭素（右図）［４
７］．アモルファス炭素の表面から 200 Å付近に，H が溜まる様子が確認できる．

D+

W+C at 0deg

-3

10

-4

10

C (0%)C (10%)C (20%)C (30%)
-5

10

0

200

400

600

800

Incident energy (eV)
図２
４ C 原子堆積による W・スパッタリング促進効果．

４９５

1000

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012

ルのランダムな位置にターゲット原子一つを発生させ，常ことを理論的に示した［５５］．

に入射前と同じ材料として解析を行っていた．入射粒子の

３．
５．
１．
３ 周辺プラズマおよび表面での水素同位体原子分子過程

固体中での停止位置，反跳原子の発生場所（空孔の形成場
所）と停止位置などを記憶することによって，後から入射W のような高 Z 材料は水素同位体原子に対する反射率がする粒子がその前の入射粒子によって反跳した原子や空孔大きいため，リサイクリング水素同位体原子に占める高エ（反跳原子の元のセル）の影響を受けるよう改良した．これ

ネルギー反射粒子の割合は高い．リサイクリング原子の中を用いて，W に 100 eV のヘリウムイオンを垂直に入射さに電子励起状態がどの程度含まれるのか（電子励起状態分

せ，表面の構造変化の照射量依存性を計算した結果を図２５布）は，壁へのリサイクリング粒子束を分光学的に評価すに示す．粒子の位置を記憶する計算領域を一辺 0.25 nm のる上で重要であるが，これまで未解決のままであった．高ユニットセルの４０×４０×２０個の集合体として，この領域表

エネルギーのイオンビームを用いたこれまでの実験的知見

面にランダムな位置に粒子を入射させた．He イオンの照を矛盾なく説明し，周辺プラズマの低エネルギーまで外挿

射量増加とともに表面形状が変化する様子がみられたが，できる半古典的理論を用いて，Mo と W 表面の反射水素同fuzz と呼ばれるナノ構造形成には 至 っ て い な い ことか位体原子に含まれる励起状態の割合が，反射粒子の運動エら，今後，衝突カスケード以外の効果も含めて検討する必

ネルギー（速度）が低くなるに伴い減少することを明らか要がある．

にした［５６］．ダイバータ領域で反射粒子に含まれる電子励

ITER のダイバータ板へのプラズマ粒子束は 1024 m−2s−1

起状態の割合はきわめて低いと予想されるが，コアプラズ

程度にもなると予想されている．W のような水素固溶度がマから高エネルギー（数 keV）の荷電交換中性粒子が壁表極めて低い材料では，格子欠陥が水素蓄積の主たる担い手

面に入射した場合には，反射粒子に数パーセント程度の励となるため，T 蓄積量の評価において欠陥の影響を定量化

起状態が混じる可能性がある（図２６）．興味深いことに，反する必要がある．高濃度の H と W 中の欠陥の相互作用が欠

射粒子の速度に依存して励起状態の電子分布が配向し，そ陥の形成や水素蓄積に及ぼす影響を明らかにするため，単れに伴い励起状態からの発光が偏光することもわかった

原子空孔およびその集合体と水素原子の相互作用エネル［５７，５８］．これは，プラズマ中で反射粒子に含まれる電子励

ギーの第一原理（密度汎関数理論）計算を行った．これに起状態を分光学的に識別するのに役立つ可能性がある．

よって，原子空孔と H 原子の結合エネルギーや結合状態が壁から損耗された不純物原子の周辺プラズマ中での輸送明らかになり，原子空孔が H 原子を多重に捕獲できることを理解するには，不純物原子の電離／再結合過程の断面積［５３］や，二原子空孔は H 原子と結合することによって安定データが不可欠である．Be，C，W，Li について，水素同化されること［５４］を示した．また，単原子空孔と H 原子を位体原子（イオン）との荷電交換反応による電離／再結合

含む W 結晶のボルツマン統計力学から，結晶中の H 濃度が過程の理論計算を行い，１０−100 eV/u 程度の低エネルギー

上昇してあるしきい値を超えると，H 原子が単原子空孔に領域で顕著な水素同位体効果があることを理論的に示した

多重結合した形態で析出する様子を明らかにした［５
３］．こ

（図２７）
［５９］．同じ速度で衝突する場合，より大きな慣性をれは，高粒子束ダイバータプラズマ照射によって，W 中の持つ重い水素同位体の方が不純物イオンに接近しやすく，

水素濃度が固溶度を超えて過飽和状態になった場合，T 蓄

近接衝突で顕著な効果を持つ回転結合と呼ばれる機構に積量が従来のイオンビームなどを用いた低粒子束イオン照よって荷電交換断面積が大きく上昇した．この回転結合の射実験で得られている H 吸蔵量を著しく上回る可能性を示

効果は，それ以外の機構による荷電交換断面積が急激に小している．また，プラズマからの不純物として W に打ち込

さくなる低エネルギー領域（＜1 keV/u）の限られた範囲

まれた C 原子と H 原子は斥力相互作用をもつため，高濃度の H 雰囲気中で C 原子の格子間拡散係数が著しく増加する

図２
６ Mo 表面に６０度で入射した D イオンの反射粒子に含まれる，
入射イオン１個あたりの電子励起状態のポピュレーショ
ン．文献［５６］の図４より転載．

図２
５ He イオン照射による W 表面形状変化の照射量依存性．

４９６

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3. In-Vessel Tritium

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で局所的に大きな寄与を持ち，断面積を数桁も増加させる

10 μm の Wダストを内側および外側ダイバータ板ストライ

ことがわかった．これより，中性粒子が支配的な低温の弱ク点から放出した計算結果を，それぞれ図２８，図２９に示し

電離プラズマで，この効果が大きな影響を持つ可能性を示た．内側ダイバータ板から放出した場合，放出速度が小さした．

いものは内側ダイバータ板に戻る．これはダイバータ板に

３．
５．
１．
４ 周辺プラズマ中でのダスト粒子挙動

向かうプラズマポロイダル流によって押し戻されるためで

炉内でのダスト微粒子発生と輸送に関する研究が進展ある．速度の大きいものでドーム方向に放出したものは運し，ダストの T 蓄積の問題が指摘されている．これまでの動エネルギーが大きいためにドームに達し，コアプラズマ

ところ，ダスト粒子の生成機構，生成場所などは明確にわ方向に放出したものは高温プラズマからの熱入力のためにかっていないが，プラズマの熱入力が大きなダイバータ板

溶融する．大きな粒子は運動エネルギーがより大きいため上のストライク点で多く発生すると考えられる．そこで，にこの傾向が強い．一方，外側ダイバータ板から放出した

ダイバータ板で発生した様々な直径の球形ダスト（W，W の小さくて（直径 1 μm）速度の遅いものは内側ダイバー

Be，C）のプラズマ中での輸送理論モデルを構築し，ITER

タと異なり，ドームに達するものがなく，外側ダイバータのダイバータ板ストライク点から放出されたダスト粒子の板に戻るかコア領域に向かって進み溶融する．これはトロ挙動を調べた．実機重水素プラズマ条件でコアプラズマか

イダル方向のプラズマ流によってトロイダル方向に加速さら 100 MW の熱入力が境界層プラズマ（SOL）領域に流入れ，遠心力によって外側に運動するためと思われる．大きし，SOL 境界でのプラズマ温度とプラズマ密度はそれぞれな（直径 10 μm）粒子は運動エネルギーが大きいためにこ19

1.6 keV，3×10 m−3である．特徴的なプラズマ物理量との傾向が弱くなっている．同様な解析を炭素ダスト粒子にし て ダ イ バ ー タ 板 近 傍 で は プ ラ ズ マ 密 度 が 1020−

対しても行った．その結果，内側ダイバータ板から放出し

21

10 m

−3

，プラズマイオン温度が 10−数 100 eV である．

た粒子は W と同様に振る舞うが，W に比べて軽いために，

ダスト粒子に働く力はプラズマイオンとの摩擦力，重プラズマイオン流によって内側ダイバータ板に戻るものが力，ローレンツ力などを考慮したが，プラズマイオンの摩多いことがわかった．外側ダイバータ板から放出した場合

擦力の効果が大きい．この摩擦力はイオン吸収による力とも同様に，外側ダイバータ板に戻るものが多い．このようイオンのクーロン散乱による力からなり，その大きさはダに，ダイバータ板から放出されたダスト粒子の多くがダイスト粒子断面積とプラズマイオン圧力に比例し，プラズマ

バータ板に戻るかドームに達しており，ダストと炉壁とのイオン流との相対速度の方向に作用する．ダスト粒子の電相互作用，ダストによる炉壁の損耗効果などの検討が必要

荷については，荷電時間が数ナノ秒と粒子運動の特徴時間である．

（数ミリ秒）に比べて非常に速いので，粒子の存在する場所

３．
５．
２ プラズマ・炉壁統合コードによるプラズマ中のト
リチウム・不純物輸送で決まる平衡電荷とした．ダスト粒子の温度はプラズマからの熱入力と輻射率 0.75 の黒体輻射から求め，粒子の溶融

炉内 T の蓄積過程には，プラズマ中での T の大域的な輸または昇華までの経過を計算した．
ダスト粒子は，ダイバータ板ストライク点からダイバー
タ板前面方向に初速度を持って等方的に放出されるとした．放出されたダスト粒子はドームに達するもの，ダイ
バータ板に戻るもの，高温になり昇華（炭素）あるいは溶
融温度に達して蒸発するものに分けられ，コア領域に達す
るものはないことがわかった．例として，直径が 1 μm と

図２８ ITER 内側ダイバータ板から放出された Wダスト粒子（半径1 μm と 10 μm）の最終状態．

図２
７ C 原子（イオン）と水素同位体イオン（原子）との１電子移行による荷電交換断面積．太い実線は，回転結合効果を含めない場合の計算結果．文献［５９］より一部修正のうえ転載．

図２
９ ITER 外側ダイバータ板から放出された Wダスト粒子（半径1 μm と 10 μm）の最終状態．

４９７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012

送のモデル化と複雑なプラズマ・壁相互作用の理解が必要

るのは，各コードが複数の開発者により同時に改良されてとなる．それには，燃料 T のみでなく，ダイバータ板や第いるため，「如何に各コードの独自性を保ちながら結合す

一壁で発生する不純物のリサイクリングやダイバータ領域

る」かである．異なる複数のプログラムがMassage Passing

での輸送を扱うモデルが，またダイバータ板に炭素材が用Interface（MPI）によりデータを必要に応じて交換し，協いられた場合，炭化 T の発生，輸送（複雑な解離過程含む）

調して計算を進めるシステム（MPMD: Multiple Programを扱うモデルが不可欠である．これら物理過程は，ダイMultiple Data）の 開 発 を 行 っ た［６５］．図３０に SONIC/

バータ板近傍での局所的な現象ではなく，炉心からスクレ

TOPICS コードの構成の概略図を示す．本システムは，モイプ・オフ層（SOL），ダイバータ領域，粒子排気系に渡る

ンテカルロ計算を含んだ統合コードに対して，効率的なシ

巨視的な輸送も深く関わる．燃料のリサイクリングや輸送

ミュレーションの実行が可能であり，材料表面の動的変化

過程は，ダイバータプラズマ冷却のために導入される不純をも含んだ総合シミュレーションコード開発の基盤となる物（Ne や Ar）や，壁材の W のような高 Z 不純物との相互ものである．

作用にも強く依存する．こうした複雑に絡みあった現象をこのダイバータコードを用いて，デモ炉 slimCS および扱うため，各物理過程のモデルを相互に結合した総合コー

JT-60SA 装置における熱粒子制御の物理設計検討を 行ドの開発を行った．

い，不純物による放射損失がダイバータ板近傍に局在した

３．
５．
２．
１ ダイバータ総合コードの開発（炉壁および炉心時，その熱負荷が過大になることがわかった［６６］．炉心プ

輸送コードとの結合）

ラズマの輸送が大きく変わる L/H 遷移は，周辺部の密度やJAEA では，ダイバータでの粒子，熱輸送を解析するた

温度に敏感であり，境界条件により結果が左右される．こめ，これまで統合ダイバータコード SONIC（２次元プラズのため，統合コード（TOPICS/SONIC）を用いて，自己矛

マ流体：SOLDOR/２次元中性粒子輸 送 モ ン テ カルロ：

盾のない境界条件下で，JT-60SA 装置の L/H 遷移のシミュ

NEUT2D/２次元不純物輸送モンテカルロ：IMPMC）のレーション研究を行った［６７］．このコードの新規性は，理開発が行われてきた［６０］．その特徴は，プラズマと自己無論モデル（CDBM）に基づいて L/H 遷移のタイミング，遷撞着に不純物輸送をモンテカルロ法で解くことにある．モ

移前後の輸送特性を決めたことである．これにより，粒子

ンテカルロ法はモデリングの自由度に優れるが，時間ス束，熱流束の小さな変動（拡散係数の変化に対応して）が，テップ幅が減速時間で強く制限される欠点，計算時間，ノ

図３１に示すようなリサイクリングの急激な増大をもたらし

イ ズ の 問 題 点 等 が あ っ た．こ れ ら の 問 題 を 克 服 し，得ることが明らかになった．

IMPMC とダイバータコード SOLDOR/NEUT２D との統第一原理に基づく粒子コードを用いたシミュレーション合化に成功した［６１］．

により，D と T との混合プラズマにおけるダイバータ板へ

EDDY コード［６２］は，ダイバータ板の損耗／再堆積の現の流速条件が，１成分の時と異なることが明らかになり

象を詳細にモデリングしているが，扱う領域がダイバータ［６８］，今後，流体コード（SOLDOR）に反映させる予定で領域に限られていた．EDDY と IMPMC コードとの結合をある．

行うことにより，スパッタリングで発生した不純物の炉心

３．
５．
２．
２ 高 Z 不純物輸送コードの開発と炉壁およびプラ
ズマ輸送コードとの結合プラズマへの混入過程や，周辺プラズマでの大域的な不純物の輸送解析を可能とした．これまでのダイバータコード

ITER だけでなく，原型炉設計においても高 Z 材が有力

では，複雑な炭化水素の解離過程を，低エネルギーの炭素な壁候補材であるため，高 Z 不純物を対象として，大域的の電離過程として近似されていた．EDDY/IMPMC を用いて，このモデルの妥当性を初めて検証した．非接触ダイ
バータにおいては比較的良い近似であるが，接触状態では，解離過程途中の中性炭化水素のダイバータ領域中での広がりが大きく，これまでの近似に問題があることがわ
かった．
SONIC コードをはじめとして多くのダイバータコード
では，炉心プラズマ境界のイオン粒子束や熱流束を入力データとして与え，周辺プラズマ領域での密度，温度の定常分布を求めていた．しかし，これらは，本来，炉心プラ
ズマの閉じ込め特性から決まる．一方，ダイバータ特性は中性粒子，不純物の炉心への逆流，混入を通して，炉心プ
ラズマの閉じ込め特性に強い影響を与える．炉心とダイ
バータ特性の関連を明らかにし，T 輸送モデルの精度を上げ る た め，SONIC コ ー ド と 炉 心 プ ラ ズ マ 輸 送 コ ー ド（TOPICS コード［６３］および TASK コード［６４］）との結合

図３
０ MPMD（Multiple Program Multiple Data）システム．それ
ぞれ独立のロードモジュールの実行，グループ間のデータ転送が，マスターからのコマンドによって行われる．

を行った．
こうした特質の異なるコードの結合にあたって問題にな
４９８

Project Review

3. In-Vessel Tritium

Y. Ueda et al.

周辺プラズマ輸送統合コードの開発を進めた［６９］．高 Z

ま た，IMPGYRO の 不 純 物 輸 送 モ デ ル の 高 度 化 と し不純物輸送（IMPGYRO）コード［７０］と材料損耗・再堆積て，不純物イオンに働く熱力の新しい数値計算モデルを提（EDDY）コード［６２］を結合し（IMPGYRO-EDDY），材料

案し，磁場のない場合についてその妥当性を検証した

表面及びその近傍のモデルを詳細化すると同時に，コード［７３］．この手法は，磁場がある場合にも適用可能である．

並列化／高速化を行った．また，JT-60U におけるWタイル

従来の運動論的不純物輸送コードにまったく考慮されていを用いた実験を解析し，IMPGYRO の物理モデルの検証となかった磁場と垂直方向の熱力，さらには，熱力と磁場とさらなる改良を行った．さらに，MPMD モデルを用いての両方に垂直な方向への不純物イオンの輸送を考慮するこ

IMPGYRO-EDDY を 背 景 燃 料 水 素 プ ラ ズ マ 輸 送とが可能と考えられる．今後，この新しい熱力モデルを（SOLPS）コード［７１］と結合することによって，SOLPS-IMPGYRO に導入する．

IMPGYRO-EDDY 統合コードの開発に成功した［７２］．統さらに，トロイダル回転がある場合の不純物輸送理論モ合化により，SOLPSによる背景燃料水素プラズマ輸送計算

デルをIMPGYROによって検証した．JT‐６０Uにおいて，プと IMPGYRO-EDDY による不純物輸送計算とを相互に自ラズマ電流と逆方向にトロイダル回転速度を上げていく

己矛盾することなく，並列して行うことが可能となった．

と，コアプラズマへの W 不純物の蓄積が顕著になることがまた，統合による計算時間の増大に対応するため，国際核観測されている［７４］．星野ら［７５］は電離・再結合過程に起融合エネルギー研究センター（IFERC）に設置された超高因して，トロイダル回転に伴い W のような高 Z 不純物イオ

速大規模並列計算機の国際公募課題に，マックスプランク

ンのピンチ（PHZ: inward Pinch of High-Z impurity due to

プラズマ物理学研究所（IPP），パリ第１３大学，JAEA など

the atomic process）が起こることを比較的簡単な理論的モと 共 同 提 案 し，採 択 さ れ た．こ の SOLPS-IMPGYRO-

デルを用いて提案した．さらに，径電場（Er）による高 Z

EDDY 統合コードによるASDEX-Upgradeトカマクに対すイオンのドリフト軌道のゆがみが，高 Z 不純物イオンとトる 初 期 計 算 結 果 を 図３２に 示 す［７２］．そ の 結 果（coupled

ロイダル回転している背景プラズマとのクーロン衝突を通case）は 背 景 プ ラ ズ マ を 固 定 し た 従 来 の 計 算（fixed

してピンチ効果を起こすことも理論的に示された（Er ピンcase）とは異なり，統合計算の重要性を示している．今後，

チ）［７６］．これら PHZ および Er ピンチの理論モデルを検JT-60U,ASDEX-Upgrade,JET-ILW など複数の装置の解析証するため，コア領域まで解析できるよう IMPGYRO を拡に SOLPS-IMPGYRO-EDDY を適用し 実 験 と の 比 較を進張した．図３３のように理論モデルと IMPGYRO の結果は非め，さらなるモデル妥当性の検証を行う．これによって，

常によく一致し［７６］，これら２つのピンチ効果が実際の実信頼性の高い炉内不純物輸送評価コードモデルを確立し，験でも起こりうることを示した．

W などの高 Z 炉壁への T の蓄積分布の予測精度の向上を図

３．
６ 核融合炉のトリチウム蓄積・排出評価とその低減化，除去る．

炉壁の T の蓄積および放出挙動には，プラズマイオンの壁材料内への注入，拡散，捕獲，再放出のような炉材料自体のローカルな過程が関係する．一方，プラズマ対向壁表面の再堆積層中への T の蓄積にみられるように，炉内のプ
ラズマ，特に，ダイバータや境界層（SOL）プラズマ中の

図３
２ SOLPS-IMPGYRO-EDDY 統合コードによる初期計算［７２］：（a）ASDEX-Upgrade 計算体系と計算メッシュ，（b）
不純物
による全放射損出パワーの時間発展，（c）
外側ダイバータ
板に沿った電子温度．ただし，Case A：背景固定の従来モデルによる計算，Case B：統合コードによる計算．

図３
１ JT‐
６
０SA に お け る H モ ー ド 遷 移 の シ ミ ュ レ ー シ ョ ン．
（a）
外側ストライク点における電子温度，密度の時間変化，（b）
主プラズマにおける電子温度，熱拡散係数の分布の変化．

４９９

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012

T や不純物の輸送が関係したグローバルな過程も関与する

不純物の輸送を解析した［７８］．また，炭素壁の化学スパッ（図３４参照）．これまで欧州を中心として，ITER 炉内の T

タリングと炭化水素分子の壁反射に分子動力学コード

蓄積量の評価が行われてきたが［７７］，より正確な評価に（MD）［７９］，タイルギャップのプラズマ・シース解析にプは，前節で述べた炉内実環境下の T 蓄積に関わるプラズ

ラズマ粒子コード（PIC）［８０］など素過程コードを連携して

マ・壁相互作用とダイバータ・境界層プラズマの複合過程使用して，通常の評価コードに含まれる仮定やフィッテイの理解を進め，これに基づいたシミュレーションモデルに

ングパラメータを排除することに努めた（図３５参照）．第よる評価が必要である．そこで，炉内 T 蓄積・排出挙動に一壁で損耗される Be も境界層プラズマを輸送され，炉内関わるコードを結合あるいは連携して用いて，堆積層中の広範囲に再堆積し T を蓄積する．これら炉内の炭素と Be

水素同位体濃度や炉材料の T 蓄積に関わる材料定数についの再堆積層分布から炭素材をダイバータ板とする ITER のて実験グループとも連携し，ITER 炉内実機条件における炉内 T 蓄積量を評価した．周辺プラズマ流体コードで計算

ダイバータ材（炭素，W）および第一壁（Be）の T 蓄積量したダイバータと SOL 領域のプラズマパラメータと，ダイを評価した．さらに炉内実環境を想定して，C ダイバータ

バータ板への入射イオン束，ダイバータ板表面の温度分布板に形成されるC・Be混合層やタイルギャップへの蓄積にを用いて，ダイバータ板それぞれの場所から放出される炭ついても評価コード開発を行い，それぞれの蓄積量を評価

素（物理スパッタリング）と炭化水素（例えばメタン，化し，予測精度を向上させた．

学スパッタリング）の粒子束を計算する．それぞれの場所

３．
６．
１ 炭素およびベリリウム再堆積層へのトリチウム蓄積から１０００個程度のテスト粒子を放出し，それらのダイバー

C 堆積層への T 蓄積評価のため，C と炭化水素不純物のタおよびSOL領域内の軌道をEDDYコードで追跡する．放ITER 実形状プラズマ中での輸送過程を二体衝突近似コー出された粒子はコアプラズマに入るか，炉内のプラズマ対ド（EDDY）に導入し，ダイバータと境界層プラズマ中の向壁のどこかに再堆積する．再堆積した C の一部がプラズ
マイオンの照射によって再損耗されることも考慮して炉内の再堆積分布を求めた後，実験によって推定された C 再堆
積層中の水素同位体（D）濃度を用いて，ITER ダイバータ
内の T 蓄積分布と総量を評価した［８１］．一方，第一壁から損耗される Be の再堆積についても C 堆積層の場合と同様に解析し，炉内，第一壁とダイバータ内の T 蓄積分布を計算した．このようにして，C 材をダイバータ板とした ITER
炉内の T 蓄積量を評価した．
３．
６．
２ タングステンへのトリチウム蓄積
W をダイバータ板とした場合は，炉内に蓄積される T
量は，第一壁から損耗された Be の再堆積中に蓄積されたものと，W に注入された後，材料内部での各種熱的過程（拡散，捕獲，表面再結合）を経た後，滞留したものとがある．ACAT-DIFFUSE コード［８２］には元々このような過程を導入されているので，これを用いて W に蓄積される水素
同位体量の材料温度依存性やイオン照射中の再放出（再結

図３
３ （a）
PHZおよび（b）
Erピンチによる不純物イオンの小半径方向の平均速度［７６］．ただし，トロイダル回転速度は 150 km/s を仮定し，横軸の径方向電場は独立パラメータとして与えている．また，径電場の正負はそれぞれ順方向および逆方向のトロイダル回転に対応する．

合）束の入射束依存性などを評価した［８３］．EDDY コードにも同様な熱的 過 程（DIFFUSE）を導入し［８４］，ITERの実機プラズマ条件で，プラズマ照射中（400 s）と照射後

EDDYǤǪȳӒ‫ݧ‬ཋྸǹȑȃǿȪȳǰ
஬૰ฆӳ
ɧኝཋ᠞ᡛ
੷᎔ȷϐ‫ؚ‬ᆢ҄‫ܖ‬ǹȑȃǿȪȳǰ
໗҄൦እЎ‫܇‬Ӓ‫ݧ‬ȷϐ੷᎔PICǷȸǹȷȗȩǺȞЎࠋǤǪȳƷλ‫ݧ‬ᚌ/ༀ‫ݧ‬ள

a-C:Hጀ䊶W-Cጀ὇ൻ᳓⚛෻኿
ౣ៊⠻(H-C-Be-W)New !

+MC䋨 ELECTRANʚഏᩓ‫્܇‬Ј
(PIC-ELECTRAN New !)Beϐ‫ؚ‬ᆢ‫ޖ‬σ‫ؚ‬ᆢ
(EDDY,MD,PIC)

൦እӷˮ˳ᔛᆢ(EDDY-DIFFUSE)

൦እදλȷਘ૝

DIFFUSE ȷ਺ਵȷϐ્ЈMDWCϐ‫ؚ‬ᆢ‫ޖ‬σ‫ؚ‬ᆢ
(EDDY,MD,PIC)䉺䉟䊦㓗㑆὇ൻ᳓⚛ౣၸⓍ(EDDY, PIC)

C%*‫ޖ‬ϐ੷᎔$G‫ؚ‬ᆢјௐ
(MD)

䋩

図３
５ 炉内 T 蓄積評価のためのプラズマ・壁相互作用素過程コードとコード結合，連携シミュレーション．

図３
４ ITER 炉内 T 蓄積に関わるプラズマ・壁相互作用．

５００Project Review

3. In-Vessel Tritium

Y. Ueda et al.

102変化を計算した（図３６）［８５］．ここで，磁力線がダイバー

10(a) Total

タ板に非常に浅い角度で入射するため，プラズマイオンの

1

Trap 2

ダイバータ板への入射角をラーモア回転を考慮した PIC

10-1
10-2

Mobileコードで評価した．また，ダイバータ板に入射するイオンのエネルギーが低い（数 10 eV〜1 eV）ため，そのほとんど

10-3

Tritium retention (mg)のWダイバータ板におけるT蓄積量のダイナミックな時間

は表面で反射すると考えられる．そこで，注入率（１‐反射率）の評価を MD コードで行った（0.01〜0.02 程度）．
３．
６．
３ ITER を例とした核融合炉のトリチウム蓄積評価とその低減，除去
炭素堆積層への T 蓄積量は約 4 mg/s で，Be 堆積層への蓄積はその 1/7〜1/3 であった．一方，C ダイバータ板表面に Be が堆積すると炭化水素放出（化学スパッタリング）が

10-1
-3

の化学スパッタリングを MD コードで計算し，それを C

10-4と Be の炉内プラズマ中の輸送解析に適用した．しかし，同

10

-5
-6

10

ついても，ITER の城状構造タイルを想定して評価し，実Duringdischarge

After discharge

Trap1

10-2
10

上小さいことがわかった．タイルギャップへの T の堆積にDtrap/W=0.001

10-4
Trap1
10-5
10-6
102 Total
Mobile10Trap 21大きく抑制されるとの実験報告があるため，Be−C 混合層時に再損耗も減少することからその効果は他に比べ二桁以Inner target0

Duringdischarge

After discharge

(b)

200

Outer target

Dtrap/W=0.001

400

600

Time (s)

800

1000

図３
６ ITER ダイバータにおける W 板の T 蓄積量の時間変化［８５］．

機プラズマ条件でダイバータと第一壁のすべてのタイル
ギャップへの T の蓄積が 1 mg/s であることを示した．
ダイバータ板として W を用いた場合，その T 蓄積量は

［１３］I. Takagi et al., Fusion Sci. Technol. 60, 1451 (2011).
［１４］I. Takagi et al., J. Nucl. Mater. 417, 564 (2011).
［１５］I. Takagi et al., ICFRM-15, P254 (2011).
［１６］I. Takagi et al., J. Nucl. Mater. 415, S692 (2011).
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［１８］M. Fukumoto, T. Nakano et al., submitted to J. Nucl. Mater.
(2012).
［１９］Y. Nobuta et al., Proc. 34th European Physics Society Conference on Plasma Physics (Warsaw 2007) ECA 31F, P-1.024.

C ダイバータ板の 1/100程度であった．これは，ダイバータ板としての W の優位性を示している．しかし，評価コード
で既存の TDS 実験をシミュレーションして，W 中の水素同位体の拡散係数や捕捉サイトなどの材料定数を評価したが，捕捉サイトの深さと密度に左右されること，さらにそれらが ITER の高粒子束プラズマ照射中に変化することも考えられ，材料定数をいかに評価するかが問題として残る．また，炭素堆積に因る T の蓄積量は，炉内のタイル温度が５００度程度上がることによって 1/5 程度に減少するこ［２０］T. Tanabe et al., J. Nucl. Mater. 390-391, 705 (2009).
［２１］T. Hayashi et al., J. Nucl. Mater. 390-391, 667 (2009).
［２２］T. Shibahara et al., J. Nucl. Mater. 357, 115 (2006).
［２３］T. Tanabe et al., Phys. Scr. T138, 014006 (2009).
［２４］M. Yoshida et al., J. Nucl. Mater. 415, S752 (2011).

とがわかり，炭素材をダイバータ板とした場合に，炉壁の温度上昇が T 除去に有効であることを示した．W の場合
は，材料温度の上昇によって注入された T の材料内部奥深
くへの拡散が顕著になり，それらが捕捉サイトに蓄積することで T 蓄積量が増加することがわかった．W については［２５］M. Yoshida et al., Phys. Scr. T145, 014023 (2011).
［２６］T. Nakano et al., Nucl. Fusion 46, 626 (2006).
［２７］K. Masaki et al., J. Nucl. Mater. 313-316, 514 (2003).
［２８］M. Yoshida et al., J. Nucl. Mater. 390-391, 635 (2009).
［２９］Y. Hirohata et al., J. Nucl. Mater. 363-365, 854 (2007).
［３０］K. Sugiyama et al., J. Nucl. Mater. 367-370, 1248 (2007).
［３１］Y. Gotoh et al., J. Nucl. Mater. 357, 138 (2006).
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［４２］S. Saito et al., J. Nucl. Mater. 415, S201 (2011).

今後，T の捕捉機構の詳細化と捕捉サイトの減少など，新
たな材料の開発も含めた検討が必要である．

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５０１

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５０２

J. Plasma Fusion Res. Vol.88, No.9 (2012) 503‐507

プロジェクトレビュー 核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開

４．核融合炉ブランケット
深田智，鈴 木 晶 大１），寺井隆幸１）
九州大学，１）東京大学（原稿受付：２
０
１
２年７月１
７日）

Keywords:
tritium, blanket, lithium, lithium ceramics, lead lithium, flibe, recovery, permeation, erbium oxide

４．
１ 核融合炉ブランケットに要求される条件と研究目標設定にすることが求められている．したがって単純に考えて，核融合炉ブランケットには，燃料自給のためトリチウム

以下にする必要がある．そのため，連続的にブランケット（T）を製造回収するとともに，核反応で生じた熱を回収し，からの T 回収率目標値を上記のように定め，さらに T の透

ガンマ線を遮蔽する働きが必要である．本特定領域研究で過漏洩を 1/103（透過低減率 PRF>103）にすることを研究

は，このうち，ブランケットからの T 回収と T 漏洩制御にターゲットとする．

T が直接接触する箇所から外部環境まで T 濃度比を 1/105

関する研究目標を設定し検討してきた．本レビューでその上記目標達成のため，B 班を研究手法に応じて２班に分達成した成果を要約して説明する．まず設定目標を説明す

けた．まず B01 班（核融合炉ブランケット材中の T 移動解

る．

明と新規回収プロセス開発 の 研 究）で は 99.9％ の 回 収

核融合炉の固体セラミック材であるチタン酸リチウム率，漏洩制御条件達成のため，化学工学的研究の立場から，（Li2TiO3）やオルトケイ酸リチウム（Li4SiO4）等，液体リチ

新規回収法の開発研究，流動ブランケットからの T 移行挙

ウム，リ チ ウ ム―鉛 共 融 合 金（Li15.8Pb84.2），溶 融 塩 Flibe

動解明と効果的掃出法の開発を研究課題設定に設定した．

（Li2BeF4）の各ブランケット候補材中に生成した T を，効

次いで B02 班は，同じ課題達成のため，より安定に増殖性

率よく回収し，核融合炉全体の T 増殖比（TBR）を１以上能を発揮する新規増殖材開発，透過低減率 PRF>103 を達成にするとともに，配管全体からの T 透過漏洩を作業環境のする新規酸化膜を開発するとともに，構造材料の腐食防護

安全基準以下に抑えることが，核融合炉の定常運転維持とのため，液体増殖材中の不純物（特に窒素（N））除去の実

安全性確保のために必要である．そこで具体的数値目標と験的確証を行うように組織した．以下の節で得られた成果

して，自給条件に基づき TBR>1.05 にすること，増殖ブラを説明する．

ンケットからの T 漏洩，および回収 系 外 へ の T 漏洩をの条件は，ブランケット設計が適切になされ回収装置を敷

４．
２ 固体・液体ブランケットにおけるトリチウ
ム放出挙動に与える流動とパージガス条件の影響に関する研究

設した状態において，炉 心 内 で 消 費 さ れ た T 量 に対し

４．
２．
１ 固体ブランケットにおけるトリチウム放出挙動

10 Ci/day（4.3 MBq/s）以 下 に す る よ う に 設 定 し た［１，２］．工学的設計感覚からみれば，目標とする TBR>1.05て，ブランケットで発生し回収装置で回収される T 量との前述の課題達成のためには，図１に示すように，ナノス比で決まる総合評価値であり，現段階で決まる数値ではな

ケールの T 移行挙動把握から，メータースケールの回収装い．そこで各材料が持つ性能を効果的に発揮する設計がな

置設計に至るまできわめて広い領域の研究が必要である．

されると考え，ブランケットにおいての T（回収／発生）

また T 濃度範囲も１０１０倍に及び，研究手法は対象とする増率比を 99.9％ 以上とする目標値を設定した．このブラン殖材料により異なる．本節でまず固体ブランケットからのケット回収条件を満足するとき，適切なブランケット設計

T 放出挙動に与える，パージガスの流動や添加水素等の影により TBR>1.05 以上の運転が可能であると予測すること

響の実験結果を説明する．

ができると考えた．

B01 班の榎枝・関ら（日本原子力研究開発機構）［３］は，将来の定常状態核融合炉で，1 GW の熱出力あたり 150 g

Li2TiO3 等の固体増殖材球充填層内の流動可視化実験を通/day（＝0.62 TBq/s）の T を燃焼させる必要がある．定常

して，TBR をミクロスケールで正確に予測制御するととも燃焼するにはブランケット内で同量以上の T を生産する必に，T 回収を効率化することを研究目標とした．図１の右要があり，また核融合炉全体で T 漏洩率を上記目標値以下

下図は，その一例であり，ブランケット 候 補 材 で あ る

4. Fusion Reactor Blanket
FUKADA Satoshi,SUZUKI Akihiro and TERAI Takayuki

corresponding author’s e-mail: sfukada@nucl.kyushu-u.ac.jp

５０３!2012 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012

図１

固体ブランケットからの T 放出と回収に関連する研究ハイライト．

Li2TiO3 粒子回りの流動状態を直接観察するため，水と同じ屈折率を持つメックスフロン模擬球充填層を製作し，内部流動，ミクロ TBR 予測と試験体内の流動数値解析を行い，圧力損失，パージガス速度場からの T 輸送予測を行う
ことに成功した．本研究の成果はITER-TBMにも生かされている［４］．
また片山・西川ら（九州大学）［５，
６］は，中性子照射後
Li4SiO4 や Li2TiO3 セラ ミ ッ ク 材 か ら の T 放 出 実 験 を 行
い，放出率の数値計算による予測を行った．図１の左下図を見てのとおり，各セラミック増殖材からの T 放出率の実

図２

Li 添加型 Li2TiO3 の製造技術[8].

験値（○印）と計算値（実線）とはよく一致しており，セ
ラミック内部や表面での拡散・吸着・同位体交換の挙動がめざした高品質で高性能を有する Li 添加型 Li2TiO3 微小球

定量的に把握できる状態にある．計算モデルには，セラの製造技術を確立し，水素同位体との相互作用による蒸発

ミック微粒子固体内の T 拡散，微粒子間隙中の拡散，表面特性変化等を研究した［８］．

反応抵抗，水素―水素同位体間の交換反応，水素―水蒸気同４．
２．
２ 液体ブランケットにおけるトリチウム移行挙動

位体間の交換反応，粒子ペレット間隙中の濃度混合の寄与

液体増殖材では，T は液体ブランケット材内の核反応でを含み，当該研究者が得た T 放出結果だけではなく，過去同様に発生するものの，増殖材料と T との結合状態や親和に日米欧の中性子照射実験で得られた T 放出結果もよく定性が材料により，大きく異なり，したがってその取り扱い

量的に表せることが確認された．さらに固体増殖ブランも異なる．例えば，1 ppm の T を溶解する液体ブランケッ

ケットにおけるヘリウム（He）パージガス配管からの T

ト材の T 平衡圧を比較すると，透過漏洩の予測実験を行い，酸化膜形成の T 漏洩への影響

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"
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&+
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を明確にすることができた．
さらに B02 班の星野（日本原子力研究開発機構）
［７］は，

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&+
!')"
#

と値が大きく異なるので，それぞれ別の実験的検討が必要

固体ブランケット用 T 増殖材料の第一候補材であるである［９］．

Li2TiO3 が，高温で長時間使用される際の Li 蒸発や水素還まず B01 班の九大グループ［１０，１１］は，ITER-TBM 等で元の影響を低減させるため，より Li 含有量の多い Li2TiO3

注目されている増殖材料液体増殖材の Li-Pb 共融合金中の（Li 添加型 Li2TiO3）の新たな合成手法を発案した．本法は，水素同位体溶解，拡散，透過率を，非定常透過法を用いて図２に示すように［８］，水酸化リチウム一水和物（LiOH・

測定し H-D 間の同位体効果を決定した．過去に測定値はあH2O）とメタチタン酸（H2TiO3）を数日間混合させることるものの，Li-Pb への水素溶解度が測定値間で最大５桁もにより，常温にて始発原料同士の固相反応が進行し，ゲルの違いがある中で，初めて H-D 間の同位体効果を明らかに状 と す る 革 新 的 な 合 成 法 で あ る．得 ら れ た Li 添 加 型したものである．結果は溶解の同位体効果と拡散の同位体

Li2TiO3 粉末を用い，ゾルゲル法により直径約 1 mm の微小効果に分けて調べられ，多成分系における同位体挙動が定球の製造に成功し，核融合炉ブランケットへの早期装荷を量的に説明された．その結果を用いて，T での値を十分な
５０４

Project Review

4. Fusion Reactor Blanket

S. Fukada et al.

精度で予測することができると考えられる．その他，Li-Pb

性子照射後 Flibe に He ガスを接触させ放出した T の濃度との組成の違いに基づく Li 活量の決定，Li-Pb 中の H 原子のFlibe 内の拡散，表面同位体交換，再結合等の効果を考慮し存在状態を第一原理に基づく数値計算と求めた拡散係数やた数値計算結果の比較であり，ほぼ全域にわたり T 放出率

溶解度の活性化エネルギーとの比較に基づき明らかにし，を予測することができた．また，東大弥生炉による照射試

溶融合金全般の基礎研究にも重要な寄与をなした［１２］．

験においても，還元材である金属ベリリウム（Be）を浸漬

さらに鈴木・寺井ら（東京大学）［１３］は，自然対流下でかした Flibe からの T 放出試験が行われ，透過放出する T

つ原子炉中性子照射下の Li-Pb 配管からの T 透過漏洩挙動の全量がT2 の化学形を持つことが確認された．したがってを実験的に研究した．東大弥生炉のファストカラムの真空

Flibe ブランケットでは，TF の T2 への還元処理，それに伴チャンバ内に，縦横ともに50 cm程度の小型Li-Pb自然対流

う T 透過率の低減を行うことにより，99.9％ 以上の回収率

ループを，炭素鋼配管を用いて製作し，約４cm/s の流速をを達成することができることがわかった．必要な装置は，得た状態で中性子照射を行った．中性子照射によって生成

He-Flibe 向流抽出塔であり，この装置設計に必要な解析式

し，ループの炭素鋼配管から透過漏洩する T を連続測定しを求め，数値計算して成果を報告している［１５］．この他，

たところ，T 透過速度係数は図３に示すように，Li-Pb の流

Flibe 溶融塩の水素同位体の存在状態を調べるため，過去速に依存せず，体系中の水素圧に依存した．透過の律速過報告されている不活性ガス溶解度と分子径の効果，表面張

程は Li-Pb 液相境膜拡散ではなく炭素鋼内拡散律速および力の効果を調べ，溶融塩中に分子形で溶解するガスの基礎

表面酸化膜内移行によって説明され，非流動条件下での T

化学分野にも重要な寄与をなした［１６］．

放出挙動研究が流動下に直接応用可能であることが示唆さ

４．
３ ブランケットからのトリチウム回収率の評価

れた．

４．
３．
１ 固体ブランケットからのトリチウム回収

九大グループと相良（核融合科学研究所）［１４］は，FFHR
ヘリカル型核融合炉 T 増殖材兼冷却材として Flibe を考え，河村ら（日本原子力研究開発機構）［１７，
１８］は，固体ブラ

中性子照射 Flibe からの T 回収実験を行った．図４は，中ンケット He パージガスからの新規回収システムの研究を行った．プロトン導電性セラミック材を使ったシステム
は，従来の低温吸着法より T インベントリーが少なく，小型化が可能であり連続的に T の回収分離が可能である．図５は H2+HT 混 合 ガ ス を 供 給 し た 時 の T 分 離 係 数 で あり，He から回収するとともに，T 分離も同時に達成することができ，約１４段直列に繋ぐことにより，99.9％ の T を分離回収する性能が証明された．
固体ブランケットに関連して，過去に各材料 TBR や T
保持量が，原子炉で発生させた熱中性子による照射実験等によって求められてきた．問題はブランケットシステムとして，発生から最終的に回収まで含め，TBR が設計どおり機能を発揮するか，ブランケット外への T 透過率を抑えつつ，必要な回収率が維持できるように新規回収システムを構築できるかである．
落合や河村ら（日本原子力研究開発機構）［１９］は，固体増図３

Li-Pb 自然対流条件下の T 透過に関する物質移動係数［１３］．

殖ブランケット模擬体系による D-T 中性子照射実験を行い，生成 T の回収率を評価した．原子力機構 D-T 中性子源

図４

Flibe からの T 放出実験と解析結果の比較［１
４］
．

図５

５０５

プロトン導電性電池システムの T 分離係数［１７］．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012

である FNS で発生させた D-T 中性子を固体増殖ブランを得た．本測定法を利用し，Li 中水素が Y によって回収さケット模擬体系中にある Li2TiO3 微小球ペブルに照射し，れていく際のLi中水素の濃度減少についてその場観察に成ガスパージ法や溶解法で T 生成量と回収量を測定した．そ

功したほか，高温域において Li 中の窒素（N）不純物が水の結果，高エネルギー中性子束から計算された T 生成量と素回収の阻害要因として働くことを見出し，N 不純物回収

T 回収量は良く一致することを明らかにし，世界で初めて試験を実施した．

D-T 反応，T 生成反応，および T 放出・回収がつながるこ４．
４ トリチウム透過防止膜の評価とが実証されるとともに，生成した T の全量を回収する見通しを得た．また回収した T のうち，T 水（HTO）として

B02 班の近田・寺井ら［２５］は，透 過 低 減 率 PRF が 103回収されたものは，速やかに Li2TiO3 から回収され，またを超える酸化膜材料の検討を行った．PRF については過去

T ガス（HT）は酸化銅ベット通過の影響を受けて，数時間

アルミ酸化物（Al2O3）被覆や金（Au）被覆等の実験が行わ程度遅れて回収されることも明らかにした．

れてきたが，103 を達成するのが限界で，また長期の性能維

４．
３．
２ 液体ブランケットからのトリチウム回収

持と熱応力による割れ等の問題があった．東大グループ

液体ブランケット材で T 回収を行う際に，吸着や拡散のは，エルビウム酸化物（Er2O3）被覆を真空アーク蒸着法と効果が影響するとともに，材料相互作用が複雑に絡むこと

有機金属分解（MOD）法によって実施し，割れ等の発生をを考慮する必要がある．Li は最も TBR が大きく，克つ T

きわめて低く抑えることによって，現在のところ高温にお平衡圧がきわめて小さく，T 透過が最も小さいブランケッ

ける世界最大の PRF を得た．図８にみるように温度依存性

トが構成できる材料である．しかし問題は，溶解度がきわがあるが，真空アーク蒸着法で基板両面に被覆した試料にめて高いので，T 回収が難しく，インベントリーが非常において最大 105 の PRF が達成されている．さらに，酸化物高くなる可能性がある．九大グループ［２０］は，回収材であ中間層の影響，T は薄膜中で主に粒界を拡散するなど，Tるイットリウム（Y）の表面をフッ化水素
（HF）
で処理した

透過機構についても解明された．大面積基板への成膜可能材料を使い，図６に示すように Li 中に溶解した１ppm 以下性を有する湿式法の一つである MOD 法においても，結晶の T を 50％ 以上回収することに成功した．さらに Li 流動化プロセスにおける酸素ポテンシャルの制御によって割れ状態における溶解水素同位体の Y 粒子による回収実験に成を引き起こす基板酸化物層の生成を低減し，サブミクロン

功し，流動状態回収率を物質移動係数により整理すること
で，水素濃度と流動速度に依存しない係数を実験的に求めることができた［２１］．この結果を利用し Li 中の T を 99.9％まで回収する装置を設計するとともに，この成果は，
IFMIF-EVEDAにおける液体LiターゲットのT回収装置の設計に反映させることができた［２２］．
また，B02 班の八木・鈴木ら［２３，２４］は，T を含む Li と接する金属壁からのわずかな T の透過漏洩を捉え，Li 中の水素同位体濃度を連続的に測定する手法を開発し，H，D お
よび照射下で発生させた T（図７）のいずれの水素同位体に対しても時間遅れの少ない濃度測定を可能とした．さらに純鉄被覆を施したチタンの利用により，緻密な表面酸化膜等を形成せず高透過性を維持する透過壁の実現の見通し
図７

図６

静止 Li からの Y 板による T 回収率の変化［２０］．

純鉄壁を用いたリチウム中 T 濃度の測定［２
３］
．

図８

５０６

T 透過阻止率の温度依存性［２５］．

Project Review

4. Fusion Reactor Blanketの膜厚で 103 の PRF を実現した．

謝S. Fukada et al.

辞

本特定領域計画研究班は，表題下の執筆者以外に，B01

４．
５ ブランケット トリチウム研究のまとめ

班：西 川 正 史，片 山 一 成（以 上 九 州 大 学）
，榎 枝 幹 男，

当初研究計画にも挙げた B 班の目標である，「核融合炉

河 村 繕 範，関 洋 治（以 上 日 本 原 子 力 研 究 開 発 機 構），

固体・液体ブランケットの T 移行の道筋を定量化できた相良明男（核融合科学研究所）の各氏，B02 班：近田拓未，

か，および目標回収率と透過率低減目標を達成化できた

八木重郎（以上東京大学），星野 毅（日本原子力研究開発

か」について，次のようにまとめることができる．

機構），田中照也（核融合科学研究所）の各氏が熱心に研究

・99.9％ の回収率達成については，Li 流動ループや固体ブし，本報告に挙げた貴重な成果を得ました．ここに謝意をランケット He パージガスからの T 回収の基礎過程の定示します．

量的解明に基づき，これを具体的回収装置設計作業につ

参考文献

なげ，その回収率達成のための装置設計を明確に表すことができた（B01）．

［１］深田 智他：プラズマ・核融合学会誌 85, 704 (2009).
［２］寺井隆幸他：プラズマ・核融合学会誌 85, 708 (2009).
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［１４］Y. Edao et al., Fusion Sci. Technol. 55, 140 (2009).
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［１６］S. Fukada et al., Proc. Joint Symp. Molten Salts 875 (2008).
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８］T. Hirose et al., Fusion Eng. Des. 86, 2265 (2011).
［１［１９］Y. Kawamura et al., to be published in Fusion Eng. Des.
(2012).
［２０］S. Fukada et al., Fusion Sci. Technol. 54, 117 (2008).
［２１］Y. Edao et al., Fusion Eng. Des. 85, 53 (2010).
［２２］H. Kondo et al., Fusion Eng. Des. 86, 2437 (2011).
［２３］J. Yagi et al., Fusion Sci. Technol. 60, 1014 (2011).
［２４］J. Yagi et al., J. Nucl. Mater. 417, 710 (2011).
［２５］T. Chikada et al., Nucl. Fusion 51, 063023 (2011).

・透過率低減については，ErO2 膜を MOD 法で製作し，小型ながらそれが透過阻止能を持つことを明らかにできた．世界最高性能の透過低減率 PRF＞１
０５を達成し，将来の大規模装置への適用が可能なように湿式法を新たに開発した（B02）．
道筋の定量化については，・固体ブランケット内部可視化に世界で初めて成功し，ミクロスケール内部流動とマクロ圧力損失，T 移動が一つにつながった（B01）・固体増殖材への水分影響が定量化でき，固体内部からのT 放出の定量化に成功した（B01）・ブランケットパージガスからの新規 T 回収装置としてプ
ロトン導電性セラミック型除去装置を開発し，実用への適用可能性を示した（B01）．
・増殖材の TBR 改善，および Li 蒸発や水素還元の影響を低減させるため，Li 添加ブランケット材を改良した．世界でも最先端研究として認知されている（B02）．
・D-T 中性子を日本のブランケット第一候補材 Li2TiO3 に照射し，T 移行挙動と回収を初めて実証した（B02）．
・Li 中の T 濃度測定に成功した（B01，B02）．Y 回収装置
による回収を実証した（B01）．
・Li-Pb の中性子照射，自然対流，溶解・拡散同位体効果により T 移行と物性が定量的に求められた．
・Flibe からの T 放出予測に成功した（B01）．

５０７

J. Plasma Fusion Res. Vol.88, No.9 (2012) 508‐528

プロジェクトレビュー 核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開

５．トリチウムシステム
山 西 敏 彦，波 多 野 雄 治１），赤 丸 悟 士１），朝 倉 大 和２），磯 部 兼 嗣，岩 井 保 則，
奥 野 健 二３），小 田 卓 司４），大 矢 恭 久３），杉 山 貴 彦５），田 中 知４），鳥 養 祐 二１），
中 村 博 文，林巧，原 正 憲１）
日本原子力研究開発機構トリチウム工学研究グループ，富山大学水素同位体科学研究センター１），
核融合科学研究所２），静岡大学理学部３），東京大学大学院工学系研究科４），名古屋大学大学院工学研究科５）（原稿受付：２
０
１
２年７月４日）Keywords:
Tritium, decontamination, confinement, permeation

プラズマから排気されたガスは，図１に示す燃料循環系

作業従事者の被ばくおよび核融合炉周辺環境への T 漏洩をで処理された後再注入される．この燃料循環系は，排気・防止するためには，この 10 kg／日で循環する膨大な量の精製捕集・同位体分離，燃料調整・供給および，増殖トリ

T を適切に閉じ込めなければならない．しかしながら，T

チウム（T）回収（ブランケットで生成した T を回収）からは水素の放射性同位体であるから，物理化学的には高分子構成される．各システムは，ITER クラスの設計・製作がや高温の金属中を透過しやすい性格を持ち，外部への漏洩可能なレベルに達しており，統合システムとしての試験がを完全になくすことは難しい［２］．このため，漏洩 T の量

ITER での研究課題となる．各システムの概要は，すでにと化学形を正確に把握し，かつ確実に回収して充分濃度管報告されている文献に詳しいので，参照されたい［１］．

理することで，放射線安全対策を確保，つまり T を閉じ込

核融合炉で１００万kWの電気出力を得るためには，発熱量

めなければならない．

と電気のエネルギー変換効率を 1/3 と仮定すると，１日T を閉じ込めるためには，T を取り扱う機器，配管等

400 gのTの核融合反応による燃焼が必要である．プラズマ（１次閉じ込め系）を十分な構造強度や気密性をもって設容器における燃焼率（供給燃料のうちプラズマ装置内平均計し（物理的閉じ込め），万一の漏洩事象が発生した場合

滞留時間内に燃焼する燃料の割合）としてトカマク型核融にも十分な影響緩和ができるよう安全確保策を適切に講じ合炉で考えられている４％を使用すると，プラズマ容器へておくことが基本である．具体的には，建屋等を負圧維持は１日あたり 10 kg の T 供給流量が必要である．核融合炉

し，漏洩した T を除去する設備を備えること，つまり，２次閉じ込め系を構成することである．核融合研究に係る世界の主要 T 取り扱い施設［３‐５］は，基本的にこの考え方に
基 づ い て 安 全 が 確 保 さ れ て お り，ITER も 同 様 で あ る［６，７］．核融合炉の燃料循環系では，系に混入してくる軽水
素，水，有機物を除去する必要があるが，これらには，水素同位体である T を含む．よって，T 濃度を充分に管理した上で，これら不純物を排出する必要があり，機能的な T
閉じ込めを形成しなければならない．５．
１節において，これら，T 閉じ込め（物理的および機能的）に関する研究成果を記述する．
核融合炉が，ITER の先，原型炉と進んでいくためには，
T 増殖ブランケットシステム，発電システムでの T の取り扱いが，新たな課題としてさらに加わることになる．上記
システムでは大量の冷却水を持っており，そこに T の移行

図１

核融合炉におけるトリチウム（T）の流れ．

を許さないことが，核融合炉を成立させるためにきわめて

5. Tritium Systems of Fusion Reactor
YAMANISHI Toshihiko, HATANO Yuji, AKAMARU Satoshi, ASAKURA Yamato, ISOBE Kanetsugu, IWAI Yasunori, OKUNO Kenji,
ODA Takuji, OYA Yasuhisa, SUGIYAMA Takahiko, TANAKA Satoru, TORIKAI Yuji, NAKAMURA Hirofumi, HAYASHI Takumi and HARA Masanoricorresponding authors’ e-mail: yamanishi.toshihiko@jaea.go.jo, hatano@ctg.u-toyama.ac.jp

５０８!2012 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchProject Review

5. Tritium Systems of Fusion Reactor

T. Yamanishi et al.

重要である．つまり，冷却水系への T 透過漏洩制御の技術ての移行挙動から保守的に評価することが多く，移行後のがまさに必須となる．また，炉運転に伴い蓄積される T

化学種についても不明である．本研究では，T および重水汚染物の T 除染 技 術 開 発 も，T の 取 り 扱 い と い う意味を用いて，金属側から水側への移行および水側から金属側で，核融合炉の安全性における最も重要なキーワードの一への水素の移行を調べ金属界面での水素の挙動について研つとなる．これら T 透過漏洩制御，除染に関する研究成果

究した．

を５．
２節において記述する．

５．
１．
１．
１ 金属−重水界面を介した重水素の重水から金属への移行挙動５．
１ トリチウム閉じ込めに関わる高濃度トリチ
ウム水および有機物の化学的現象解明

形 成 反 応（Schikorr 反 応：3Fe（OH）2 → Fe3O4＋2H2O +核融合炉での T 閉じ込め技術を確立するためには，まずH2）により，水素が発生することが知られている．そこで，１次閉じ込め系である機器からの T 漏洩量とその化学形を知ることが要求される．これにより，建屋等の２次閉じ込

高 温 耐 圧 水 容 器 に 重 水（＞99.9%-D2O）を 入 れ，573 K（15 MPa）に保持し，容器内に設置した純鉄配管（!10 ×め系および T 除去系の設計が可能となり，核融合炉での T

t
９０L×１（mm））内に，上述の酸化反応で生成した重水素の閉じ込めが完成する．核融合炉の真空容器では，高濃度（D）が，金属界面を透過して移行してくる量を四重極質量T 水 お よ び 多 様 な 有 機 T が 生 成 す る．水 素 形（HT，分析計にて計測した．その結果，純鉄−水界面での D の生

DT，T2）の T の取り扱いという観点に限れば，これまでの成と，生成した D がガス側へと金属を透過移行する挙動を研究および取り扱い実績により，ITER クラスの T 取り扱確認できた．用いた実験装置の概要を図２に示す．この D

いが見通せるレベルに達した．T 水および有機 T に関しての移行に係る温度依存性を確認したところ，その活性化エは，バッチ的に T を除去・回収するシステムしか未だ開発

ネルギーは約 40 kJ/mol であり，D の純鉄中の溶解（27 kJ

されておらず，ITER 運転後期に必要となる連続回収シス/mol），拡散（4.5〜8.5 kJ/mol）に加え，界面での Schikorr

テム開発のための基礎研究に，今着手しなければならな反応による D 生成に係る温度依存性を複合したものであろ

い．高濃度の T 水中では，放射線による自己触媒反応等にうことが推定された．また，D のマスバランスから酸化膜

より，過酸化物等が生じ，容器材料の腐食，それによる T

生成量と大きな矛盾がないこと，発生 D の約 1/2 が透過しの浸透等が生じる．高濃度の T 水が引き起こす現象が，機ていることなども確認できた［８］．

金属界面が水の存在により酸化される場合，その酸化膜器の材料（物理的閉じ込め障壁）に与える影響を解明する

ステンレス鋼（SUS３０４）試料や，純ニッケル試料およことも重要な課題である．C０１班では，下記の課題に取りび，10 μm の金メッキを施した純鉄についても同様の重水組んできた．

実験を実施した．図３に典型的な重水素ガス透過速度の経

１）T 水および有機 T が物理的閉じ込め障壁に与える影響

時変化を示す．金メッキ試料以外は純鉄と同様な定常的なおよび障壁内での挙動の解明：T 水による金属腐食挙D 透過を観測でき，試験後の試料界面の観察から，金メッ

動への影響，高分子膜中の T 水の透過挙動，ステンレ

キ試料以外では，純鉄での T／D 実験と同様に表面酸化物の形成を確認した［９］．

ス酸化層における T の捕捉

５．
１．
１．
２ トリチウムガスの金属‐水界面を介した水側への

２）T 水および有機 T の機能的閉じ込めの研究：水処理を移行挙動行う化学交換塔の高性能化に向けた T 挙動の研究，電比較的水素移行挙動がよく理解されている純鉄配管や解セル高分子材の T 耐久性および T 酸化触媒の開発，セラミック電解セルによる超高濃度 T 水の処理t
7 μm の金メッキを施した純鉄配管（!10 ×７５L×1（mm））

これら機能的 T 閉じ込め系は，１次の T 閉じ込め系でありなどに高純度の T（7.4 GBq，＞90%-T）を封入し，配管のながら，２次の T 閉じ込め系と同様に環境とのインター

外側を，水で満たす，あるいは，水蒸気を含むアルゴン

フェイスを構成しており，核融合炉安全の鍵となる技術で（Ar）ガスでパージした．試料温度は 423 K（0.4 MPa）とある（図１参照）．
以下に，これら２つの課題に関する科研費特定領域における５年間の研究活動成果の概要を，それぞれの研究項目ごとに総括し，得られた成果と今後さらに必要な研究課題を報告する．
５．
１．
１ 金属−水界面における水素同位体移行挙動
金属−水界面での水素同位体移行挙動の理解は，核融合炉のブランケットや熱交換器等での冷却水への T 透過な
ど，核融合炉の T 閉じ込めに直結する観点から非常に重要である．金属内に原子状で溶解している水素は真空および不活性ガス中へは金属表面で再結合し水素分子となって放出移行することが知られているが，金属−水界面での水素同位体移行の系統的データはほとんどなかった．よって，

図２

T の水側への移行評価においては，気相への水素分子とし５０９

重水から金属への重水素透過実験装置．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012

し，配管から，水中および水蒸気含有パージガス中へ移行

は，界面に酸化物層が存在する場合，一時的に酸化物に補する T の速度および化学種を測定した．用いた実験装置の足されつつ水分子との同位体交換反応で水側に水分子とし概要を図４に示す．

て移行すること，酸化物層がない場合は再結合により水素

図５と図６に，それぞれ純鉄配管試料と純鉄に 7 μm のとして移行することが確認できた．
５．
１．
２ トリチウム水による金属腐食挙動

金メッキを施した配管試料を用いた場合の典型的な T の透過挙動の経時変化を示す．純鉄界面の場合，重水実験と同

T 水中では，T の放射化学反応によりラジカルが形成さ様，高温水中で酸化膜（Fe3O4：magnetite）が形成された．

れると共に，界面での水素および酸素と金属の相互作用に

この場合，移行後の水中に存在する T の化学形は主に水状より，界面環境が大きく変動しうる．実際に，高濃度の T（HTO＞99％）であり，金メッキを施して界面の酸素を減水中では pH が変化することが報告されており［１１］，金属

少させると水素分子状で移行する割合が顕著に増加した表面に形成され腐食を防ぐ不動態被膜の破壊，腐食酸化物（HT＝〜85％）．この結果から，移行後の化学形は金属界の生成等も生じることが予想される．そのため，物理的閉面の酸素の存在状態や存在量に大きく依存することが判明

じ込め障壁となっている金属構造材の腐食促進，局部腐食した．また，水側への移行は 1000 ppm 程度の水蒸気に置きの誘発など，T 水特有の現象を起こす可能性と，その多大換えても同等であり，液体の水の存在は T の移行に影響をな影響が考えられる．しかしながら，高濃度の T 水の取り与えないことも判明した［１０］．なお，この場合も金属配管扱いが困難であることから，本課題の重要性に関わらず，の内側（T ガス側）への水素の移行が検出されており，D

報告は数少ない［１２，１３］．水中における金属材料の腐食挙実験結果と矛盾しない．さらに，本実験条件範囲（数日程

動を調べる有効な手段の一つに電気化学的手法がある．本度の加熱透過実験期間）内では，ほぼ一定の T 透過速度が研究では，金属材料の腐食を測定する代表的電気化学手法

検出できており，軽水素による T の希釈や金属−水界面酸化膜の成長などの変化に依存していない．
これらのことから，金属−水界面では，水素同位体は，水側から金属側への移行と同時に，金属側から水側へも移行していることが明らかになった．前者は，上述のように，主として酸化物層形成により発生した水素が金属側に直接移行するものであり，同位体ごとに単独に（例えば T のみに注目して）取り扱ってよいことを確認した．一方，後者で図３

図５

酸化膜形成した純鉄配管界面からの T 移行挙動と化学形変化（1000 ppm 水蒸気含有 Ar ガスパージ中へ）．

図６

純鉄配管に7 μmの金メッキを施した界面からのT移行挙動と化学形変化（1000 ppm 水蒸気含有 Ar ガスパージ中へ）．

各種金属試料配管内部への D 透過速度の経時変化（試料は573 K，15 MPa の重水中に保持）．

図４

T の金属から水への透過実験装置．

５１０

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5. Tritium Systems of Fusion Reactor

T. Yamanishi et al.

であるアノード分極測定法と，ターフェル外挿法［１４］を用い形状が変化していることがわかる．T 濃度依存性を調べたて，不動態被膜形成過程と腐食速度への T の影響を調べた．

結果，T 水による自己不動態化阻害効果は比較的低濃度

実験は，JIS 規格「JIS G 0579：ステンレス鋼のアノード（2.2 kBq cm−3）から現れたのに対し，分極曲線の形状への分極曲線測定方法」［１４］に基づき，アノード分極測定およ影響は比較的高い領域の T 濃度（22 MBq cm−3 以上）のみ

びターフェル外挿測定を，溶存酸素濃度，pH，T 濃度をパで観測された．ターフェル測定により算出した腐食速度へ

ラメータとして行った．作用極には代表的なステンレス鋼の T の影響と比較した結果，1 N 硫酸水溶液中では，自己である SUS３０４鋼，対極に白金線，参照電極には，銀‐塩化

不動態化が阻害され，活性な状態に保持されることにより銀電極を用いた．

劇的に腐食速度が増加するとともに，不動態被膜自体をも侵すことにより，不動態被膜形成後であっても腐食が促進

T 水による腐食挙動への影響に関しては，１規定（1N）硫酸水溶液中において最も顕著に T 水の影響が現れた．図７

されることが明らかとなった［１５，１６］．

に T を入れなかった場合，図８に T 濃度が 0.23 GBq cm−3以上の結果より，高濃度 T 水の流れる配管，特に屈曲部の場合のアノード分極曲線の溶存酸素濃度依存性を示す．

や内面が平滑でない部分（溶接部等）等，不動態被膜が物

各測定とも，表面の不動態被膜を除去した活性な状態にし理的に剥がれる可能性のある部分の腐食が大きく促進された後，３０分間保持した条件下から行っている．溶存酸素濃る可能性がある他，溶存酸素濃度次第では全体的に腐食が度の増加に伴い，低電位側のピークが消滅すると共に，曲促進されることが予期できる．そのため，通常の水とは腐線の開始が高電位側にシフトする現象が認められる．これ

食挙動が異なることを念頭に設計を進める必要があるととは，水中の溶存酸素により，金属表面に酸化被膜（不導態もに，このような影響に対し，適切な措置を施せるよう，被膜）が形成されていることを示している．両図を比較す

不動態被膜への影響のメカニズムを明らかにする必要があ

ると，T 水中では，不動態被膜形成に必要な溶存酸素濃度

る．

が増加していることがわかる．つまり，T 水による自己不５．
１．
３ 高分子膜中のトリチウム水の透過挙動

動態化の阻害作用が存在することが明らかとなった．加え

核融合炉では，グローブボックスのグローブ，ガスケッて，自己不動態化が生じない条件下において，分極曲線のト，絶縁材，放射性廃棄物の梱包シート等，高分子材料の使用が欠かせない．高分子材料が水を吸収，透過させることは周知の事実であるため，使用される高分子材中の T
水の透過挙動をあらかじめ評価し，T 水の透過および溶解を軽減する方策を立てることが，T 汚染物の低減，除染方法の検討を行う上で必要不可欠である．しかしながら，T
水の高分子材料中の透過速度データ等は，測定の難しさか
ら未だきわめて限られており［１７］，本計画研究班において，代表的な高分子材料について実際に T 水を用いて水の透過率と溶解度を測定した．
選んだ高分子材料はポリプロピレン，ポリイミド，セル
ロースである．ポリプロピレンは炭素と水素のみから構成される疎水性の高分子材であり，吸湿性が少なく，軽量かつ強靱という特徴を持ち，核融合炉でも，汚染材の一時梱

図７

Cold条件下におけるアノード分極曲線の溶存酸素濃度依存性．A1，A2，A3，A4: <0.1×10−5 (O-free), 4.3×10−3, 0.43，
8.6 wt. ppm..

包等への利用が考えられる．ポリイミドは，化学構造中にエステル基，カルボニル基，アミド基を含み，高い耐熱性・機械的強度を持ち，電気絶縁材としての利用が考えられる．セルロースは，繊維として広く利用されており，多くの水酸基をもつ親水性高分子材であることに特徴を持つ．
高分子材中の水の透過は，一次元の拡散に従うと仮定すれば，("##"%$!"!#&"$
!)
!
$

（１）

で表される
［１７，
１８］．ここで，# は拡散係数，"%$，"!#&"
はそれぞれ上流側，下流側の膜表面の水分濃度，!は膜の表面積，$は膜の厚さ，)は経過時間である．水蒸気の膜に対する溶解度を&とし，上流側の水蒸気圧力（'%$）は一定，下流側の水蒸気圧力は無視できるとすると，（１）式は，
図８0.23 GBq cm−3 の T 濃度の条件下におけるアノード分極曲線の溶存酸素濃度依存性．E1，E2，E3，E4: <0.1×10−5（O-free），4.3×10−3，0.43, 8.6 wt. ppm..

("#&#
'%$$
!)
!
$"%#
'%$$
!)
!
$

（２）

となる．拡散係数 #と溶解度 &の積は，透過率 %と定義さ
５１１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012

減少した．Okamoto らのポリイミドの測定値［２１］は軽水にれる．
式（２）の条件を満たす実験装置（ガスを流通式とし，内よるものであり，３倍ほど大きい．Iwai らのもの
［２２］は T

面を金メッキしたステンレス製の測定容器，透過した T

水によるものであり，きわめてよい一致を示した．報告値

水を捕集する水バブラーを備える）を製作した．試料高分が少ないため，比較は慎重に行う必要がある．溶解エンタ

子材は測定容器にバイトン製の O‐リングにより固定し，

ル ピ ー は セ ル ロ ー ス で−36 kJmol−1，ポリイミドで−34の T 水の入ったプラス

kJmol−1，ポリプロピレンで−30 kJmol−1 である．拡散係数

チック容器をおき，下流側は露点 223 K 以下の乾燥空気をは !!"!
#であるから，実験で得られた透過率と溶解度をキャリーガスとして供給した．膜を透過した T 水はキャ用いて， 拡散の活性化エネルギーを評価すると，セルロース

リーガスによって運ばれ水バブラーで捕集される．バブで 41 kJmol−1，ポリイミドで 29 kJmol−1，ポリプロピレン

ラー中の T 濃度変化を測定して，膜を透過した T 水の量をで 40 kJmol−1 となった．

測定容器上流側には，4.1 MBqcm−3評価した．一方，溶解度は，試料高分子材を T 水蒸気に暴以上の結果から，T 水の透過および溶解を軽減する方策

露して測定した．具体的には試料高分子材を一定温度で２として以下を得た．高分子膜中の水の透過率の活性化エネ

週間以上保持し，続いて，液体シンチレーターに１日浸漬

ルギーは測定したいずれの高分子材についても比較的小さし測定した．シンチレーターと試料との同位体効果は無視

いが，環境中の水蒸気圧が大きく影響しており，使用環境できる．

の水蒸気の分圧を低く維持することが重要となる．高分子

バブラー中の T 濃度は，時間とともに直線的に増加し材への水の溶解度は温度が高くなるに従い小さくなることた．図９に，T 水の透過率の温度依存性を示す．水蒸気圧から，T 水の吸収により汚染された高分子材の処理には加力，膜厚，表面積および使用した T 水の水に対する分子比

熱処理が有効である．セルロースを除くポリプロピレン，−8

6.87×１０ で規格化している．既存の軽水の透過率の値をポリイミドでは水蒸気の透過挙動に同位体効果は顕著に現比較のため示した［１９‐２１］．セルロースの透過率は，ポリれず，軽水により得られた透過率および溶解度の報告値をプロピレンに比べ約１００倍大きく，ポリイミドは１０倍程度使用できる．

であった．また，ポリイミドでは温度の上昇とともに透過

５．
１．
４ ステンレス酸化層におけるトリチウム捕捉率が減少し，セルロース，ポリプロピレンでは透過率は温核融合炉の構造材であるステンレス（SS３１６）は，表面に度が高くなるに従い大きくなった．得られた活性化エネル

緻密な酸化膜を形成し，この酸化膜が水素同位体の拡散障

ギ ー は セ ル ロ ー ス で 10 kJmol−1，ポ リ イ ミ ド で−5.0

壁となる．一方，酸素は水素との親和性が高いため，この−1−1であり，いずれも酸化膜は水素同位体の捕捉サイトとしても機能し，ステン

透過率に対して顕著な温度依存性を示さなかった．軽水のkJmol ，ポリプロピレンで 5.4 kJmol

レス表面における T 滞留要因ともなる．ステンレスの表面

透過率の文献値との比較［１９‐２１］では，ポリプロピレン，ポ

酸化膜の化学状態は試料温度により変化するため，ステン

リイミドでは，T 水での値と一致し，明瞭な同位体効果はレスの使用温度により T の滞留挙動が異なることが予測さ見られない．セルロースでは，T 水による測定値は，軽水れる．T の管理および制御は，炉内安全性の観点から重要での報告値の１０分の１程度であった．セルロース中の水分であり，ステンレス酸化膜における水素同位体捕捉挙動の子の透過に同位体効果があることが示唆される．

解明を目的とし，ステンレス酸化膜中からの D 脱離挙動を

図１０に，T 水の溶解度の温度依存性を示す．溶解度は水

昇温脱離（TDS）法にて，表面酸化膜の化学状態を X 線光蒸気圧力，膜重量および T の 分 子 比 を 用 い て 規 格化し電子分光（XPS）法にて測定した．また，ステンレスからのた．セルロースが最も溶解度が大きく，ポリイミド，ポリD 放出メカニズムの解明のため，昇温速度を変化させてプロピレンの順となり，いずれも温度が上昇するにつれて

TDS 測定を行い D 脱離の活性化エネルギーを算出して律

図９

図１０ T 水蒸気の溶解度の温度依存性．

T 水蒸気の透過率の温度依存性．

５１２

Project Review

5. Tritium Systems of Fusion Reactor

T. Yamanishi et al.

速過程段階を明らかにした．本研究は，ステンレス酸化膜における T の補足・脱離メカニズム解明を最終目的とするものである．しかしながら，１）D を用いれば広範囲の実験条件で測定でき，補足・脱離メカニズム解明に重要なデータを取得できること，２）D と T で，脱離速度等のデータそのものには同位体効果が生じることが予想されるが，補足・脱離メカニズムについては，D と T で異なることは想定されない．よって，D での実験を行った．
試 料（ニ ラ コ 株 式 会 社 製 オ ー ス テ ナ イ ト 系 SS316：
10 mm×10 mm×1 mmt）上に酸化膜を形成させるために，
1173 K で１０分間真空加熱して表面の不純物等を除去した
後に，圧力 0.2 MPa，酸素分圧 1000 ppm，温度 673 K にて

図１
１ 酸化物の分解挙動と昇温速度30 K min−1 における D2 およびD2O TDS スペクトルの比較．

１時間の酸素ばく露を行い，酸化膜を形成した．その後，
重水素ばく露を圧力 0.2 MPa，温度 573 K にて１時間行っ
た．ばく露前後に XPS 測定を行うことで，ステンレス表面

FexOy の分解温度領域が一致することがわかった．一方で，酸化膜の化学状態変化を観察した．また，D ばく露試料にピーク２の放出に関しては酸化膜の分解と相関性はみられ対して，100 K 毎１
０分間の加熱アニーリングと XPS 測定をず，また CraOb の分解温度領域は D2 および D2O の放出温繰り返し行うことにより，各温度による表面酸化膜の化学度領域よりも高温であった．このことから Cr 酸化物は D

状態変化を測定した．また同じ試料に対して，TDS 測定

捕捉にはほとんど寄与しない［２２］と思われ，バルクに滞留を，昇温速度を3−40 K min−1 と変化させて行った．放出さした D の脱離ピークであると考えられる．
昇温速度依存性実験で得られた各 TDS スペクトルに対れた D の化学種は高分解能の四重極型質量分析器（QMS）

し，以下の式を用いて測定した．
XPS の結果より，D ばく露前のステンレス鋼表面元素組

#
#!
"
#!
"
#! !"""
"! %
$
"$ #$
"%&#

成比 は 酸 素５７％，鉄３６％，ク ロ ム７％で あ っ た．710 eV付近に鉄酸化物のピーク（Fe-2p），577 eV 付近にクロム酸（３）化物のピーク（Cr‐２p）が観測された．よって，673 K の酸

を用い，"
#!
$!$vs 1/T のプロットをとることで，活性化##

素ばく露により試料表面には鉄酸化物およびクロム酸化物

エネルギーの算出を行った．ここで，#は昇温速度，"%が形成していると考えられる．530.2 eV 付近のピークは金は活性化エネルギー，!は頻度因子，#は気体定数，&#"$

属酸化物（FexOy or CraOb）の複合ピーク（O‐１s）であるとはモデル関数を指している．図１３にピーク１の結果を示考えられる［２３，２４］．D ばく露前後での比較より，酸化物のす．活性化エネルギーは 0.67±0.08 eV であり，酸化膜を有ピークの半値幅が増加することが示され，D ばく露によっするステンレス中の D 拡散の活性化エネルギーと一致して水酸基が形成することで酸化物のピークがシフトしたと［２５，２６］，拡散律速での放出と考えられる．ピーク２の活性考えられる．また，100 K 毎１０分間の加熱アニーリングと化エネルギーは 1.4±0.1 eV であり，表面における再結合律

XPS 測定を繰り返したところ，温度による鉄酸化物および速と想定できる．ピーク２の D 脱離は，鉄酸化物がほぼ分

クロム酸化物の変化を認めることができた．図１１に 673 K

解した後の脱離仮定であることから，バルク領域に滞留しにて酸化膜を形成した試料の各加熱温度における（a）Fe‐２

た D の脱離である．このピーク２としての D の放出温度領p（b）Cr‐２p TDS スペクトルを示す．加熱アニーリングに
よって鉄酸化物は 500−700 K の温度領域で減少する傾向が見られるが，クロム酸化物は 500−900 K で組成比が増加した後に 900−1100 K では減少した．特にクロム酸化物に関しては，加熱により一度表面に偏析した後に分解することが考えられる．
TDS 測定の結果から，ステンレス中に滞留した D は，主に D2 および D2O として放出され，その放出温度領域は５００−900 K であることが判明した．D2 と D2O の放出量比は約
１００：１で，Dの大半がD2 の化学形で放出されている．図１２に酸化物の分解挙動と昇温速度 30 K min−1 における D2
お よ び D2O TDS ス ペ ク ト ル の 比 較 を 示 す．昇 温 速 度
30 K min−1 での TDS スペクトルは，ピーク１（580 K）とピーク２（720 K）に分離することができる．D 放出挙動と加熱アニーリングによる酸化膜の化学状態変化を比較して

図１
２ 各昇温速度における D2 TDS スペクトル．

みると，ピーク１としてのD2 およびD2Oの放出温度領域と５１３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012

域においては，Cr 酸化物の表面偏析が起きていることも考

交換を効率化する充填物を，交互に積み上げたものであっえられる．つまり，ピーク２としての脱離には試料表面のた．CECE では，水素―水蒸気，水蒸気―液の交換が進む

CraOb が関係していることが考えられ，試料表面におけることで，塔底に T が濃縮され，塔頂の T 濃度が低減される

D の再結合過程が律速段階となっていると示唆される．

ことになる．触媒と充填物を交互に積み上げるのではな

以上を纏めると，ステンレス表面に形成した酸化膜は主く，均一混合充填方式を採用できれば，塔高さを小さく合に酸素，鉄，クロムから構成され，酸化膜中に形成した鉄理化することができる．本研究では，触媒の充填割合が，酸化物は５００−700 K で分解し，表面クロム酸化物は５００−同位体分離性能に及ぼす影響を，重水素を用いた実験によ

900 K で一度表面に偏析した後に９００−1100 K にて分解すり評価した．実験装置の概要を図１４に示す．塔は，内径る．放出化学形は D2 および D2O である．D 脱離はピーク１

2.5 cm，有効充填長 60 cm である．触媒として，白金 Kogel（580 K）とピーク２（720 K）があり，ピーク１は酸化膜に触媒と，充填物として Dixon gauze ring を用いた［２７］．全FeO-D として捕捉された D の放出であり（活性化エネル

充填体積に占める触媒の体積を触媒充填割合と定義してお

ギー：0.67±0.08 eV），ピーク２は，バルクからの放出とり，充填状況を図１５に示す．水素ガスと水の流量比および想定される（活性化エネルギー：1.4±0.1 eV）．ピーク１

触媒充填割合を変えて実験を行ったところ，いずれの流量は，拡散律速であり，ピーク２は，表面における再結合律

比の条件においても触媒充填割合が 30％ の場合に分離性

速と想定される．これら結論は D 実験により得られたもの

能が最大となり，触媒充填割合に最適値が存在することがであるが，律速過程，放出メカニズムについては，同じ水判明した．また，水蒸留塔の分離性能解析のために独自に素同位体である T の場合にも，そのまま適用可能と想定で開発した「通り抜け段モデル」を水−水素化学交換反応塔

きる．活性化エネルギーの値そのものについては，金属中に適用できるよう拡張し，分離性能評価手法を開発した．

での D および T の活性化エネルギーの比較から類推は可能

上述の軽水素−重水素系の水素同位体分離性能を，本モデであるが，酸化膜との親和性に対する同位体効果等不明なルにより計算した結果を実測値と合わせて図１６に示してお点もあり，T を実際に用いたデータ取得が望まれる．

り，計算値が測定データとよく一致することが実証された

５．
１．
５ 水処理システムの高性能化に関する研究［２８］．同位体組成が反応塔内の気液の流れや気液の接触効

５．
１．
５．
１ 水処理を行う化学交換塔の高性能化に向けた基率に及ぼす影響は無視できるので，この D を用いた実験に

礎データ取得より得た結果は，T を用いる場合にも適用できる．

核融合炉から排出される T 含有排水からの T 除去・回収

通り抜け段モデルの入力として必要となる通り抜け係数

は，T の機能的閉じ込めを最終的に担保する重要な役割をのうち，触媒反応の効率を表す通り抜け係数の評価を目的持つ．この水処理システムに用いられる同位体分離技術のとして，約 4000 Bq/cm3 の T 水を用いて Kogel 触媒の反応

最も有望な方法として，水−水素化学交換法と電気分解法

効率を測定した．測定結果を図１７に示す．この反応効率と，を組み合わせた CECE（Combined Electrolysis and Chemical Exchange）がある．CECE 法は，「ふげん」の重水精製装置として１５年以上もの実績を有し，ITER の水処理シス
テムにも採用された．しかしながら，ITER 以後，実証炉，実用炉と開発が進むにつれ，T 含有排水の量は桁違いに大きくなるため，現行の技術では対応できなくなる．特に，電解槽の処理流量を大きくできないことが問題となる．本
研究では，化学交換塔を高性能化して小型化するとともに，電解槽の負担を軽減する方法を考案することで，水処理システムの実用化に資することを目的とした．
「ふげん」の重水精製装置に用いられた CECE は，水素―水蒸気の化学交換反応を起こす触媒と，水蒸気―水の気液

図１
３ Peak 1 に対するアレニウスプロット．

図１
４ CECE 実験装置．

５１４

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5. Tritium Systems of Fusion Reactor

T. Yamanishi et al.

充填層単位体積あたりの触媒表面積"$［cm2/cm3］と平均滞5 NL/min の場合に，分離係数として１９２００を得た．また

留時間 %![s]の積との関係を理論的に次式のように導出し，「通り抜け段モデル」による分離係数の予測値ともよい一

測定結果にこれをあてはめることにより，総括物質移動係致を示した［２９］．

数#［cm/s］の値として 12.8 cm/s を得た［２９］．

５．
１．
５．
３ トリチウム水処理システムの基礎設計検討$%"#!! "!#!"ITER では，カナダ重水炉の管理実績値より，冷却水中（４）

T 濃度を 370 GBq/kg としている．また，冷却水中への T

これにより，任意の層高の触媒層や均一混合充填層におけ透過量は実証炉規模で 130 g/day と予想されていること，る触媒反応の効率を推算できるようになった．

透過防止策により透過量が 1/100 に低減できる見通しがあ

５．
１．
５．
２ トリチウム水を用いた CECE の分離実証試験

ることから，設計する水処理システムの処理流量を 60 kg/h

内径 2.5 cm，有効充填長 60 cm または 100 cm の塔を用と設定した．CECE 塔に，低温低圧および高温高圧の化学

い，T 水の分離実証試験を行った．触媒および充填物は先交換塔を組み合わせた前処理システムを考案し，これらのの実験と同様であり，触媒の充填割合は 30％ とした．電解化学交換塔には，本研究で開発した「均一混合充填方式」

による水素発生量は 5，6，8 NL/min とした．水素ガス，水を採用する．概要を図１９に，計算結果を表１に示す．低温

蒸気，液体水のモル流量比は 1.0：0.44：1.4 であり，T 水の低圧塔は 20℃，0.1 気圧，高温高圧塔は 140℃，１０気圧とい

濃度は最大で 0.21 MBq/cc であった．有効充填長 100 cm

う比較的穏やかな条件において，必要な塔高はそれぞれの化学交換塔の全分離係数の実測値と通り抜け段モデルに

6 m，塔内径は 2 m および 30 cm と見積もられ，前処理装置

よ る 予 測 値 を 合 わ せ て 図１８に 示 す．水 素 ガ ス 流 量 がにより CECE 塔での処理流量を 1/13 にできることを示した．CECE 塔は，塔高 10 m，塔内径 10 cm，電解処理量 9m3/h である．
５．
１．
５．
４ 気相吸着法による大流量水処理システムの開発に向けた研究核融合原型炉を見通した場合，CECE の前段に，大流量処理が可能な水処理システムが必要なことは，先に記述したとおりである．この目的に合う有望な方法の一つとして
気相吸着法に着目し，研究開発を進めた．水分吸着塔に Tを含む水蒸気を通し，水蒸気中の T が優先して吸着することを利用して，吸着剤に T を濃縮するものである．従来の

図１５ 充填物と充填状況．
図１
７ Kogel 触媒充填層の総括物質移動係数．

図１
６ 塔全分離係数に触媒充填割合が与える影響．

図１
８ H-T 系の全分離係数．

５１５Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012

吸着剤では，水蒸気の脱離が簡単ではないため，実用化にるシリカ／アルミナ比の影響を図２０に示す．シリカ／アルは向かないとされていたが，ゼオライト系吸着剤のシリカ

ミナ比 10.0 のゼオライトは室温近傍温度においてシリカ／／アルミナ比（SiO2/Al2O3）を制御することで，Tの濃縮能

アルミナ比 2.0 のゼオライトと比して水蒸気脱離性能もき力と水蒸気脱離の簡便化が両立する吸着剤の開発に見通し

わめて高いことがわかる［３１］．吸着剤開発に見通しを得たがついた［３０］．T の濃縮能力では一般的に吸着剤として市ことから，現在は小型システムを製作し，システム検討を販されているシリカ／アルミナ比 2.0 のフォジャサイト型

行う段階にまで進捗している．

ゼオライトの静的・動的分離係数はそれぞれ 1.22，1.07 で

５．
１．
６ 電解セル高分子材のトリチウム耐久性およびトリチウム酸化触媒の開発あったのに対して，開発したシリカ／アルミナ比 10.0 の

５．
１．
６．
１ 電解セル高分子材のトリチウム耐久性

フォジャサイト型ゼオライトの静的・動的分離係数はそれぞれ 1.25，1.35 と評価さ れ た［３１］．シ リ カ／ア ル ミナ比CECE に適用される固体高分子電解セル［３２］が，より高10.0 のゼオライトでは吸脱着速度の同位体差が大きく寄与

濃度の T 水に耐久性を持てば，より高濃度への濃縮を可能し，大きな動的分離係数が得られた．また水分脱離におけとし，水素同位体分離システムに送られる水素ガスの量が低減でき，コスト低減に繋がる合理化が期待できる．固体
高分子電解セルでは，電解質膜（デュポン社製ナフィオン），O リングゴム，電気絶縁シートに高分子材が用いられている［３３］．最も重要な電解機能を司るナフィオン電解質膜に着目した場合，電解質膜のナフィオン膜は典型的な放射線分解型高分子に分類されるポリテトラフルオロエチ
レン（PTFE）を主鎖骨格に持ち，側鎖の末端にイオン伝導性を司るスルホン基を有する．ITER の設計条件である
9.25×１０１２ Bq/kg の T 水を２年間連続して電気分解した場
合，ナフィオン電解質膜の吸収線量は 530 kGy に達するため，数百〜数千 kGy の線量レベルでのナフィオン電解質膜の機械的強度，イオン交換能等の放射線耐性の検証を進めた．
図２１にナフィオン電解質膜の引っ張り強度の，電子線・!線照射による変化を示す．ナフィオン電解質膜の骨格と

図１
９ 二重温度二重圧力化学交換塔と CECE 塔からなる水処理シ
ステム．
表１

圧力［kPa］
温度［℃］
ユニット数
塔高［m］
塔内径［m］
電解処理量［mol/h］

同じ構造を持つ PTFE は放射線に対する耐久性が低く，数百 kGy の線量で完全に劣化してしまう．一方ナフィオン電

水処理システムの設計例．

解質膜は，空気雰囲気下での照射では速やかに劣化するが，実際の使用条件の水浸漬下では劣化は緩やかとなり，

塔（１）
10.13
20
30
6
2.07

塔（２）
塔（３）
1013
101.3
140
70
30
50
6
10
0.27
0.1
３
９
２
（7.1 kg/h，8.8 m３STP/h）

1600 kGy 超の線量に対しても実用上の耐久性がある．また，ナフィオン電解質膜の 1.38×1012 Bq/kg の高濃度 T
水浸漬による劣化結果は電子線・ガンマ線照射による劣化評価結果と線量基準で同一となった．T による放射線劣化
は電子線・ガンマ線照射と異なる特異性はないと結論できる．高濃度 T 浸漬試料は空気にさらすと特有の黄化現象を示し，機械強度が低下するが，酸浸漬により本来の膜性能

図２
０ 水分脱離におけるシリカ／アルミナ比およびパージガス流量の影響．

５１６

Project Review

5. Tritium Systems of Fusion Reactorに復帰することも認められた．放射線による劣化反応は主次元架橋する基礎技術を開発した［３７］．

に酸素の存在下で促進され，浸漬状態では限られた溶存酸

５．
１．
６．
２ トリチウム酸化触媒の開発

T. Yamanishi et al.

素のために劣化反応は抑制される．またフェントン反応試

T の除去には，触媒酸化−水分吸着塔方式と呼ばれる貴験から，放射線と水との作用により生成するのと同じ活性金属触媒により T を酸化した後に T 水蒸気を乾燥塔（合成中間体（ヒドロキシルラジカル，ヒドロペルオキシラジカ

ゼオライト）に吸着させて除去する方法が世界の T 施設にル等）の寄与が，室温では低いことを実証し，放射線によて広く採用されてきた［３８］．貴金属触媒（Pt/Rh 等）は，る高分子構造の直接破壊が劣化の主因であることを示しメタンなどの T 化炭化水素の除去までを必要とする場合はた．ナフィオン電解質膜のスルホン基量の指標であるイオ

500℃ で，水素の酸化のみでよい場合は 200℃ で運転されン交換能の放射線劣化は，機械的強度の劣化よりも遅れ，る．乾燥塔内に捕集した T 水は，高温再生時に廃液として1600 kGy の照射線量でも，イオン交換能の２割程度の低下

回収され，水処理系で処理されることとなる．施設内に漏であった［３４］．さらに放射線劣化を促進させる要因とし洩した水素形 T を水形に酸化する貴金属触媒では，火災て，電解槽に供給する T 水中の金属イオンの影響を明らか（高湿度）や電源喪失（室温）の異常事象発生時にも性能をとした．電解溶液中にある程度の金属イオンが存在する場

発揮することが求められる．よって，高湿度雰囲気下の室合，膜強度が 1/2 以下となるデータも得られており［３５］，温という条件においても，T の酸化性能を持つ触媒の開発

水質管理の重要性を示している．

を行った．高湿度室温下では，触媒表面に水の膜が生成す

O リング用バイトンゴムでは，放射線照射により，分子ることで，酸化性能が失われる．そこで，触媒表面での水内に水素が多い場合は架橋傾向を，フッ素が多い場合は分の膜の生成を防ぐために，疎水化処理を施した新型触媒

解傾向を示した．よって，水素／フッ素比を最適化させた

H1P を開発した．その結果，従来の白金アルミナ触媒と比バイトンゴムにより，放射線照射による強度の劣化はほと

較して，室温にて顕著に高い T 酸化性能を有し，高水蒸気んど認められず，分解・架橋を抑制した有力な候補材とな濃度環境下でも T を酸化できることを実証した［３９］．まることを示した［３６］．電気絶縁シートについては，高い耐た図２２に示すように，T 酸化触媒の一般的使用温度である

放射線を示すポリイミドを用いることで対処できる［３６］．

150〜200℃（1000 /T で 2.1〜2.4）では T 酸化の総括反応速

この成果を受けて，より耐放射線性のあるイオン電解質膜

度定数は水素（T）の濃度に依存しないのに対して，室温域の実現をめざした研究開発を進めた．その結果，電解質膜（1000 /T で 3.4）では，反応の律速段階が変化し，T 酸化ののスルホン基を特定の金属イオンで置換することで，電解総括反応速度定数が水素（T）の濃度に強く依存すること

質膜の熱安定性が大幅に向上することを発見し，高温状態が認められた［３９］．また火災を模擬した有機物燃焼時の性における放射線照射を可能としたことで電解質膜骨格を三能評価では，エチレン，メタン，プロピレンといった主要発生ガスによる被毒は認められず，有機物燃焼による大量の水蒸気が反応器に導入されることにより，一時的な T
酸化性能低下が生じるのみで，その性能は速やかに回復することを実証した［４０］．
T 閉じ込めにおいて，水素状 T だけではなく，環境へのT 化炭化水素の放出を抑制するための技術開発も安全上極めて重要な課題である．T 化炭化水素の分解除去に高い活性を有する Pd/ZrO2 触媒を開発し，実際に T 化メタンを使用した酸化反応試験により，総括反応速度係数の測定と反応速度に影響を与える因子の特定を行なった［４１］．Pd/
ZrO2 触媒による T 化メタンの酸化では初期は顕著に高い反応性を示すが，繰り返して触媒を使用し続けるとその反応性は徐々に低減し，やがて一定の反応性に落ち着く．この反応性の緩やかな低減は触媒表面への水分吸着の影響であることが示唆された．図２３に示すとおり総括反応速度係数は 0.004〜100 ppm の範囲でメタン濃度には依存ぜず，温度依存性を示した．また Pd/ZrO2 触媒では，総括反応速度
係数が反応ガス中の水蒸気濃度に依存する傾向はみられな
かった．
５．
１．
７ セラミック電解セルによる超高濃度トリチウム水処理
炉心で発生する T 水は，発生量自体は少ないものの，高濃度である．T インベントリーをできるだけ小さくする観点から，気体状態，すなわち水蒸気で処理ができ，高い T

図２
１ ナフィオン電解質膜の引っ張り強度に対する放射線照射お
よび T 水浸漬の影響．

除去係数を持ち，材料に放射線劣化がなく，かつ高い気密
５１７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012

が容易であるセリア混合電極の最適化を行った．一般に混合電極の場合，添加物が３割を超えると電極の構造，密着性などの電極の特性が大きく変化することが知られている
ため，セリア添加濃度の上限を３０％とし，２０％，１０％の三種類の電極を作製し，水分解特性を評価した．図２
５に，各
電極の８
００℃における水分解特性を示す．試験時の水分濃度は約 1.5％ である．特にセリア添加濃度が３０％の電極では，従来電極より一桁高い電流密度を得られることが判明した．このように原理実証に成功したため，今後は，実用化に向け，繰り返し使用した場合の長期信頼性，電極の大型化をめざした研究開発の進展が望まれる．

５．
２ ト リ チ ウ ム の 透 過 漏 洩 制 御・低 減 化 と 汚
染・除染
核融合炉システムからの T の漏洩は，作業者の安全およ
図２
２ 疎水性触媒による H の酸化に関する総括反応速度（水素濃度の影響）．

び核融合炉の社会的受容性に直結するきわめて重要な問題である．T の漏洩経路としては，（１）運転時における高温
配管材料中の透過，（２）システム開放時や炉外取り出し時性を確保できるという複数の要件を同時に満たす必要があにおける材料からの放出・移行，などが考えられる．これり，ITER においても，開発途上段階にあるのが現状であらの漏洩プロセスはいずれも材料の表面状態やバルク中のる．本計画研究班では，唯一の適用可能な方法として，酸拡散挙動に敏感に依存する現象であり，これまでも軽水素

素イオン導電性セラミックスであるイットリア安定化ジル
コニア（YSZ）を用いた気相電気化学法の研究開発を進めた．T 水蒸気をパージガスとともに YSZ の配置された電解反応器へ送り（６００〜８００℃），水蒸気の電気分解で発生した酸素は YSZ で抽出され，水素は，透過膜等にて抽出するものである．セラミックスと金属で構成され耐放射線性に優れる，気密性にも実績がある一方［４２‐４４］，セラミック
ス固体電解質における水の分解効率は，５．
１．
６に記した水処理用高分子固体電解質などに比べ２桁も低く，分解反応の効率化が大きな課題であり，本研究ではそれを最大の課題とした．
気相電気化学反応は，イオン導電体である固体電解質（YSZ）と電子伝導体である電極材および気相との三相界面で生じる．電子伝導と酸素イオン伝導を併せ持つ電極材を使用した場合，電極材自体がイオン導電性を持つため，電極材表面でも三相界面が成立し，きわめて効果的である

図２
３ Pd/ZrO2 触媒による T 化メタンの酸化に関する総括反応速度係数（メタン濃度の影響）．

［４５，
４６］．この条件を満たす材料として，セリウム酸化物（セリア）があり，このセリアを利用した電極を作製し，水分解効率を測定した．図２４に，従来の電極材料：白金（Pt）と YSZ の混合物（Pt-YSZ），YSZ 表面にセリアをコーティ
ングし，その上に従来の Pt-YSZ 電極材を塗布した電極（セリア二重電極），Pt-YSZ にセリアを１０％混合させた電極（セリア混合電極），の水蒸気分解効率を示す．1.5 V，水分
濃 度 1000 ppm に お い て，Pt-YSZ 電 極 の 電 流 密 度 は14 mA・cm−2，セリア混合電極は約３倍の電流密度に達し，セリア二重電極では約４倍に達した．微細構造を観察した結果，セリアを使用した電極は，3〜4 μm の微粒子が繋がった構造であり，Pt-YSZ 電極は，3〜4 μm の微粒子が固まってより大きな粒子が粗く繋がった構造であることが判明し，その影響であることが明らかとなった．

図２
４ YSZ による水蒸気分解の電流密度変化（印加電圧 1.5 V，温度 800℃）に与える電極の影響．

セリアの利用の有効性が証明されたことで，次に，製作
５１８

Project Review

5. Tritium Systems of Fusion Reactor

T. Yamanishi et al.

（H）や D を用いた研究がなされてきた．しかし，内部被曝

その後の T 放出挙動を室温〜573 K において大気中，真空リスクに大きな影響を与える T の放出化学形（主には HT

中，不活性ガス気流中等の広範な雰囲気下で調べたとこと HTO だが，後者の方がはるかに人体中に残留しやすい）ろ，大部分の T が HTO の状態で放出されることがわかっを支配する因子や，より積極的に T 漏洩を抑制する技術にた［４７］．また，その放出速度はバルク中の拡散過程により関する知見は不十分であった．また，核融合炉特有の照射支配されていた．加えて，表面には T が高濃度に集積して環境が材料中の T 挙動に及ぼす影響はほとんど理解されていた．本特定領域研究の後半の研究では，より広範な温度いなかった．

範囲で D2 ガスを用いて透過実験を行った．D2 ガスを用い

そこで C０２班では，核融合炉システムから作業環境およ

たのは，ガス駆動透過実験は長時間を要し測定が数日間にび一般環境への T 漏洩を制御するための学術的基盤を構築及ぶ場合もあり，管理区域内での実施が容易でないためでし，ITER および原型炉における作業者の内部被曝の抑制

ある．透過が材料中の拡散過程によって律速されている場

および原型炉建設に対する社会的受容性の確保に資するこ

合には，透過速度は溶解度と拡散係数の積であらわされとを目的として研究を進めた．まず，T システムの主要構る．T 透過が問題となる高温においては，溶解度および拡

成材料である鉄鋼材料に注目し，高濃度 DT ガスにばく露散係数の同位体効果は質量数の平方根程度であり［４８］，Dした試料中の T 分布をイメージングプレート法（IP）等でを用いても T の挙動をおおむね予測できる．実際に，高純調べると共に，T や D の放出速度を放出化学形ごとに測定

度 T を用いた透過実験により，金属中の T の透過挙動は軽した．並行して X 線光電 子 分 光 法（XPS），赤 外 分光法

水素，重水素と比較して若干の同位体効果を有するもの（FT-IR）等による表面分析を実施し，化学的表面状態や吸の，大きく異なることはないことが確認されている［４９］．

着種を調べた．これらの結果より，T 放出速度および化学

上述のステンレス鋼表面への T 濃縮に酸化膜が重要な役割

形を支配する因子を考察した．また，より積極的に透過漏を果たしていると考えられたため，その影響を明確にする

洩を低減するため，鉄鋼材料表面に複雑形状への施工が可ため，あらかじめ 0.2 MPa，673 K にて 1000 ppm 酸素に能な湿式法で透過抑制被膜を形成する技術の開発研究を推５０時間ばく露した．XPS にて酸化膜を分析したところ，そ進した．加えて，最も高濃度の T 汚染が予測されるプラズの厚みは６０〜70 nm であった．酸化膜中の鉄（Fe）はほぼ

マ対向材料（PFM）については，最有力候補材であるタン

均一に分布しており，Fe2O3 が主な化学状態であることがグステン（W）に着目し，T の滞留・除染特性に及ぼす高エ示された．一方，クロム（Cr）濃度は表面で低く，酸化膜とネルギー中性子の照射効果を調べた．また，以上のような金属との界面で高いことがわかった．D2 ガスばく露したス

実験室規模で得られる T 放出挙動に関する知見と，大型プ

テンレス鋼の FT-IR スペクトルでは，図２６に示すように

ラズマ装置中の T 挙動との整合性を確認するため，大型プ

2590 および 2475 cm−1 に FeOD 伸縮振動のピークが見ら

ラズマ装置真空容器排気系への T 移行量を連続的に定量評れ，少なくとも２種類の O-D 結合が存在した．このような価可能な T 回収システムを設計した．加えて，量子力学計

酸化膜中での水酸基としての捕獲が，T 表面濃縮の一因と算，分子動力学計算，Kinetic Monte Carlo 法等に基づくマ考えられた．また，加熱により減衰することから D の脱離

ルチスケールモデリングにより，原子スケールでの理解にが示唆された．この試料を用いて，上流側圧力 100 Pa にて

基づく T の透過・漏洩モデルを構築し，シミュレーション

373−673 K における D 透過挙動を調べた結果を図２７に示

コードを開発した．

す．透過温度の上昇に伴い放出化学種が変化し，500 K 以

５．
２．
１ 構造材料中のトリチウム透過とその抑制

下の温度領域では重水素は主に D2O として，500 K 以上の

本特定領域研究の前半では，T システムの主要構成材料

温度領域においては主に D2 として放出された．この D2である SUS316 ステンレス鋼を高濃度 DT ガスにばく露し，から D2Oへの遷移が生じる温度はO-D分解温度と一致しており，表面水酸基が水蒸気状での水素同位体の脱離に重要な役割を担っていることを示唆している．すなわち，固溶
D と酸化膜中の O-D の結合や，O-D と気相中の水蒸気との同位体交換反応により水蒸気状での放出が生じると推察される．図２８には透過係数の温度依存性［５０］を，過去の報告
結果［５１‐５３］も併せて示している．酸化膜の形成による D
透過速度の減少は，図中の矢印で示したように約一桁（１０〜２０分の１）程度である．特に注目すべき点は，酸化膜を形成させた SUS316 鋼では，500 K 以下の低温領域では透過係数の活性化エネルギーが著しく小さくなっていることである［５０］．500 K 以下での透過速度が高温のデータを単純に低温側へ外挿した場合より大きくなり，かつ内部被曝リ
スクが高い水蒸気状での放出が支配的であることは，安全管理上きわめて重要な知見である．活性化エネルギーが大きく低下したことから，酸化膜中の結晶粒界等が透過に重

図２５ セリア添加電極の水蒸気分解特性に与えるセリア濃度の影響．

要な役割を担っていると考えられるが，詳細の解明には今
５１９Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012の Au 被膜（10 μm）に関しては透過低減係数（PRF：透過

後さらなる研究が必要である．
先述のように鉄鋼材料上に形成される酸化膜の透過抑制

抑制膜がある場合とない場合とでの定常状態における透過効果はせいぜい一桁程度であるので，さらなる透過漏洩の速度の比）が 550 K で１
０００以上，670 K で約１００であったの抑制をめざし，透過抑制膜の開発研究に取り組んだ．特に，に対し［４７，５４］，Al被膜（10 μm）では550 Kで約１
００，670 K

大型・複雑形状物への施工が可能な湿式法に着目した．まで約５０であ っ た．Cu 被 膜 で の 透 過 抑 制 効 果 は 小 さ く，ず，比較的成膜技術が確立しているめっき法で形成した金550 K，670 K ともに約５であった．Cu では透過抑制に温度

属膜の効果を調べた．母材には核融合炉構造材料の候補材

依存性がないことから被膜に亀裂が生じている可能性が想である F82H フェライト／マルテンサイト鋼を用いた．被定される．以上の結果より，金属被膜の中ではAu被膜が最膜材料としては，文献［４７，５４］で報告した金（Au）に加え，も効果的であることが明らかになった．当然のことながらバルク材で水素同位体透過速度が小さいことが知られていAu は高価な材料であり，また中性子照射下での使用は核る銅（Cu）とアルミ（Al）を対象とした．母材は直径 10 mm，変換の観点から困難である．そこで，Au の使用は延性や耐肉厚 1 mm の金属管とし，その外側表面に 10 μm 厚の被膜

食性など，その優れた特性が特に求められる場所に限定さを施工した．Au と Cu は無電解メッキ法で，Al は溶融メッ

れる．

キ法で成膜を行った．透過実験ではD2 ガスを試験体内側に

上述のように Au の使用条件には制約が多いため，より充填し，試験体外側に透過した D を四重極質量分析計で測広範な条件下での使用をめざし，酸化物被膜形成技術の開定した．D2 ガス圧力は 133 kPa とし，試験体温度は 500 K

発研究を進めた．被膜材として比較的鉄鋼材料と熱膨張率から 833 K の範囲で実験を行った．なお，下流側が高真空が近く，また中性子吸収断面積が小さく低放射化材料であに保たれていること，試験温度が比較的高いことから，本る酸化ジルコニウム（ZrO2）を選択した．まず，代表的フェ実験条件下では水蒸気状での透過は無視できる程度であっ

ライト鋼である SUS４３０鋼を基板として用い，ディップ法

た．図２９に各種金属被膜を施工した F82H 試験体からの定による成膜を試みた［５７］．本法はコロイド溶液（ゾル）中常状態における D 透過速度を示す．参考のために F82H

への試料の浸漬と乾燥を所定の回数繰り返したのち，大気中の D 透過の文献値もあわせて載せている［５５，５６］．既報中で焼成するという比較的単純な方法であるが，図３０に示すように均一な厚さの膜が得られた．焼成温度は基板であるフェライト鋼の組織に影響を与えないよう 823 K とした．ラマン分光法や X 線回折法で結晶構造を調べたとこ
ろ，準安定な正方晶 ZrO2 が形成されていることがわかった．H2 ガスと D2 ガスで透過実験を行ったが，同位体効果は
実験誤差範囲内であったので，例としてH2 ガスを用いた場
合の結果を基板中の透過速度とともに図３１に示す．なお，
基板の透過速度を測定する際には，表面酸化による透過速度のばらつきをなくすため表面を薄いパラジウム（Pd）層で被覆した．また，図中には浸漬‐乾燥処理の回数およびZrO2 被 膜 の 膜 厚 も あ わ せ て 示 し た．上 流 側 の 圧 力 は
0.1 MPa とした．透過抑制能は膜厚とともに増大し，膜厚120 nm の場合にはフェライト鋼の想定使用温度全範囲ができた．また，透過実験は数週間〜数カ月に及ぶが，そ-10

図２７ SUS316 ステンレス鋼を透過する D の放出化学形の温度依存性．

Unoxidized SS-316
Oxidized SS-316

10

-11
11

10

-1

-1

Perm
meability KD [mol m s Pa

-0.5

]

図２
６ SUS316 ステンレス鋼および酸化膜を成膜させた SUS316
ステンレス鋼を D2 曝露した際の FT-IR スペクトル．

（573〜823 K）にわたり透過速度を約 1/104 に低減すること

-12

10

-13

10

-14

10

[51]

[52]
[53]
1/10-1/20

-15

10

-16

10

1.0 1.2 1.4 1.6 1.8 2.0 2.2 2.4 2.6 2.8-11000 / T [K ]図２８ 酸化膜のある SUS316 ステンレス鋼中の D 透過係数および酸化膜のない場合［５
１
‐
５
３］
との比較．

５２０

Project Review

5. Tritium Systems of Fusion Reactor

T. Yamanishi et al.

の間に試料温度を変化させても顕著な劣化はみられなかっる．ディップ法で成膜した ZrO2 層中の T 濃度（赤色：数百た．ただし，１回の浸漬−乾燥工程には約２時間を要する

ppm に相当）は，緻密な焼結体中の値（青色：ppb に相当）

ので，T システムを構成するすべての材料に５０回程度の浸と比較して桁違いに高いことが明らかとなった．このよう

漬−乾燥処理を施すことは容易ではない．そこで，より迅

な T 濃度の著しい違いは，高い水素同位体透過抑制能を有速に ZrO2 膜を形成する手法として電気化学法にも取り組する ZrO2 膜においても結晶粒界や微細な気孔等の欠陥がんだ［５７，
５８］．まずディップ法で比較的薄い膜を形成した

存在し，これら欠陥に T が捕獲されていることを示していのち，試料を硝酸 Zr エタノール溶液中に浸漬し，カソード

る．膜厚と共に透過抑制能が増大したのは，被膜表面から側へ分極することで水酸化 Zr 層を堆積させた．その後，同被膜／基板界面まで貫通している欠陥の密度が減少したた様に 823 K で焼成した．図３２は H2 ガスを用いた透過実験のめと考えられる．なお，本法で形成した ZrO2 被膜は 100結果である．ディップ法で成膜した場合と比べるとやや劣〜200 nm と比較的小さな膜厚で十分高い透過抑制能を発るものの，５７３〜823 K において透過速度を約 1/103 に低減揮するため，数百 ppm 程度まで T が蓄積してもシステム全できており，また透過実験中に劣化もみられず，電気化学

体の T インベントリーに与える影響は小さい．モンテカル

法も透過抑制膜形成法として有望であると結論した．図３３

ロ法で被膜破損の影響を評価したところ，十分な透過抑制

はディップ法で ZrO2 層を成膜した試料を 573 K で DT ガス

能の維持のためには，99.99％以上の被覆率を保つ必要があにばく露したのち，被膜表面をベータ線検出用 IP（富士ることがわかった．

フィルム社製 BAS-IP TR）に暗所で接触させて T 濃度分布を測定した結果である．ベータ線の脱出深さは被膜の厚さより大きいので，厚さ方向の平均 T 濃度の二次元分布を測定したことになる．なお，基板フェライト鋼中の T 濃度は十分低く，測定結果は被膜中の T 濃度分布のみを反映している．青色の領域は T 濃度が低い部分に対応しており，緑，
黄，赤と色が変化するにつれて T 濃度が高くなっていることを示している．T 濃度の偏りは見られず，このことからも ZrO2 被膜の均一性が高いことがわかる．比較のため，緻密なバルク焼結体（立方晶イットリア安定化ジルコニア，
YSZ）を同等条件で DT ガスにばく露した結果も示してい

図３
１ ディップ法でZrO2 被膜を形成したSUS430フェライト鋼中の H 透過速度．

図２９ 各種金属被膜を施工した F82H 中の D 透過の温度依存性．

図３０ ディップ法で形成した ZrO2 被膜の断面走査電子顕微鏡写
真．上部 W 層は集束イオンビーム装置での断面加工時にZrO2 被膜を保護するためのもの．

図３
２ ディップ法および電気化学法で ZrO２被膜を形成した SUS
430 フェライト鋼中の H 透過速度．

５２１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012５．
２．
２ プラズマ対向材料のトリチウム汚染と除染

３個目の吸着位置は，それぞれ異なる捕獲サイトとなりう

最も高濃度の T 汚染が懸念される PFM 中の T 蓄積機構

る）．捕獲されている水素同位体濃度と固溶濃度の相関をと除染技術について研究を進めた．図３４は，現在最有力候

測定すれば各種捕獲サイトの "&()の値が得られるが，プラ補と考えられている W を，573 K で高濃度 DT ガスにばく

ズマやイオン照射下では固溶濃度が表面状態に敏感に依存露した上で T 濃度分布をベータ線検出用 IP（富士フィルム

して同一照射条件下でも大きく変化するため，この測定は社製 BAS-IP TR）で測定した結果である．20 MeV の W

容易ではない．一方で，ガスばく露下での固溶濃度 !%は圧

自己イオンで 0.5 dpa まで照射し深さ約 2 μm の領域に欠陥４］により決定される（!%"#%$"!#）．そ力 $と溶解度 #［%７を導入した場合（図中の点線で囲んだ部分が照射領域）と，

こで異なる温度・圧力条件下で W イオン照射試料を D2

非照射の場合を比較している．周囲が青緑色であるのに対ガスにばく露し，照射領域中の D の濃度変化を核反応法でし，照射領域中は赤色となっており，照射により明らかに求めたところ，673 K 以上の温度領域で支配的寄与をなす

T 濃度が増大している．すなわち，照射欠陥による捕獲が捕獲サイトの "&()が 1.4 eV 程度であることがわかった．中W 中の T インベントリーを支配することがわかる．既知濃性子照射材についても同程度の値であった．T と捕獲サイ

度の T で標識された標準サンプルとの比較や，D2 ガスばく

トの結合エネルギーも 1.4 eV 程度であると仮定し，式（５）

露材を用いた核反応法による測定などから，照射領域中のよりプラズマばく露下での T 蓄積を予想した結果を図３５に水素同位体濃度は 1 at％に達することが明らかとなった．

示す．表面再結合係数１と示した結果は，Anderl ら［７５］に

これは，他研究者により報告されているのと同程度の値でよって実験的に求められた値を用いて計算したものであある［５９‐６６］．中性子照射（0.025 dpa）においても，同様る．Anderlら［７５］が報告している表面再結合係数は清浄表に水素同位体のインベントリーが大きく増加することを確面で予測される値よりも桁違いに小さく［６５］，表面汚染の認した［６７‐７１］．仮の話であるが，ITER 程度の大きさの影響を受けているため，表面再結合係数２ではそれより装置のプラズマ対向面全面を厚さ 1 mm の W で覆い，そこ

１０６倍大きな値（それでも清浄表面よりは著しく 小さいに 1 at％程度の T が蓄積すると，その総量は数百 PBq 程度値）を用いて見積もった．蓄積 T 量は表面再結合係数と温に達することになる．したがって，蓄積量を正確に見積も度に敏感に依存するため，比較的表面を清浄に保った状態

ると共に，T 除去技術を確立することは重要な課題である．

にて 900 K 程度で使用すれば，T 蓄積量を大きく低減でき

中性子照射された W バルク中で欠陥等の捕獲サイトがる可能性がある．逆により低温で，かつ表面汚染が著しい

水素同位体により占有される確率 "+は，平衡状態において状況下で使用せざるを得ない場合には，T 蓄積に注意する

W 結晶格子中に固溶する水素同位体の濃度の関数として必要がある．
T 蓄積が避けられない場合も想定し，T 除去法の検討を

次式のように表される．

行った．まず，通常用いられる真空中での熱処理について"&()!(!
&
%',［
"+!(!
',*#
"!"+!($"!"$$""$!
$７２］ （５）##検討したが，照射欠陥の捕獲効果により実効的拡散係数がここで，添字 i は捕獲サイトとして働く欠陥の種類，"$ は著しく減少しているため，６７３〜773 K 程度での加熱では T

W 結晶中の格子間位置の占有率，"&()!(は各捕獲サイトと水除去が困難であることがわかった．そこで，捕獲サイトを

素同位体の結合エネルギー（捕獲サイトと格子間位置での他の水素同位体で埋めることで，除去したい水素同位体す

水素同位体のエンタルピー差），%',はTへばく露されるW

なわち T の実効的拡散係数を増大させることを考えた．

の温度である．
５．
２．
３で述べるように，単一の欠陥に複数の

図３６はDを吸蔵させたWイオン照射試料を真空中あるいは水素同位体原子が捕獲され，捕獲原子数に応じて "&()が変0.1 MPa の H2 ガス中で 673 K に１０時間加熱したのち，核反化することが考えらえれる（例えば空孔中には６〜１２個の応法で測定した D の深さ方向分布である．真空中で加熱し水素原子が捕獲されるという報告もある［７３］）．このモデた場合には D の濃度がほとんど変化していないのに対

ルでは "&()の値で捕獲サイトiを定義するため，同一欠陥中

し，H2 ガス中では，H が照射欠陥を占有することで明らか

でも "&()の値が異なれば，異なる捕獲サイトとして取り扱に D の脱離が促進されている．同様に，T の除去効率も H，う（例えば単一空孔中でも２個目の捕獲水素同位体原子とD を共存させることで著しく増大するはずである．本法を用いて T を除去すると，H あるいは D で希釈された T ガスが発生するという問題点もある．しかし，この T ガスはゲッター（水素吸蔵合金）中に安全に貯蔵することができ

図３３ DT ガスに曝露した緻密 YSZ（上）およびディップ法によるZrO２被膜（下）の IP 像．

図３
４ 300℃ で DT ガスに曝露した W 試料の IP 像．右：20 MeV
W イオン照射材（0.5 dpa）
，左：非照射材．

５２２

Project Review

5. Tritium Systems of Fusion Reactor

T. Yamanishi et al.

る．一方，中性子照射された W は放射化し崩壊熱を発生すことが想定される．そこで，H 挙動を大きく変化させる空るので，T が W 中に保持されたままであれば，事故時にプ孔型欠陥の影響をより詳細に理解してその効果をモデルに

ラズマ対向壁の冷却機能が失われた場合に，十分に制御さ取り込むために，分子動力学シミュレーションにより，空れない状態で T が放出さ れ る リ ス ク が あ る．し たがっ孔クラスターを含む空孔と，H との相互作用の評価を行って，希釈 T ガスの発生という 問 題 点 を 考 慮 し た としてた［７７］．また，空孔の集合化・消滅プロセスは H の影響をも，事故時の安全性という観点からは H あるいは D を用い受け，それにより水素が空孔・空孔クラスターから受ける

た T 除去は有望は除染方法であると考えられる．

影響も変化する．そのため，H のみでなく空孔クラスター

５．
２．
３ 材料中のトリチウム移行挙動のモデリングの安定性や拡散挙動にも注目して研究を進めた．そして，

５．
２．
３．
１ 概要

得られた原子スケールでの情報を上述の Kinetic Monte

T 移行挙動のモデリングにおいては，量子力学計算や分Carlo シミュレーションコードに反映した．

子動力学計算で得た原子スケールの情報を，Kinetic Monte

また，bcc-Fe 中での H 挙動は，bcc-W 中での H 挙動と定Carlo 法により統合してスケールを拡張するアプローチを

性的には類似しているため，原子スケールの情報からモデ採用した（図３７）．これにより，実験とはまったく別の方法

ルを組み立てた場合，モデルパラメータである拡散・脱離論で T 挙動のモデル化を進めることができ，両方の結果を障壁等の大きさを変えることで，プラズマ‐壁相互作用研

照らし合わせることでより信頼性の高い T 挙動予想が期待究にも活用することが期待できる．実炉条件では材料の構できる．

造変化なども生じるためにそのモデル化も必要になるなど

最初に，欠陥を含まない体心立方晶（bcc）-Fe における Hの課題は残るが，本プロジェクト内で他の研究グループとの透過・漏洩挙動をシミュレーションするための Kinetic

連携してコードの拡張を行った［７８］．

Monte Carlo コードを開発した［７６］．Monte Carlo シミュ

以下では，前回のプロジェクトレビュー［４７］後に行っレーションを行うには，H の吸着・吸収・拡散および脱離た，分子動力学シミュレーションによる空孔‐H 相互作用

等の反応経路や反応障壁の情報が必要になるが，それらのの研究を中心に，その結果を記す．

情報は既存の量子力学計算の結果等から得た．開発した

５．
２．
３．
２ 空孔‐水素相互作用エネルギーの評価とモデル化

コードは，任意のジオメトリの材料について H の透過速度

分子動力学計算コードLAMMPSを利用して，0 Kでの構（透過係数）やインベントリーを予測できるとともに，表面領域における H の拡散障壁や脱離・吸着障壁を透過抑制膜の値に変えることで，透過抑制膜の有効性の評価も可能である．純鉄を対象としたベンチマーク（773 K での軽水素の透過）において，既往の実験推奨値［７７］と同程度の H
透過率が得られることを確認した．
しかし，実際の核融合炉環境下では，材料中に照射損傷に起因する欠陥が導入される．核融合材料として重要な，フェライト鋼の母材である !-Fe や第一壁材料として有望視されている W では，熱平衡状態においては H の溶解度は十分に低い．しかし，照射欠陥が H を捕獲することで，Hの滞留量が増加するとともに，実効的拡散係数が低下する

図３
６ 照射 W に D を吸蔵させたうえで，真空中あるいは 0.1 MPaの H２ガス中で加熱処理を行った後の D の深さ方向分布．

図３５ 捕獲サイト占有率の温度および入射フラックス依存性．水
素同位体と捕獲サイトの結合エネルギーを 1.4 eV として計算した．

図３７ H の透過・漏洩および移行・滞留挙動のモデル化の方針と
概要．

５２３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012

５．
２．
３．
３ 相互作用が水素および空孔の拡散挙動に与える

造最適化計算および遷移状態探査計算を行い，空孔‐H 相

影響の評価

互作用を分析した．ポテンシャルモデルには，単原子空孔と H との相互作用，および水素の拡散挙動について，量子

空孔と H 原子を一つずつ含む系において分子動力学シ

力学計算や実験と良好な一致を与える Finnis-Sinclair 型のミュレーションを実施し，H 原子と空孔の拡散係数を評価

EAMポテンシャルモデル
［７９］を採用した．Fe原子を２００〜した．空孔・H 原子ともに，相互作用することで，単独で７００個程度含む bcc 構造に３次元周期境界を課した系を対孤立して存在する場合に比べて拡散係数が低下することが象とした．必要に応じて，H 原子の追加や，Fe 原子の除去確認された．

（空孔の導入）を行った．

MD シミュレーションの結果を理解するため，空孔から空孔を２〜６個含む小さな球状の空孔クラスターを対象の水素の脱捕獲経路と，空孔近傍での H の移動経路（Hとした計算では，単原子空孔と同様に，空孔あたりの H

近傍での空孔の移動経路）を探索し，それらのエネルギー

原子数が２を超えたあたりで，空孔への H の結合エネル障壁を評価した（図３９）．ここで得られた空孔‐H 相互作用

ギー低下がステップ状にみられた．これは捕獲された Hの影響を受けた移動過程を考慮に入れつつ，遷移状態理論

原子の数の増加に伴い，H 原子間の距離が近くなり，Hに基づくモデルにより評価した拡散係数は，H 原子の場合

原子間に働く斥力の寄与が大きくなることに起因する．最はすべての温度領域で，MD 計算値を誤差１０％程度以下の適化構造において，H 原子は空孔クラスターの内壁に吸着精度で再現することができた．

し，８配位位置（Octahedral site）から平均して 0.5 Å程度

H 原子の場合，空孔の影響を受けていない際の格子間拡変位した位置で安定構造をとった．また，H 間距離を可能

散による移動量が，空孔からの脱捕獲の際の移動量と比較な限り大きくとるように H 原子が配置された場合に，最小して十分に大きいため，空孔に捕獲されていない時間割合

エネルギーを与える構造が得られた［７８］．

を格子間拡散の拡散定数に乗じることで，見かけの拡散定より大きな空孔クラスターを対象とした計算において数を得ることができた．

も，捕獲された H 原子間の距離と，H の捕獲エネルギーに一方で空孔は，H と同様のモデル化を行った場合，例えは強い相関がみられた．H 原子間距離に注目して計算結果

ば 800 K におけるモデル計算の評価値は，MD の評価値のを整理することで，空孔クラスターに安定に捕獲される原半分程度の値となり，拡散係数の有意な過小評価がみられ子数の最大値や，空孔クラスター‐H 結合エネルギーを評た．これは，空孔から H が脱捕獲した場合に，その H を追価するモデル式を導出した（図３８）．得られたモデル式は従して再び H を捕獲する過程が無視できない程度に発生し以下のとおりである．

ており，その過程による空孔の移動を考慮していないこと（", #"） !#!"%
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が原因であった．つまり，図３９中で，H がサイト １ からサ
イト ２ に移動することで，空孔の H に対する相対的な位（"/##） !#!#%
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置がサイト １ からサイト ２ に変化し，空孔のサイト １

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ここで ",，"+ はそれぞれ空孔‐H クラスターに含まれる空孔，H の数を，!は単原子空孔の生成エネルギーを
1.715 eV，H 原子の溶解エネルギー（T site）
を 0.29 eV としたときのクラスターの生成エネルギーを表す．例えば，単図３
８ 捕獲水素数と空孔‐H 相互作用エネルギーとの相関．「捕獲可能な最大の H 数」は，結合エネルギーが 0.29 eV（真空中の H2 分子の結合エネルギー）になるときの捕獲原子数．サイズが異なる６種類の空孔クラスター（V9,V15,V27,V51,V59,
V65）の値をプロットし，全データに対してフィッティングを実施．

原子空孔と溶解している H 原子が結合した場合の結合エネ
ルギーは（1.715+0.29）−!（1，1）＝0.62 eV，H原子４０個を捕"獲した ##&空孔クラスターに，溶解している H 原子１個が新たに捕獲された場合のエネルギー変化は !$*
（２５，
４１）−
（!$*
（２５，
４０）＋0.29）＝−0.48 eV となる．
５２４

Project Review

5. Tritium Systems of Fusion Reactor

への移動が低い活性化障壁で生じる．

T. Yamanishi et al.

では確立されているが，実際の核融合炉で使用する材料す

このような空孔近傍の H が空孔を引きつけることで誘起べてに適用することは現実的ではない．そこで，公募研究する空孔の移動は，空孔濃度に対する H 濃度を増加させると連携し，より脱出深さが大きいベータ線誘起 X 線を X

ことでより顕著にみられた．そのため，空孔濃度と H 濃度

線検出用 IP（フジフィルム社製 BAS-IP MS）を用いて簡便が同程度の場合には空孔の拡散定数の低下がみられる一方に測定する技術の開発を行った．吸収係数［８１］から見積もで，H 濃度が空孔濃度の数倍程度以上になった場合には，られる X 線の検出深さは，W で 数 μm，炭素では 1 mm

空孔‐H 相互作用による拡散定数の低下は無視できる程度程度である．すなわち，ベータ線と比較して一桁以上深いとなった．これらの空孔‐H 相互作用が空孔の拡散挙動に領域の T が検出でき，かつ低原子番号材料については表面与える影響の程度は，相互作用エネルギーの大きさや，拡の堆積層等のみならずバルク中の T 分布をも測 定でき

散障壁の大きさに依存するものであり，定量的には材料ごる．試料からの X 線強度は，含有される T の量のみならず，とに大きく異なる結果が得られる可能性がある．空孔の移その深さ方向分布にも依存する．X 線のエネルギースペク

動速度の変化は，空孔の回復挙動やクラスタリング挙動にトルを解析すると深さ方向分布を評価することはできるも影響を及ぼし，ひいては空孔と相互作用する水素の滞留が，IP にはエネルギー分解能はない．そこで，公募研究に量にも影響を与えうるため，W 等についても今後より詳細

おいて X 線吸収端が異なる金属の薄い箔をアブソーバーとな検討が必要である．

して用い，T の大まかな深さ方向分布を評価する手法が提

５．
２．
３．
４ 今後の展望

案され，共同で実験を実施した．既知の濃度分布を持つバ以上のように，原子スケールから H および空孔の挙動をナジウム（V）およびニッケル（Ni）試料と IP の間に薄い Al，

分析し，そこで得られた知見を集積することで，材料中のCu，Au の箔を挟んだ状態で曝露したところ，IP の輝尽性

T 移行挙動のモデリングを実施した．本研究の中で，基礎発光強度に内部分布の違いを反映したレスポンスが現れ的なモデル化のフレームワークの構築を完遂することがでた．結果は既に公表されているので詳細は割愛するがきた．今後必要になるのは，より実材料の状態・性質を考［８２，８３］，以上の成果により，簡便に X 線の脱出深さ程度の慮したモデルの改良・展開であり，具体的には以下のよう領域の T 内部分布を測定できる見通しが得られた．

な課題が考えられる．

また，材料中の全水素同位体量を非破壊・非接触で測定!放射線が T や欠陥の挙動に与える影響の評価．放射線がする手法として，磁化率の変化を検出する測定法を検討し誘起する材料構造の変化のモデル化．

た．一般に金属材料中に水素が溶解すると，溶解した水素!熱平衡状態では想定されないような高 H 濃度環境下におの価電子が部分的に伝導帯に供給される．その結果金属材

ける，H・欠陥の挙動のモデル化．

料のフェルミ準位が変化し，また周辺の電子状態が変化す!表面酸化層や堆積層における，H の吸着・拡散・脱離のる［８４］．金属材料の磁化率は，金属材料の電子状態に大き経路や障壁の評価．

く影響を受けることから，水素溶解による電子構造変化を

５．
２．
４ 材料中の水素同位体濃度の非破壊測定

予め調べておけば，磁化率の値から材料中の水素の濃度を材料の T 汚染を簡便かつ安全に測定することは，廃棄物定量することが可能となる．原理的にはリアルタイム測定の安全管理の上できわめて重要である．先述のように IPが可能であることから，H の溶解・拡散過程の検討にも利等でベータ線を検出すれば，比較的容易に表面近傍の T用が期待できる．まず，誘導法を基礎とした交流磁化率測

濃度を測定することができる．一方，材料中のベータ線の定装置を構築した［８５］．交流磁化率測定装置の特徴とし飛程は短く，この方法で内部の T 分布を直接測定することて，検出部を比較的小型に設計でき，且つ自由に動かせるは困難である．KatzとPenfold［８０］によると，Tからのベー

利点がある．これより，検出部の形状を既存の H 吸収放出

タ線の脱出深さは，例えば低原子番号の炭素でせいぜい 3

特性測定装置に組み込めるように設計することで，H 吸収

μm 程度，高原子番号の W では 300 nm 程度である．切断や量と磁化率の両方を同時に測定できる装置とした．この装エッチングにより内部分布を測定する技術は実験室レベル

置を用いて，Pd のH吸収時の磁化率変化を測定した結果を

図３
９ H‐空孔の配置とポテンシャル障壁の相関（左図では H が移動，右図では空孔が移動することで，H の脱捕獲が生じる経路に注目）．

５２５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012

常プラズマ実験時の真空排気ガス量はプラズマ実験で使用
3される H ガスの供給量（例えば LHD の場合は 0.1 m（NTP）/h 未満）相当と少ないことから，排気ガスを貯留タンクに一定期間全量回収し，ガスの組成や濃度を分析することが容易である．定常プラズマ実験時の排気ガス中の T 回収シ
ステムの検討例を図４１に示す．一時貯留タンクに排気ガスを全量回収後，空気で水素濃度を１％程度に希釈した微量の T を含む H ガスを触媒酸化し，HTO をモレキュラシー
ブ（MS）等の吸湿剤充填塔で吸着除去する装置を導入する
ことにより，各種の運転モードにおける排気ガスへの T
移行量と化学形態を詳細に把握し相関を評価することが可能となる．具体的には，一時貯留タンク内に全量回収したD および T の濃度と圧力から，排気系に移行した全 D および T 量を実測評価することが可能である．特に，高感度で計測が可能な T については，化学形態の弁別分析ととも
図４０ Pd 粉末の磁化率の H 濃度依存性と圧力―組成等温線．

に，中性子計測データから評価される実験時の生成量と回収装置で実測された排気系への移行量から，真空容器内で圧力‐組成等温線と合わせて図４０に示す．Pd は H が溶解しの T 蓄積挙動の定量評価が期待できる．例えば，将来計画ていない状態（［H］/［Pd］＝0）において常磁性体としてはされている LHD 重水素実験時にはごく微量の T が生成す比較的大きな磁化率（6×10−8 m3/kg）を示す．H が溶解す

るが，その生成量は実験計画書によると標準的な条件でのるのに伴い，磁化率は単調に減少し，２相共存領域におい３秒間の放電１回で生じる T 量として 0.017 GBq が想定さては直線的に減少した．さらに，水素化物単相の領域では

3/h と仮定れている．この時の排気ガス流量を 0.1 m（NTP）

磁化率はほぼ０に近い値を示した．このように交流磁化率

して，３秒間の放電実験中の排気ガス中の平均的な T 濃度測定装置を用いて材料中の H 量を定量できることが明らかを算出すると約 2×105 Bq/cc となる．一方，市販の高感度となった．0.05＜［H］/［Pd］＜0.65 の範囲において直線で近T ガスモニターの検出下限は 1×10−3 Bq/cc のオーダーで似した結果，［H］/［Pd］＝（!−58.68）/90.36 となった．このあることから，８桁の相違があり，回収タンク内での希釈回帰曲線との最大誤差は 1.4×10−9 m3/kg であることから，効果を考慮に入れても十分な精度で T 濃度を測定し，大型分解能は［H］/［Pd］
で 0.02，比率にして３％の水素量が計量

プラズマ装置内の移行・蓄積挙動を定量的に把握することできるといえる．材料の磁化特性によっては，さらに一桁が可能である．また，各種放電洗浄時の排気系への移行量

低い濃度まで計量できる見通しを得ており，比較的高濃度から，除染効果を比較評価することもできる．

に汚染された材料や，T 貯蔵合金中の水素同位体の総量の

５．
２．
５．
２ プラズマ実験終了後の排気ガス中トリチウム管
理と計測測定へ応用可能だと結論した．
５．
２．
５ 大型プラズマ装置重水素実験におけるトリチウム

実験終了後の排気ガス（真空容器内のパージ空気）中の管理と挙動評価システムの構築

T 濃度は市販のガスモニターの検出限界以下となるケース

本プロジェクトで得られた材料表面での T の溶解・拡が多くなることが想定される．排気ガス中の T を水の形で散・放出挙動に関する基礎的な知見をベースに，今後，実回収できれば，極低濃度の T を液体シンチレーションカウ

機炉心部における T の蓄積・移行挙動を予測する評価モデンターで計測できる．すなわち，水蒸気状の T を含むガスルの構築に向けた研究推進が期待される．評価モデルの信から T 含有水を回収すると，水蒸気と水の容積比から回収

頼性と精度向上に大型プラズマ装置 D 実験時の真空排気ガ

されたT含有水中のT濃度は約１万倍に増加する．例えば，

ス処理装置およびパージ空気処理装置で得られる T 回収

放射線障害防止法で規定されている排気ガス中の T 濃度限データを利用すべく，T 回収・測定システムの設計検討と度（水の場合5×10−3 Bq/cc）のガスからT含有水を回収す

挙動評価への適用性を検討した．

ると，回収された T 含有水中の T 濃度は約 5×104 Bq/L

５．
２．
５．
１ 定常プラズマ実験時の排気ガス中トリチウム管となり，市販の低バックグランド型の液体シンチレーショ

理と計測

ンカウンターの検出下限（約 1 Bq/L）に対して十分な測定

ITER のような D/T 核燃焼実験装置の場合には，排気ガ

精度で計測可能である．空気中の T 除去装置としては微量

ス中の T を回収して再利用することが不可欠であるが，Dの T を含む水素ガスを触媒酸化し，HTO を MS 充填塔で吸を用いたプラズマ実験の場合には，生成する T 量が微量で着除去する装置が一般的である．一方，処理ガス流量が大あることから，回収せずに建屋のスタックで濃度を監視しきくなる場合には，図４２に示すように，除湿方法として吸ながら放出するのが一般的である．一方，炉内における T

着塔に替えて，高分子膜モジュールを適用することによの蓄積と移行挙動を評価する観点からは，D 実験時に排気り，同等の除湿性能の確保と装置の小型化が可能である

ガス中へ移行する T を全量回収し，定量評価することは炉［８６］．また，高分子膜モジュールを適用すると，パージ空内における T 挙動の評価モデルの検証に役立つ．一般に定気中の T を触媒酸化後，水の形で連続的に回収可能である
５２６

Project Review

5. Tritium Systems of Fusion Reactor

図４
１ 真空排気ガス中 T 回収システムの検討例．

T. Yamanishi et al.

図４
２ パージ空気中 T 回収システムの検討例．

［８７］．連続的な T 水の回収機能を利用することにより，各ᣢ⸳ឃ᳇㈩▤

ឃ᳇䉧䉴ᵹ㊂䋺䌆䌦

種運転条件と回収 T 量の相関評価が可能になり，真空容器

᳓⚛Ớᐲ䋺䌃䌦

壁からの T 脱離挙動の定量的な把握に資することが期待で
きる．
５．
２．
５．
３ 排気ガス流量と水素濃度の同時測定

He䉧䉴ᵈ౉

T 除去装置の設計にあたっては，受け入れ対象となる排ឃ᳇䊑䊨䉝䊷

䌈䋲Ớᐲㅪ⛯᷹ቯᵹ㊂䋺䌆䌆䌩᳓⚛Ớᐲ䋺䌃䋨䌴 䋩

気ガスの流量と組成（特に H 濃度）を事前に把握する必要がある．既設の排気配管に流量計を追設すればよいが，こ
こでは排気ブロアーの前後にサンプリング口を設置して，

ឃ᳇䉧䉴䉰䊮䊒䊥䊮䉫᳇૕ᾲવዉᑼ䍜䍻䍙䍎䈱ᜰ␜୯䌃

H 濃度とガス流量を同時に計測することを想定し，気体熱

Ff = Fi㬍100/ ( C – Cf )伝導式センサーの H 濃度計（He 濃度も計測）と燃焼式セン䋺䌈䌥Ớᐲ䈻䈱឵▚ଥᢙ䌈 Ớᐲ

サーの H 濃度計（He 濃度の影響なし）を組み合わせた方法

䌃䌦を考案した［８７］．図４３に純 He ガス添加法による H ガス濃度とガス流量の同時計測・評価の原理を示す．流量計測で

He䉧䉴
ᵈ౉

ធ⸅Ά὾ᑼ䍜䍻䍙䍎䈱ᜰ␜୯24

は，排気ブロアーの下流側のサンプリング口から He ガス

ᤨ㑆䋨䌨䋩

3
［m
/h］）で 添 加 時 の H お よ び Heを一定流量（"$ （NTP）

図４
３ ガス流量と H 濃度の同時計測・評価方法．

濃度変化を排気ブロアー上流側のサンプリング口で計測す

５．
３ まとめ

ることによりガス流量を評価する．すなわち，He 添加前後における熱伝導度式センサーの H 濃度計指示値の増加量かC 班では，核融合炉実現に必須の大量 T 循環システムに

ら一定流量（"$）の純 He ガス添加に伴う He 濃度の増加量がおける T の安全閉じ込めおよび透過・漏洩抑制を達成する

計測される．He 濃度の希釈率からガス流量が評価できる．

ため，金属および有機物材料を対象に，T を含む水素同位H 濃度計を He濃度測定に適用する時の換算係数を"［−］と体の滞留・透過・放出挙動データベースを水・水蒸気・ガ

すると，一定流量の純 He ガスを添加時の気体熱伝導式セス状態について構築した．また，透過抑制被膜形成技術のンサーの H 濃度計指示値（!
［％］）と接触燃焼式センサーの#開発を進め，湿式法による成膜技術の確立と約 1/10000 のH 濃度計指示値（!
［％］）を用いて下式でガス流量（"#）を

透過速度の低減（D での評価）を達成した．加えて，DT

評価できる．

核融合炉環境下で不可避な中性子照射が材料中の水素同位"##"$""!!
!
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'

体挙動に及ぼす影響を，実際に中性子照射を用いた実験に（６）より明らかにした．このような他では得難いデータベース

H 濃度（!#，!）を％表 示 し た こ と に よ る 補 正 係 数 で あをもとに，マルチスケールモデリングにより水素同位体挙る．なお，定常的に H 濃度が高い場合には，He ガスの代わ

動を予測する計算コード，および大型プラズマ装置 D 実験

りに N2 ガスを添加し，H 濃度の希釈率からガス流量を評価の機会を利用してモデルの信頼性検証と精度向上を図るたすることも可能である．

めの T 回収・計測システムを構築した．さらに，元素状 T

LHD で現在実施されている軽水素プラズマ実験時に本の漏洩を抑制するための酸化触媒，および高濃度 T 水処理

計測法を適用した結果，定常プラズマ実験中および NBIのためのセラミック電解セルならびに CECE 法による同位クライポンプ再生運転時の H 濃度と排気ガス流量の同時測

体分離システム，材料中の T 濃度非破壊測定法の高度化を定結果から，H ガスの発生量を定量的に評価できる見通し

達成し，大部分の技術について実際に T を用いた原理実証が得られた［８８］．本手法は，T 計測のように高い精度を出に進むことができた．以上の成果より，当初目標をおおむ

すことはできないが，除去装置導入前の排気ガス発生状況

ね達成したと考えられる．今後は，原型炉以降に要求され把握の他に，重水素実験時には T 以外の水素同位体（D）のる材料・システムの長期耐久性や経済性等をも考慮しつ

マスバランス評価にも活用でき，核融合炉燃料としての水つ，本研究の成果のさらなる高度化と統合とを進めていき

素同位体挙動評価に資することも期待できる．

たい．
５２７

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５２８

プロジェクトレビュー 核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開

６．まとめと今後の課題
田辺哲朗
九州大学総合理工学研究院（原稿受付：２
０
１
２年７月１
２日）

Keywords:
tritium, fuel cycle, fusion reactor, safety, economy, science, technology

６．
１ これまでの研究成果た．また，これまでシミュレーションのみで行われていた

本特定領域がめざしたのは，トリチウム（T）と重水素

炉内への T蓄積量評価については，JT-60Uのタイル分析結（D）との核融合反応（DT 反応）によりエネルギーを取り出果に基づき，炭素材をプラズマ対向壁とした場合についす核融合炉を実現するため，T が放射性であり，かつ稀少て，実験に基づいた水素の蓄積モデルを構築し，蓄積量予資源である故に，その放射性安全を確保し，かつ経済的な測を可能にしました．また，タングステン壁を使用する場

核融合炉燃料システムを構築すること，即ち合の水素蓄積に関連する問題点を明らかにし，その対応策（１）炉内への D と T の導入量を，核融合反応を継続するを検討する段階に至っています．以上の研究成果は，次期ために制御しつつ供給すること，

トカマク装置の壁材料選択やシナリオ策定に使われる見通（２）それらを排気回収し不純物を除去した上で，T を分しです．特筆すべきは，周辺プラズマ・材料相互作用統合

離・再利用すること，

コードの開発に成功し，精度の高い炉内トリチウム蓄積量（３）ブランケットにより T を増殖回収，利用すること，の評価を可能にしたことでしょう．領域発足に際し，日本（４）安全・高効率な T の燃料処理および閉じ込めシステ

ではシミュレーション部門で研究がやや立ち後れ気味であムの構築並びに制御を可能にするための技術開発をることが指摘され，特にこの分野を重点的に整備／振興すすること，るよう依頼を受けていましたが，統合コードの完成だけででした．併せて，T に関する正しい理解に基づいた新しいなく，この分野で多くの若手研究者が育っており，領域設「トリチウム科学」ともいうべき学問分野を打ち立てると定の大いなる成果といえます．その１例として，本学会誌

ともに，T に対する正しい理解を社会に広めようとするもに若手中心に編集された小特集「周辺プラズマからプラズのでした．領域発足当時の研究状況は，ITER サマース

マ対向壁材料までのシミュレーションコード・モデルの最クールの教科書［１］および本誌プロジェクトレビュー「核前線」［３］が掲載されていることを特筆しておきます．

融合炉実現をめざしたトリチウム研究の新展開」［２］としブランケットに関する成果として（B班），第４章で詳述てまとめていますので，本プロジェクトレビューと比較ししたように，各種 T 増殖材（固体増殖材，Li，Flibe 等）にていただけると，どれだけの進展があったのか興味深く読

中性子を照射し，T 回収を実証したことが第一にあげられんでいただけるものと思われます．

ます．特に Li２TiO３に DT 中性子を照射し，発生した T を回第１章の表１で当初の達成目標に対して，領域が設定さ収する実験を行い，回収／発生比率を 99.9％ 以上とする見れたていた２００７（平成１９）年から２０１１（平成２３）年までの通しを得たことから，T 増殖率が 1.05 以上になるブラン

５年間に，目標をどこまで達成できたかの自己評価結果をケットシステム設計に見通しをつけることができました．

示してありますが，全体をまとめれば，核融合炉システム

配管からの T 漏洩率の定量化をはかるとともに，漏洩率低全体における T 燃料の流れを明確にし，安全性・経済性の減のための新規酸化膜形成にも成功しました．また，排ガ両観点から T 燃料サイクルシステムを最適化するために考スからの T 回収のための吸着法，電気化学法を開発し，慮すべき点を指摘し，その解決策を示したといえましょ

ITER で利用することを前提に作製された増殖 T 回収装置

う．

によりその性能を実証したことから，DEMO 炉や実用炉のT システムの設計に見通しが得られたといえましょう．

具体的には，まず炉内の T に関連する研究（A 班）の成果として，第３章に詳述したように，核融合炉容器内複雑安全性に関する研究（C班）では，第５章で記述したよう環境での T 挙動について，混合イオン照射実験や，MDに，実際に T を用いた研究を行い，T 水処理系の高性能化，

シミュレーションによりほぼ予測ができるようになりまし

金属および高分子材料に対する T の滞留・透過・脱離挙動

6. Summary and Future Perspective
TANABE Tetsuo

author’s e-mail: tanabe@nucl.kyushu-u.ac.jp

５２９!2012 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012

存する際には冷却が必要となります．

に関するデータベースを構築するとともに，鉄鋼材料中の水素同位体透過速度を１万分の１以下に抑制することに成ベータ崩壊により生成される，3He は化学的に不活性で功しました．また高濃度の T 水を利用することにより，水あり，その量も少ないので気体や液体中ではその影響はほ中での金属材料の腐食特性が変化することを初めて明らか

とんど検出できません．固体中で3He はほとんど動けませにしました．これは ITER で多量の T を使用する際の貴重んが，その近傍にある欠陥や空孔に集積し He バブル等をな情報として活かされます．また，材料中の T 挙動予測の形成して材料の性質を劣化させます．多量の T を長期間貯ためのシミュレーションコードを開発しましたので，これ蔵する金属容器，核融合炉において DT プラズマに接し続を，汚染挙動と除染特性に活用していく予定です．

ける金属材料中で３He が蓄積することは懸念されています．

本プロジェクトレビューでは，紙面が限られており，成同位体効果，H：D：T の核の質量比１：２：３は非常に果の一部しか報告できていません．本領域のホームページ

大きく，様々な同位体効果が報告されています．たとえば，［４］に年度毎の報告書を掲載していますので，是非ご覧い

同温度，同圧力の純粋な H2,D2,T2 ガスを考えると，それぞ

ただきたいと思います．またこれらの成果を発表した論文

れの分子速度の比は，その質量比の平方根に逆比例しまは６００編を超えています．国際会議等でも，２９件の招待講す．それ故，壁に入射するフラックス（密度と速度の積で演・基調講演に招かれ，世界的に広く認知されるようにすから）同様に差がでます．単純に反応分子数で反応速度なっています．また，核融合科学研究所との共催によりを議論すると，同位体による速度比は，その質量比あるい「トリチウムの科学と技術」国際会議を２
０１０年１０月２４−２９は平方根に依存したものとなりますが，それ以上の同位体

日に奈良に て 開 催 し，そ の 論 文 集 を Fusion Science and効果は期待できません．

Technology 誌特別号［５］として発行しました．同号は核融

この質量差は，特に分子の振動・回転にも大きな差を与合に限らず，あらゆる分野での最近の T 研究を網羅しておえます．量子化された振動・回転準位は同位体により著し

り，きわめて有用であります．また会議終了後，学生・若く異るので，特に，量子効果が現れやすい低温での様々な手研究者向けに Tutorial lecture を行い，内外から５０名を超プロセスの反応速度に大きな差が現れています．核スピン

す参加者を得ました．人材育成に関しても，本領域から１２によってオルト水素，パラ水素（およびその同位体）が区

名が同分野の研究職として採用されており，当初の目標は別されその差は低温度で顕著ですが，高温ではその効果は完全に達成されたと考えています．さらに，トリチウムマ

無視できます．

ニュアルを作成するとともに，新しい分野として「核融合これらの同位体効果は，特に一方が他方に希薄に溶解し炉燃料としてのトリチウム理工学」の体系化を進め，教科ているような場合には，様々な質量効果が相乗的に現れ

書を２０１２（平成２４）年度中に出版予定です．

て，非常に顕著に表れることがあります．核の質量差は電子状態にも影響を与えますが，その影響は非常に小さく，

６．
２ トリチウムの特殊性について

電子の状態に起因する化学結合等には同位体質量の違いに

本レビューでは H および D の研究により得られた結果かよる大きな差はありません．核融合プラズマのように，D，ら T の挙動予測をしています．これは，本領域で行われたT の濃度差が少なく，かつ高い温度になっている場合は，多量の T を使った研究により，T の特殊性について以下の質量比の平方根に逆比例する速度比とは関係しない異常なように結論を得た故であります．

同位体効果は現れないと思われます．

T が H，D と大きく異なるのは，その質量差と，ベータT の特殊性（上記のように異常性ではありません）は，T

3の安全性に関連してきわめて重要です．すなわち，自然界

ベータ線の効果は，T が分散している場合（濃度が薄いには H が炭化水素あるいは水としてふだん存在していま

線を放出して放射性崩壊し， He になることです．
場合は）共存する T への影響は大きくはありません．むしす．T はこの H と容易に同位体交換するため，T の挙動とろ崩壊した T の周りに存在する他分子への影響が大きくないうより，T化されたHTOや炭化水素の挙動を知ることがります．特に表面（界面）またはその近傍で，表面（界面）必要となります．これが T 汚染の主原因であり，実際に Tを構成する固体と気体（液体）との間で，通常では起こりを用いた研究でしか明らかにできない点でもあります．

えない反応（ベータ線による電子励起によるいわゆる放射線誘起反応）が引き起こされる可能性があります．すなわ

６．
３ 今後の研究課題

ち少量の T が系に導入されると，予期せぬ反応生成物が検６．
３．
１ 燃料自己供給性，燃料増殖余力

出されることがあっても不可思議ではないのです．ただし第１章および第２章で述べましたように，T 資源は限ら生成物が多量に生成されるわけではありません．とはいれていますので，燃料として供給された T のうち燃え残っ

え，細胞の内に入り込んだトリチウム水中の T が DNA

た T の回収，ブランケットで生成された T の回収はきわめの極近傍で崩壊すると DNA が壊されて細胞の死に至ったて重要な課題です．回収率は１００％であることが望ましい

り，ガンの引き金になったりすることは否定できません．

ですが，実際に１００％を達成することは不可能です．しかも放射線としての影響は６．
３．
２で記述してあります．

核融合炉に供給された T のうち，実際に燃焼に使われる T

T の濃度が高い時には，崩壊熱により T を含む物質の温は数％以下と推定されるので，多量の T を導入しなければ度が上昇しますが，崩壊熱は 324 mW/g とあまり大きくな

ならず，たとえ，９９％の回収率が達成されたとしても，導いので，大きな温度上昇には至りませんが，多量の T を保入量が多ければ多いほど，未回収の T の絶対量が増えるこ
５３０Project Review

6. Summary and Future Perspectiveとになります．

T. Tanabe

く，T 被ばくによる生物影響は，他の放射線による被ばくDT 燃 焼 に よ り 1 GW の 核融 合 出 力 を 得 る た め に は，の影響に比べて非常に弱いものです．夜光塗料や EXIT

56 kg の T を燃焼させなければなりません．ところが，供給サインのエネルギー源として T が広範に利用されていた所された燃料の総量と，それがプラズマとなり，さらに DT以でもあります．福島の事故では，当然 T も放出されまし反応により燃焼する量との比（燃焼率）は，多く見積もったが，Cs 等からの高エネルギーのベータ線やガンマ線が物ても３％程度にしかなりませんので，56 kg の T を燃焼さ質との相互作用で作り出す２次電子や光子の方がはるかにせるためには，積算で２トン近く（1866 kg 以上）の T を供多く，T のみを弁別して計測することはきわめて困難で給しなければなりません［６］．もちろんこれだけの量を一す．

度に用意しておく必要はありませんが，累計として，T シ

ところで，軽水炉では，通常放射性物質は格納容器ある

ステムにこれだけの量を流し込み，回収し，燃料として再いは配管の水の中に閉じ込められており，透過・漏洩はき

供給しなければならないのです．投入した T およびブラン

わめて少ないのに対し，核融合では，通常運転状態でも，ケットで生成された T の回収率は，１００％にはなり得ませ検出可能な T が管理区域内に経常的に透過・漏洩してくる

んので，燃料システムの各所で滞留する T 量は，投入量に可能性があります．すなわち，管理区域内で，法律による比例はしないでしょうが，強い相関を持ち，通常の運転時

規制値を超える T の汚染が起こり，従事者が被ばくする可に少なからぬ T が炉内あるいは T システム各所に滞留する能性は否定できません．ただし，後述するように T の放射ことになります．それ故，滞留した T の回収または除去が

線影響は少ない上，物質に沈着する Cs とは異なり，T は水必須となります．また，ブランケットからの T 回収率をにより希釈あるいは除染できるので，軽水炉に比べて公衆９９％以上にすることも容易ではありません．T システムのへの危険度は低いといえましょう．

各所に滞留する T の総量は，炉内の T 蓄積量あるいは循環T 被ばくの生物影響については，本学会誌８
８巻２〜４月させねばならない T の総量に比べると，はるかに少ないで

号［７‐９］に講座として連載されており，その中で詳細に論しょうが，現段階で正確に見積もることは困難です．また，じられておりますが，そのほとんどは，高い線量による被回収率をどこまで上昇させることができるかは，きわめてばくの場合で，低線量での生物影響は，わかっていないと重要な問題であります（第２章参照）．T 燃料サイクルシ

言っても過言ではありません．もちろんCs等の被ばくでもステムの個々の機器または要素がそれぞれの機能を発揮す

低線量（１００ミリシーベルト以下）被ばくによるリスクが定るような設計は，現状でも可能でしょうが，システム全体

量的に評価できているわけではありません．さらに，T のとして多量の T を流しこんで，回収，精製，同位体分離等

ベータ線は，人体の表面から数十 μm 以下，または体内にを T のロスなしで行うことへの検討は，未だ不十分である

取り込まれた T の位置から数十 μm 以内の距離でそのエネといわざるを得ません．

ルギーをすべて付与してしまうので，単位体積あたりの放透過・漏洩による損失も重大な問題をはらんでいます．

射線のエネルギー付与量に相当するシーベルトに換算する

透過バリアーが有効に働いて，T の透過速度を 1/1000〜のは難しく，シーベルト単位でその被ばくの影響を，他の1/10000 に抑えることができたとしても，数トンの T を循

放射線被ばくの影響と比べることは至難です．放射線につ環させている限り，きわめてわずかとはいえ，T は常に透

いてはホームページにまとめてみましたので［１０］，そちら

過・漏洩します．そしてその積算量は無視できる量ではなをご覧いただけると幸いです．

くなります．

T の透過・漏洩を完全になくすことはできないので，T

このように燃料 T に関する今後の課題は，燃焼率の向安全性をどう訴えるか，言い換えれば，T 被ばくに限らず

上，炉内蓄積率の低減，T システム各所における滞留 T

低線量被ばくのリスク（これは T 被ばくだけの問題ではな

量の低減，ブランケットシステムにおける T 回収率の向上い）を正しく評価する，あるいは巷にあふれる他の様々な等，いずれも，DT 核融合炉システムにおける自己燃料供リスクとどのように比較するかは，原子炉にとどまらず核給性能，ならびに T 増殖余力に関するもので，DT 核融合

融合炉の社会受容性を高めるためにきわめて重要であり，炉が熱源（電源）として成立するかどうかに関わる問題で残された課題といえましょう．

あります．
６．
３．
２ トリチウム安全性

謝辞

福島の原発事故以来，放射線は危険であるとの人々の思本プロジェクトレビューでは，各執筆者の研究面から成いが深まっているようです．原子炉（軽水炉）の安全性に果を報告させていただいておりますが，本特定領域の開設

比べて，核融合炉の安全性は格段に高いとはいえ，巨大なから，領域の運営，評価まで，著者として明記されている放射線源であることに違いはありません．ただし，その放人々だけでなく，実に多くの方々のサポートをいただいて

射線源の種類は大きく異なっています．軽水炉から放出さおり，そのサポートなしには，このような成果報告はありれる，あるいは，原子炉の事故で放出された放射線源から得ませんでした．特に領域開設時から終了に至るまで，中の放射線（現在問題になっている Cs では，ベータ線として部大学総長 飯吉厚夫先生，ITER 機構理事長 本島 修先

0.514 MeV と 1.18 MeV，および 0.662 MeV のガンマ線を放生，核融合科学研究所長出）に比べれば，核融合燃料である T の放出するベータ線

た励ましとサポートは，領域遂行に大きな推進力となりまのエネルギー（最大 18 keV，平均 5.7 keV）は格段に小さした．ここに深甚の感謝の意を表します．また評価委員と
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小森彰夫先生からいただきましJournal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.9 September 2012

(Amer. Inst. Phys., 2009) pp.112-126.
［２］田辺哲朗 他：プラズマ・核融合学会誌 85, 680 (2009).
［３］伊藤篤史 他：プラズマ・核融合学会誌 86, 679 (2010).
［４］http://tritium.nifs.ac.jp［５］Proc. Int. Conf. Tritium Science and Technology, Oct.24-29, 2010, Nara, Japan , Fusion Sci. Technol. 60 (2011).
［６］T. Tanabe, Fusion Eng. Des. 87, 7 (2012).
［７］田内 広，馬田敏幸，立花 章：プラズマ・核融合学会誌
88, 119 (2012).
［８］馬田敏幸，笹谷めぐみ，立花 章：プラズマ・核融合学
会誌 88, 190 (2012).
［９］立花 章，小林純也，田内 広：プラズマ・核融合学会誌
88, 228 (2012).
［１０］放射線について（解説），http://www.qpn.kyushu-u.ac.jp/lab8/tanabe/activity.
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して，本島先生，原子力研究開発 機 構 高 津 英 幸先生，
ITER 機構 嶋田道也先生には，年度ごとに適切なご評価と激励，さらには研究方向への重要な示唆をいただくことができました．深く感謝いたします．
本プロジェクトは計画研究だけでなく，２０件の公募研究の代表者にも加わっていただき，広く研究と議論を展開させていただくことができました．また公募研究の共同研究
者のみならず，多数の協力研究者の皆様のご協力なしには，本プロジェクトに成功はあり得ませんでした．ご協力
いただきました多くの皆様に，心より御礼申し上げます．

参考文献［１］T. Tanabe, Proc. 2nd ITER International Summer School:
Confinement : Ed. S. -I. Itoh, S. Inagaki, M. Shindo, M.Yagi,

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