核融合原型炉におけるトリチウム移⾏シミュレータの構築
1○⼀本杉旭⼈

1
⼤⼭藍

1
⽚⼭⼀成

1
⼤宅諒

1 九州⼤学総合理⼯学府
e-mail: ipponsugi.akito.763@s.kyushu-u.ac.jp
序論

解析⽅法・⼿順

地球規模でのエネルギー環境問題の解決に向けて、D-T核融合炉が次世代エネルギー源として期待されている。我が国のエネルギー基本計画でも、核融合炉は「⾰新技術」として位置づけられ、2050年のCN達成に向けて、⼤きな期待が寄せられている。
そして現在、核融合エネルギーでの発電を実証するため原型炉活動が盛んになっている。

1. 原型炉の概念設計[1]を参考に、T燃料サイクル構成システムを設定（図 1参照）
2. 核融合出⼒や各システムにおける時定数や処理率を⽂献値[2, 3, 4]を参考に決定
3. 各システムにおけるT収⽀式を連⽴⼀次元微分⽅程式[5]として解く

背景課題

解析結果
10

1. SDSにおけるT貯蔵量
T貯蔵量の最⼩値（消費量＝T⽣産量となる）
を迎えるまでの、消費量を少なくでき、その分だけ初期燃料を減らすことができる。
→ Tリスク低減に寄与

1. Li2TiO3からのT放出挙動
挙動はパージガス中のH濃度、Oポテンシャル、Li蒸発量等により⼤きく変化。
また、ブランケットから冷却⽔へのT透過量や燃料サイクル⾃体の成⽴性も放出化学形（HTO, HT）に⼤きく影響を受ける。

initail fuel amount

9Tritium inventory [kg]

核融合原型炉では、⽔素の放射性同位体であるトリチウム（T）燃料を⼤量に⽣産・消費・管理・運⽤（図1参照）し、施設内にTを閉じ込めなければならない。
Tを安全に管理・制御するためには、以下のT移⾏挙動の理解を深める必要がある。

Consum. = Prods.

8fDRL = 0.5

76fDRL = 0.1

5fDRL = 0.0fDRL: TがEvac → Pd → Fueling system→ TEPと分岐する際にFueling systemに進む割合

2. ⾼温⾼圧冷却⽔間でのT透過挙動挙動はT分圧、温度、Oポテンシャル、⾦属壁厚みと表⾯状態等により⼤きく変化。
3. システム間のT移⾏挙動
挙動は各システムでのT流⼊量、処理量、損失量のマスバランスにより⼤きく変化。

40.1

110100Operation time[day]

図2 燃料貯蔵系SDSにおけるT量

2. ISSにおけるT量

⽬的

図3より、ISSにTが局所的に偏在しており、処理量も他システムより突出する。
図4より、fDIRを⼤きくするとTの分布や処理量共に改善できることを確認した。
経済的観点からも、ISSの規模の縮⼩が要求されており、この点においてもDIR案の⾼い有効性を確認した。

課題3について、最新のDRL案を組み込んだT燃料サイクル間におけるT移⾏挙動シミュレータを作成し、システム全体でのTマスバランスを⽰す。
（今後、同時進⾏中の課題1, 2の研究成果をT移⾏挙動シミュレータに反映する予定。
本発表では課題3についてのみ⾔及。）

5Li2TiO3 pebble 6Li (n, α) T + 4.8 MeV
Be12Ti9Be (n, 2n) 8Be – 2.7 MeV

Initial fuelBlanket

FuelingsystemPlasmaheating

Power
Generation

Sub-fuelLoop

D+T→
α + n + 17.6MeV

T
recoveryBlanket T
recovery loop

fDRL = 0.5

10.01

0.1

100.1

61

10100

Operation time[day]

図4 T燃料精製系ISSにおけるT量

Pd

impurities

Pd

TEP

Pd
Pd膜による燃料精製系,
TEP 排気処理精製系,
ADS トリチウム除去系,

ADS

最終⽬標

WDS

T移⾏挙動シミュレータを改良し、最新の原型炉条件(流量、温度、設計要求等)より、T移⾏量、冷却⽔中T濃度、発電系のT汚染レベル、復⽔器でのT環境放出量等を求め、T安全管理対策を提⾔することで、原型炉のT安全⼯学設計（T透過低減技術評価、配管破断時の安全解析等）へ繋げる。
安全性と持続性が⾼いT燃料サイクルの実現に⼤きく寄与できる。
更に、本研究で提⽰する数字に⾼い信頼性を確保できれば（特にT環境放出量）、核融合商⽤炉実現に向けた、社会受容性と安全性の向上に⼤きく貢献できる。

Q2

Q2

H2ISS

Environment

Fueling system 燃料供給系,
T recovery
トリチウム回収系,
WDS
トリチウム⽔処理系

図1. 原型炉におけるT燃料サイクル概略図[1, 2]

Blanket T Recovery Loop
D-T反応で⽣成した中性⼦がLi2TiO3と核反応を起こすことで、⾃然界に多く存在しないTを⽔素ガス状(HT)または⽔蒸気ガス状(HTO)で⽣成する。そのTをH2添加パージガスで回収し、Pd膜によりHTをISSにて、T2, H2に精製し、精製されたH2をパージガスとして再利⽤するサイクル

まとめ
T燃料サイクルモデル⾃体に多くの改良点（システムの実装、パラメータの選定、計算精度等）があるのが現状である。⼀⽅で、最終⽬標を達成するための基礎となる
コードは着実に前進しており、SDSにおけるT燃料量とISSにおけるT滞留量により、DRL案の有効性を確認できた。
今後は課題1, 2の研究成果も盛り込むことで、実験に基づいて明らかにした物理的なT移⾏モデルに従っている点で、他のシミュレーション研究の結果と差別化できる。

Direct Recycle Loop
未反応燃料を炉⼼から真空排気(Evac.)し、Pd膜によりQ2を分離回収し、燃料として再供給するサイクル
Sub-fuel Loop
TEPにて、Tを微量に含むQ2以外の不純物(HQO, CH3Q, NH2Q etc.)を回収し、Q2に精製後、更にISSでT2に精製し、燃料として貯蔵・供給するサイクルとADSにて、Tを含む不純物をT2O⽔蒸気に変換し、H2O⽔に接触させてTを回収する。
WDSにて、ADSで⽣成したHTO⽔からTを回収する。
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2WDS

図3 各システムにおけるT量 (fDRL = 0)

Q = H, D, T
Q2 = H2, D2, T2, HD, HT, DT

RESEARCH POSTER PRESENTATION TEMPLATE © 2019

fDRL = 0.1

Environment

Q2

H2

Evac. 真空排気系,
SDS
貯蔵系,
ISS
同位体分離系,

T recovery

3

Environment

WDS

Evac.

T production

Operation time[day]T2DirectRecycle
Loop

TEP

Evac.

0.1
0.001

fDRL = 0.0

ISS

SDS

HX

D-T
plasma

1

Evac.
TEP
ISS
ADS
WDS
T production
T recovery

Tritium inventory [kg]Tritium inventory [kg]T燃料サイクルモデル

4

参考⽂献
1.
2.
3.
4.
5.

Y. Iwamoto, et al., Fusion Eng. Des. 166 (2021) 112261
Y. Nicolas, et al., Fusion Eng. Des. 136 (2018) 314-318
R. Hiwatari. et al., Fusion Eng. Des. 143 (2019) 259–266
M. Coleman, et al., Fusion Eng. Des. 141 (2019) 79–90
D. Baiquan, et al., Fusion Eng. Des. 55 (2001) 359–364