富山大学水素同位体科学研究センター研究報告27 : 1‑16, 2007.

解説

レーザー核融合研究とトリチウム
井

揮

靖

和

富山大学水素同位体科学研究センター〒930‑8555富山市五福3190

Tritium HandlinginLaser Fusion Research
Yisuka2u IZaWa

Hydrogen Isotope Research Center, UhiversityofToyama
3 190, Go丘ku,Toyama 930‑8555, Japan(Received December 17, 2007; Accq)ted March 1 2, 2008)
ABSTRACT
Progressesandfuture prom)ect of laserfusion reseauchand developments of仙m handlingtechmiques for laserfusionare reviewed.lmplosion physics of laserfusion targets toward cenぬli如tion has beenintensivelyinvestigated for morethan30 years. Numerousmilestones such as highdensitycompression and heating offusionfuel have been achieved. Rec孤tly a new scheme named fastig血on is opened bythe development ofhighlyintensive laser teclmology. Bothbythe central i卯itionand die fast iglition schemes,fusion lgmtlOn and bumWill be demonstratedindle near future. Sincethe

early stage of laserfusion research, DTfuel has beenintroducedinthe implosion experrments.
Numeroustechmiques, such as DT gas filling over 1000 ahospheric pressureinto die glass and plastic
sheli targets, formation ofuniformcryogemiC DT layer on the inner wall of shell target, cleaning of target

chamber walland recovery system of DTfuel aRerthe experiments,and safetysystem to preclude
accidental release of DT gasand to minimizethe potential for exposures to personnel, have beendeveloped.

1.はじめに1960年にレーザーが発明され[1]､その後間もなくレーザー核融合の研究が開始された｡
1964年ソ連のBasovらはガラスレーザーを重水素リチウムに照射し､核融合中性子の発生に成功した[2]｡我が国でもレーザープラズマの研究が1964年頃より開始され､ 1971年には固体重水素ターゲットにより核融合中性子の発生を確認した[3]0
1972年､米国よりレーザー爆綿の概念が提案された[41｡断熱圧縮によりプラズマを高密度に爆縮し､その中心部に高温のスパーク部を形成するという中心点火方式である｡ DT核

融合燃料を固体密度の1,000倍まで圧縮できれば､レーザー核融合は数10kJのレーザーエ
ネルギーで実現できるとされた｡これを契機に1970年代の後半から1980年代の前半にかけて､日本､米国､欧州各国において､激光ⅩⅡ号[5]､ NOVAl6]､ Phebusl7]など､出力10‑ loo

kJの核融合研究用大型レーザーが次々と建設され､ 1990年頃までに核融合点火に必要な高温度(5‑10keV)と高密度(固体密度の数100‑ 1,000倍)の爆縮が実現された[8, 9]｡次の

井滞靖和

段階はレーザー核融合点火･燃焼の実証であり､米､仏ではそれぞれNIF l10] (NationalIglition
Facility､国立点火施設)､ LM【11] (Laser Meg早Joule)計画により2M級レーザーの建設が進められている｡両計画とも2010 ‑ 2013年頃までに､レーザー核融合点火･燃焼の実証と10程度の核融合利得実現をめざしている｡
一方､チャープパルス増幅(chhped PulseAmplification, CIA)技術[12]の開発によりピー

ク強度がペタワット(pw)に達する超高強度レーザーが可能となり､高速点火という新しい手法が提案された【13]｡この方式は､爆縮により高密度圧縮された燃料プラズマに超高強度レーザーを照射して追加熱し､核融合点火をめざすものである｡追加熱という概念は1983
年頃既に提案されていた[14]が､ cFA技術の出現により現実のものとなった｡新型コーンタ

ーゲットを用いて､爆縮プラズマにPWレーザーを照射して燃料を1,000万度まで加熱することに成功した【15]｡この成果を受けて､我が国では高速点火実証実験(Fast I卯ition Realization､Experiment, FIREX)計画に着手した[16].この計画が予定通り進めば､ 2015年頃には高速点

火方式による核融合点火が実現される見通しである｡

レーザー核融合では､上に述べたように､研究開始当初から重水素を燃料に用いた実験が行われてきた｡また､米国では1970年代前半にDT燃料が爆縮実験に導入され､我が国でも1980年にDT燃料による爆縮実験が開始された｡このような状況は磁場核融合の場合と大きく異なっている｡その理由は､レーザー核融合では対象となるプラズマの直径が1mm程度と極めて小さいため､微量のトリチウムを用いた実験が可能であることや､核融合反応で発生する中性子の量やエネルギースペクトルなどがプラズマの温度や密度などの診断手法として重視され計測技術の開発が積極的に行われてきたことなどによる｡燃料ターゲット1個に含まれるトリチウム量は1980年代初期の〜30kBq (〜pCi)から同後期には〜30MBq(〜mCi)に増加し､現在では〜 30 GBq G 1 Ci)に近づいている｡それにつれて実験施設
における1日のトリチウム取扱量も初期の30GBq G1Ci)レベルから300TBq G104ci)

レベルまで増加した｡

本稿では､レーザー核融合研究の進展と将来展望､ならびにそれに関連するトリチウム取り扱い技術の概要をまとめる｡なお､レーザー核融合の物理の詳細については多くの文献[17]があるのでそれを参照されたい｡

2.レーザー核融合の原理:直接照射と間接照射
2. 1爆縮と核融合点火･燃焼

中心点火方式によるレーザー核融合の原理を図1に示す｡球状の燃料ターゲットの周囲から強力なレーザー光を一様に照射する.燃料ターゲットは球殻状のプラスチック燃料容器(プラスチックシェル)に高圧のDTガスを封入したもので､これを20 K程度の極低温に冷却することにより容器内壁にDTの氷の層を形成する｡中心の部分は飽和蒸気圧のDTガスで満たされる｡レーザー照射によりターゲット表面のプラスチックは瞬時に高温のプラズマとなり､外側へ向かって膨張する｡そのロケット反作用により発生する1億気圧に達する
高圧力で燃料ターゲットは中心に向かって急激に圧縮される｡この過程が爆縮である｡最大
圧縮時には､氷のDT燃料層は数千倍の密度に圧縮されて比較的低温高密度の｢主燃料部｣となり､中心のDTガス部は衝撃波による加熱と主燃料層の圧力仕事により1億度の高温にまで加熱され｢高温スパーク部｣を形成する(図5参照)0レーザー核融合研究とトリチウム‑‑@ .‑
圧縮

500叩1

最大圧縮

点火･燃焼

駒間隔: 170ps､露出時間:ろops

図1レーザー核融合の原理(中心点火方式､直接照射)
下図は超高速Ⅹ線駒取りカメラで撮影した爆縮の様子
高温のスパーク部では核融合反応
D+T →n (14.1MeV)+α(3.5MeV)が誘起され､中性子とα粒子が生成される｡スパーク部はα粒子によって加熱され核融合反応が促進される｡これが｢核融合点火｣である｡スパーク部が核融合点火に達すると､その周囲の主燃料部もα粒子で加熱され核融合反応が急激に開始される｡これが｢核融合燃焼｣と呼ばれる状態で､投入したレーザーエネルギーの100倍ものエネルギーが発生する｡
図1の下部は爆綿の様子を超高速のⅩ線駒取りカメラで撮影したものである｡レーザー
照射から約1 ns程度で最大圧縮に達し､中心に高温のスパーク部が形成されている｡この場合も中心で核融合反応は誘起されているが､点火･燃焼には至らず､最大圧縮後ターゲッ
トは膨張･飛散している｡

燃料ターゲットを爆縮する方法には2つの方式がある｡図1のようにレーザー光を燃料
ターゲットに直接照射する｢直接照射方式｣と､図2に示すようにレーザー光をまずキャ
ビティの内側に照射してⅩ線に変換し､発生したⅩ線で燃料ターゲットを爆縮する｢間接照射方式｣である.キャビティの材料には､ AuやUなど､レーザーからX線への変換効率の大きい高Z材料が用いられる｡

直接照射では､球状ターゲット表面にレーザー光を均一に照射する必要がある｡ターゲッ
ト表面で不均一があると､圧縮過程においてレ‑リーテーラー不安定性などの流体不安定性[18]が成長し､低温の主燃料部と高温のス/トク部が混合してスパーク部の温度が低下し､十分な核融合反応が発生しないからである｡
このため､燃料ターゲットの高度な球対称性､均一性､ならびにレーザー光の高い照射均一性が要求される｡間接照射では､キャビティ内で発生するⅩ線を爆縮に用いるため､必要なレーザー光の照射均一性は直接照射に比べて緩和されるが､ Ⅹ線への変換という過程を含んでいるのでエネルギー効率の点で直接照射より不利

図2

間接照射型ターゲット井葎靖和となる｡我が国や米国ロチェスター大学では直接照射方式を､米国N肝や仏国LMでは間接照射方式を採用している｡
2. 2

高密度圧縮の重要性

ここで､高密度圧縮の重要性について簡単に触れておく｡核融合点火が引き起こされるためにはスパーク部で発生したα粒子による燃料の加熱が必要である｡簡単のため､圧縮された燃料は一様な温度Tと質量密勘をもった半径Rの球状と考える｡燃料の質量MはM‑ (4Jd3) pR3 ‑ (叫3) (伸)3/Cと書ける｡高温スパーク部のpRがα粒子の飛程であるpR ‑ 0.3 ‑ 0.4 9cm2であればα粒子は衝突によりエネルギーを失い､スパーク部の加熱が引き起こされる｡これが核融合点火の条件である｡一方､主燃料部が十分燃焼するには押‑ 3 g/cm2が必要とされている｡このように､点火や燃焼には一定値以上のpRを実現する必要がある｡ pRを一定とすれば､点火や燃焼に必要な質量は〆に反比例して小さくてよいことになる｡すなわち圧縮密度が大きけれ
ば大きいほど少量の燃料で核融合点火や燃焼が実現できることがわかる｡もし燃料の圧縮を行わず固体密度b‑ 0.21 9cm3)のままであったとすると､ FZR ‑ 3 9cm2を得るために必要な燃料の質量は2.5 kgにもなってしまう｡燃料を固体密度の1000倍b = 210 9cm3)まで圧縮できれi軸R ‑ 3 9cm2を得るために必要な質量は6桁減少し､ 2.5 mgでよいことになる｡

単位体積あたりのプラズマのエネルギーE, ‑ (3/2) nkTとレーザーからプラズマへの結合
効率77を用いて､このようなプラズマを生成するに必要なレーザーエネルギーはEL ‑Epm!77 ‑(3/2) kTM/mur77と書ける｡ここにnはプラズマの数密度､ Vは圧縮されたプラズマの体積(V= (4Td3) R3)､ mu,はDTの質量である｡ 77 ‑ 0.05とすると､核融合点火に必要なレーザーエ

ネルギーはEL 〜 10 kJとなる｡これが1972年に米国から提案された爆綿の概念である｡この計算はあまりにも単純すぎるが､ EL 〜 loo kJで核融合点火が実現できると考えられている｡

詳細は文献【19]を参照されたい｡

最後にレーザー核融合におけるローソン条件を求める｡よく知られているように､核融合によるエネルギー生成条件(ローソン条件)は､閉じ込め時間をTとして､ n･r = 1014cm13sec

で与えられる｡レーザー爆縮により圧縮･加熱された燃料は音速G (10 keVのプラズマに対しCs 〜 108 cm/S)で膨張して密度が低下する｡実効的な閉じ込め時間(核融合燃焼の持続時間)は7‑R/4Cs程度[19]と考えられるので､ n･r‑pR/4mDTCsと書ける｡核融合燃焼条件(顔‑ 3.0 g/cm2)に対しn7‑ 2 x lO15cm‑3secとなり､磁場核融合の場合より1桁大きいnTが必要

である.

3.レーザー核融合研究の進展
大阪大学で行われた研究を中心に､レーザー核融合研究の進展を見てみよう｡図3は爆縮実験における中性子発生数と圧縮密度の年次経過を示したものである｡図にはそれぞれの実
験で使用された燃料ターゲットの概要も示した｡大阪大学では､ 1975年2ビームレーザー

激光Ⅱ号による圧縮実験が開始され､爆綿による核融合反応中性子を確認した｡ 78年には4ビーム､ 400Jの激光IV号､ 80年には2ビーム700Jの激光M Ⅱ号を用いて同様の実験が行われ､中性子発生数の増加が検証された｡これらの実験では比較的壁厚の薄いガラスシェ
ルに仇やDTガスを充填したターゲットが用いられた｡このようなターゲットはExploding4

レーザー核融合研究とトリチウム

温度1億度達成(1986年)

圧縮密度600‑1 000g/cc達成(1 989年)
l■‑y正.

(A)!suopニOSJh.lUOP SOJd∈oD)噸樹や匿＼叫軸貸出
0 0 ㌔ 07

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1974

76

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82

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88

980

年(Year)

図3

白

82

蓼爾粭定

84

86

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停

88

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90

年(Year)レーザー核融合研究の進展(爆縮プラズマによる中性子発生数と圧縮密度の年次経過)

p血と呼ばれ､レーザー照射によりガラス壁を爆発的に膨張させ､内部の燃料ガスを衝撃波により圧縮する方式である｡その後､核融合点火に必要な温度(5 ‑ 10 keV)まで加熱することを目的に･多重衝撃波を中心に集中させるLHART (Large liighA甲eCt Rado Target)が考案され1985年には12ビーム､ 15 kJの激光ⅩⅡ号を用いて中性子発生数1012個/ショット[81､ 86年には1013個/ショット骸融合利得‑0.2%) [20]を実現した.このようなターゲットでは､爆縮中に燃料が加熱されてしまうため高密度圧縮にはつながらないが､爆縮による高温加熱と核融合反応を実証したという点で意義がある｡なお､米国ロチェスター大学
においてもOMEGA増力レーザー(0.35 mm､ 60ビーム､ 30 kJ)を用いて､ 1995年､中性子発生数1014個/ショット(核融合利得1.0%)を達成している【21】｡高密度圧縮のためには､壁厚の厚い中空シェルターゲットを用い､ターゲット表面のアブレーションによるロケット作用を利用する爆柿が必要である｡この場合には､アブレーショ
ン額域で発生する高速電子がターゲット内部に侵入して燃料を先行加熱することを防ぐため､
波長0.5 ‑ 0.35 BAmの短波長レーザーを用い､ 1014W/cm2という比較的低いレーザー照射強度でターゲットに照射しなければならない｡しかも､圧縮過程での流体不安定性の成長を抑制
し､球対称のよい爆綿を実現するため､ターゲット表面でのレーザー照射強度の一棟性とターゲット自身の球対称性を確保しなければならない｡ランダム位相板【22]をはじめとするレーザー光の空間位相制御技術[23】や､真球度､壁圧の一様性に優れ表面が極めて平滑なプラ
スチックシェル製作技術[24]などが精力的に開発された｡このような技術開発を経て圧縮密度は向上し, 1988年激光Ⅹ¶号(0.53 Lm､出力8 kJ)と重水素化したプラスチック(CD)シェルターゲットを用いて固体密度の600倍までの圧縮が実証された【9, 25]｡この密度は核融合点火に必要とされる密度(固体密度の数100‑ 1000倍)領域にあり､ p‑600g/cm3､ pR‑

0.5 g/cm2が得られた｡この成果はレーザーにより高密度爆縮が可能であることを初めて実験で実証できたという点で意義のある結果である｡

井葎靖和

この時得られた圧縮密度は1次元球対称シミュレーションによる結果とはぼ一致しており､予測通りの高密度圧縮が達成されたことになる｡しかしながら､中心の高温スパーク部から発生した核融合反応中性子数は､シミュレーションで予測された発生数の1 ‑ 3桁小さい値に留まった｡圧縮過程における流体不安定性によって低温の主燃料部と高温のスパーク部の一部が混合してしまい､高温スパーク部の温度が予測ほど高くならなかったものと結論された｡

4.高速点火中心点火方式では､圧縮の最終過程で高温低密度のスパーク部とその周囲を取りまく低温

高密度の主燃料層の2層構造を作る必要がある(図5参照)｡これを実現するには爆綿の一様性をいかに高めるかが極めて重要な課題であり､それを克服する新しい手段として高速点火方式が提案された｡

高速点火方式の原理を図4に示す｡燃料ターゲットの周囲からレーザー光を照射L DT燃料を高密度に圧縮するまでの過程は中心点火方式と同じである｡最大圧縮の時点で超短パル
ス高出力レーザーを照射して瞬時にエネルギーを注入し､高密度に圧縮されたプラズマを急速に加熱する｡図5は中心点火と高速点火での圧縮コアの形状を模式的に示したものである｡
中心点火ではスパーク部と主燃料部の2層構造が必要であるのに対し､高速点火では高密度の主燃料部のみを形成すればよい｡このため高速点火では爆綿の一様性を確保するための条件が大幅に緩和される｡しかも､圧縮された主燃料部のp､およこ躯iを同じとすれは高速点火の場合の圧縮コアの半径は中心点火の半分程度でよい｡すなわち1桁近く少ない量の燃料を圧縮すればよいことになり､それに比例して圧縮に必要なレーザーのエネルギーも1桁近く小さくてよいことになる｡
高速点火では､超高強度レーザーによって発生する高速電子などで圧縮コアを加熱する｡
圧縮コアはレーザー光に対する遮断密度よりも高い密度の周辺プラズマで囲まれており､加熱用レーザーをできるだけ圧縮コア近傍まで伝搬させることが重要である｡レーザーとプラ
ズマの非線形相互作用によるレーザー光の自己集束などを利用する方法[26]なども提案されているが､図6に示すようなプラスチックシェルターゲットに金属製のコーンを装着した新型コーンターゲット【15]が発明され､実験に導入された｡激光ⅩⅡ号レーザー(9ビーム､ 0.53
pm､ 9 kJ)で爆縮した高密度プラズマにPWレーザー(波長1叩n､ 0.5 ps､ 500 W)を入射して圧縮プラズマをl keVまで追加熱することに成功した｡図6右はその結果で､追加熱レ
ーザーのピーク出力増大とともに核融合中性子発生数が1000倍にも増加している｡
中心点火

レーザー照射

圧縮

点火

高速点火

燃焼

高温低密度スパーク部

低温高密度主燃料層

燃料を瞬時に加熟し､強制的にホットスパークを作り出す.

図4

6

高速点火方式の原理

図5

中心点火と高速点火での圧縮コアの形状比較

レーザー核融合研究とトリチウム

新型コーンシェルターゲット

加熱レ‑ザ〜(PWレ‑ザ‑)

点火に必要と予Xlj

波長1,053ym

されるパワ‑領域

加熱効率30%>脛
加熱効率30%d̲〆ギ〆 ＼加熱効率
･･

′

/

15%

0.1

加熱レーザーパワー(PW)

図6

コーンターゲット 佐上)とそのⅩ線発光像(左下)､
コーンターゲットによる追加熱実験結果(右)

核融合利得

0

0.1

ウライオターゲット全体図

図7

プラスチックシェル断面

FREX実験用クライオターゲット

1

10

レーザーエネルギー(MJ)

図8

核融合利得の予測結果

大阪大学ではこの成果を下にして､ 2003年より高速点火実証実験(Fast lglition Realizadon

Experiment: FIREX)計画を推進している[16]｡第1期(FIREX‑I)では追加熱レーザーの出力を増強し､ 10keVまでの加熱を実証するoこのため10 kJ/ 1 ‑ 10psのLFEXレーザーの建設が進められており､ 10%程度の核融合利得をめざしている.第2期(tiKX‑II)では､
50kJ/0.35岬1の爆縮用レーザーと50kJ/ 10psの加熱用レーザーを建設し､高速点火方式による核融合点火･燃焼をめざす計画である. FIREX計画で古手図7に示すような液体DT燃料層をもつクライオターゲットを用いる[27]｡燃料容器は内側に低密度フォーム層をもつプ
ラスチックシェルで､導入管を通して液体DTをフォーム層内に注入する｡
図8は入射レーザーエネルギーに対する核融合利得の予測結果である｡高速点火方式では爆縮用レーザーと加熱用レーザーの和を入射レーザーエネルギーとしている｡図にはFREX‑Ⅱおよび米国N打の予測値も示した｡高速点火では中心点火に比べてはぼ1桁小さ
いレーザーエネルギーで同程度の核融合利得が期待されている｡レーザー核融合発電炉が成立するためには100程度の核融合利得が必要とされている｡図には､中心点火方式と高速点

井滞靖和

火方式によるレーザー核融合発電炉rKOYO｣および｢KOYOIFast｣の概念設計値(6節参顔)もあわせて示した｡中心点火による発電炉では数Mのレーザーが必要であるのに対して､高速点火では数100 kJのレーザーで小型の発電炉が実現できると考えられている｡

5.レーザー核融合におけるトリチウム技術
レーザー核融合研究においては､先にも述べたように､ 1970年代初期のレーザー爆縮実

験以来DTターゲットが用いられた｡我が国では､大阪大学において1979年にトリチウム
取り扱いを開始し､ 1980年にはガラスレーザー装置激光Ⅳ号によりDTガスを燃料に用いたレーザー核融合実験が開始された｡最初は､ターゲットへのDTガス充填を外部に委託していたが､ 1983年のガラスレーザー激光ⅩⅡ号完成にあわせてトリチウム取り扱い施設を拡充整備し､ターゲットへのDT燃料の充填からレーザー爆締実験まで､一連の作業を大学内で実施することが可能となった【28】｡当初のトリチウム取扱量は年間100 Ci (3.7 TBq)であったが､現在の最大取扱量は年間l PBq (〜27,000Ci,2.7g)､ 1日30TBq (〜1,000Ci)となっている｡

レーザー核融合研究におけるトリチウム取り扱い設備は､ターゲットにDTガスを高圧充填するためのトリチウム充填装置､固体DT燃料層をもつクライオターゲットを製作するための極低温冷却装置､プラズマ実験用のターゲットチャンバーなどから構成される｡トリチ
ウム充填装置と極低温冷却装置はグローブボックス内に設置され､また､グローブボックス
およびターゲットチャンバーなどはトリチウム回収装置に接続している｡
5. 1 DTガス充填ターゲット実験のためのトリチウム取り扱い

米国ロチェスター大学の場合を例にして､ DTガス充填ターゲット実験のためのトリチウ
ム取り扱い設備【29]を見てみよう｡ロチェスター大学では60ビーム､ 30kJ (351 nm)のOMEGA増力レーザー(1995年完成)を用いてレーザー核融合研究を行い､ 1996年よりDT
ガス充填ターゲットを用いた爆縮実験を開始した｡現在のトリチウム取扱量は1 g (1♂ ci､

370 TBq)であるが､ DTクライオターゲットの導入に向けてトリチウム取り扱い設備の拡充を計画している｡
図9はトリチウム充填装置(TFS: TridumFin Stadon)で､ SUS316製のループで構成されている｡ DTガスは10qgのウランベッド2個に吸蔵している｡ウランから放出されたDTガ
ID::TirWT::nloni‑rT.細kL
etJuT71 劔▲◎竿‑Ⅰコ◎ 劔傳LJbblerS
Afrbck御B舶ﾒ 牽.;:pl:DP

歪 Prwgeb

図9

トリチウム充填装置(TFS)

図10

T◎… Gl○vh c一柳TWP
僖ーl●ー 冤p■一グローブボックスとトリチウム回収系

レーザー核融合研究とトリチウム

スはクライオ容器(Condensation血ger)で液化した後､秤量容器(Assayvolume)へ移送し､一定量を充填容器Oemeation cell)へ送る｡容器内には10個程度のシェルターゲットが置かれ､シェル壁中の拡散を利用してDTガスを充填する｡充填圧力は20 ‑ 30気圧である｡

DTガスはウランベッドと充填容器の間をループ内で循環する｡ループはターボ分子ポンプとメタルベローズポンプで排気している｡ 1980年代の爆縮実験では燃料容器にガラスシェ
ルを用いていたため､ DTガスの充填には充填容器を500℃程度まで加熱する必要があった｡

この場合には､ SUS充填容器壁を通してDTガスの漏洩が問題であり､金メッキなどによる漏洩抑制の工夫がなされた[28].最近の爆縮実験では燃料容器にプラスチックシェルを用いるのが主流となっており､室温での充填が可能となった｡
TFSは図10に示すように､容量2 m3のグローブボックス内に設置されている｡グローブ
ボックスの雰囲気ガスはヘリウムで､ ‑ 20 Paの負圧に制御している｡ TFSおよびグローブ

ボックスはトリチウム回収系に接続されている｡スクラバーシステムは､基本的に､乾燥剤(5‑Aモレキュラーシープ)､およびNi触媒とZrFe合金水素捕集ゲッタ‑で構成されている[30】｡乾燥剤はグローブや窓のシールなどから漏洩してきた水蒸気やグローブボックス
内で生成されたHTOなどを捕集する｡ Ni触媒の動作温度は350℃で､乾燥剤再生時の水蒸
気や有機物をNi酸化物あるいはNi炭化物に変換する｡ ZrFeはガス中の水素､ならびにNi

触媒還元時に生成されるトリチウム化した水素成分を捕集する｡
ターゲットチャンバーは内径3.12 m､容積15.84 m3のアルミ製で､内表面積は30.5 m2である｡排気速度12,000 〟Sのクライオポンプ3台で排気している｡レーザー爆縮実験で発生した気体状の廃棄物や燃え残った未反応DTガスなどはクライオポンプで捕集する｡クライ

オポンプは定期的に再生し､その時捕集したガスなどはスクラバーシステムに送って回収する｡

ロチェスター大学では､ 1996年のトリチウム取り扱い開始から2006年までの間に､乾煤剤で41.3CiのTを含む水2.9リットルを､Ni触媒で520CiのTを､またzrFeベッドで15CiのTを､それぞれ捕集したとのことである｡これらは6ケ月ごとに外部で再生処理を行っている｡この間559回のDTターゲット実験を行い､ 150 GBq (4.05 Ci)のトリチウムがターゲットチャンバー内に放出された｡
図11は､ DTターゲットを用いて11回の爆縮実験を行った後クライオポンプを室温に戻した際､スクラバーシステムで回収されたガス流中のトリチウム濃度時間変化である｡ 11回の実験でターゲットチャンバー内に放出されたトリチウ
ム量は6.44 GBqである.濃度はクライオポンプ出lJl A触一mOleSjcye(MtuJb80)音名ひ市uJ喜一S

505

口､モレキュラーシープ後､およびNi/ZrFeベッ

ド後の各場所で測定された｡モレキュラーシープ
による吸着分は全体の3%程度にすぎないことから､クライオポンプから放出されたガスはほとん
どが水素ガスか分子量の小さい有機物であろうと予測しているo水素分子の平均自由行程はタ‑ゲ
ツトチャンバー直径の3倍以上大きく､爆縮実験
で放出されたDTなどがクライオポンプに入るま

03

1.8

1.5

2.0

Timc rh)

図11クライオポンプ吸着ガス回収時のトリチウム濃度時間変化

井才筆靖和でにはチャンバー壁と50回以上の衝突を繰り返すと予測されているが､この程度の表面相互作用ではガス形態の変化は見られないと結論している｡なお､ 6.44 GBqのトリチウムの内､スクラバーシステムで回収されたものは4.85 GBq､スタックからの放出が1.44 GBq､最終的にターゲットチャンバー壁内部‑吸着されて残ったものが0.07 GBqであった｡

5. 2

レーザー核融合点火･燃焼実験に向けて: DTクライオターゲットのためのトリチウ

ム設備
前節までに述べたレーザー爆縮実験では､直径0.5 ‑ 1 mのプラスチックシェルに最大30気圧程度までのDTガスを充填した燃料ターゲットが用いられた｡ターゲット1個に含まれるトリチウム量は最大0.5 GBq程度である｡これに対し､今後の核融合点火･燃焼実験では内部のDTガスを冷却固化したクライオターゲットが用いられる｡例えば､米国N『用に設計されているターゲットは直径〜2mmのBe/Cu中空球内面に厚さ80 ‑ 100 pmの固体DT層を持つものである[31]｡このようなターゲットは､まず室温で1000気圧を超える高圧のDTガスを燃料容器内に充填した後､ 18 K程度の極低温まで冷却するという過程を経て製作される｡ターゲット1個当たりに含まれるトリチウム量は15 ‑ 30 GBqと､ DTガスターゲ

ットの場合より1桁以上大きくなる｡
ロチェスター大学では､ N肝の準備研究として､直径約1 mのプラスチックシェル内に

厚さ100 pm程度の固体DT燃料層を形成したDTクライオターゲットによる爆縮実験を開始しようとしている[32]｡このためトリチウム取り扱い設備を拡充した｡図12はその模式図である[33]｡図中､TFSは図10に示したものであり､DT高圧充填システム(DTHigh‑PFeSSt∬e
Fill Stadon, DTHPS)､ FTS､クライオスタット可動カート(Moving Cryostat Transfer Cart

MCTC)はクライオターゲット実験専用の設備である｡ DTガスをTFSからDTHPS内のクライオ容器(Condensadon cell) ‑送って固化した後､ TFSとDTHPSを切り離す｡固化したDTを蒸発させて得られる最大圧力は250気圧程度であり､これを機械的に1200気圧まで昇圧してFTS内の充填容器(permeadon cell) ‑送る.充填容器内には最大4個のプラスチ

ックシェルターゲットを格納できる｡プラスチック球は内外の圧力差に対する機械的強度がTarget rack

図12

10

DTクライオターゲット‑のトリチウム充填､固化装置

レーザー核融合研究とトリチウム

十分ではないため､昇圧速度を
毎分0.5気圧程度に制御している｡昇圧速度が毎分1気圧を超えるとターゲットは破壊される｡
このためDT充填に要する時間
は32時間程度である｡充填終了
後FTSとDTTIPSを切り離し､充填容器を室温から20 K程度まで冷却してDTガスを固化する｡
冷却速度は毎分0.1 K程度である｡固化に要する時間は50時間程度である｡その後ループ内の

図13

Urクライオターゲット爆縮実験手順の概念図

全DTガスをTFS内のウランベッドに回収する｡

FTS内のDTクライオターゲットは1個ずつMCTC‑取り出し､図13に示すように､固体DT層の厚さ､その均一性､ DT固体内面の表面精度などを測定する｡その後､ MCTCをターゲットチャンバー下部に移動させ､パイロン(Lewer pylon)と呼ばれる挿入機に取り付け､チャンバー中心‑挿入される｡クライオターゲットが周囲からの熱放射に晒されるのを防御しているシュラウドをレーザー照射50 ms前に高速で除去してレーザー爆縮実験を行う｡

DTHPSとFTSは別々のグローブボックス内に設置されている｡また､ DTHPS内のクライオ容器､圧力センサー､昇圧ポンプ､およびTFS内の充填容器などの超高圧部分は､そ

れぞれ､個別の1次格納容器内に､さらに1次格納容器と高圧ガス配管を含めたループ全体を2次格納容器内に設置し､グローブボックスを3次の格納容器とする設計を採用して､事故時のトリチウム漏洩に備えている｡
5. 3

トリチウム技術

ここまでは燃料容器‑のDT燃料充填と極低温‑の冷却､ならびにレーザー爆縮実験の実施に必要な設備を中心にレーザー核融合におけるトリチウム取り扱い技術の概要を紹介した｡
このような技術開発以外にも､ DT燃料充填に際してのDT分圧比や容器内充填圧力の非破壊測定技術､均一性にすぐれ高い表面精度を有する高精度クライオターゲット製作技術などの開発はレーザー核融合研究における重要な課題である｡詳細は文献[27】を参照していただきたい｡

トリチウム分圧の測定用には無機粉末蛍光体を利用した小型センサー[34】が開発された｡

直径5 tAm程度以下の微細な蛍光体粉末を用いることにより､高圧下でもβ線の自己吸収効
果を小さくすることが可能となり､ 10気圧を越える高圧まで蛍光強度とトリチウム量の直線性が確認されたo粒径を1岬まで小さくすることにより100気圧にまで対応できると予測されている｡センサー部の体積は0.03 cJ程度である｡

ガラスシェル内のDT充填圧力非破壊測定用にはβ線で励起されたガラス中のシリコンからの特性Ⅹ線を利用する手法【35]が開発されている｡また､水素の一部を重水素化したプラ

ll

井滞靖和

スチックシェルを20 ‑ 30気圧のトリチウムガス中におき､紫外線を照射して同位体交換反応を促進させ､短時間で高比放射能のH‑D‑Tプラスチックシェルを製作する技術【36]が開発された｡このターゲットは爆縮プラズマのpR計測に利用された｡

クライオターゲットでは､燃料容器内面に形成される氷のDT層に厚さの均一性や表面の平滑性が要求される｡ DTを高圧充填した燃料容器を極低温まで冷却すると､重力の影響やごくわずかの温度不均一により固体DT層の厚さは不均一になり､また3重点近傍で結晶化がおき表面の平滑性が失われる｡このような氷の層を如何に均一化するかはターゲット技術における重要な課題であり､多くの手法が検討されてきた[27]｡その一つにβ線加熱法[37]がある｡トリチウムからのβ線はほとんどが固体DT層内で吸収される｡このため氷の厚い部分では薄い部分より内面温度が高くなり､昇華したDTが薄い部分に凝縮して均一化が進むというものである｡本来この方法は純粋のDT層を均一化する手法として開発されてきたが､最近ではフォームクライオターゲットに適用しようとする研究【38]も行われている｡

6.レーザー核融合の将来計画
6. 1研究開発ロードマップ
米国N肝や仏国LM計画が予定通り進めば2010 ‑ 2013年には中心点火方式によるレー

ザー核融合点火･燃焼が実現し､ 10程度の核融合利得が達成される見込みである｡また､我が国のFIREX計画では2015年頃に高速点火方式による核融合点火･燃焼に達する予定である｡このような研究を通してレーザー核融合点火･燃焼に関する炉心プラズマ物理の科学的実証が完了すれば､レーザー核融合研究開発はエネルギー開発計画としての長期的展望の下で､実験炉による工学的実証､実証炉による商用発電の実証を経て､商用発電炉の建設‑と進められることが期待される｡
レーザー核融合発電炉の放念設計は1970年代より行われ､数多くの提案がなされてきた[39].我が国では｢SEm‑I｣ (1975年) 【40]や｢KOYO｣ (1995年) [41]など中心点火方式による炉の概念設計が行われ､また2003年には発電プラントの開発に向けてのロードマップ[42]がまとめられた｡ 2006年には高速点火方式によるレーザー核融合炉｢KOYO‑Fast｣の概念設計が実施された[43]｡｢KOYO‑Fast｣の基本仕様は､ 1.1 M､ 32ビームの爆縮用レーザーと100灯､ 1ビームの加熱用レーザーにより200 Mの核融合エネルギーを生成するというものである｡炉チャン
バーは4 Hzの繰り返しで､ 1基あたり800 MWの核融合出力､ 300 MWeの電気出力を生み出す｡レーザー自体は16 Hzの繰り返しとし､一つのレーザーシステムで4基の炉を駆動するモジュラー方式を採用しており､プラント全体での電気出力は1200 MWeになっている.
高速点火方式では小型の炉を構成することも可能で､ 600 kJのレーザーエネルギーで電気出力150 MWeを生み出す炉の設計例も示されている.

IFEフォーラムにより提案されているレーザー核融合炉開発のロードマップ【42, 44]を図14に示す｡ NF､ LMJ､およびFrREXによる核融合点火･燃焼に引き続いて実験炉計画を進めるというのがポイントである｡このため､繰り返しレーザー技術､ターゲット技術､炉チャンバー技術､ブランケット技術などの炉要素技術を並行して開発する｡実験炉では開発した要素技術を集約して繰り返し炉心試験など種々の工学試験を実施するとともに､発電試験を行い正味電気出力を実証する.次の段階の実証炉は｢KOYO‑Fast｣の1モジュー/項目当12レーザー核融合研究とトリチウム

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10kJ爆格レーザー ーOkJ加熱レーザー 兒l繰返し工学就農

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核恐合炉工学技術開発(ブランケット､液体金属冷却､トリチウム､
炉材料､炉設計､安全技術等)JTERR&0､lFMlFデータ

図14

高速点火レーザー核融合炉開発ロードマップ

規模で､発電コストを含めた商用発電の可能性を実証する｡
6. 2

将来計画とトリチウム技術

N肝やFREXなどレーザー核融合の科学的実証をめざす段階までは､ 1日に数回から10回程度の､いわゆる､シングルショット実験であるが､実験炉や実証炉では1秒間に1 ‑ 10回程度の連続動作が必要となるo繰り返しレーザー技術については米【45]､日[46]､仏【47]などで10年ほど前から先行開発が行われているが､ターゲット技術をはじめその他の炉要素
技術開発は遅れているC ターゲット技術では､燃料容器‑のDT充填と極低温‑の冷却を同時に行う液中加熱法[48]を利用する高速連続供給法が提案されている[43].このようなDT

充填システム中のトリチウム装荷量は100g程度に達するものと予測されている｡
レーザー核融合炉では､炉チャンバー内部はレーザー光の吸収が無視できるlPa程度の低圧でよいため､第1壁を液体炉壁とする概念設計が数多く見られる｡ ｢KOYO‑Fast｣でも液体LiPbの自由落下流を第1壁とする案を採用しているo Liはトリチウム増殖の役目を担っているが､ LiPb中の水素溶解度や拡散係数などに関するデータが少なく､報告されている数値も10‑ 100倍程度のばらつきがある[43].トリチウムの流れは､ LiPbブランケットに溶解して熱回収系にむかう流れと､炉チャンバーの真空排気系で排出される流れわかれる｡それぞれの流路でトリチウムの回収と閉じ込めが必要となるが､ LiPb内でのトリチウムの移行特性や高温の金属材料中での水素透過挙動などに関する基礎データが不足しており､シス
テムの検討がしにくい状況にある｡これらの基礎データ取得を進めるとともに､併せて透過漏洩が少なく､効率のよいトリチウム回収､閉じ込め系を開発することが重要な課題である｡
7.おわりにレーザー核融合研究とそれに関連するトリチウム取り扱い技術の現状および将来展望の概要をまとめた｡レーザー核融合は点火･燃焼の実証を間近に控え､将来の核融合炉を見据えたエネルギー開発段階の検討を開始すべき時期に移行しつつある｡レーザー核融合炉は炉を

13

井滞靖和

構成するレーザー､燃料ターゲット､炉チャンバーなどの独立性が高く､それぞれの要素技
術開発に適した小規模の実験装置で並行した開発が可能である｡特に､近年注目を浴びている高速点火方式では中心点火方式に比べて数分の1から1桁小さい炉を実現できるので､中小型炉による多様なェネルギ‑需要に対応できる.高速点火原理実証をめざすFIREX計画
による炉心物理研究とレーザー､ターゲットなどの炉工学技術開発をバランスよく進めることが重要である｡

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