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連載
講座

核融合トリチウム研究最前線――原型炉実現に向けて――
第3回

トリチウムの調達方法
松浦 秀明，片山 一成
量子科学技術研究開発機構 日渡 良爾
九州大学

本稿では，核融合原型炉の初期稼働時に必要となるトリチウムの調達方法として，(1)高温ガス炉を用いたトリチウム製造法，(2)DD 核融合反応を用いた核融合炉起動シナリオ，を紹介する。高温ガス炉を用いたトリチウム製造法の研究開発においては，現在，製造されたトリチウ
ムの炉内管理が重要な検討課題となっている。研究の最前線を報告するとともに，トリチウム
調達シナリオに対する考え方を紹介する。
KEYWORDS: DEMO, tritium, high-temperature gas-cooled reactor, HTTR

される4)。我が国は，現時点で核融合炉の起動や開発に必要なトリチウムを，自力で製造する方法を有していな

Ⅰ．序論

い。また，今後このような大量のトリチウムを，如何にトリチウムは，放射性核種(半減期約 12 年)であり，自確保していくのかは明確にされていない。今後の核融合

然界に，核融合炉燃料として十分な利用可能量は存在し研究に際し，有効で現実的なトリチウム調達｢シナリオ｣ない。核融合原型炉の初期稼働時や，それ以前のトリチが求められている。一連の議論の発端となることを期

ウム循環系を含む炉工学試験のためには，トリチウムをし，本稿ではそのひとつの考え方を紹介する。

調達するための，何らかの方策が必要である。本連載記
事第 2 回｢原型炉に向けたトリチウムバランスの考え方｣

Ⅱ．高温ガス炉を用いたトリチウム製造法

では，原型炉の初期稼働に数 100g〜kg オーダーのトリ

1．高温ガス炉とそのトリチウム製造性能

チウムが必要と見積もられた。炉工学試験に必要なトリ1, 2)

チウム量は，最低でも 100g 程度と考えられる。従

高温ガス炉は，次世代原子力システムの有力候補のひ来，カナダを中心とした重水減速重水冷却(CANDU)炉とつとして位置づけられており，炉心が黒鉛によって構を用いて，トリチウムの製造が為されてきた。CANDU

成されることから，炉心溶融がなく，何らかの原因で崩炉でトリチウム製造に用いる重水素の中性子捕獲反応

壊熱除去設備が冷却機能を損なった場合でも，自然冷却

は，核融合ブランケットで利用する6Li(n,)T 反応と比が可能である。UO2燃料核を複数のセラミックス層で多較して断面積が約 6 桁小さい。トリチウム製造性能とし重に被覆した被覆粒子燃料が採用されており，制限温度て，1GW の電気出力に対し，1 年間に 0.17〜0.23kg 程度(1,600℃)以下であれば，健全性を損なわず，放射性物質

3)を封じ込めることが可能とされている5)。エネルギー基の実績が報告されている 。CANDU 炉でこれまで蓄えられたトリチウムの多くは ITER での使用や，自然崩壊

本計画(平成 26 年)，経済財政運営と改革の基本方針

によって失われる。米国では，軍事利用を目的とし，軽2014 等において，その研究開発の推進が明記されてい水炉を用いたトリチウム製造が実施されている。必要量る6)。冷却材(減速材)としてガス(黒鉛)を選択したことに応じた製造と考えられるが，現状 1GW 程度の電気出により，発熱密度を低く抑える(中性子の減速を十分に力に対し 1.5 年の運転期間で 1.5kg 程度の製造量と推定得る)為の設計が施されており，有効炉心体積が大きく，
また中性子束が低めとなる反面，燃料近辺に核変換対象

Research frontier of tritium for fusion reactor - toward the
DEMO reactor - (3) ; scenarios of tritium preparation：Hideaki
Matsuura, Kazunari Katayama, Ryoji Hiwatari.
(2018 年 3 月 1 日 受理)■前回タイトル
第 2 回 原型炉に向けたトリチウムバランスの考え方
日本原子力学会誌，Vol.60，No.9 (2018)61-67_vol60_9-G_連載講座_PK.smd Page 1

物質を装荷できる大きな領域を提供できる。これに伴い濃縮をおこなわず，天然存在比のまま，必要な量の6 Liを炉心に装荷することが可能となる。また，黒鉛・ヘリ
ウムは，核的には不要な中性子の吸収が少なく，化学的には Li 化合物との相性が比較的よいという性質を持つ。
( 61 )

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高温ガス炉では，可燃性毒物(BP)として固体状のホウ検討を進めている。図 3 に照射試験用カラムに装荷する素化合物(B4 C)を燃料ブロックの BP 孔に装荷する。

照射ブロック及び照射キャプセル(スイープガス管付)の

10

我々は，可燃性毒物としての B を Li に置き換えること

概念図，また，図 4 に照射ブロックに装荷するカバー付

による，余剰の中性子を用いたトリチウム製造法を提案

Li ロッドの概念図を示す。装荷するカバー付 Li ロッド

67)

している 。全ての BP を Li 化合物で置き換えた場合，は，Li ロ ッ ド 本 体 を，さ ら に ト リ チ ウ ム 流 出 防 止 用

1GW 電気出力の高温ガス炉を 1 年間運転することで，

Al2O3製カバーで覆ったものである。図 4 に例示する Li

1.5〜2.4kg 程度のトリチウム製造が可能と推定していロッド本体は，米国でトリチウム製造実績のある軽水炉

る

7〜9)

用ロッド4)を参考に，試験用として想定した。トリチウ。

ム生成による内圧の上昇を防ぐための中空構造，LiAlO2

2．Li 装荷用ロッドと実証試験の検討

層の内及び外側にトリチウム吸蔵用 Zr 層，Zr 層の外側

これまでの炉心計算に基づく検討により，トリチウムにトリチウム流出防止用 Al2O3層を有する。ロッド領域

製造に対する高温ガス炉の有効性が示されたが7〜10)，その 温 度 を 500℃ 以 下 に 維 持 す る 運 転 を 行 う 場 合 は，の性能が Li 装荷法に大きく依存することも明確となっ

Al2O3層のみでロッドから冷却材へのトリチウム流出量た。現在，研究の焦点は Li 装荷(トリチウム封じ込め・を製造量の 1％以下に抑えることが可能との解析結果が回収)法と，その実証(照射)試験の検討へ移行している。

示されている8)。しかし，高温ガス炉の高い発電効率を

図 1 に日本原子力研究開発機構(JAEA)が保有する，高維持しつつ，トリチウムを製造するためには，ロッド領

温 工 学 試 験 研 究 炉 (HTTR: High Temperature

域の温度を 900℃程度まで上昇させた運転が必要であengineering Test Reactor)の外観図を示す。HTTR はり，この場合は Al2O3のトリチウム透過抑制性能が低下

熱出力 30MW の高温ガス炉で，平成 10 年に初臨界，平するため13)，Zr 層を加えて内圧の上昇を抑える必要が成 13 年 に 定 格 出 力 30MW，原 子 炉 出 口 冷 却 材 温 度あると考えている9)。図 3 に例示する照射ブロックは，

850℃を達成，平成 22 年に 50 日間の高温定格出力連続構造の異なる複数の Li ロッドを同時照射し，性能を比運転を実証している11)。HTTR には，照射試験用カラ較検討することを想定している。HTTR では最大性能

ムが装備されている(図 2)。試験部は 400〜800℃，中性として，1 年の連続運転で 30g 程度のトリチウムの製造

子束 7 × 1017n/m2s 程度の照射環境にあり，炉心への Liが可能と見込んでいる9)。標準運転環境(900℃程度の温化合物の装荷(バッチ運転で年間 0.6g 以下のトリチウム度)での使用を想定し，より性能の高い Li ロッド構造を12)生成)が認めらている。現状，炉は停止状態にあるが，今後の再稼働を見込み，将来的な実証試験を目標とした

図1

高温工学試験研究炉 HTTR 外観図[JAEA 提供]

図3

照射ブロック・キャプセル例(a)水平，(b)垂直断面図

図4(a)Li ロッド本体例(水平断面)，(b)カバー付 Li ロッド(http://httr.jaea.go.jp/index_top.html)

図2

HTTR 炉心水平断面図12)( 62 )

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常に小さい値を示すものの，実際に透過実験で得られた

検討しているところである。

透過係数は，4 桁程度高い値を示す。グラファイト材料

3．水素透過挙動研究と Li 装荷用ロッド模擬試
験体を用いた実験についても同様で，一般にグラファイト材料は多孔質体であるため，透過実験を行うと速やかに水素が透過する

各種材料におけるガスの透過挙動は古くから研究されが，別々の実験で得られた溶解度と拡散係数の積としてており，緻密なセラミックス材料のガス透過率は極めての透過係数は非常に小さい。このように，式の上では，小さいことが知られている。先に述べたように高温ガス

透過係数は溶解度と拡散係数の積として与えられるが，炉のウラン燃料核も多層のセラミックス被覆により放射透過量を評価する際には，実際に透過実験を行う必要が性物質を封じ込めている。多くの材料において，ガスのある。図 5 に示すように Al2O3の水素透過係数は，ステ

透過速度は，気相中のガス圧に対して材料中へ溶解する

ンレス鋼やニッケルに比べて 3〜4 桁も低いが，高温ガ量を表す溶解度と，材料中を移動する速さを表す拡散係

ス炉の高温環境においては，Al2O3層のみでのトリチウ数の積に比例する。この比例係数を透過係数と称し，各ム封じ込めは難しいと解析されている13)。そこで，前項

種材料についての透過係数を比較することで，透過し易で示したように Al2 O3 層の内側に水素吸蔵能が高い材

さもしくは透過し難さが判断される。ただし，材料とガ料，いわゆる水素吸蔵金属を配置する方法が提案され，

ス成分によって溶解度の圧力依存性が異なる場合がある

中性子吸収の少ない Zr を第一候補として検討が進めらため，注意が必要である。Al2O3は水素透過係数が小されている20)。Zr の水素吸蔵特性は詳しく調べられておいセラミックスの代表的な材料であり，核融合分野におり21, 22)，水素を多く吸蔵すると水素化物相が形成され，いては，トリチウム透過抑制材の候補材のひとつとして水素拡散速度も変化する23, 24) ことが知られている。し研究されてきた。透過係数が小さな材料に対する実験

かしながら，ロッド内で想定されるような Zr 材の片側

データの多くは，1,000℃を超える高温域で取得されていからのみ水素が供給される場合，水素化物形成によりる。これは，中・低温域では透過した水素の濃度が低く，Zr 材に吸蔵される水素に加えて，Zr 材を透過する水素濃度測定機器の測定感度以下となるためである。近年でも生じると想定される。Zr の水素透過現象は単純な溶

は，バリア放電イオン化検出器を搭載した高感度ガスク

解・拡散モデルでは説明できず，元の相と水素化物相がロマトグラフを用いて 700℃〜800℃の中温域での透過

共存し相界面が移動する移動境界相モデル25, 26) 等が提係数が報告されている13, 14)。実際に水素を透過させる

案されているが，水素透過量を精度よく予測できる整理

実験は行わず，水素溶解度 S と水素拡散係数 D を別々式は確立されておらず，モデルを検証する実験データもの実験で取得し，得られた値の積を透過係数 K=S × D

十分ではない。最近の報告では，片側を封じた Zr 管のとして透過特性が評価される場合もある。図 5 にステン

内側あるいは外側に水素ガスを流通させ，もう一方を真レス鋼，ニッケル，アルミナ，グラファイト材料の透過

空排気した際の真空側への水素透過挙動が示されてい係数を示す13, 15〜19)。Al2 O3 については，別々の実験でる27)。水素ガス導入後，比較的速やかに水素透過が観測得られた溶解度と拡散係数の積としての透過係数は，非されており，図 4 に示す試験用 Li ロッド構造において，Zr 層には透過抑制効果は期待できないが，Zr 層-Al2O3
層間へ透過した水素圧力がある程度高まると，水素化物が形成され始め，暫くの間，水素化物形成平衡圧力で維持されると期待される。
Zr と Al2 O3 の組み合わせによるトリチウム封じ込め
性能を評価するため，模擬試験体によるトリチウム透過試験が計画されている。九州大学アイソトープ総合セン
ター伊都地区実験室に設置される予定の模擬試験体と実験装置の概略図27)を図 6 に示す。内側から Zr 層-Zr 層-Al2O3層の片側封じ 3 重管となっており，図 4 に示される LiAlO2 の位置に相当する領域は空洞となっている。
ここにトリチウムを含むガスを供給し，電気炉で加熱する。3 重管の加熱部は石英管内に挿入されており，Zr 層-Al2O3層を透過したトリチウムは，アルゴンパージによりトリチウム回収系に輸送される。実験後，それぞれの空間のトリチウム量を測定し，トリチウムバランスから各層のトリチウム移行量を評価する。Zr 層-Zr 層間に

図5

比較的高い水素分圧を供給した際の，3 重管各材料中に透過係数の比較

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ZrO2が形成された場合は，トリチウムの溶解速度が著しく低下する可能性がある。また，Li が Zr へ拡散浸透し
Li2 ZrO3 層や LiOH 層を形成する可能性もある。このよ
うな複雑な反応場でのトリチウム挙動の定量的理解は容易ではなく，また材料の健全性保持の観点からも，Zr 層-LiAlO2層界面に Ni 等の被覆を施し，水素以外の成分のZr 層への浸透を妨げる対策が必要であろう。ただし，
この場合 LiAlO2 層細孔内の酸素ポテンシャルが増加することを考慮し，生成するトリチウムの一部が LiOT 層を形成するといった LiAlO2 層に生じうる反応についての理解も深めておく必要がある。また，Zr 層に透過抑制効果を期待しないのであれば，必ずしも Zr は円筒バ
ルク構造とする必要はなく，水素吸蔵面積の増大を図って多孔質 Zr 層とすることが有効かも知れない。いずれ
図6にしても，トリチウム封じ込め技術の確立は，高温ガス

Li 装荷用ロッド模擬試験体及び実験装置概略図

炉を用いたトリチウム製造の実現可能性を左右する重要な課題であり，トリチウム挙動の理解を深めながら，段階的に技術開発を進めていく必要がある。現状は，トリチウムが生成される Li 化合物近傍でのトリチウム封じ込め手法の開発に取り組んでいる段階であるが，最終的には，高温ガス炉プラント全体として，多重性，多様性をもったトリチウム封じ込めシステムの構築が図られる。

Ⅲ．DD 核融合反応を用いた核融合炉起動
シナリオ
図7

初期装荷トリチウムを重水素-重水素核融合反応に

模擬試験体トリチウム挙動概念図

よって入手するシナリオが提案されている。通常，核融おける半径方向のトリチウム濃度分布とトリチウム挙動

合炉ではD+T →4He(3.5MeV)+n(14.1MeV)の概念図を図 7 に示す。水素化物形成に寄与するトリチ
ウムと，拡散・透過するトリチウムが存在する。透過にの反応を利用するものであるが，この反応と同時に反応より管中心部の空洞及び Zr 層-Al2O3層間の空隙の水素断面積が DT 反応より小さく，発生の頻度はわずかであ圧力が上昇し，水素化物形成平衡圧力に達する際には，るが以下のような重水素同士の核融合反応も起こってい内側 Zr の内側，外側 Zr の外側にも水素化物層が形成さる。
D+D → T(1MeV)+p(3MeV)

れていることになる。

D+D →3He(0.8MeV)+n(2.5MeV)

模擬試験体によるトリチウム透過試験は，Li 装荷用ロッド開発の最初のステップであり，実機での実証試験

この 2 つの反応はほぼ同じ確率で発生し，片方はトリチに向けては，取り組むべき課題がいくつかある。特に重ウムを生成し，片方は中性子を発生させる。この反応を要なのは，材料界面での物質移動現象の理解である。現利用して初期装荷のトリチウムを生成しようという立ち在想定されているロッド構成は，内側から Zr 層-LiAlO2

上げシナリオが提案されている28)。DD 核融合反応を用

層-Zr 層-Al2O3層となっているが，高温環境下では，界いた核融合炉起動シナリオの考え方を図 8 に示す。

面において構成原子の拡散や化学結合が生じ，トリチウ

まず，トリチウムを生成する DD 核融合反応が起こっ

ム移動に影響を及ぼす可能性がある。LiAlO2 に中性子た場合，図 8(a)に示すように生成されたトリチウムはプが照射された場合，次の核反応によりトリチウムと酸ラズマ中に閉じ込められて，重水素と DT 核融合反応を素，ヘリウムが生じる。

起こす。DT 核融合反応が起これば，中性子が発生され，その中性子によりブランケットにおいて消費された

2LiAiO2+2n → T2+1/2O2+2He+Al2O3
Zr は水素のみならず酸素も吸収するため，Zr 層-LiAlO2トリチウムより多いトリチウムが増殖される(ブラン層界面には ZrO2層が形成されると想定される。緻密なケットのトリチウム増殖率を TBR といい，TBR > 1.0( 64 )

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571である事に対応する)。元々の反応が DD 核融合反応であることから，TBR 分のトリチウムが新たに生成されることになる。
一方，中性子を生成する DD 核融合反応が起こった場
合，生成された中性子によってブランケットにてトリチウムが生成される。ここでは，中性子のもっているエネ
ルギーが 2.5MeV と DT 核融合反応による中性子エネル
ギー 14MeV とは異なるため，それぞれの中性子によるトリチウム増殖率 TBRDT と TBRDD は異なり，TBRDT＞ TBRDDの関係にある。ただし，この反応ではトリチ
ウムを消費せずにブランケットにてトリチウムを生成で

図9

きているので，トリチウムが増殖されることになる。以DD 核融合反応によるトリチウム生成による 3GW クラスの核融合炉の出力割合の解析例28)

上の 2 つの過程を通して，全体としてみると DD 核融合反応が起きることにより，僅かではあるがトリチウムの次に DD 核融合反応を用いた核融合起動シナリオの個数が増えていることになる。この過程を繰り返すこと

解析例を図 9 に示す。図 8 の考えに従って，DD プラズ

で，トリチウムの密度を徐々に増加させて定格運転まで

マからスタートし，徐々にトリチウム濃度を上げること到達させる事が基本的な考え方である。

によって約 100 日程度で定格出力(このケースでは約3GW)に到達している。
この解析で用いたパラメータとしては，DT 核融合反応率 1.1 × 1021sec-1，DD 核融合反応率 5.3 × 1018sec-1，
燃料サイクルの時定数を 2 日，TBRDT1.1 を仮定している。DD 核融合反応率と DT 核融合反応率を比較すると3 桁近くも小さいため，DD 核融合によるトリチウム生成は非常にわずかである。これが DT 定格運転に到達するために 100 日程度必要となる原因である。本検討を出発点として，いくつかのモデルの詳細化を行った検討がなされている。例えば，定格運転における核融合出力の違いの依存性，トリチウムサブシステムの詳細化，トリチウム損失モデルの導入等を考慮に入れたいくつかの検討がなされている29〜31)。
最後に炉心プラズマ立ち上げ制御と DD 核融合によ(a)DD 核融合反応でトリチウム(T)を生成する場合

る核融合起動シナリオとの関係を述べる。核融合炉の試運転も含めた起動時には，核融合出力を段階的に上昇させる運転が必要となってくる。その際，核融合出力の制御をトリチウムの密度比で行う事が考えられている。この運転方法と DD 核融合による核融合炉起動シナリオ
は整合しており，プラズマ運転制御の観点からも実現性が高いと考えられる。
起動時に核融合出力制御を行う際，ダイバータにおける熱除去制御のために炉心プラズマ密度は常に高くすることが求められる。その一方で，プラント起動の際は，核融合出力を数％出力から定格 100％まで段階的に制御し，出力上昇させる必要がある。そのためにはトリチウ
ム密度比(fnT)を制御し，トリチウム割合を徐々に上昇させることで，ダイバータにおける熱除去制御に適した

図8

高密度に維持できることがわかっている。図 10 にその(b)DD 核融合反応で中性子(n)を生成する場合
DD 核融合反応を用いた核融合炉起動シナリオの考え方。
(a)，(b)の 1．plasma にて DD 核融合反応が起こり，トリチウムが生成するものと，中性子が発生することによりブランケットでトリチウムが生成する 2 経路が存在する。

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計算結果を示す。
この結果でわかるように，核融合プラント起動時にダイバータ熱除去制御と整合するように出力上昇させるた( 65 )

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−

参 考 資 料−1) J. R. Bartlit, Fusion Eng. Des., 12 (1990) 393.
2) 西正孝，他，プラズマ・核融合学会誌，79 (2003) 290.
3) P. Gierszewski, Fusion Eng. Des., 10 (1989) 399.
4) Recommendations for Tritium Science and Technology
Research and Development in Support of the Tritium
Readiness Campaign, TTP-7-084, PNNL-22873 (2013).
5) 沢和弘，他，日本原子力学会誌和文論文誌，6 (2007) 113.
6) 科学技術・学術審議会 研究計画・評価分科会 原子力科学技
図 10

術委員会｢高温ガス炉技術開発に係る今後の研究開発の進め方について｣，平成 26 年 9 月.

トリチウム密度割合 fnTを徐々に増加させ，プラズマ密度を高く保ちつつ，規格化ベータ値 Nを上げ出力上昇を可能とする(Operation route with T-ratio control)運転ルート32)

7) H. Matsuura, et al., Nucl. Eng. Des., 243 (2012) 95.
8) H. Nakaya, et al., Nucl. Eng. Des., 292 (2015) 277.
9) 松浦秀明，プラズマ・核融合学会誌, 93 (2017) 457.
10) 後藤実，他，トリチウム製造とエネルギー生産を両立する
高温ガス炉の核熱設，日本原子力学会｢2016 年秋の大会｣

めにはトリチウム密度比を制御し，プラズマ密度を高い

PL1M03 (2016).

状態に保ちながら，徐々にトリチウム濃度を増加させる

11) D. Tochio, et al, JAEA-Technology, 2010-038. (2010).
12) 島崎洋祐，他，高温ガス炉 HTTR の照射設備，日本原子力

制御が必要である。このことは，初期装荷トリチウムを学会｢2016 年秋の大会｣PL1M04 (2016).

生成する DD 核融合反応を用いた核融合炉起動シナリ

13) K. Katayama, et al., Fusion Sci. Eng., 68 (2015) 662.
14) H. Ushida, et al., Nucl. Mater. Energy, 9 (2016) 524.
15) J.D. Fowler, et al, J. Am. Ceram. Soc., 60 (1977) 155.
16) M. Nishikawa, et al., Fusion Technol., 28 (1995) 1233.

オに関してプラズマ制御の観点からも整合していることを示している。

17) T. Shiraishi, et al., J. Nucl. Mater., 254 (1998) 205.
18) T. Shiraishi, et al., J. Nucl. Mater., 273 (1999) 60.
19) E. Serra, et al., J. Am. Ceram. Soc., 88 (2005) 15.
20) J. Izumino, et al., 7PT51, ICFRM-18, Aomori, Japan, Nov.5-

Ⅳ．まとめ
DT 核融合炉を研究開発を進める以上，一定量のトリチウム調達法の確立は，炉の初期稼働はもとより，その10, 2017.
21) S. Yamanaka, et al., J. Nucl. Mater., 167 (1989) 231.
22) E. Zuzek, et al, Bulletin of Alloy Phase Diagrams, 11 (1090)

研究開発の段階からの必須の課題である。これは，核融合炉開発戦略と密接に関係するものであり，開発を推進

385.
23) F.M. Mazzolai, et al., J. Less Common Met., 49 (1976) 323.
24) G. Majer, et al., J. Phys. Condens. Matter, 6 (1994) 2935.
25) 坂本，他，長崎大学工学部研究報告，第 13 巻，第 21 号，
1983.
26) Xunxiang Hu, et al., J. Nucl. Mater., 448 (2014) 87.
27) K. Katayama, et al., 6PT99, ICFRM-18, Aomori, Japan, Nov.
5-10, 2017.
28) S. Konishi, et al., Journal of plasma and fusion research 76,
1309-1312, 2000.

するに当たりそのシナリオを真剣に考えるべき時期に差し掛かっている。我が国がリーダーシップを持って研究開発に関わっていく為に，盤石な技術の確立が必要であり，本記事が一連の議論に寄与することを期待したい。
最後に，高温ガス炉によるトリチウム製造と DD 核融合反応を用いた核融合炉起動シナリオの相乗効果について述べておきたい。DD 核融合反応を用いた核融合炉起動シナリオに関しては，ブランケットからのトリチウム
回収の時定数，トリチウムリテンション等による損失

29) Y. Asaoka, S. Konishi, S. Nishio, R. Hiwatari, K. Okano, T.
Yoshida, et al., Commissioning of a DT fusion reactor
without external supply of tritium, in: 18th IAEA Fusion(回収できなくなることもしくは，不活性化)といった不確定性があるとともに，定格出力までの期間(図 9 の場

Energy Conf. PDP-08, 2000.
30) R. Hiwatari, K. Okano & Y. Ogawa, Fusion Science andTechnology, 60:3, 1092-1095 (2011).
31) R. Kasada et al., Fusion Engineering and Design 98- 99(2015) 1804-1807.
32) R. Hiwatari et al., Fusion Engineering and Design 86 (2011)1099-1102.

合，約 100 日)は，プラズマを定常放電させるため外部電力を用いた加熱・電流駆動パワーが必要になる。仮に100MW の NBI 電流駆動パワー(ビーム変換効率 50％と仮定)が必要とすると，100 日間の電気代は，100 億円のオーダーとなる。
一方で，例えば，100g の初期装荷トリチウムがあると，定格出力まで到達する期間は 20 日〜30 日程度に短縮される評価結果が得られている29, 31)。この結果を応用すると，高温ガス炉によるトリチウム製造と DD 核融合反応を用いた核融合炉起動シナリオをうまく活用する
ことで，原型炉では費用対効果に優れた核融合炉起動方法を効果的に検討できると考えられる。
( 66 )

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著者紹介

日渡良爾 (ひわたり・りょうじ)

松浦秀明 (まつうら・ひであき)

量子科学技術研究開発機構(専門分野/関心分野)核融合炉概念設計全般，次世代エネルギー技術評価

九州大学大学院工学研究院(専門分野/関心分野)炉心プラズマ・原子炉等の核反応体系における集団的核反応，
中性子・光子工学，原子炉物理

片山一成 (かたやま・かずなり)
九州大学大学院総合理工学研究院(専門分野/関心分野)エネルギー化学工学，核融合炉におけるトリチウム挙動，プ
ラズマ分解水素製造

From Editors 編集委員会からのお知らせ−最近の編集委員会の話題より−(8 月 7 日 第 2 回学会誌編集幹事会)(7 月 18 日 第 1 回論文誌編集幹事会)

・60 周年記念号の記事企画進捗状況を確認した。すでに部会・連絡会の一・平成 30 年 5 月 16 日〜6 月 15 日に英文誌へ 26 論文，和文誌へ 2 論文の投部の委員会には依頼状を発信済みで，その他の企画についても具体的な執筆者等の選出作業に入る。

稿があった。

・巻頭言，時論，その他記事の企画の進捗状況を確認し，掲載予定について

・英文誌インパクトファクターの改善に関して検討した。

検討した。

・英文誌特集号と関連書式の改訂に関する提案が有った。

・最先端の研究開発シリーズの企画について，進捗状況の報告があった。

・福島事故関連記事の英文化作業の進捗状況が報告された。

早ければ 12 月号から掲載開始。

・英文誌 International Advisory Board に関する運営細則の英語版が提示された。

・学会誌アンケートのシステム更新について検討した。引き続きアンケー

・Pre-Screening に関して説明が有った。

トを実施していくが，回答数が減っているので，てこ入れが必要ではないかという意見があった。
・ J-STAGE 登載に関する進捗状況の報告と，案内文掲載について事務局から報告があった。
編集委員会連絡先≪hensyu@aesj.or.jp≫

日本原子力学会誌，Vol.60，No.9 (2018)61-67_vol60_9-G_連載講座_PK.smd Page 7( 67 )

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