J. Plasma Fusion Res. Vol.93, No.10 (2017)４５７‐４６４

解説

核融合炉のための高温ガス炉を用いたトリチウムの製造法
Tritium Production for a Fusion Reactor
by a High-Temperature Gas-Cooled Reactor
松浦秀明
MATSUURA Hideaki
九州大学大学院工学研究院 エネルギー量子工学部門（原稿受付：２
０
１
７年７月２
０日）

重水素−トリチウム（DT）燃料核融合炉及び原型炉へ向けた，今後の研究開発の展開に際し，主燃料としてのトリチウム調達「シナリオ」を検討しておくことは重要である．高温ガス炉は，基本設計を大きく変えずに，必要なトリチウムを製造できる可能性を有している．本稿では，高温ガス炉を用いたトリチウム製造法に焦点をあて，その特徴や研究の現状，今後の課題と展望について紹介する．
Keywords:
Tritium, Li-loading rod, Al2O3, PyC, LiAlO2, Zirconium, High-Temperature Gas-Cooled Reactor, GTHTR300, HTTR

１．はじめに験用のトリチウムは，ひとまず CANDU 炉で製造されたも核融合炉の研究開発は，本格的な核燃焼，中性子工学・のが使用される見込みである．これまで蓄えられたトリチ

核融合炉工学技術の実証段階へ進みつつある．初代の核融

ウムの多くは ITER での使用や，トリチウムの自然崩壊に

合炉及び原型炉には，〜10 keV 温度域で相対的に大きな反よって失われる．CANDU 炉が，将来に渡って，従来と同応率係数を持つ，重水素−トリチウム（DT）反応の利用が様のトリチウム供給性能を維持できるかは，現時点で定か想定されている．重水素は，自然界に一定の割合で存在すではない．

るが，トリチウムは放射性核種（半減期約１２年）であり，自核融合炉の初期立ち上げの為に，準備が必要なトリチウ

然界に充分な利用可能量は存在しない．熱出力 3 GW のDT

ムの量に対しては，いくつかの見積もりが存在し，その幅核融合炉では，１日あたり約 400 g のトリチウムを核燃焼

は，数 kg から 30 kg（熱出力 2.3〜3.0 GW の核融合炉に対させる必要がある．磁場核融合炉では，トリチウムの燃焼

!
He反応で
して）
［２‐５］に及ぶ．重水素プラズマ中のD !
$!
%"率は高々数％程度と考えられており，炉壁やトリチウム循

発生する2.45 MeV中性子を用いて，トリチウムを生成しつ環系における滞留分を含めると，施設内のトリチウムイン

つ，徐々に DT プラズマへ移行することにより，トリチウ

ベントリー※１は増大する．核融合炉で使用するトリチウム

ムの外部供給量を限りなくゼロに近づける運転法も提案さは，核融合炉のブランケットにおいて，自前で製造するのれている［６‐８］．核融合原型炉が稼働する前段階の，トリが基本的な考え方であるが，通常の DT 燃焼運転に至る迄
の炉の初期稼働時には，別途トリチウムを調達・生成する
何らかの方策が必要である．核融合原型炉の建設に至る前段階においても，トリチウム循環系を含む炉工学実証試験のために，一定量のトリチウムの準備が必要とされている．
平和利用を目的とした公開技術としては，これまでに，
カナダを中心とした重水減速重水冷却（CANDU）炉における，中性子捕獲反応を利用したトリチウム製造の実績があ る［１］．熱 中 性 子（〜0.025 eV）に 対 す る 中 性 子 捕 獲
（"!
!!
#"
#）反応の断面積は，核融合ブランケットで利用が想定されている6Li !
T 反応断面積と比較して，約６桁%!
""小さく（図１参照），CANDU 炉を用いる方法では，多数の装置から，長期間にわたるトリチウムの集積が必要であ

図１

る．国際熱核融合実験炉（ITER）における，DT 核燃焼実

6Li(n,")T 及び D(n, #)T 反応断面積（JENDL-4.0）．

※１ 核融合炉燃料としての利用可能性を有しつつ施設内に存在するトリチウムの総量．
Kyushu University, FUKUOKA 819-0395, Japanauthor’s e-mail: mat@nucl.kyushu-u.ac.jp

４５７!2017 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.93, No.10 October 2017

チウム循環系を含む炉工学的試験に必要なトリチウム量に３６本の内側及び外側可動反射体カラム，３０本の制御棒案内

ついては，最低100 g程度と見積もられている［９，１０］．いずカラム（図中白抜部）を有し，周辺は，固定反射体で取りれの見積もり・シナリオが有力となるにせよ，現実問題と囲まれている．９０本の燃料カラムそれぞれには，図４（a）にして，一定量のトリチウムを外部から調達する選択肢を想示す六角柱状の燃料ブロック（高さ 1,000 mm，幅 407 mm）

定しておくことは必要であろう．我が国は，現時点でこれが，それぞれ垂直方向に８段装荷される．各燃料ブロック

らに必要なトリチウムを，自力で製造する具体的な方法をは，黒鉛で構成され，冷却孔５７，可燃性毒物質（BP: Burn-

有していない．また，今後このような大量のトリチウムを，

able Poison）［後述］挿入孔３を有する．冷却孔には，図４

如何に確保していくのかは明確にされていない．今後の核（b）に示す燃料棒が装荷される．燃料棒は直径 26 mm 高さ

融合研究を展開していくに際し，現時点で，有効で実現性

950 mm 程度であり，図４（c）に示す円柱状燃料コンパクトの高いトリチウム調達「シナリオ」が求められている．核が装荷されている．燃料コンパクトは，直径 9 mm の中空融合炉開発プロジェクトにリーダーシップを持って関わって部を有し，図４（d）に示す直径 1 mm程度の被覆燃料粒子をいくために，国産技術として，0.1〜数kgオーダーのトリチ

黒鉛ベースに焼結（充填率約３３％）して製造される．被覆

ウム製造シナリオを検討しておくことは重要と考えている．

燃料粒子は，UO２燃料核の周りに，内側から低密度 PyC

本稿では，高温ガス炉を用いたトリチウム製造法に焦点（Pyrolytic Carbon）層，高密度 PyC 層，SiC 層，高密度 PyCをあて，その特徴や研究状況，今後の課題と展望について層と４重の被覆がなされる．内側の低密度 PyC 層は，核分紹介する．

裂反応で生成される希ガス等による内圧上昇を緩和するために設けられている．燃料は濃縮ウランで，２３５U の濃縮度
は 14 wt％※３で あ る．BP 孔 に は，固 体 状 の 炭 化 ホ ウ 素

２．高温ガス炉の特徴と開発状況
高温ガス炉は，次世代原子力システムの有力候補の一つ（B4C）を黒鉛ベースで焼結した BP ペレットが棒状に装荷として位置づけられており［１１］，長年に渡り研究開発，実される．GTHTR300 の標準設計では，0.3 wt％の B が装荷

証試験が進められてきた［１２］※２．高温ガス炉は，炉心が黒される．炉の定格熱出力は 600 MW，ガスタービンを用い鉛によって構成されることから，炉心溶融がなく，何らかた高効率発電を採用することにより，電気出力は 300 MWの原因で炉心が冷却機能を失った場合でも，自然冷却が可の設計である．

能である．燃料形態として UO2 燃料核を複数のセラミック
ス層で多重に被覆した，被覆粒子燃料が採用されており，被覆構造により，制限温度（１６００℃）以下であれば，健全性を損なわず，放射性物質を封じ込めることが可能とされている［１４］．上述の，高い固有安全性の観点から，エネル
ギー基本計画（２０１４（平成２６）年），経済財政運営と改革の基本方針２０１４等において，その研究開発の推進が明記されている．我が国は，最先端の高温ガス炉の研究開発国の一つであり，その技術は世界をリードしている［１５］．
国内では，日本原子力研究開発機構（JAEA）が，熱出力30 MW の高温ガス炉である高温工学試験研究炉（HTTR:High Temperature engineering Test Reactor）を保有している［１６］．図２に HTTR の外観図を示す．HTTR は，ブ

図２

ロック型高温ガス炉であり，１９９８（平成１０）年に初臨界を達HTTR 外観図［by JAEA（http://httr.jaea.go.jp/index_top.
html）
］
．

成，２００１（平成１３）年に定格出力 30 MW，原子炉出口冷却材
温度８５０℃を達成した．２０１０（平成２２）年には５０日間の高温定格出力連続運転を実証している［１７］．今後は冷却材の全流量喪失試験等の安全性実証試験が進められる予定である．これらの実績を踏まえ，JAEA が中心となり，平成１３
年度より，高温ガス炉発電商用炉として電気出力 300 MWの「高温ガス炉タービン発電シテム（Gas Turbine High
Temperature Reactor 300 : GTHTR300）」［１８］の概念設計が実施された．
図３に，GTHTR300 炉心の水平断面図を示す．炉心は９０
図３本の燃料カラム（図中斜線部）に加え，それぞれ５５本及びGTHTR300 炉心の水平断面図．

※２ 高温ガス炉には，我が国で開発が進められているブロック型と中国等で建設が進められているぺブルベッド型という大きく２つの概念の異なるタイプが存在する．本稿ではブロック型に絞って話を進めたい．ぺブルベッド型のトリチウム製造性能に関しては，文献［１
３］
をご参照いただきたい．
※３ weight percent，重量百分率．

４５８

Commentary

Tritium Production for a Fusion Reactor by a High-Temperature Gas-Cooled Reactor

H. Matsuura

３．トリチウム製造に対する高温ガス炉の性能
高温ガス炉では，高温熱媒体として，ガスを選択する（冷却材としてのヘリウムガスは，図４の燃料棒・燃料ブ
ロックの隙間を炉心上部から下部へ流れる）．軽水と比較
して，ガスの冷却性能は低い為，有効炉心体積を大きくして発熱密度を低く抑える設計である．炉心体積が大きくなることは，工学的・経済的に必ずしも有利とは言い難いが，その反面，燃料近辺に核変換対象物質を，広く薄く装荷できる大きな領域を提供できる．これに伴い，濃縮をお図５

こなわずに天然存在比のまま必要な量の6Li を炉心に装荷

代表的な原子炉（高温ガス炉，軽水炉，及び高速増殖炉）の
有効炉心体積．

することが可能となる．図５に，代表的な原子炉：高温ガス炉（HTGR: High-Temperature Gas-cooled Reactor）［１９］，失率」に対する，核分裂反応に関わる「②中性子発生率」の

軽 水 炉（LWR: Light Water Reactor）［２０］，高 速 増 殖 炉

比（②／①）は，実効増倍率 !"##と定義される．通常の原子（FBR: Fast Breeder Reactor）［２１］，の 有 効 炉 心 体 積 を 示

炉では，!"##!!の状態が可能となるように，炉心の燃料・す．単位出力当たりの体積に換算すると，さらに体積の差

材料組成と形状・寸法が設計され，定常運転中は，制御棒は拡がる．高温ガス炉の発熱密度は，単純平均で，高出力（可動式中性子吸収体）や BP を用いることで，!"##!!とな

密度の核融合炉と同程度である．発熱密度を低く抑える設

るように（いわゆる臨界状態を維持するように）炉内の中計により，高温ガス炉の中性子束（中性子数密度にその速性子束が調整される．ここで，あらためてBPについて簡単

度を乗じた量）は，軽水炉等と比較して低めの値となるが，に説明する．BP とは，中性子を吸収して安定な核へ核変換

6

Li 装荷量を大きく確保できることにより，中性子束の低する同位体元素（10B，Gd 等）である．原子炉の運転によさを補うことが可能である．また，黒鉛・ヘリウムを用いり，燃料（235U 原子核数）は時間と共に減少するが，燃料た減速・冷却系は，核的には，中性子の吸収が少なく，化の減少により，中性子吸収反応率に対する核分裂反応率の学的には，安定で Li 化合物と化学反応を起こさないという比率が低下するため，!"##も運転時間と共に低下する．この場合，!"##!!を維持するために調整が必要な「余剰の中性性質を併せ持つ．
原子炉内の核分裂反応は，核分裂で自ら発生した中性子子」の量も，時間と共に減少する．BP は，核変換により，の一部が次の核分裂を引き起こす「連鎖反応」によって維

運転時間と共に自らの原子核数（中性子吸収性能）が減少

持される．炉内の中性子吸収（核分裂反応に使用される中するため，BP の適切な利用により長期間に渡って実効増性子を含む）及び炉外への中性子損失による「①中性子消倍率の調整が可能となる．高温ガス炉では，空間的にむらのない，効率的な燃焼を実現するために，運転中の制御棒の炉心挿入量はできるだけ少なくし，余剰な中性子の大部は，BP を用いて調整する設計方針である．
我々は，高温ガス炉において，標準的にBPとして装荷される，固体状の「B4C」を「Li 化合物」に置き換えることによる，余剰の中性子を用いたトリチウム製造法を提案している［２２］．
黒鉛は，軽水と比較して中性子の減速性能が低いため，
高温ガス炉では中性子の平均自由行程が軽水炉と比較して長くなる（これは，炉心サイズが大きくなるもう一つの理由である）．軽水炉では中性子の平均自由行程が短いため，
BP を燃料の近辺に装荷する必要があり，BP を軽水や燃料ペレットに混入させる場合が多い．高温ガス炉では，固体状の BP を炉心内に「粗に」装荷することが可能なため，炉心の構造設計をほとんど変更することなく，さらに，設計次第では，BP としての B 化合物の全てを Li 化合物に置き換えることも可能である．高温ガス炉は，余剰の中性子を効率的に Li に吸収させるのに有利な体系と言える．また，被覆燃料粒子は材料的な耐照射性能が高く，長期間の使用が可能であることから，高温ガス炉は，高い燃焼度（燃料がどの程度燃焼したかを表す指標）を想定した炉心図４ （a）
燃料ブロック，（b）
燃料棒，（c）
燃料コンパクト，及び（d）
被覆粒子燃料の概念図．

設計がなされる場合が多い（GTHTR300 では 120 GWd/t※４の燃焼度を想定しており軽水炉の 45〜60 GWd/t 程度と比※４ 初期装荷燃料 1 t 当たり，どれだけのエネルギーを生み出し得るかを表す単位．

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較して大きい）．一般に，高燃焼度を想定した炉心では，同出力の炉に対して，燃料を相対的に多めに装荷する炉心設計となるため，核変換性能が向上する傾向にある［２３］．
GTHTR300 の全ての BP 孔に Li 化合物（LiAlO2）を装荷し，それ以外の基本設計をできるだけ変更しない方針のもと で 炉 心 燃 焼 計 算 を 行 っ た．図６に，LiAlO２の 装 荷 量（LiAlO2 層の厚み）をパラメータとして，炉の運転時間に対するトリチウム製造量（時間積算値）及び !"##の時間変化を示す（トリチウムの "崩壊は無視した）．Li 装荷体にはロッド状のもの（次節で説明図７（a））を想定した．全ての制御棒を引き抜いた状態を想定し，連続エネルギー汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコード MVP 及び燃焼解析コード MVP-BURN を使用して計算を実行した［２４］．核図６

LiAlO２層の厚みに対するトリチウム製造量（時間積算値）
及び実効増倍率の時間発展．

図７

Li 装荷用ロッド構造の例（（a）
Zr 層を含まない場合，（b）
Zr層を含む場合）．

データセットには，JENDL-4.0 を用いた
［２５］．前述の通り，炉の運転時間と伴に，余剰の中性子を用いたトリチウ
ムの積算製造量は増加し，!"##は低下する．!"##が１を切った時点で，炉の運転継続は不可能な状態となる（運転を継続するためには，燃料の入れ替えか，LiAlO2 の取り出しが必要である）．連続運転期間を短めに設定し，LiAlO2 の初期装荷量を増やすことで，単位運転時間当たりのトリチウ
ム製造量を増やすことは可能である．但し，235U 燃料及びLiAlO2 の入れ替えや炉の停止・始動運転に３０〜６０日程度の期間を要すると考えられるため，運転サイクルを繰り返す場合は，１回の連続運転期間を短くし過ぎると，全サイ
クルを通したトリチウム製造効率は，逆に低下することになる．
高温ガス炉にトリチウム製造機能を付加した場合の，原子炉としての特性について，核的及び熱的な観点からの確の余剰の中性子を利用することで，トリチウム製造性能

認がなされている．後藤等［２６］により，Li 装荷炉心においを，約４割改善可能であることが報告されている［２７］．そて，原子炉を安全に停止できるだけの負の反応度※５を有しの具体的な方法については，今後の詳細な検討が必要であているか（炉停止余裕），炉心の温度上昇時に反応の増加

る．

に負のフィードバックがかかるか（反応度温度係数），燃

GTHTR300（電気出力 300 MW，熱出力 600 MW）を用

料の最高温度を制限値（１４９５℃）以下に抑えた上で十分ないた場合，連続運転期間中に製造可能な最大トリチウム量

トリチウム製造が可能であるか，が検討され，「トリチウ

は，Li の装荷方法や運転期間に依存するが，運転期間を１８０

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

日とした場合 300〜600 g（１８０日間），１年とした場合 500〜計」が成立することが報告されている．トリチウム製造機

800 g（１年間）程度と見積もられる（単位電気出力年当た能を付加するにあたり，可燃性毒物質を B4C から LiAlO2

り に 換 算 す る と 1.5〜2.4 kg T/GWe-y※６程 度）．CANDU

10に変更することは前述の通りである． B の中性子吸収断炉のトリチウム製造性能としては 0.17〜0.23 kg T/GWe-y

面積が，熱中性子に対して 3,800 barn
（1 barn=10−28 m2）程

程度
［１］の実績が報告されており，CANDU 炉と比較する

6度であるのに対して， Liは900 barn程度と約1/4の中性子と高温ガス炉は約１０倍の製造性能を持つと推定される．参吸収性能となるため，6Li の消失速度が相対的に遅くな考までに，米国においては軍事目的でトリチウム製造が実

6

10

り， Li の方が B と比べて炉内に長く残り続ける（単位時

施されている．必要量に応じた（余裕を持った）製造と考間当たりの実効増倍率の低下割合が大きくなる）傾向にあえられるが，現状 1 GW 程度の電気出力に対し約１年半のる．したがって，同じ運転期間（実効増倍率が 1.0 に達する

運転期間で 1.5 kg 程度の製造量と推定される［２８］．

迄の時間が同じ運転）を想定した場合，6Li を使用する場
合は10B と等価な中性子吸収性能量を炉心に装荷すること

４．Li 装荷体に関する検討ができない（運転初期は BP としての6Li で抑えることがでこれまでの検討により，原子炉の中性子バランスの視点

きない余剰の中性子が存在する）．この中性子を効率的にから，外部トリチウム源としての高温ガス炉の潜在的な有利用することができれば，トリチウム製造性能を，さらに効性が示されたが，同時に，Li の装荷体の構造やその炉心向上できる可能性がある．GTHTR300 を想定した場合，こ配置（装荷体構造や配置はトリチウムの回収法とも密接に※５ 実効増倍率の相対的な変化量を示す指標．実効増倍率が減少する方向を負とする．反応度≡"
.
#
!"#
!"#
!
#!!
#
※６ 1 kg T/GWe-y は，電気出力 1 GW の炉を１年間運転した時に 1 kg のトリチウム製造性能を持つことを示す．

４６０

Commentary

Tritium Production for a Fusion Reactor by a High-Temperature Gas-Cooled Reactor

H. Matsuura

関連する）が，トリチウム製造性能に大きな影響を与えることが明確となった［２９］．我々は，中性子輸送計算・トリチウム拡散実験及び計算により，トリチウム製造及びトリ
チウム封じ込め・回収の双方に適したLi装荷用被覆粒子構造を検討している．片山等［３０，３１］によって，トリチウム透過防 止 材 の 候 補 と し て の，（１）等 方 性 黒 鉛 管（Isotropic
Graphite（IG）tube），（２）PyC 被覆黒鉛管，（３）Al2O3 管を試験体とし，水素透過挙動を観測することによる，水素拡
散係数・溶解度の評価が実施された．図８に，評価された
PyC 被覆黒鉛材，及び Al2O3 に対する，水素の透過係数を示す．開発当初は，Li 化合物をカーネルとする被覆粒子（図４（d）に示す被覆粒子の UO2 燃料核を Li 化合物に置き換えたもの）を黒鉛で焼結し，BP として利用することを想

図８

等方性黒鉛管（IG tube），PyC 被覆 IG tube，及び Al2O3 管に対する水素の透過係数［３
０，
３
１］
．

図９

トリチウム拡散モデルの概念図（Zr 層を含まない場合）．

定していた．これは，被覆粒子（PyC 層）によるトリチウ
ム封じ込めを期待したためである［３２］．想定した方法に対して，図８のデータを元にトリチウムの封じ込め性能を評価した結果，製造された大半のトリチウムが Li カーネル被覆粒子から流出し，トリチウムの回収が困難になるとの結果を得た．最近，片山等によって，水素透過量は，Al2O3
よりも PyC の方が大きいものの，拡散係数は PyC よりも
Al2O3 の方が大きく，低温（〜５００℃）では，被覆粒子も利用できる可能性があることが示されている［３３］．但し，同時に温度上昇によって，被覆粒子のトリチウム封じ込め性能が大きく劣化する（〜６００℃に温度を上昇させた場合，ロッド状装荷体では漏洩量の増加は数倍程度であるのに対して，粒子状の装荷体を想定した場合２桁程増加する）ことも示されている．
被覆粒子を利用した場合に，トリチウム封じ込め性能が劣化する原因は，その構造（含む比表面積の大きさ）によるところが大きい．トリチウムの流出量を低下させるためには，Li 装荷領域の流出面積を小さくし，同時にトリチウ
ム製造に伴うガス圧の上昇量を低めに抑える工夫が必要である．比表面積の小さい円柱状のロッドを想定し，米国のWatts Bar 原子力プラントにおける軍事用トリチウム製造［２８］で実績のある，円柱状の Li 装荷用ロッドを参考に，トリチウム封じ込め性能の確認を行った［３４］．想定した Li
装荷用ロッドを図７（a）に示す．装荷する Li 化合物としては，化学的安定性の観点から，LiAlO2 を想定した．LiAlO2

図１
０ Al2O3 層の厚みに対するロッドからのトリチウム流出量．

を層状に加工し（図７（a）），その外側に Al2O3 層を設けて，トリチウムの Li ロッドからの流出を防いでいる．トリチウ
ム生成の結果としてのロッド内圧の上昇を防ぐために，中離し，トリチウムは原子の状態で Al2O3 層を通過した後，心に中空部が設けられている．寸法は，図４（a）の BP 孔に

外側表面で再びT2 分子となることを想定している．モンテ

収まる大きさ（概ね直径 44 mm，高さ 950 mm 程度）を想カルロ法による中性子輸送・炉心核燃焼解析と，Al2O3 層定している．

における拡散方程式を用いた，トリチウム透過の解析を組

図９に，拡散計算に使用した Li 装荷用ロッドの解析モデ

み合わせ，トリチウム製造量と Li 装荷用ロッドからヘリウ

ルを示す．LiAlO2 層で生成されたトリチウムはただちに中ム系への流出量を評価している．

空部へ放出され T2 分子になると仮定した．LiAlO2 は多孔MVP-BURN を用いた炉心燃焼（トリチウム生成）解析，質材であるため，トリチウムは T2 分子として LiAlO2 層に及びトリチウム拡散計算に基づき，図７（a）に示した Li 装

侵入・通過し，中空部分と LiAlO2 層内トリチウム圧は平衡

荷用ロッドを想定し，GTHTR300 を１８０日間運転した後のになると考える．Al2O3 層表面の水素濃度は水素圧力の 1/2ロッドからのトリチウム流出量，及び製造量を評価した．

乗に比例することが実験的に確認されているため［３０，３１］，

結 果 を 図１０に 示 す．Li 装 荷 用 ロ ッ ド の 温 度 は 800 K とジーベルツ則を適用する．Al2O3 層表面で T2 分子は一旦乖し，Al2O3 中のトリチウム拡散計算に際しては，図８に示４６１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.93, No.10 October 2017

した透過係数を用いた．実線に，LiAlO2 層の厚み（６Li の装からのトリチウム流出量の推定結果を示す．図では，Li荷量）を１，２及び 4 mm に固定した場合それぞれに対し装荷用ロッドに Zr 層を設けない場合（図７（a））と，設けて，Al2O3 層の厚みに対するロッドからのトリチウム流出た場合（図７（b））それぞれに対して計算値を示している量を示す［３４］．Al2O3 層の厚みが薄いと，ロッドからのト（製造量については，両ロッドを仮定した結果は，ほぼ一致

リチウム流出量は増大するが，厚くしすぎても，中空部体す る）．Zr 層 を 設 け た 場 合 に 対 す る 計 算 に お い て は，積の減少によって内圧が上昇するため，流出量が増加す

Zuzek 等［３６］によって評価された Zr に対する圧力と吸蔵る．点線に，300，400 及び 500 g のトリチウム製造量を得量の関係に対する評価値を用いてLiロッド内の圧力を決める場合それぞれに対し，Al2O3 層の厚みの関数として，トた．ロッド内のトリチウム生成量に対してZrの原子数が極リチウム流出量を示す．図より，例えば Al2O3 層の厚みをめて多いことから，Zr のトリチウム吸蔵量に対して，圧力8 mm，LiAlO2 層の厚みを 2 mm とした場合，１８０日間に約が平衡値に達することを仮定した．上述のモデルに基づく

400 g のトリチウムが製造され，その時の全ロッドからの評価では，Zr 層を設けた場合と設けない場合で，トリチウ

トリチウム流出量は 3 g 程度であることがわかる．評価しムの製造量に違いは見られないが，ロッド内のトリチウム

た流出量は，原子炉から環境中への流出量ではなく，装荷

圧力は Zr 層を設けない場合の1 MPaから，設けた場合5 PaされたLi装荷用ロッドからその周辺のヘリウムガス領域へに低下し，ロッドからのトリチウム流出量は，ほぼ２桁低の流出量である．上記モデルを用いた評価に基づくと，

下すると推定される（製造されたトリチウムをZrが全て吸図７（a）に相当するロッド構造を採用し，温度を 800 K とし蔵すると仮定した場合，１８０日後のロッド内の T/Zr 原子数た場合，ロッドからのトリチウム流出量は，トリチウム製比は最大で 0.7％ 程度である）［３７］．図１１では，ロッドの温造量の１％程度と推定される［３４］．

度を 800 K と仮定した場合の結果を示したが，Zr の装荷に参考までに，現行の軽水炉から冷却水を介して環境中でよって流出量が大きく低下したことで，さらに高い温度領放出されるトリチウム量は，年間 5×1013 Bq（〜0.14 g）程域における運転が成立することが期待される．

度と報告されている［３５］．推定されたロッドからヘリウム

Watts Bar 原子力プラントにおいても，軽水炉に対する系への流出量は，この値の数十倍である．但し，ロッドかLi 装荷用ロッドに Zr が使用されており［２８］，Zr の酸化やら流出したトリチウムはヘリウムガスへ混入することにな

不純物混入による水素吸蔵性能の劣化を防ぐことを目的

り，別の回収系での回収が可能である．

に，Zr と LiAlO2 層の間に Ni 層を挟む工夫がなされている．
軽水炉の運転温度領域（600〜700 K 程度）に対して，ロッ

５．現在の検討課題と今後の展望

ドのトリチウム封じ込め性能に対するデータが蓄積されてこれまでのトリチウム流出量は，Li 装荷用ロッドの装荷いる［３８］．しかしながら，高温ガス炉の運転領域（７００〜領域の温度を 800 K として推測したものである．運転温度1200 K 程度）における検討は為されておらず，高温領域にを800 Kに抑えた理由は，Al2O3 のトリチウム透過が温度上おけるロッドの開発は，新しい検討テーマと考えている．

昇と共に大きくなることから，温度を低下させトリチウム

現在，著者等は，高温ガス炉の運転環境下における Zr の水の封じ込め性能を高めるためである．高温ガス炉では，冷素・重水素吸蔵実験を実施中である．図７（b）のロッド構

却材の温度を高めることでガスタービンの発電効率を高め造を再現する「高温ガス炉用 Li 装荷用ロッドの模擬試験

る設計が為されており，例えば GTHTR300 においては，体」を製作し，データ収集を行っている．模擬試験体は，中1100 K 程度の冷却材出口温度を想定し，５０％程度の発電効性子照射を想定したものではなく，LiAlO2 層に相当する部率を得る設計である［１８，１９］．この場合，減速体（Li 装荷）

分に，水素・重水素・トリチウムガスを流し，試験体のト領域の平均温度は 1190 K 程と予想される．減速材装荷領域

リチウム封じ込め性能を評価する仕様である．

の温度を 800 K に保つ運転は，トリチウム製造目的の短期

高温領域における Zr の適用については，ロッド（Zr 材や間の特別運転モードとして，その実現は可能と考えられる

Al2O3 材）の膨張・変形・脆化等に起因する，トリチウム

が，本来の高温ガス炉の性能を発揮しながら，付加機能としてトリチウム製造を行うためには，より高温領域の運転が望ましい．高温領域では，Al2O3 に対するトリチウム透過が大きくなるため，ロッドからのトリチウム流出量が増加する．現在，トリチウム封じ込め性能をさらに改善することを目的に，水素吸蔵金属としてのZrをLi装荷用ロッドに適用し，トリチウムの内圧を減少させることで，流出量を低化させることを検討している．
図７（b）に，Zr層を含むLi装荷用ロッドの概念図を示す．
LiAlO2 層の両側に Zr 層を設けることにより，生成されたトリチウムをZr層に吸蔵させ（内圧の上昇を防ぎ），Al2O3
層を通過したトリチウムの流出を防ぐ目論見である．図１１に，図７（b）の Li 装荷用ロッドを GTHTR300 の全ての BP

図１
１ Zr 層を含む場合，及び含まない場合に対するロッドからのトリチウム流出量と製造量．

孔に装荷した場合に対して，トリチウム製造量及びロッド
４６２

Commentary

Tritium Production for a Fusion Reactor by a High-Temperature Gas-Cooled Reactor

H. Matsuura

封じ込め性能の劣化に対する検討も必要である．Zr 合金と炭素や酸化物（Li 化合物等）との共存性，表面酸化膜生成の影響についても十分な考慮が必要である．Zr 材の装荷法としては，図７に示した層状の装荷法の他，粒子状にして装荷することで，Zr の表面積を大きく保つ方法についても検討が為されている［３０］．粒子状のZr装荷法を採用した場
合も，前述のロッド状の Zr 層の場合と同様に，生成されたトリチウムの内圧を低減させ，トリチウムの流出量を大幅に低下させることができることが示されている［３０］．粒子状の Zr を利用した場合は，何らかの原因による，Li 装荷体
被覆層の破損に対しても，Zr の水素吸蔵性能・トリチウム

図１
２ GTHTR３００及び HTTR を繰り返し運転した場合のトリチウ
ム製造量．

封じ込め性能を確保できる可能性がある．今後のデータを踏まえた上で，高温ガス炉により適した Li 装荷体を明らか

工学試験に最低必要と想定される量）を，既存の設備を用にする必要がある．

い４年程度の運転期間で製造できる可能性がある．

ここまでの検討では，炉内で製造されたトリチウムを，運転期間中，できるだけ Li 装荷領域に封じ込めることを目

高温ガス炉は，国産技術として，長年に渡りその研究開標とした「バッチ型」のトリチウム製造・回収法を想定し発が進められてきた実績がある．基本設計を大きく変更すてきた．今後，高温ガス炉の冷却材としてのヘリウムをよることなく，その高い信頼性を有する技術をトリチウム製り積極的に活用し，ヘリウムガスによるトリチウム連続回造に適用できる可能性がある．高温環境下における Li 装荷

収の割合を増やした製造法についても検討が必要であろう

体の開発（トリチウム取扱い，その回収技術）に関しては，［３９］．この場合，高温ガス炉の基本設計をできるだけ変更

新しい，チャレンジングなテーマであり，今後，まだまだしないという方針からは，若干逸脱する可能性もあるが，斬新なアイデアを注ぎ込む必要があると思われる．これ等

炉心内に常時多くのトリチウムインベントリーを持たない

は，核融合炉の炉工学的な研究課題と関係するところもあと言う点で，安全性の観点からのメリットも考えられる．

るのではないだろうか？高温ガス炉を用いたトリチウム製

Li 装荷体の設計が単純になると同時に，Zr 材に含まれる不造に関する研究は，物理化学，化学工学，中性子工学，放純物等による中性子の吸収作用が抑制されることで，高温射線工学，材料物性学等の様々な多くの分野の融合点としガス炉のトリチウム製造性能が僅かに高まる可能性もあて達成され得るものであり，その取り組みは，今後の新規る．バッチ回収を前提とした検討を進めていく場合におい学術分野の開拓に繋がることが期待される．トリチウムても，ヘリウムガスを介したトリチウム回収系の設置は必は，核燃料としての取り扱いが必要となる可能性もある．

須であり，これらの可能性を念頭において検討を進めるべ

その様な視点を含めつつ，俯瞰的に，継続して研究を進めきであろう．

ていくことが必要であろう．
関連研究者の皆様に，是非ともこれら一連の課題にご関

６．おわりに心をいただき，ご指導を賜りたく，本稿が，そのきっかけ

Li 装荷用模擬試験体を用いたトリチウム封じ込め試験のとなることを切に願う次第である．

結果を見据え，ロッドの仕様を固めることが先決である

謝が，その先のステップとしては，照射試験を実施し，トリ

辞

チウム製造量と流出量を確認する必要がある．現状，いく一連の研究は，片山一成氏（九大），大塚哲平氏（近畿つかの照射施設や HTTR を候補として，照射試験体や試験大），後藤実氏（JAEA），中川繁昭氏（JAEA），飛田健次

方法に対する検討も並行して進めている［４０］．HTTR に氏（QST），染谷洋二氏（QST），日渡良爾氏（QST）とのは，照射試験設備が実装されており，Li は炉心に装荷可能共同研究として進めているところです．共同研究者の皆様

な元素のひとつとして HTTR の設置時に認可されている．

と共に，故西川正史先生，故島川聡司氏，深田智先生，中当面の開発目標としては，HTTR における照射試験，ト尾安幸先生，小西哲之先生，御手洗修先生，石塚悦男氏

リチウム製造の実証を想定している．同試験により，（a）（JAEA），島崎洋祐氏（JAEA），これまで研究に携わっ

高温ガス炉を用いたトリチウム製造を初めて実証し，また，九州大学工学府エネルギー量子工学専攻・総合理工学

た，我が国として（b）100 g を超えるオーダーのトリチウム

府先端エネルギー理工学専攻・工学部エネルギー科学科の製造技術を一定のレベルで確立できた，と言える．

学生１４名を含む，多くの方々の熱意あるご議論・ご貢献に

図１２に，１基の GTHTR300 或いは HTTR の運転（連続深く感謝申し上げます．JSPS 科研費１
５H０４２３０，並びに，運転期間１年）を繰り返した場合の，トリチウム製造量のQST/BA 炉設計共同研究からの研究助成に感謝いたしま

時間発展を示す（燃料及び Li 取り換えのための運転停止期

す．

間を３
０日或は６０日とした）．HTTR のトリチウム製造性能

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!!!!!!!!!!!!!!

まつ

うら

ひで

あき

松 浦 秀 明九州大学大学院・工学研究院・エネルギー
量子工学部門・准教授．博士（工）．炉心プ
ラズマ等の核反応体系における集団的・連鎖的な核反応（核燃焼）現象に関心を持っています．最近，陸上競技に勤しむ子ども達からランニング
用品をプレゼントしてもらいました．涼しくなったら，昔を思い出して走ってみるかなと思ってはいます．

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