日本原子力研究開発機構機関リポジトリ
Japan Atomic Energy Agency Institutional Repository

Title

IFMIF/EVEDA リチウムターゲットシステムの開発
若井 栄一, 近藤 浩夫, 杉本 昌義, 深田 智, 八木 重郎, 井田 瑞穂,
金村 卓治, 古川 智弘, 平川 康, 渡辺 一慶, 藤城 興司, 鈴木 晶大,Author(s)寺井 隆幸, 枝尾 祐希, 廣本 鉄史, 重春 諭志, 新妻 重人, 木村 晴行, 堀池 寛, 帆足 英二, 鈴木 幸子, 山岡 信夫, 芹澤 久, 川人 洋介,
辻 義之, 古谷 一幸, 武尾 文雄

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Text Version

プラズマ・核融合学会誌,88(12),p.691-705
出版社版

URL

https://jopss.jaea.go.jp/search/servlet/search?5039005

DOI

2022.9.6 現在なし

Right

プラズマ・核融合学会

Japan Atomic Energy Agency

J. Plasma Fusion Res. Vol.88, No.12 (2012) 691‐705

解説

IFMIF/EVEDA リチウムターゲットシステムの開発
若 井 栄 一１），近 藤 浩 夫１），杉 本 昌 義１），深 田 智２），八 木 重 郎３−４），井 田 瑞 穂１），
金 村 卓 治１），古 川 智 弘５），平 川 康５），渡 辺 一 慶１），藤 城 興 司１），鈴 木 晶 大４），
寺 井 隆 幸４），枝 尾 祐 希１），廣 本 鉄 史２），重 春 諭 志２），新 妻 重 人１），木 村 晴 行１），
堀 池 寛６），帆 足 英 二６），鈴 木 幸 子６），山 岡 信 夫６），芹 澤 久７），川 人 洋 介７），
辻 義 之８），古 谷 一 幸９），武 尾 文 雄９）１）

日本原子力研究開発機構核融合研究開発部門，２）九州大学大学院総合理工学研究院，
３）

核融合科学研究所ヘリカル研究部，４）東京大学大学院工学系研究科，

５）

日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター技術開発部，６）大阪大学大学院工学研究科，

７）

大阪大学接合科学研究所，８）名古屋大学大学院工学研究科，９）八戸工業高等専門学校機械工学科（原稿受付：２
０
１
２年１
０月１
６日）

国際核融合材料照射施設（IFMIF）の工学実証・工学設計活動（EVEDA）を２
００７年より実施している．この中でリチウムターゲット（標的）施設の研究開発は実施機関として２０１０年度に世界最大の 5,000 !の液体リチウム
試験ループを完成させ，各機器の機能性試験およびそれに続く，ターゲット部のリチウム自由表面流 15 m/s の流動試験までの第一段階確証試験を成功させたところである．また，リチウムターゲットに係る工学実証試験や工学設計の活動とその成果を概説するとともに，関係する液体リチウム関連技術への波及効果等についても併せて言及する．
Keywords:
IFMIF/EVEDA, IFMIF, Lithium target, EVEDA Li test loop, purification, Tritium, Y trap, N trap

１．IFMIF/EVEDA 事業の概要

照射施設である．IFMIF の概念形成は IEA 活動の下で１９９３核融合原型炉の構造材料等は運転中に，中性子フルエン

年から開始され，２
００３年１２月にまとめられた Comprehen-

スが 10 MWa/m2 以上で中性子壁負荷が 3.5 MW/m2（ピーsive Design Report［２０］（CDR）に詳述されており，その概2

ク値：5 MW/m ）となる約 14 MeV のエネルギーを持つ中

要は本学会誌でも紹介されている［２１，２２］．IFMIF の建設

性子環境下で使用される［１］．このような環境下で使用すに向けた工学設計と主要機器の工学実証活動（EVEDA）

る材料は弾き出し損傷が生じるとともに，核変換元素であは，幅広いアプローチ活動［２３］の一環として２００７年６月よるヘリウム（He）
や水素（H）等が生成され，材料の延性等のり日欧で開始された．また，IFMIF/EVEDA 事業では，将特性は徐々に劣化していく［２‐１８］．核融合炉原型炉を開発

来，IFMIF 建設を判断するために必要となる IFMIF の工する上で，これらの材料特性変化の挙動予測を正確に行う

学設計を行うとともに，その重要構成要素について，設計ことは重要な課題となっている．図１に２１世紀中葉に核融の裏付けとなる実証試験データの取得をめざしている．

合の実用化をめざした開発ステップの考え方を示す［１９］．

D-T 核融合により発生する 14 MeV 中性子は，材料中のここでは ITER と原型炉および原型炉のための工学研究活

原子との核反応による核変換や H，He などのガス原子を生動の間の関係 を 示し て お り，国 際 核 融 合 材 料 照 射施設

成する能力が高いため，照射場の性質は，散乱衝突で生じ（IFMIF）
は開発ステップ上，重要な施設に位置づけられてる弾き出し損傷と核変換の効果の配分が実際の環境に近いいる．

ことが要求されるとともに，パルスビームでなく，連続IFMIF は原型炉（DEMO）の材料を中心とした照射によビームが必須の条件としてユーザーズコミュニティから要る特性変化の挙動予測評価に必要な，核融合炉に匹敵する求されている．He などの希ガス元素は材料の特性（延性低高強度で且つ炉環境を模擬する中性子照射場を提供するこ下，延性脆性遷移温度の上昇やスエリング促進など）に大とを目的として，開発を進めている加速器駆動型の中性子

きな影響を及ぼすことが知られている［１０‐１４］．ここ数年

Development of Lithium Target System in Engineering Validation and Engineering Design Activity of the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF/EVEDA)
WAKAI Eiichi, KONDO Hiroo, SUGIMOTO Masayoshi, FUKADA Satoshi, YAGI Jyuro, IDA Mizuho, KANEMURA Takuji, FURUKAWA Tomohiro,
HIRAKAWA Yasushi, WATANABE Kazuyoshi, FUJISHIRO Kouji, SUZUKI Akihiro, TERAI Takayuki, EDAO Yuuki, HIROMOTO Tetsushi,
SHIGEHARU Satoshi, NIITSUMA Shigeto, KIMURA Haruyuki, HORIIKE Hiroshi, HOASHI Eiji, SUZUKI Sachiko, YAMAOKA Nobuo, SERIZAWA Hisashi,
KAWAHITO Yosuke, TSUJI Yoshiyuki, FURUYA Kazuyuki and TAKEO Fumio
corresponding author’s e-mail: wakai.eiichi@jaea.go.jp

６９１!2012 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.12 December 2012

図１ ２
１世紀中葉の実用化をめざした核融合研究開発の開発ステップ［１９］．

の中で様々な照射試験施設による核融合炉材料の照射損傷評価を実施する計画 が 諸 外 国 で 立 案 さ れ，He（またはH）の生成量と照射損傷量の比率を核融合照射環境の条件（低放射化フェライト鋼の場合，約 10 appm-He/dpa，約 40
appm-H/dpa）に近い条件を設定できるものもあるが，核破砕ターゲット照射の場合，発生する中性子のエネルギー
図２が高いため，その他の核変換生成元素やその生成量に大きIFMIF の機器構成．

な 違いが 生 じ る．例 え ば，25 dpa ま で 照 射 を 受 け た 場合，核 融 合 照 射 環 境 下（IFMIF 含 む）で は 考 え ら れ な
い，ケイ素，リン等の元素が 10 wtppm 近く生成することがわかっており，これらの元素は微量でも材料強度特性に悪影響を及ぼすことが一般的に知られているため，そのような照射環境で得られた結果を評価する場合，十分な注意を払ってその有効性などを判断する必要がある．さらに，
核破砕ターゲット照射はパルスビームであり，照射欠陥の
図３

発達過程が異なることも考慮する必要があるので，照射にIFMIF/EVEDA 事業の概略スケジュール．

よる材料強度特性の推移を高精度に評価するには，少なく
とも上記２つの点からもよい方法ではないと考えられる．

２０１７年半ばまで延長した．また，JAEA 大洗研究開発セン

照射効果は材料の温度に大きく影響されるため，照射に

ター内に建設した Li 試験ループは東日本大震災（大洗地区

よる核発熱が照射の有無で変動すると材料温度を一定に保では震度５強）の影響で１年半程度の遅れが出たため，運つことが困難になり，照射データの質が低下する．このた

転試験を２０１４年半ばまで延長する予定である．その他の活め，中性子強度の安定性（照射装置の高い信頼性）が要求

動は概ね，当初予定どおり２０１３年半ばに終了の予定である

される．IFMIF/EVEDA の活動を通して取り組んでいるが，試験設備テーマ関係の一部であるベルギー BR２炉で技術的な課題は，（１）核融合炉に匹敵するような強大な強の照射する試験用モジュールなどの製作完了が遅れている

度の中性子場をコンパクトに実現し，（２）定常的な中性子状況にある．ただし，工学設計活動は２０１３年半ばに完了と場を長期間安定に維持することに集約される．IFMIF はなるが，設計を裏づけるために予定していた実証試験がそ

40 MeV，250 mA（125 mA×２基）の大強度定常重水素イれまでに完了しないため，中間工学設計という形を取るこ

オンビームを発生する加速器系［２４‐２９］，重水素（D）との核とになっている．設計書は３つの設計フェーズ（設計要求反応により中性子を発生するリチウム（Li）ターゲット（標／詳細設計／総合設計）を経て作成する．以下にそれぞれ的）系［２８‐３３］，および照射試験設備系の施設から構成されの実証試験の概要を示す．

る［２８，
２９，
３４‐３６］（図２参照）．また，IFMIF で照射した材

１）加速器系：料の強度特性等の評価を実施する照射後試験施設も併せての連続ビームを加速するには，空間電荷によるビーム発散設計や試験検討等［３７‐４０］が進められている．

力が大きい低エネルギー部の実証が重要であるため，図２要求仕様である 40 MeV／電流 125 mA

２０１２年４月 時 点 で の IFMIF/EVEDA 事 業 の 概 略 ス ケに示した超伝導加速器初段までを原型加速器として製作・ジュールを図３に示す．各施設のテーマごとに国内の大学運転試験を行う．図４に，青森研究開発センターに建設しとの連携を図り，いくつかの共同研究として様々な評価を３年以降に順次納入される
た加速器試験棟の外観および２０１

進めてきた．２００７年の開始当初，６年間の計画で工学実証

主な機器を示す．ビーム試験に伴う放射線遮蔽評価に必要と工学設計を完全に完了する予定であったが，原型加速器

なデータの整備を九州大学との共同研究で実施した．日本の開発・製作に時間を要しており，日本原子力研究開発機が担当する中央制御・安全系の設計とレビューが完了し，

構（JAEA）青森研究開発センターでの加速器の実証試験を試作機による接続確認試験が進行中であり，実施に向けた
６９２

Commentary

Development of Lithium Target System in Engineering Validation and Engineering Design Activity of the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF/EVEDA)

E. Wakai et al.

き課題を示すとともに，照射モジュールや関連する照射後試験施設の設計が纏められつつある．
４）工学設計：事業目標では「IFMIF の詳細・完全・且つ十分に統合された工学設計」を行う計画であったが，上記の工学実証試験の計画が遅れ気味であるため，「中間的IFMIF 工学設計報告書として纏める」ことに目標を変更した．３つの設計フェーズ（設計要求／詳細設計／総合設計）
図４

IFMIF/EVEDA 原型加速器試験施設．

を経て，２０１３年６月末までに完了させる予定で進めている．

作業に移行しているところである．２０１３年には高周波四重２．Li ターゲットの概要

極加速器の部分モジュールの電界印加試験が予定されており，日本が分担納入する高周波カプラーの大電力試験と組IFMIF での中性子発生方法は D-Li 反応を用いた加速器

み合せて欧州で実施する予定である．

駆動システムを採用する．ターゲットとなる液体 Li は中性

２）Li ターゲット系：

Li 試験ループは２０１
０年１１月末に完子発生効率に優れ，常圧 453.5 K で液化し，熱輸送媒体とし成し，２０１１年１２月から２月末まで試運転として機能試験をて利用しやすいことから選ばれている．D-Li 反応による中実施した直後，２０１１年３月１１日に東日本大震災による被害

性子は，鉄鋼材料の場合，D ビームのエネルギーが３０〜40（主に支持構造部のブレスの変形など）を受けたため，復旧

MeV の場合に丁度，14 MeV 中性子と同等の照射効果をも工事の終了まで１年間を要した．２０１２年の７月末までに震たらすこと，ビームエネルギーが大きいほど中性子強度が災前の状態に復帰させるとともに，各種機器の詳細な機能

飛躍的に増加することから，IFMIF では 40 MeV の D イオ

性確証試験を実施した．今後，最大機能実証試験を経て安ンのエネルギー条件が採用されている．図２に示した試験

定動作確認試験に至る計画である．さらに，大阪大学と設備における中性子強度と照射体積の要求を満足するに

JAEA の 共 同 研 究 で 標 的 の Li 流 動 解 析，名 古 屋 大 学 とは，電流は 250 mA 以上が必要であり，その形状は幅 200

JAEA 間では Li 自由表面流の解析と評価および計測法の開mm で高さを 50 mm とした．加速器は技術現状から，２台発，東京大学と九州大学と JAEA の間では水素トラップとの 125 mA 線形加速器を並列で使用することにしている．

水素モニターおよび窒素（N）トラップを主体とした純化系

もし１台が故障した場合，もう１台で照射を継続できるとシステムや純度監視系システムの開発，さらに大阪大学という利点がある．このビームを受ける Li ターゲットの要求

八戸工業高等専門学校と JAEA の間では遠隔操作システム

仕様は，40 MeV の D の Li 中の飛程が Li 表面から 22 mm

開発等の研究開発に取り組んでおり，交換機器に平板部であり，除熱するために，幅 260 mm，厚み 25 mm，流速（厚さ 2 mm）を設け，それ同士の溶接および切断に最新の

15 m/秒となる．このように IFMIF では入射ビームの入熱

ファイバーレーザー技術を適用した遠隔操作技術の実証試

量（5〜10 MW）が非常に高いため，水銀を用いた核破砕標

験などを実施しており，EVED ALI 試験ループ（ELTL）

的は日本の J-PARC［４１］や米国の SNS［４２］の入熱量はそれでの実証試験等とともに，これらの成果や知見を工学設計

ぞれ 1 MW と 2 MW に比べて高く，鉛ビスマスを用いた液書へ反映させているところである．一方，欧州は Li ループ体標的としたスイスの SINQ
［４３］でも 1 MW であり，これ中で発生する可能性があるキャビテーションに対する検出らの核破砕標的では液体金属を容器で覆った構造を採用し器や，Li 中の不純物をオンラインで計測する抵抗計等の準ているのに対して，IFMIF では Liターゲットでは液体金属備を進めている．

流が片面であるが，自由表面を持つシステムになっている

３）試 験 設 備 系：

ことがその特徴といえる．

高中性子束領域の試験モジュール（HFTM）等の照射設備機器をベルギーの BR２炉を用いてIFMIF のターゲット施設で必要なシステムの概念図を照射する試験を今年度内に実施する予定である．ドイツ
カールスルーエ工科大学（KIT）
では大型の He ガスループ
を用いて原型 HFTM に対する段階的なアセンブリ試作機の流動試験が進められ，京都大学では高温照射用に開発中の HFTM 原型モデル体を製作して，N2 ガス流動下でその機能性評価試験を進めている．また，微小試験片試験技術
開発では，疲労試験に関しては東北大学と核融合科学研究所（NIFS）と JAEA の共同研究で試験片の形状効果とサイズ効果，さらには試験装置開発と計測限界評価等を進め，破壊靭性試験に関しては京都大学・東北大学と JAEA の共同研究で同様な研究開発を進め，き裂成長速度試験に関しては八戸工業大学と JAEA が共同で研究を行ってきた．これらの EVEDA の活動で得られた新しい知見に基づいて，IFMIF で用いるべき試験片の形状や試験装置やその使
図５

用環境および，試験方法などについて，今後に取り組むべ
６９３

リチウムターゲット施設の概念図．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.12 December 2012

図５に示す．ターゲット施設は，Li 標的，背面壁，ノズル

試験設備の知見を活用し，系統設計，機器構造の設計が行絞り，ビームダクト，Li 循環ループ，クエンチタンク，電われた．ELTL の装置規模は実機の約 1/3 としたものであ

磁ポンプ，熱交換器，Li 純化系システム（コールドトラッ

り，試験部において実機と同等の最大流速 20 m/秒もの高プ，N ホットトラップ等）や純度監視系システム（N トラッ

速でかつ，自由表面を有する安定な Li 流れを生成させるこ

プモニター，コールドトラップモニター，水素トラップモとが重要な課題である．表１で示した ELTL の主な仕様条

ニター，抵抗計等）から主に構成される．ターゲットアセ

件は２００
４年に作成された CDR で纏められた物をベースに

ンブリの背面壁の形状やLiターゲット用ノズル設計の検討

実機の 1/3 サイズとしており，次のステップとして製作のは井田らによって行われ，ノズルは整流器を通した後に２ための詳細設計の前段階としてLi試験ループの基本検討を段階で絞った構造を採用している［４４，４５］．また，表１に２００８年に行い，その設計の基本部を定めた（表２〜３を参は，IFMIF の Liターゲットに要求される主要な仕様項目と照）．また，ELTL の工学設計では，この評価等をベースに性能値を纏めた．ここでは IFMIF 用 Li ループ，IFMIF/

して翌年から設計・製作を開始した．この際に適用した法EVEDA で設計・製作した ELTL，阪大やロシアの Li ルー

規は消防法であり，参考した規格は，圧力容器構造規格

プの仕様の比較を与えた．

（２００３（平成１５）年４月３０日厚生労働省告示１９６号），JIS B
８２６５‐２００３圧力容器の構造 ― 一般事項，JIS B 8280-2003 圧力

３．試験ループ建設および Li 循環試験結果

容器の構造 ― 特定規格，並びに JIS B 8280-2003 非円筒胴の３．
１ EVEDA Li 試験ループ（ELTL）の工学設計と建設

圧力容器の４つであった．この中でターゲットアセンブリ
は ELTL の主要の構造物であり，その構造図を図６に示ELTL の工学設計においては，機構の保有する液体金属
表１Li
２段階の予定Concave
R=250 mm（の予定）２５２６０20（または１
５）
１
３
３
１
０−3

IFMIF/EVEDA
Li 試験ループ（ELTL）
Li
２段階
Concave
R=250 mm
２
５
１
０
０
20
５
０
１
０−3−105

ロシア（SSC RF - IPPE）
Li（水）
２段階
Concave
R=250 mm
１
０（８）
７
０（７
６）
20
１
３
１
０−3−105

５
２
３

５
２
３−６
７
３

５
２
３−６
７
３

５
７
３

316 L
（または低放射化フェライト鋼）
＞５
０
０
０
２
０
１
１年から
（震災復旧後，
現在）
稼働中

１
２X１
８H１
０T＊

３
０
４ SS

＞１
０
０
０
２
０
０
５年から
稼働中

１
０
０
０
２
０
０
２年から
稼働中

IFMIF
冷却材
ノズル設計
背面壁
Li ジェット厚さ（mm）
Li ジェット幅，（mm）
最大Liジェット速度（m/s）
流量率（L/s）
圧力（Pa）
Li 温度（K）（ノズル出口にて）ターゲットアセンブリ
材料
運転時間（h）
状態

国内外における大型の液体 Li ループ一覧．

実機

低放射化フェライト鋼（の予定）
１
７
５
２
０
０（目標値）
工学設計書を作成中（２０１３年６月に中間工学設計書（予定））
表２

主検討項目
A．
系統配置の基本検討

国内（大阪大）Li
２段階
Rectilinear
１
０
７
０
15
１
３
105

工学設計のための基本検討項目の分類．

１．
主要仕様

検討対象のシステム
１．
１ ターゲットアセンブリ仕様
１．
２ 主循環系の仕様（サブシステム：クエンチタンク，主循環ポンプ，流量計，冷却器，サージタンク，ダンプタンク）
１．
３ 純化系・純度監視系の仕様（サブシステム：コールドトラップ，コールドトラップ用エコノマイザ，純度監視系サンプリング管）

２．
全体基本検討３．
基本配置検討４．
全体インベントリ検討
５．
各系統にかかる検討

B．
電気設備の基本検討
C．
架台構造に係る基本検討
D．
運転手報の基本検討

１．
４ ガス真空系仕様
１．
５ 各系統共通仕様（サブシステム：弁，配管，予熱・保温設備，支持架台）
２．
１ 全体系統図，２．
２ 主循環系系統図，２．
３ 純化系系統図，２．
４ 純度監視系
系統図，２．
５ 真空排気系系統図
３．
１ 全体配置図
４．
１ 系統毎および全体インベントリの検討
５．
１ 試験ループ系統圧力損失評価，５．
２ 電磁ポンプ流量特性，５．
３ ヒートマスバランス，５．
４ 主循環系ドレン，５．
５ 冷却器容量，５．
６ コールドトラップ
設計，５．
７ 真空排気系の排気ダクト径，真空ポンプ排気速度１．
必要電力量概算評価，２．
予熱容量，３．
単線結線図
１．
既存施設の地中梁への負荷等
運転手順，５．
制御／監視シ
純化系流量制御性，４．
１．安全保持インターロック系，２．
切替運転手法，３．
ステム

６９４

Commentary

Development of Lithium Target System in Engineering Validation and Engineering Design Activity of the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF/EVEDA)

E. Wakai et al.

す．このアセンブリに対して熱応力解析をするため，計算

ンダクタンスの小さい蒸気トラップの設計を考案する必要コードとして ABAQUS 等を用いて様々な設計条件をパラがあった．また，EVEDA リチウム試験ループでは，真空メータにして慎重に最適な設計が得られるように応力解析

条件だけでなく，Ar 雰囲気の正圧下でも流動試験を行うなどを進めた．ここではその結果の詳細は割愛するが，ため，ターゲットアセンブリの繋ぎ部の下流にクエンチタ

ターゲットアセンブリの温度分布，応力分布，および変位

ンクと呼ばれる部分を設け，Ar ガスのリチウムへの巻き分布の計算結果はいずれの分布もわずかな変化しかなく，こみを防ぐ設計が施されている．リチウム流の中に Ar ガ

良好なものであると判断された．なお，ELTL の建設設計

スを巻きこむとキャビテーション等の現象が生じ，配管やおよび建設は，三菱重工メカトロシステムズ（旧神菱ハ

機器類の破損を引き起こす原因となるため，これを防ぐよ

イッテック）によって行われた．
ELTL の製作にあたり，特に，ターゲットアセンブリの製作がその構造の複雑さのため，製作方法の検討が必要であった．最大の課題は，加工のきわめて困難な，ステンレ
ス製のターゲットアセンブリの背面壁やノズルなど（図６）を高精度に加工し，溶接施工する工程である．これに対し，背面壁を加工の基準とする設計思想を導入することによって，これを克服することに成功した．具体的には，基礎となる鋼板に流体計算から決定された背面壁の座標を高精度５軸加工器にて切削する．それと同様に５軸加工機で加工したノズルをボルト固定し，Li のバウンダリになる部分にシール溶接を施す．これにより，背面壁，ノズルとも高精度加工並びに加工後の３次元の形状計測ができることとなり，加えてボルト固定とすることによって，溶接による歪みを防ぐことのできる設計並びにその製作に成功した（図７）．また，IFMIF のための Li 流動挙動に関する実証試験するためには真空下で実施する必要があり，このた
め，Li 蒸気を捕獲し（真空ポンプに到達させない）且つコ
表３

図６

Li ターゲットアセンブリ構造図．

工学設計のためのターゲットアセンブリ，循環系，電磁ポンプなどの主要な基本仕様．

仕様項目
仕様条件
設計圧力，設計温度−0.1〜0.75 MPa,G， 673 K
ターゲット部流熱速
定常時 15 m/s，最大 20 m/s（制御範囲：5〜20 m/s）
使用流体
液体 Li
自由表面Li流幅（ノズル出口） 100 mm±0.1 mm 以内（IFMIF 実機の約 1/3）
自由表面Li流厚（ノズル出口） 25 mm±0.1 mm 以内
Li 流入口温度
523 K〜573 K（制御範囲：473 K〜623 K）
自由表面真空度
10−3 Pa 以上
ターゲットアセンブリの材
SUS316L，6.3 !m（▽▽▽ Li 接液範囲）
質，表面粗さ計測監視孔（窓）７箇所（フランジ閉止構造），フランジはシール溶接構造を採用，到達時間：２
４時間以内
排気系到達真空度
10−3 Pa（定常運転時）
ノズル
4B（Li 入口ノズル，真空排気ポート），10B（Li 出口ノズル）
8B sch20 : 1.2 m/s（37.5"/s），1.5 m/s（50 "/s），４B sch２
０：4.2 m/s
（37.5 "/s），5.6 m/s（50 "/s），（補足：主循環系配管
配管口径増大は，Li インベントリの増加を招く）
循環流量
定常時 37.5 "/s，最大 50 "/s
1B sch20 : 3.0 m/s（37.5 "/s の５％の場合），0.6 m/s（37.5 "/s の１％の場合）．
純化系および純度監視系配管 4.1 m/s（50 "/s の５％の場合），0.8 m/s（50 "/s の１％の場合）．コールドトラップ検討結果の 0.2 "/s 時は0.3 m/s.
配管の肉厚
8B: 6.5 mm，4B: 4.0 mm，2B: 3.5 mm，1B:3.0 mm（製品肉厚（sch20）
，（告示５
０
１号第５
８条（第３種管）に準拠）
6 kg/cm2(573 K の循環ループで最大流量 50 "/s の下，キャビテーションが発生しない条件）ここではクエンチタンクから電磁ポンプの配管（８B Sch２０）を対象評価．なお，クエンチタンク液面圧力は標的アセ電磁ポンプ仕様
ンブリと同圧で 1×10−3 Pa とする．400 V， 750 KVA.
5000 "（523 K 換算．2600 kg 相当），系統内充填 Li インベントリ：4350 "（10％ のマージン含む），ダン
Li のインベントリ
プタンク内残存量：750 "
最大電源容量（正味）：約 1100 KVA（各設備に対して不確定要素を考慮し，２０％マージンを見込み設
必要電力総量定）．なお，運転モードにおける電源容量の概要：最大電源容量：約 910 KVA．
（内訳：動力用電源の電磁ポンプ用 750 KVA，その他用 59 KVA，およびヒータ用電源 110 KVA）

６９５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.12 December 2012（a）背面壁の加工（b）２段絞りノズルの加工（d）標的格納容器内に設置したターゲット
アセンブリの 様 子と Li の 流れ 方 向（（上部から：Li パイプ，整流器（内部に２段絞りノズルが 収納），背 面
壁，ビューポート），左側に標的を観察するビューポートがある）（c）背面壁とノズルおよび胴体部分の接続

図７ターゲットアセンブリの製作，据付の過程および格納容器内に設置したターゲットアセンブリの様子．

うに設計を施している．ターゲットと呼ばれる試験部は，

験準備を進めているところである．一方，水素トラップや主ループにおいて電磁ポンプで循環させたリチウムを整流

水素計測用モニター類については，ELTL の運転に際し器に通過させた後に，２段階に絞った構造を持つノズルをて，特に問題となることはないが，実機の IFMIF では，H通過させて 20 m/s まで加速させ，背面壁（流路）に沿ってトラップ関係機器が必要となる．このため，ELTL でも付流すようにしている．ノズル近傍の構造などは 20 m/s と属機器として取り付け等を検討してきたが，必ずしも Li

いった高流速における腐食又は壊食を考慮するとともに，流動試験には不可欠でないため，水素トラップ機器に関し設計圧力に耐える肉厚の設計がなされている．また，純化ては現在の所，基礎工学設計までの範囲まで進めることに系システムとしてコールドトラップ［４６］，N ホットトラッ

した．なお，N ホットトラップと水素トラップに関する基

プおよびプラギング計の設計・製作を合わせて実施した．

礎的な研究内容については，後述の３節で詳細を述べるこコールドトラップ装置では，約４８時間の間にリチウム中のとにする．

酸素濃度を 10 wppm まで除去できるように設計製作され，酸素のゲッター材としては SUS３０４を採用している．この
他に，腐食などに影響しうる N を除去するために Fe-Ti
合金を N トラップ材料として N ホットトラップを基礎段階から研究開発を始め，その結果を基にして機器の設計と製作を実施した．ただし，N ホットトラップは現在，概念的な開発段階の機器であり，確立した技術的なノウハウが存在していないこと，また，使用温度が Li ループ本体に比べてかなり高い 873 K 程度であることなどから，その使用方
法や本体の Li ループへの取り付け方法，および運転方法を決定していくためには，事前に十分な機能性試験を経て行う必要があると考えられる．現在までに N ホットトラップの機器配管配置設計のために必要な熱応力計算などを行っているが，設計応力を満足するためには当初予想していた
配管長よりもかなり長くなることがわかった．これに伴い，Li バルブやサポート機器の大幅増加や，ヒーター類などを含めた制御機器類は大幅な増加が生じることがわかった．これらの解析から，N ホットトラップ機器については，
まず，単体にて十分な機能性試験を実施し，その有効性や

図８

安全性を十分に確認することが不可欠と判断され，その試６９６

世界最大の液体リチウム試験ループと主要構成機器．

Commentary

Development of Lithium Target System in Engineering Validation and Engineering Design Activity of the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF/EVEDA)

E. Wakai et al.

ELTL 全体の設計は，世界初となる部分が多かったが，（図９）．なお，ここで使用した Li（表４）は中国のガン様々な技術的な困難を乗り越えながら建設工事を２００９（平フィングリチウム株式会社からを購入し，不活性雰囲気の成２１）年１１月から開始し，２０１０（平成２２）年１１月に建設を

グローボックス中で 1,608 個の Li インゴット（１個あたり完了させた後，各種総合機能性確証試験を実施し，十分な

約 1.55 kg）を ELTL への投入した．図９左図は，Li 流を約機能を持つ施設であることを２０１１（平成２３）年３月上旬ま

523 K において，５メートル／秒の高速条件で試験部に流でに実証した
［４７，
４８］
（図８）
（装置のサイズ：高さ 20 m×した様子を示す．Li は上から下へと流れている．この時の幅 15 m×幅 15 m）．

Li 流の幅は約 100 mm であり，その流れの厚さは IFMIF

Li の漏洩対策としては，Li が流れるすべての配管や容器の実機と同じ約 25 mm となっていて，Li ループでは毎分約類に対して溶接後の浸透探傷検査や耐圧検査等を実施して

７３５リットルの条件で Li を循環させた条件となっている．

いる．また，すべての配管の下部には Li 漏洩検出器を取りまた，左側に３つの白い塊が見えるがこれは，Li 流を観察付けて早期に漏洩が検出できるようにしている．仮に漏洩するための照明が光って見えるものである．図９右図は Li

した場合の対策として，配管や機器類が設置している床に流を止めた場合の試験部の様子を示す．図９左図からわかは 5 m2 未満ごとに 5 cm 高さの柵で区画化し，その枠からるように，光の反射の具合のために，やや凹凸感が見られ外にリチウムが流れないようにドレン配管を設け，所定のるものの，リチウムの流れは非常に安定していることがわ

場所に収納できるようにしている．さらに Li 火災用の消火

かった．これは，図６と図７で示した背面壁やノズルなど材の試験も実施し，消火に適合する消火剤としてナトレッの製作工程に置いて高精度な加工が施すことができ，まクス L が予備試験の結果により選定され，一定間隔で配備

た，溶接等の過程においても生じる歪みが小さかったことしている［４９］．

を示している．このように流動特性を評価する上で最大の３．
２ ELTL の総合機能性確証試験

課題を見事クリアして，試験部の Li の流動に関する機能性確証試験に成功した［５０，５１］．

ELTL の総合機能性確認試験ではベーキング，2.5 トンのLi インゴットの充填，系統内への Li チャージ・ドレン試

一方，Li ターゲットの流動特性の計測や評価についてこ験，Li 循環試験（最大約３０００リットル／分まで）を実施しれまでいろいろな評価が大阪大学のLiループ実施で行われた後に背面壁に安定した高速のLi流を流すことに成功したてきた［３２，５２‐５６］．これらの解析と評価法の検討において，最近進展があり，Li 流の解析評価から海洋波などの不規則波群理論の適応が可能であることを明らかにされた（図１０）．この論文［５５］は，２０１０（平成２２）年９月にポルトガ
ルのポルト市で開催された第２６回核融合技術シンポジウムにおいて高い評価を受けるなど，今後の詳細な実証試験を進めていく上できわめて重要な指針になっていくことが期待されている．さらに，数値流体力学における評価を進め，ターゲット部に流れる前の部分である整流器からノズル出

７３５ L/min（５m/s） 流動停止時 （０m/s）
図９ Li ターゲット流動試験．

口までの Li 流の安定性に関する速度依存性などを現在，調べているところである．流速の増加に伴って流体の流れの

表４
元素
要求値
分析値

Na
＜１
０
０
４
３

ELTL 用リチウムインゴットの不純物の分析値（wppm）
．
K
＜３
０
０
１
０

Ca
＜１
５
０
５
０

Fe
＜１
０
０
６
３

Si
＜１
０
０
１
０

Cl
＜７
５
５
０

N
＜３
０
０
１
２
７
（９
０
‐
１
０
０）＊

＊提供会社の分析値 125 wppm に対して，ELTL 投入後にサンプリングした Li を分析結果は９０‐100 wppm.

図１
０ Li 噴流のデータ解析法の開発．

６９７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.12 December 2012

乱れが徐々に発生する傾向になり，20 m/s では乱流強度が（１３）定期的な Li サンプリングによる Li の化学分析に Li
状態監視

大きくなることが明らかになりつつあり，IFMIF に最適な流速条件の評価を行っている最中である．なお，ELTL は（１４）抵抗計やキャビテーションセンサーの設置（欧州の機器を設置）

総合機能性確証試験を実施した直後，東日本大震災により被災し，その後に復旧作業を進めてきた．９月中旬から開（１５）純度監視試験（抵抗計による純度監視試験）

始する運転に向けて，震災前に試運転として実施した機能（１６）流況計測試験（キャビテーションセンサーによる評価）

性試験を実施しただけでなく，さらにステップアップさせ（１７）実機 IFMIF のための最適なメンテナンス方法の検討

た機能性試験も併せて実施し，本装置の主要な目標の１と評価

つ，標的部での流動試験として 15 m/sまでの流動性能試験（１８）その他

を２０１２年７月に成功させたばかりである．この試験に際し

４．純化系システムを含む補機等の関連技術開発ては，まず，ターゲット部で Li 流動の初期試験として Ar
雰囲気下（0.12 MPa）で徐々に流速を上げていき，目標とIFMIF 実機の Liループに生成される，対策を取るべき主する 15 m/s でリチウム流の流動試験（523 K）を実施した．

な不純物は，プロチウム，D，トリチウム（T），ベリリウム

その後に負圧条件で各径路の流動状況等を調べ，安全性を７（7Be），炭素，窒素，酸素，および腐食生成物である．T

確認してから負圧下（75 Pa）で 15 m/s までの流動試験をと7Be は 入 射 重 水 素 と Li と の 直 接 の 核 反 応 で 生 成 さ れ実施し，見事にこれを成功させて，安定した Li 流の様子をる．入射ビームである D もその多くが Li 中に取り込まれ高速度カメラなどによって撮影した．これは実施機関である．１年間のフルオペレーションで H，D，T の生成量はそる日本側が主担当として任されているターゲット施設の工

れぞれ，5 g/年，160 g/年，7 g/年となる見込みである．こ学実証試験の中で最重要なマイルストーンに位置付けられれらの不純物は，放射能の低減や安定な流動状態にするたているものである．また，２０１２年７月末の段階では，自由めにコントロールする必要がある．まず，水素同位体に対表面を持つターゲット部での流動時間については１週間程してはイットリウム（Y）系材料で製作する水素トラップ度までの試験を実施した．また，標的部に Li を流動させな（約 558 K で稼働）や，ステンレス鋼で製作するコールドト

い場合の主循環系ループでの運転時間の総時間は 1,000 時

ラップ（473 K 付近で稼働）［５４］で除去する．また，7Be，酸間を超えたところである．そして，装置の補修期間を挟ん

素，炭素は，高速炉で開発が進み，使用実績があるコール

で，９月中旬以降から本格化運転に移ったところである．

ドトラップで除去するが，窒素の場合，Li 中で溶解度が高今後は次のようなステップを踏んだ評価を２０１４年３月末まいため，コールドトラップでは窒素を十分に除去できないで進め，２０１４年６月までに実証試験の報告書を纏める予定

ため，別のトラップシステム開発が必要になる．窒素用トである．報告書の完成後も，ELTL においては以下の実証

ラップ方式の基本的な考えは４．
１節で示すが，鉄（Fe）‐チタ試験が可能な設備であることから，各種工学実証試験の課

ン（Ti）系合金で製作した窒素ホットトラップ（約６７３℃〜

題を１つ１つ進め，IFMIF の実現に向けてこれまで以上に

８７３℃）で除去することが考えられていて，他のシステムに貢献していくことができればよりよいと考えている．

比べて使用温度が高いため，これを長時間使用するためにはクリープ強度などを考慮して機器配管設計を進める必要

ELTL の実証試験項目：−４−５（１）523 Kでの比較的に高い真空度（１０ 〜１０ Pa）の達成がある．また，Li 中の水素をさらに効率的に除去するため（２）昇温時のターゲットアセンブリの熱膨張と変位量のに，水素トラップ専用装置を新しく開発を進めていて，こ測定れについての詳細は４．
２節で説明する．そして，Li 中の水素

（３）電磁流量計の校正（主循環系 Li チャージ状態含む）

濃度を計測するために，新たな水素検出器の開発を進めた（４）ターゲット部近傍におけるリチウム蒸発量の計測ので，それを４．
３節に纏めた．なお，Li 標的の設計要求とし（５）ターゲットでの流動性能評価（正圧下と負圧下で最てこれらの不純物濃度は以下の数値を満足するようにト

大流速 20 m/s 試験）

ラップ装置により制御する．水素同位体の場合は 10 wppm

（６）ターゲ ッ ト で の 流 動 性 能 評 価（低 真 空 下（−100以下にし，且つ T は 1 wppm 以下に制御する．また，炭素，

kPaG）での試験）

N，酸素および Be はそれぞれ 10 wppm 以下に制御する．Li中で生成される放射性物質の T と7Be については KIT の（７）ターゲットでの流動性能評価（IFMIF 運転条件であ−３る高真空（１０

Pa）での試験）

Simakov らによって評価され，それぞれ 6 g/fpy（fpy: full（８）ターゲット部での流況観察（高速度カメラによる撮

time operation per year，ただし，IFMIF 全体の年間の運転

影，ステレオ観察）稼 働 率 は７０％としている）と 1.5 g/fpy となっている［５７］．

（９）ターゲット部での流況試験（レーザー表面計測によまた，放射化の半減期計算の結果から，もし，不純物除去をしなければ，平衡状態での7Be と T は Li が 1 kg あたりそる非接触型計測法の適用試験と計測試験）

れ ぞ れ 0.3 mg と 50 mg と な り，そ れ ぞ れ 4×1011 Bq と（１０）ターゲット部での流況試験（触針計表面計測による

2×１０13 Bq の値となる．なお，液体金属中に含まれる元素

接触型計測法の計測試験）（１１）主循環系ループでの数千時間の流動試験の中で，特に，炭素，酸素，窒素，および水素は材料の腐（１２）純化系ループにおけるコールドトラップの機能性試

食挙動並びに，液体金属脆化（Liquid Metal Embrittlement:

験（主に酸素除去）

LME）に影響を及ぼす元素としてよく知られている
［５
８，
５
９］
．
６９８

Commentary

Development of Lithium Target System in Engineering Validation and Engineering Design Activity of the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF/EVEDA)

表５

４．
１ Li 中窒素同位体の制御

Fe-Ti 合金粒の窒素平衡・拡散挙動．

リチウム中窒素は Li-Cr-N 系の複合窒化物の生成などを通してステンレス鋼などの構造材腐食を促進するほか，水
Fe‐
５Ti
Fe‐
１
０Ti

素トラップである Y の表面を汚染し，水素同位体回収の阻害要因として機能するため低減が必要である．しかし窒素

E. Wakai et al.

平均濃度［wppm］（＠N/Ti＝１）
１
２
０
０
１
５
０

窒素拡散係数［m2/s］
5×10−１５
1.2×10−１６は Li 中への溶解性が高いため，酸素や炭素のようにコールドトラップ法により除去できず，化学的な手法による回収に対し，Fe-10 at%Ti 合金では Fe2Ti 相が析出するため，こが必要となる．Ti は窒化物が非常に安定であり，低窒素濃の相の N 吸収への寄与が特性差をもたらしていると考えら度環境まで使用できるが，実際に Ti 板を用いて行った窒素れる．なお，二相状態図によると Fe-5 at%Ti 合金も相分離回収試験ではごく表面しか窒素と反応しなかった．そのたする組成であるが，合金は溶融状態から急冷成形されるた

め窒素の拡散性の高い Fe を Ti と合金化させた Fe-Ti 合金

め過飽和状態で固溶している．
合金表面での N 平衡分配と合金内部での窒素拡散から窒が着目され，合金板を用いて研究が行われてきた［６０］．
ELTL では実用的観点からガス噴霧法により作製された

素吸収挙動をモデル化すると各合金粒で表５の特性が算出

合金粒（0.2 mm"）が使用される．ほぼ同等の合金粒を用いされた．Fe-10 at%Ti 合金では低窒素濃度側に出る一方で，てLiから窒素回収した結果を従来の結果［６１］と併せて図１１

Fe2Ti 相の析出による粒の微細化が見かけの拡散係数を低に示す．従来研究とは合金形状・合金面積/Li 体積比，静下させていることがわかる．

置・撹拌状態などが異なっているが，合金粒を用いた静現在は熱処理（結晶粒の粗大化）による N 回収性の向上

置・撹拌状態の比較試験では有意な差が見られなかったたや長期的回収特性についての研究を継続して進めている．

め，合金形状に因る吸収特性の違いが大きいと考えてい４．
２ 水素トラップ本研究開発の内容は IFMIF/EVEDA 事業のターゲット

る．
さらに N 濃度低下の漸近値と合金中に取り込まれた窒素施設における純化系実証試験タスクの一部を成すものであの量を比較すると，図１２に示す関係が認められた［６２］．こ

る［３０，
４６，
４７］．Y ホットトラップを有する小型 Li 流動装置

れより合金とLi間に窒素の平衡分配が成立していることがの設計と運転を念頭に置き，Li ループ純化系を模擬する Y

わかる．Fe-5 at%Ti 合金ではほぼ !鉄の単相状態であるのホットトラップの特性評価を行うことにより，Li ループ用
純化系システム開発に資することを目的とする．実施した研究の具体的内容は，次のとおりである．
（１）Li 静止系でのごく低濃度 T の Y による回収効果を確認
する．
（２）連続的に外部から供給された水素（H）同位体が，Li流動状態にある Li 層を通り，最終的に Y ゲッターに吸収除去される過程を実験的に検証し，定量的に整理式で整理する．
（３）上記実験結果を用いて，IFMIF 流動ループ中の T を連続回収するための装置を設計する．
これまでに行ってきた成果を以下に説明する．
４．
２．
１ フッ化水素（HF）処理 Y による静的状態の Li からのT 回収

図１
１ Fe-Ti 合金による Li 中 N の回収．

実際に対象とするトラップ条件に基づき，最終的に Y
粒 子 充 填 層 が T で 1 wppm 以 下，水 素 同 位 体 濃 度 で
10 wppm 以下まで回収可能なことを実証することが本研究の目的である．この研究を始めるまでは，Li-H 系の水素同位体溶解吸収平衡線（Sieverts 定数 KLi-H），Y-H 系の水素同位体吸収平衡線を外挿して交わった交点から，573 K 付
近 で Li と Y を 接 触 さ せ る と，理論 的 に Li 流 に 1 wppm
程度溶けた水素同位体を回収できることが知られていた［６３］．しかしながら，1 wppm の T を溶解する Li の T 平衡
分圧は 573 K で１０−８ Pa と低くなり，不純物の影響も受ける．また Y 粒子表面には通常酸化物が形成して内部への H
拡散侵入を阻止し，十分な H の溶解回収ができなかった［６４］．そこで我々は，Y 表面を薄く HF処理する技術を採用し，実際に本処理後の Y が直接金属接触することを化学分

図１２ Fe-Ti 合金と Li 間での N 分配．

析で明らかにした［６５］．反応は次式で表せる．
６９９

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.12 December 2012

流動により拡散距離を短くすると回収率が実線で示した理Y2O3+6HF=2YF3+3H2O

論効率に近づくことが予想される．

HF 処理後の Y を直接 Li と接触させると，表面に形成しLi ループ運転時にもループから適当な時間間隔でサンプた多孔質 YF3 層が液体 Li に溶解し，金属 Y と Li との直接リングをし，本装置の溶解法を用いることにより，定量測接触が可能となる．この技術を取り入れて，中性子照射後定が可能であることがわかった．

の Li 中に 0.07 ppm 生成させた T を HF 処理した Y と接触

４．
２．
２ 流動状態の Li から Y による水素同位体の回収させ，図１３に見るように，ある接触時間内で５０％程度の T

小型 Li 撹拌流動装置内に置かれたモリブデンるつぼに Yを回収することに成功した［６６］．さらに，Li 中の初期 D

粒子あるいは Y 板と十分な量の Li を装填し，一定温度で撹

濃度 LiD0.01 程度のものに HF 処理した Y を接触させ，温度拌した［９，
１０］．空気等との不純物接触を避けるため全体をと時間を変え，Li から Y への D 移行率を測定した．この場

Ar 製グローブボックス内に入れ，撹拌装置上部より，Ar合，接触回収後の Li 中の D 濃度は，まず水溶解法，Y 中のガスで希釈した H2 あるいは D2 を含む混合ガスを供 給

D は HNO3 溶解法で Ar パージガス中に D を取り出して質し，Li 層から Li-Y 界面を通って Y 層内に至る過程の総括吸量分析器で D 濃度を測定した［６７］．気流中に HDO 水蒸気

収速度を実験的に求め，IFMIF/EVEDA で実証が必要な Y

成分が混じると質量分析器の性能が落ちるので，マグネシ

ホットトラップ性能の評価試験を行った．実験前に Y 試料

ウム還元法で HDO を HD に還元して全量を積分してからにフッ酸処理（HF 処理）を行っている．ある瞬間の水素吸分配係数 Kとして求めた．この結果，10 wtppm溶解残留し収率 jH2（mol/m2s）は，ガス側の濃度変化とガス流量からた Li 中の D を直接測定することに成功した．水素溶解量が求めるとともに，Li 側あるいは Y 側の積分吸収量は，
４．
２．
１少ないとき，Li と Y とも Sieverts 則に従うので，それぞれ節で記載した H2O あるいは HNO3 溶解法で求めた．単位面の Sieverts 係数を KD-Li，KD-Y とすると次式で表せる．

積あたりの水素吸収率 jH2 は化学工学の手法でよく用いられる物質移動係数 kH2 を用いて次式で整理した．

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

'
," %
," %
)
'
"*" &
'
+ "*
"&
" !'
" !"$
%!
"$
!

!

!

!

!

!

!

ここで，CH2 はバルク気体中の H 濃度（mol/m3），CS,H２は Y

この関係が図１４の実線で表されている．その結果，縦軸の分配係数値は 0.01 程度となり，初期の Li から９９％の D をに溶解している H の濃度 qH と平衡にある気体 H 濃度（mol

Y 側に取り出したことになる．D 拡散時間を十分に取るか，/m3）である．このとき kH2 は m/s の単位である．H 濃度を
気流中の水素モル分率 yH2 で表すと，kH2'は mol/m2s の単位となる．図１５は，この kH2 をいくつかの H 濃度，回転数で求めて整理した結果であり，回転数にも，H 濃度にも依らない結果となった．流速と H 濃度に依存せず，一定の物質移動係数の値が得られたことは，物質移動の律速段階が Li
から Y への吸収反応移行速度あるいは Y 内の拡散であることを示している．また温度を上昇させると kH2 は上昇した．
さらに水素同位体の総括吸収過程を数値計算し，計算モデ
ルと実験結果との比較より内部で起こる過程を具体的に明らかにした［６８‐７０］．いずれにしても，求めた値が IFMIF
運転条件の 573 K での Y トラップ内の水素吸収速度の予測

図１
３ HF 処理した Y と中性子照射した Li を接触させたときの Li
から Y への T 回収率の温度変化［７］．

図１
５ 水素吸収物質移動係数の H 濃度依存性と回 転 数 依 存 性
［１
０］
．

図１
４ Li から Y 層への D の分配率の測定結果［１
１］
．

７００

Commentary

Development of Lithium Target System in Engineering Validation and Engineering Design Activity of the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF/EVEDA)

E. Wakai et al.

に使えることが判明し，これを使って Y トラップの設計作

濃度に依らず，流動状態にも依らず H 回収率を求めること業が行われた［７１］．

ができた．このようにして求めた水素同位体の物質移動係

４．
２．
３ Y トラップの設計数を使って Y トラップの設計に適用した．
４．
３ Li 用水素同位体濃度センサーの開発

本研究で明らかにする項目は，Li 流動ループに組み込まれたYトラップが，公衆安全のためIFMIF-Liループ運転中

４．
２項のとおり，Li 中の水素同位体は除去が必要となるに 発 生 す る T を 1 wppm 以 下 に，全 水 素 同 位 体 濃 度 でが，その運転監視のためには水素同位体センサーが必要と10 wppm 以下にできるかどうかを実験的に検証することなる．濃度測定手法としては化学的なものをはじめとしてにある．現在製作した小型 Li 流動装置を使い，H・D の回いくつか考えられるが，連続的且つオンラインで測定でき

収実験を行っている．現在までの成果を用い，IFMIF におる手法は IFMIF のみならず液体 Li ブランケットシステム

ける Li 流動ループから T等の水素同位体を回収するYホッなどにおいても重要である．そこでこの条件を満足する，

トトラップの設計を行った．設計条件は，T 発生率が 7 g

金属透過壁を利用した水素同位体濃度センサーの開発を実/年，全水素同位体発生率が 170 g/年である．求められた値施してきた．

は，表６にまとめている［７０］．Y トラップの全体像は，過Li 用水素同位体濃度センサーの概略図を図１６に示す．H

去の文献に示している［７１］．今後も引き続いて，実験を継および D は高真空排気下での圧力変化や質量分析計によ続し，より広い領域で実験を遂行し，IFMIF/EVEDA の成り，T は He ガススイープ下で電離箱を用いて測定した．水功に導きたいと考えている．

素同位体を透過させる金属壁の材料は，透過係数（水素の４．
２．
４ Y トラップ開発の纏め

溶解度と拡散係数の積）の観点からは溶解度に優れる

IFMIF/EVEDA 事業内の純化系システム開発の１つのTi，ジルコニウム（Zr），ニオブ（Nb）などが原理的には良好テーマとして，T 回収用の Y トラップの開発のため，Yであるが，これらの材料は熱力学的に酸化物が非常に安定

トラップにおける H や T の移動過程の基礎研究を行った．

であり，さらに窒化物が Li 中でも安定に存在しやすく，表HF 処理が Y 吸収速度増加に有効であること，またこれが面反応相の存在により透過性が変動する懸念がある．一流動条件でも耐えうることがわかった．1 wppm 以下の T

方，Feは水素溶解度が高くないため透過係数自体は低めでが Y により回収できる見通しがあること，流動条件で H
表６
H hot trap
体積
殻部の材料
殻内部のトラップ
粒子の直径
トラップ材の重量
吸収温度フィルターサイズ
Li 流量率流れ方向

Y トラップ設計値．
Design value
26 L
SUS 304 鋼Y 粒子
0.8 mm−1.3 mm
25 kg
573−623 K
200 mesh（0.077 mm）
10 L/min
底から上部へ
図１
７ H の透過と Li 中濃度．

図１
６ 水素同位体濃度測定系の概略．

図１
８ D の透過と Li 中濃度（773 K）．

７０１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.88, No.12 December 2012

材料特性の性能を明らかにして，原型炉の建設のための許認可を得るために，原型炉材料の照射損傷データを取得することを主目的とした施設である．現在の所，核融合エネ
ルギーの実現のための原型炉建設に関する戦略は，各種の場で議論と検討がなされている段階であり，明確な合意には至らず，IFMIF 建設に対しても国際的な場での合意には至っていない．したがって今後の核融合エネルギーの実用化に向けたロードマップと技術戦略などの中で，その取り組みと進展が期待されている．
IFMIF/EVEDA 事業では，IFMIF の中間工学設計報告書を２０１３年中旬までに完成することになっているが，工学実証試験に関してはこの後も続き，JAEA 大洗での ELTLの実証試験（２０１４年中旬まで）と JAEA 青森研究開発セン
ターでの加速器の実証試験（２０１７年中旬まで）がそれぞれ行われる．これらの研究開発成果に基づいて，最終的な工図１９ T の透過と Li 中濃度（873 K）．

学設計報告書が次の段階で作成される計画になっている
が，EVEDA 事業後の詳細な計画はまだ議論が開始された

あるが，Li 側表面に化合物が存在することはなく，また酸ばかりである．日欧で検討を始めているDEMOフロンティ

化物は比較的還元しやすいため，表面状態を維持しやすい

ア計画の一環として，ELTL をIFMIF/EVEDAで開発中のと考えこれを採用した．

加速器と組み合わせる予備的な検討はあるが，これはブラ

Li 中の水素同位体濃度をガス吸収（H，D）および中性子照ンケットのコンポーネント試験には，体積発熱が小さく，射（T）により変化させ，透過した各同位体量を測定した結有効な評価が難しそうである．しかし，材料照射による試果を図１７‐１９に示す．H［７２］およびD［７３］はIFMIFターゲッ

験は有益な施設となり得ることが考えられ，他の照射施設

ト系での想定よりも高濃度領域であるが，濃度に対して直と比べて利点評価などの検討を始めたところである．

線的に透過量が増大することがわかる．T［７４］は想定より

他方で，IFMIF 用 Li 施設開発は，他の関係分野に波及しも低濃度領域であるが，定量可能な量で透過することが確始めている．この理由は，Li ターゲットが真空下で輸送さ認されている．またこの体系を利用し 873 K において Yれるビームを直接，液体 Li 流れに入射させる点に特徴があによる水素回収のその場観察試験・Y の N 汚染影響の評価

り，核融合炉の液体ダイバータの概念と類似しているからなども実施した［７２］．

である．昨年４月に，米国プリンストンプラズマ研究所

前述のとおり，Feは耐劣化性に優れるものの水素の透過（PPPL）で核融合機器への Li の適用に関する第２回国際シ性は高くない物質であるため，透過性の高い Ti の表面に鉄

ンポジウムが開催されるなどLiの応用については注目を浴

を保護層としてコーティングすることで，透過性と耐劣化びている［７６］．また，Li の応用核融合炉システムに液体 Li性を兼ね備えた複合透過センサーの開発にも取り組んでいを有効的な利用を検討しているものとして，例えば，米国

る．Fe 層の存在により非汚染環境での透過性自体は純 Ti

では NSTX-U プロジェクトが PPPL の小野らによって進めの場合よりも低下するものの，真空側表面の耐酸化性能

られている［７７‐７９］が，NSTX のアップグレードは２
０１１年

や，Li 側表面の耐窒化性能が向上することが確認されてお１０月より開始され，２０１４年春ごろに立ちあげられる予定でり［７５］，より長時間の運転に耐える材料の組み合わせなどある．この先に小野らによって現在開発が進められているについて研究を進めている．

核融合科学施設（FNSF）があり，プラズマにより高強度の中性子を生成させ，ブランケットの試験を実施する計画が５．IFMIF 建設への展望と ELTL の波及効果ある．そしてさらに球状トカマクによる発電試験へと向か

現在，IFMIF/EVEDA 事業では２０１３年６月末までに IF-

うことが計画されている．NSTX 中の Li は H モードプラズ

MIF のための中間工学設計書を完成させるべく，日欧実施

マにとって大変力強い道具として機能を持つことがわかっ機関，および事業チームの協力によって工学設計が急ピッている．図２０に液体 Li を利用した Li ダイバータの概念図をチで進められ，様々な評価が進んでいる最中である．ま示す．Li をトロイダル方向に均一になる程度に流し，プラ

ず，２０１２年３月末に設計記述文章（DDD）‐I としてそれぞ

ズマまわりの D や不純物を吸ってプラズマ閉じ込め性能をれの施設ごとの基本評価が行われ，第２ステップは２０１２年

２０〜３０％程度の効率を向上されることや，ダイバータ部で９月末までに DDD-II として詳細な施設設計が評価されたは流入してくるプラズマの Li イオンによる放射冷却によ後，２０１３年３月末までにそれぞれの施設の工学設計が完成

り，ダイバータ板への熱フラックスをかなり減少させるこ予定である．これを２０１３年６月末までに施設間の整合性がとができる．IFMIF 開発で実施している Liターゲットの研十分に取れた統合設計に纏め，IFMIF の中間工学設計書が究開発の内容は，液体ダイバータ等にも共通となる技術が完成する予定である．

あり，諸外国の関係機関からも非常に注目されている．さIFMIF は，核融合炉原型炉の構造材料や機能性材料等のらには，癌治療などを目的とした加速器 BNCT（ボロン中７０２Commentary

Development of Lithium Target System in Engineering Validation and Engineering Design Activity of the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF/EVEDA)

E. Wakai et al.

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図２
０ 液体 Li ダイバータの概念図．

性子捕捉療法）照射施設等の開発中の医療施設と共通となる部分があり，昨年１１月に JAEA 青森研究開発センターで実施し た IFMIF 研 究 会 で Li 標 的 の テ ー マ に 関 しても，
BNCT 研究をしている東京工業大学や京都大学の専門家を交えて幅広い議論を行った．これに関係している東京工業
大学の原子炉研究所で，昨年３月からプロトタイプ装置の設計製作を開始し，実用的な運転条件（液体 Li 温度 493〜523 K，雰囲気圧力10−3 Pa以下）において，膜厚0.6 mm，流速毎秒 30 m の Li 液膜流を，曲率半径 10 cm の湾曲板上に幅 50 mm×長さ 50 mm の領域に安定形成することに本年２月に成功している．
このように IFMIF の研究開発技術は他の研究施設開発へ大きな波及効果を示しており，今後相互にそれぞれの開発が進んでいくことが大変期待されている．

６．まとめ
IFMIF/EVEDA 事業では，IFMIF 建設に向けて工学実
証試験と工学設計活動を２００７年より進めている．日欧の実施機関と事業チームの調整の下で日欧実施機関が協力し，数々の技術課題に取り組んでいる．この中で Li ターゲット（標的）施設の研究開発は実施機関として２０１０年度に世界［４４］M. Ida et al., JAERI-Tech 97-030, March 1997.
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［５５］H. Kondo, Fusion Eng. Des. 85, 1102 (2010).

最大の液体 Li 試験ループを完成させ，ターゲット部となる
Li の自由表面の流動安定性試験等の第一段階実証試験を成功させたところである．IFMIF の安定運転のために必要な純化系システム開発を主に共同研究の中で実施してきた．
建設した Li 標的施設での成果が出てきているところであり，関係する分野へもその技術が波及し始めている．今後も，さらなる活動成果の蓄積を進め，日欧協力事業の実が結び，さらなる展開が進んでいくよう，努力を続けていき
たい．

７０３

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わか

い

えい

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［７９］H.W. Kugel et al., Fusion Eng. Des. (2012), in press.

解説執筆者紹介いちふる

若 井 栄 一

ふか

だ

さとし

智

ぎ

とも

ひろ

日本原子力研究開発機構 大洗研究開発セン
ター 技術開発部 研究副主幹．専門分野：
ナトリウム，鉛ビスマスおよび超臨界 CO２等の高速炉冷却材中における構造材の腐食評価ならびに液体金属利用技術開発（リチウム含む）
．
ひら

かわ

やすし

平 川

康

日本原子力研究開発機構 大洗研究開発セン
ター 技術開発部 液体金属試験技術課．液体リチウム試験ループ（ELTL）の建設・運転に従事．

九州大学大学院総合理工学研究院エネルギー
理工学部門に所属．主な研究分野は，エネル
ギー化学工学で，特に核融合におけるトリチ
ウムを含む水素同位体の回収，閉じ込め等の操作を検討しています．エネルギーの将来は本当に明るいのでしょうか．
やかわ

古 川 智 弘日本原子力研究開発機構の核融合研究開発部門に所属．IFMIF 照射・試験施設開発グルー
プリーダー．主な研究分野は，原子力材料全般，材料照射損傷学，透過型電子顕微鏡，微小試験片試験技術と装置開発など，最近では IFMIF 開発に従事．日々悪戦苦闘中ですが，周りの皆さんのサポートも含め，日欧連携機関の皆様に感謝の連続．NASA を超えるような世界一の研究機関を作るにはどうすれば良いか？．趣味は家族と過ごすこと，テニスなど．１００年後の世界を見ることができたら，さぞかし素晴らしいと思っている．

深 田

""

ふじ

しろ

こう

じ

藤 城 興 司日本原子力研究開発機構．主な研究分野：計算流体力学．趣味：登山 最近は専ら妻を連れて茨城の低山に分け入ることが多いです．

じゅう ろう八 木 重 郎
すず

かね

むら

たく

き

あき

ひろ

鈴 木 晶 大所属：核融合科学研究所，ヘリカル研究部．研
究分野：リチウム等の液体ブランケット関係の材料研究．その他：東大を離れ４月より核融合研でお世話になっております．これまではほとんどリチ
ウムが対象でしたが，現在は溶融塩含めていろいろ研究を広げさせていただいております．

東京大学大学院工学系研究科原子力専攻，准教授．核融合科学研究所を経て，現職．主な研
究分野：核融合炉・次世代原子炉や水素エネ
ルギーなどの将来エネルギーの要素技術となる，薄膜，液体金属，溶融塩，電解質などについての実験的研究をしています．

じ

金 村 卓 治日本原子力研究開発機構 核融合研究開発部
門 IFMIF 照射・試験施設開発グループ．専門分野：計測技術開発（特に液体金属の自由表面流れに関する計測）および液体金属利用技術開発．

７０４

Commentary

Development of Lithium Target System in Engineering Validation and Engineering Design Activity of the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF/EVEDA)

てら

い

たか

き

ゆき

寺 井 隆 幸

お

ゆう

せり

てつ

き

し

九州大学大学院総合理工学府先端エネルギー
理工学専攻に所属．現在は Y を用いた液体 Liからの水素同位体回収について研究を行っています．以前は機械工学について学んでいましたが，エネル
ギーに関して興味を持って現在の研究を始めました．
はる

さと

ひろ

もと

まさ

し

お

ほ

だ

みず

よし

なべ

かず

すず

ほ

つま

しげ

やま

よし

ほり

かわ

と

いけ

ひろし

寛

き

さち

こ

おか

のぶ

お

ひと

よう

すけ

川 人 洋 介ふる

新 妻 重 人堀 池

じ

山 岡 信 夫

渡 辺 一 慶にいえい

鈴 木 幸 子井 田 瑞 穂わた

あし帆 足 英 二杉 本 昌 義
い

よし

義 之

ゆき

お

ふみ

お

八戸工業高等専門学校 機械工学科 学科
長・教授．１９８
４年東北大学工学部機械工学科卒業，博士（工学），青森県八戸市出身．材料
力学，材料強度学，三次元設計製図などの講義を担当．主な研究分野：電気・磁気を用いた材質および欠陥の非破壊評価法の開発．

近 藤 浩 夫
すぎ

つじ

辻

たけ

九州大学大学院総合理工学府先端エネルギー
理工学専攻修士課程．液体リチウムにおける水素同位体回収に関する研究をおこなっている．機械専攻で培った技術を活かし実験に全力で取り組んで
いる．

どう

久

武 尾 文 雄重 春 諭 志こん

ひさし名古屋大学大学院工学研究科エネルギー理工学専攻 教授．主な研究分野 流体乱流，非線
形現象．１
９
９
３年名古屋大学大学院博士後期課
程修了，博士（工学），名古屋大学助手，准教授を経て２０
１０年
より現職．趣味は読書，学生と議論すること．家族は妻と息子の三人家族．春先に咲く花が好きで，先日，クロッカス，ムスカリ，水仙，ヒヤシンス，チューリップの球根を植えました．

廣 本 鉄 史

しげ

ざわ

芹 澤

１
９
９
７年東京大学大学院 工学系研究科 材料学専攻 博士課程修了，大阪大学 接合科学研究
所 数理解析学分野 准教授．溶接・接合継手の変形・残留応力および強度特性に関する研究．大学時代はスキーに熱中するも，ここ十数年，雪上にたたず，８歳と５歳の娘二人と戯れる毎日です．

２０
１
２年九州大学大学院総合理工学府博士後期課程修了．博士（工学）．現在，日本原子力研
究開発機構，核融合研究開発部門，ブランケット研究開発ユニット，トリチウム工学研究グループに所属．博士研究員．主な研究分野は，核融合炉トリチウム工学．現在は核融合炉からのトリチウム回収に関する実験と解析に携わっ
ています．
もと

ゆき

日本原子力研究開発機構 核融合研究開発部
門 核融合プラズマ理工学．昨年３月に原子力 機 構 を 定 年 退 職 し，現 在 は 嘱 託（IFMIF
ターゲット系総括コーディネータ）です．筋力トレーニングで体力の向上に努めています．

枝 尾 祐 希ひろはる

木 村 晴 行東京大学大学院工学系研究科教授（総合研究機構長）．神戸市出身．東京大学大学院工学系研究科博士課程修了後，日本学術振興会奨励
研究員，東京大学工学部助手，同助教授を経て，平成１１年より現職．原子力国際専攻および工学部システム創成学科を兼担．専門分野は環境エネルギー材料科学．主な研究テーマ
は，原子力・核融合炉材料化学，水素エネルギーシステムの要
素技術研究，高エネルギー粒子プロセシングなど．趣味は旅行と 写 真．研 究 室 ホ ー ム ペ ー ジ（http://lohas.t.u-tokyo.ac.jp/
public/bbs/bbs.cgi）に教育研究関係の写真を多数掲載．
えだむら

E. Wakai et al.

や

かず

ゆき

古 谷 一 幸７０５