J. Plasma Fusion Res. Vol.94, No.7 (2018)３
４９

講座

中性子源としての液体金属
Liquid Metal as the Neutron Source

１．はじめに
1. Introduction
高橋光俊
TAKAHASHI Mitsutoshi
助川電気工業株式会社（原稿受付：２
０
１
８年４月２
３日）

東日本大震災以降，研究炉を含めた原子炉の運用が見直試験装置等に採用されている［２］．

しになったことから中性子照射による各種試験が実施でき液体金属による熱交換は高速増殖炉の冷却材として液体ない状況である．特に核融合炉においては 14 MeV の中性

ナトリウムが使用されているが，高速増殖炉「もんじゅ」

子場に耐えうる材料の開発が必要なことから国際核融合炉のナトリウム漏えい事故でも問題視されたように大気中の照射施設（IFMIF）の建設が進められている．この IFMIF

水分との反応により，安全上の難しさが指摘されている．

では炉材等の候補材料に照射する中性子の照射ターゲット

これは，核融合関係でも使用する液体リチウムもナトリウ材として液体金属である液体リチウムが使用される計画でムと同じアルカリ金属に属するが，ナトリウム程では無いある［１］．

が常温でも炭酸飲料水程度の泡立ちながら水反応を起こ

また ITER や JT-60SA など核融合炉のブランケットとしす．また，ナトリウムより反応性は低いものの消防法におては，これまで固体ブランケットが採用されている．しかいても危険物として指定されているため，所有する量にし近年は液体金属（リチウム，リチウム鉛）や溶融塩（FLi-

よっては所轄の消防への届け出をする必要があるため注意

NaK,FliNaBe）等をブランケット材として採用できるか研する必要がある．また液体金属を貯留する容器についても究が進められている．

使用条件によっては労働安全衛生法の適用も考えなければ

この IFMIF と同様な原理での中性子源として液体金属

ならないケースがある．

を採用することで研究が進められているものとしては，医以降，液体金属の長所や短所の説明と，法規関係等，基療 用 で ホ ウ 素 中 性 子 捕 捉 療 法（BNCT）が あ る．こ の本的な取り扱いについての説明と，比重の重い液体鉛ビス

BNCT も液体リチウムをターゲット材として研究が進めらマスをターゲット材のメインとして「核変換における液体

れている．

鉛ビスマスターゲット」，比重の軽い液体リチウムをター

この他，核変換の分野においては同じ液体金属でも水銀

ゲット材のメインとして「核変換における液体リチウムや鉛ビスマスのようにリチウムに比べれば比重の重い液体ターゲット」と「医療における液体リチウムターゲット」，

金属を採用する研究が進められている．

を紹介する．

では，なぜ液体金属なのか？であるが，金属の固体では熱の保持はできても熱エネルギーの取出しには液体やガス

参考文献などの別な媒体が必要となるが，液体金属であれば熱保持［１］若井栄一 他：プラズマ・核融合学会誌 88, 691 (2012).
［２］八木重郎：プラズマ・核融合学会誌 93, 196 (2017).

及び移動も可能であることから，熱交換の媒体として今もSUKEGAWA ELECTRIC CO., Takahagi, IBARAKI 318-0004, Japanauthor’s e-mail: takahashimt@net-sukegawa.com

３４９!2018 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

J. Plasma Fusion Res. Vol.94, No.7 (2018)３
５０‐３５４

講座 中性子源としての液体金属

２．中性子源用液体金属の取り扱い
2. The Handling of the Liquid Metals for Neutron Sources
三浦邦明
MIURA Kuniaki
助川電気工業株式会社（原稿受付：２
０
１
８年４月２
３日）

大電流の高エネルギー荷電粒子を金属に照射し大量の中性子が得られる中性子源は，大きな発熱と照射損傷が生じる．これを避けるために中性子源に液体金属を用いて，金属自身の高温度伝播性と液体金属の流れによる除熱性により温度上昇を抑え，固体で発生する照射損傷を液体にすることで無くし，連続的に使用可能な中性子源を得ることができる．本章は連続使用可能な中性子源用液体金属の取り扱いについて記載する．
Keywords:
neutron source, Liquid metal, Lithium, Mercury, Pb-Bi eutectic alloy, plant design, regulation, fire service act,
poisonous and deleterious substances control act

２．
１ はじめにができるので「放射性同位元素等による放射線障害の防止

中性子源には，原子炉や放射性物質を使った中性子源以に関する法律」が適用される．したがって，中性子源の液外に，加速器で加速した荷電粒子を金属のターゲット材に体金属は，密閉（密封線源ではない）されるのが望ましく，照射して中性子を発生させる方式がある［１，２］．

照射によって高い熱エネルギーを得た液体金属は，冷却用加速器で照射する荷電粒子のエネルギー密度が非常に大熱媒体と混合しない様に熱交換器を介した冷却が必要であきい中性子源では，金属ターゲット材に大きな温度上昇とる．

照射損傷をもたらすので，これを抑えるためターゲット材

更に中性子源は，液体金属の種類に応じて消防法の危険を液体金属にする．液体金属には，IFMIF（International

物の規制に関する政令や労働安全衛生法の規定に基づく毒Fusion Materials Irradiation Facility）や BNCT（Borrn

物及び劇物取締法や規則の対象となり，法に規則を満たし

Neutron Capture Therapy）の様に低原子番号の液体リチた設備にする必要がある．

ウムや J-PARC の様に重金属の水銀を用いる場合がある．

２．
３ 各中性子源用液体金属の特徴と応用例

本章は，これら中性子源に使用される液体金属の特徴を

２．
３．
１ リチウムの特徴と応用例

踏まえ，法的にどの様に取り扱うべきかについて解説する．

リチウムは，蒸気圧が非常に低く高真空で使用する加速表１２．
２ 中性子源の液体金属の種類
２．
２．
１ 中性子源に液体を使う理由

中性子源用液体金属の種類と特徴．

反応形態 液体金属 荷電粒子 液体金属の特徴，規制法

中性子源に液体金属を使う理由は，金属に照射されるエネルギーがけた外れに高く，並みの冷却では固体を維持で核反応

きず初めから工学的に取り扱える低融点の液体金属を使っリチウムて，金属自身の高い温度伝播性と照射で受け取った熱エネ
ルギーを流れで持ち去り，液体金属自身の温度を工学的に扱える様にするためである．また液体金属にすることに水銀

よって固体で生じるボイドや脆化等の照射損傷を無くし，連続的に使用可能な中性子源にするためでもある．

核破砕

２．
２．
２ 中性子源の種類と関係法令
中性子源に採用される液体金属の特徴と関連規制法を

Pb44.5-Bi55.5

表１に示す．いずれの液体金属も閾値以上のエネルギーを持つ荷電粒子が照射されると中性子を発生し，放射性物質

融点が約１８０℃で固体であれば水との化学的反応度は低いが「消防法」の危険物で規制対象．リチウ
ムは O2 と N2 とも反応するので純度を維持する取扱いにはグローブ
ボックスが必要．
水銀は常温で液体であり熱交換器
陽子又はを介して常温水による冷 却 が 可
重陽子
能．水銀は「毒物及び劇物取締法」の規制対象．
化学的に不活性な共晶合金で融点が１２５℃と 低 い が 沸 点１
６
７
０℃と 高
い［３］
．鉛が１
０％以上 の 合 金 な ので「毒物及び劇物取締法」の規制
対象．

SUKEGAWA ELECTRIC CO., Hitachi, IBARAKI 317-0051, Japanauthor’s e-mail: miura@net-sukegawa.com

３５０!2018 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchLecture Note

2. The Handling of the Liquid Metals for Neutron Sources

K. Miura器との接続が可能な物質である．リチウムはアルカリ金属の中でも一番反応性が低く，水と反応しても炭酸水の様に気泡ができる程度であり，大気中の湿度にもよるが３００℃±５０℃程度では発火しない［４］．これらの特性を踏まえて中性子源の設備には，アルカリ金属のナトリウムを用いる
高速増殖炉の技術が利用できる．
液 体 リ チ ウ ム を 中 性 子 源 に 利 用 す る 例 は IFMIF や
BNCT があり，現量子科学技術研究開発機構が IFMIFに先立って真空下で確証試験を実施し［１］，BNCT 用中性子源のリチウムループは東工大と助川電気工業が，高真空下で一段円弧絞り方式のノズル［５］で安定した液膜流を形成し発表している［６］．
２．
３．
２ 水銀の特徴と応用例
水銀は，J-PARC の中性子源のターゲット材としてすでに利用されていて，陽子照射により水銀を核破砕させて大量の中性子を発生させるターゲット材である．水銀は，沸点が約３５６℃と低く常温でも蒸気圧が高く核破砕で希ガスも含め多くの種類の核破砕生成物［７］ができるので隔壁（ステンレス製窓）を介して陽子照射がなされている．常温で液体なので常温水で熱交換器を介した冷却できるという

図１

利点がある［８］．

ナトリウムループの系統図例．

２．
３．
３ 鉛ビスマスの特徴と応用例
遮断）液体鉛ビスマスのうち融点が一番低い（１２５℃）共晶合金
が，原 子 力 機 構 の ADS（Accelerator-driven System）［９］⑨配管（予熱ヒータ取付配管）

未臨 界 炉 心 冷 却 材 に 利 用 さ れ る予 定 で あ る［１０］．こ の⑩ガス系（放射化しないヘリウムが良い）および真空系

ADS により長寿命核種を短寿命核種に変換するものであ（VP，更にフィルター付で減衰タンク等が必要）

る．鉛ビスマスは，"線の強い核種は生じないが，天然の⑪グローブボックス（系統図にはないが，リチウムを系

Bi から !線を放出する210Po（半減期約１３８日）が生じ，核209内に供給する時に必要）

破砕で希ガスも含む放射性物質もできるので［１１］，隔壁

ここには記載しないがメンテナンス及び保管場所も含め（窓）を介して陽子照射がなされる予定である［１２］．

た建屋（空調含む）等様々な装置や機器群が必要であり，ADS を推進するため水銀ターゲットと同じように，台車

実際に建設された J-PARC 関連文献
［８］や［１２］を参照されに円筒二重管構造のターゲット部が付いて２００℃程度の高たい．特に，放射性物質の封じ込めと減容と減衰処理に関

温水で冷却する ADS ターゲット試験施設が計画されていしては文献［１４］を参照されたい．

る［１３］．

２．
４．
２ 取り扱う前の準備や届け出

２．
４ 各液体金属の取り扱い方法

機器を製作する場合の関連法令に基づいて必要な準備や手

本節では，照射試験や非照射試験であっても，液体金属
２．
４．
１ 取り扱う為の機器・装置・冶具

続きを主に示す．
２．
４．
２．
１ リチウムの場合の準備や手続き

液体金属は，FBR（Fast Breeder Reactor）用ナトリウムと同じように導電性であり，軽水炉の様な高圧も必要無

リチウムは，消防法［１５］でいう禁水性物質の危険物なの

く，照射後は放射性物質ができるので気密性が高い FBR

で取り扱いには危険物取扱者免許（甲又は乙第３類）が必用機器とその機器設計手法が使える．

要である．リチウムループや建屋などの設備は危険物に関

参考にナトリウムループの系統図を図１に示す．その中する政令に規定されおり，通常リチウムループの設備は屋で使用されている主要な機器の略称や目的や原理を括弧書内に有って貯蔵と取り扱いを意味する屋内貯蔵所となる．

きで記載した．

危険物には指定数量があり，指定数量未満で指定数量の５①ダンプタンク（DT，液体金属貯蔵）分の１以上を少量危険物と呼び，指定数量の５分の１以上②膨張タンク（EXP，液体の熱膨張吸収）を扱う施設は耐火構造にしなければならない．建屋の周囲③加熱器（H，電気ヒータ方式）には安全のため保安空地が必要でその空地の幅が規定数量④冷却器（CL，空冷方式）

に対する倍数ごとに決められている．

⑤電磁ポンプ（EMP，誘導電磁力による駆動）

病院併設型BNCTに液体リチウムターゲットを採用する⑥電磁流量計（EMF，誘導起電力を測定）場合はできるだけ小型なものが望ましく，耐火構造で指定⑦弁（V−1〜V−5，ベローズシールにて完全密封）

数量の５倍以下にすれば空地の幅は不要となり併設し易く⑧ベーパートラップ（VT−1〜VT−2，液体金属蒸気のなる．同政令には指定数量の５分の１以上の貯蔵タンクは
３５１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.7 July 2018

耐圧検査が必要なので，申請書（書式あり）に強度計算書

プッシュプル換気装置，全体換気装置を設けず試験が可能を添えて消防署へ完成検査前検査を申請し，検査を受けてになる．装置が小さく第２７条第一項の規定の様に 50 "未満

検査済書の交付を受けなければならない．ただし，指定数で有れば除塵機を設けず作業ができるが，高温液体なので量の５分の１未満であっても圧力容器構造規格を遵守する

目や顔面へ保護具を付けての作業となる．尚，放射化することになっているで，強度設計を確実に行う事には変わり照射試験は遠隔操作で隔離室における業務にならざるを得はない．膨張タンクやベーパートラップは，圧縮気体を有ないので第３条の三項で謳われた適用外となって鉛中毒をするものでありその大きさと圧力を超えれば第２種圧力容防止していることになる．

器となるのでボイラー協会に検定申請して検査に合格しな

２．
４．
３ 安全に使うための基本方針・取り扱い方針

ければならない．合格すると第２種圧力容器明細書が交付

２．
４．
３．
１ 共通の安全対策・基本方針

される．これら機器を使用し装置完成後，最終完成検査にいずれの場合も法に依る規制・規則・規格があり，規格合格し，完成検査合格証を交付された後に使用可能になるを満足しつつ，安全第一で使い勝手の良い装置しなければので，装置完成までは順序よく作業を行う必要がある．

ならない．

２．
４．
２．
２ 水銀の場合の準備や手続き

リチウムも重金属の場合も耐火，耐震，耐水（水害，津水銀は，毒物及び劇物取締法の規制対象品であり，取り波），遮蔽を考えて設計することになるが，遮蔽だけを考扱いに於いて労働安全衛生法（安衛法）［１６］に準拠した取えると地下設置を考えやすいが，津波を含めた水害と装置り扱いが必要である．更に，公害対策基本法や水質汚濁防交換性やメンテナンスを考えると装置を小型化して平床設止法により環境への放出が制限されている．ここでは安衛置をして，使いやすい構造にするのが良い．

法に規定を以下に示す．先ず，同法第１２条の１項に従い５０

どの中性子源も照射されるエネルギーが非常に大きいの人以上の事業所では衛生管理者（第１種衛生管理者免許保でビーム位置の異常や液体金属の流量低下が即ターゲット

持者や衛生工学衛生管理者免許保持者等）を選任し（事業周辺部の溶断や損傷につながるので，ビーム位置モニタや所規模で増員），所轄の労働基準監督署長に届出が必要で系内の真空圧力や液体金属ループ内の流量，温度，液位やある．同法第１２条の２項では１０人以上５０未満では安全衛生

周囲の即発 !線等も含めたすべての運転状態検知センサー推進者（講習要）の設置が必要である．管理者は，健康管に基づき最短時間で運転を停止するシステムが必要であ

理や設備と環境改善等を行う必要がある．

る．特に，加速する前のイオン源を最短時間で停止させる

水銀は，大気２０℃における飽和蒸気濃度が 13.2 mg/m3のが有効であり，そのシャットダウン時間はバックプレー

3と高く［１７］，許容濃度（日本産業衛生学会）が 0.025 mg/m

トや隔壁に変形や損傷を与えない速さにする等，安全性向と低いので以下の保護具が必要で［１８］，水銀濃度計等で確上を図らなければならない．

認が必要である．大気への放出は更に２桁以上厳しい［１９］液体金属の運転温度の上限は，腐食や機器の耐熱性に関ので対応が必要である．

係するので，必要最小限の温度で運転する．

①呼吸器保護具（防毒マスク）

漏洩対策の基本は，溶融金属に対する耐食材を使うこと②手の保護手袋（ゴム手）

であり，強度上配管や容器が破損しない様にすることであ③目や顔面への保護具

る．でききればパッキン等のシール構造はできるだけ排除④保護衣服着用（汚染されて服は作業場から出さない）

して溶接構造を採用する事である．

以上の事から使用中の水銀は，容器や配管系内に密閉し

２．
４．
３．
２ リチウムの場合の安全対策て運用するのが良く，漏洩時の事を考えて装置の下には，

液体リチウムを用いた病院併設型の BNCT のリチウム枠有り受け皿（表面が酸化しないステンレス製が良い）をターゲットループは，設置上小型化が必要でリチウム量も設け，できれば装置全体を強化ガラス等で覆うのが良い．

最小限にするのが良い．尚，使用リチウム量が指定数量以

毒物及び劇物取締法には使用中のものに対しての規制は無下になると消防法上は無資格で運転が可能であるが，危険いが使用しない水銀は，施錠して保管する．水銀を 30 kg物取扱者を選任して安全教育を行う等の対応が必要と考え以上保有する施設は，消防法（昭和２３年法律第１８６号）でのられる（すでに市町村条例で規定されている場合もある）．

消防活動阻害物質として所轄消防署長へ届ける（施設毎）

小型化でリチウムループそのものを容器で覆る様になる必要がある．

と，容器内を不活性ガス雰囲気［４］にすることで更なる安

２．
４．
２．
３ 鉛ビスマスの場合の準備や手続き

全性向上につながる様になる．

鉛ビスマス共晶合金は，鉛が１０％以上含む鉛合金としてリチウムターゲットではノズルからの噴流を使うので，毒物及び劇物取締法の規制対象品であり，衛生管理は水銀噴流が直接当たる壁にキャビテーションが起きるとの報告と同じで，作業者は安衛法の鉛中毒防止規則［２０］に従って［２１］が有るので噴流はクエンチタンク内の液体で受ける様取り扱わなければならない．鉛ビスマス共晶合金を使ったにしてキャビテーションがタンク壁面で起きない様に設計

施設は，鉛中毒防止規則第１条第５項ホにおける鉛合金のする必要がある．

溶解に相当するので，第２３条第四項の様に４５０℃以下の場

２．
４．
３．
３ 重金属の場合の安全対策

合や第２３条第一項の様に配管や容器の周囲を完全に覆い常重金属系のターゲット材は燃えるものでは無いが，加速

時立ち入る必要が無い屋内作業場することによって作業者

器が急峻なパルス運転によって隔壁が損傷（液体金属に発も周囲の安全性も確保できるので結果的に局所排気装置，

生する衝撃波の影響）する危険性が有るので，重金属系
３５２

Lecture Note

2. The Handling of the Liquid Metals for Neutron Sources

K. Miura

ターゲットでは隔壁２重化がなされ，２重隔壁間の最外壁

詳細は記載しないが，設置場所の危険物貯蔵所の基準にもヘリウム冷却されている．尚，最外壁（窓）まで衝撃波ついても危険物の規制に関する政令に従わなければならなが影響しない様にするため隔壁の損傷をいち早くする検知い．

することが重要なので様々な検知システムが検討され水銀

２．
５．
１．
２ 水銀や鉛ビスマスの中性子源設計

では実施されている．

前記の様に重金属の水銀と鉛ビスマスについても，労働

２．
４．
３．
４ 火災・防火対策

安全衛生法に基づき設計する．膨張タンク及びベーパート

化学反応性が高いリチウムに限らず水銀は火災発生時消ラップは，圧力と容積によっては第二種圧力容器となり圧火活動阻害物質であり，鉛ビスマスは運転温度が高温流体

力容器構造規格を用いて設計されなければならない．ダンである事から設置建屋は必ず耐火構造にする．リチウムのプタンクや配管等は圧力容器構造規格を満足させ，前記の場合はさらに禁水の表示を行うと共に周知徹底を図り，ど様に解析コードにて熱応力や耐震設計等を行う必要があの金属も漏れた場合を想定して漏洩金属を全て受け皿に限る．

定する構造にする必要がある．

２．
５．
２ 装置製作非照射場でのリチウム火災が発生した場合は，危険物の設備の製作に使用する材料や溶接資格など規格に則った規制に関する政令に指定された乾燥砂や膨張ひる石や膨張製作がなされなければならない．近年は３次元 CAD に真珠岩もあるが，市販のリチウム用消火剤ナトレックス L

よって製作前に課題がわかり設計ミスは少ないが，溶接ひ（主成分塩化ナトリウム）を用いて消火するのが便利で効

ずみや曲がりなどで設計通りに行かない場合や寸法公差が果的である［２２］．

大きい保温材と補助系のガス配管系が干渉する場合がある
ので，事前に冶具の用意も含め現場と設計者との連絡を密J-PARC の水銀ターゲットの周辺は遮蔽の為に鉄のブに行う必要がある．

ロックが積み重ねられているので火災の心配はないが，リチウムと水銀は試験の性質上中性子を減速する場合がある

組立精度を上げる為にできるだけ工場内作業を行うようので減速材に可燃物をできるだけ避ける様に設計すべきでユニットごとに製作し，そのユニットの大きさは運搬がである．

きる大きさとし，現地作業をできるだけ少なくするのが良い．

一方鉛ビスマス共晶合金を使う ADS 機器は，断熱材に

２．
５．
３ 試験検査覆われていても高温流体が漏れた時を想定すると建屋も床試験検査は製造中から規格に基づき実施され，機器単体も耐火構造にする必要がある．
いずれの液体金属を中性子源としても，放射線遮蔽するの耐圧やヘリウムリークテストや溶接部の X 線検査や浸透のでコンクリートや鉄や鉛で覆われ必然的に耐火構造にな

探傷試験等を順序良く行い，機器の健全性を確認しながらるが，併せて建屋も耐火構造にすべきである．

ユニットを組み立てて行く．現地での全体組み立てにおいても，溶接部の X 線検査や浸透探傷試験や耐圧試験を実施

２．
５ 装置設計製作

後，保温施工，電気配線，配線チェック等を順序よく行い，

２．
５．
１ 装置設計装置組み立て後シーケンスチェック等を実施後，試運転を装置には使いやすさを考えて機器だけでなく配置も含め実施していく．特に，予熱を要する配管系の支持金具やバた設計が必要である．特に，メンテナンスも考えるとピッルブなど局部的に温度低下を起こしやすい所は前もって断トを掘らずに同一床上設置が望ましい．床上設置を考える

熱やヒータを増設しているが，凝固温度になっていないかと遮蔽が必要になるので液体金属ターゲット装置の高さも注意する必要がある．

できるだけ低く小型に設計する必要がある．

２．
６ 装置運転装置の安全性を確保するため強度計算と構造解析（熱応

２．
６．
１ 運転

力と耐震）と遮蔽計算を十分に行う必要があるが，以下に中性子源の液体金属用設備に使う機器群の設計規格につい装置の特徴を踏まえて装置をどう扱い，どこを注意すべて記載する．

きかを記載する．要は事前に運転要領書を作成し，その要

２．
５．
１．
１ リチウム中性子源の設計領書に従い運転していくことになるが，装置配管系の予熱中性子源に液体リチウムターゲットを用いる場合，リチが完了後，全系を減圧してダンプタンク側にガス圧を掛けウムそのものが消防法での規制対象なので，リチウムルーて膨張タンクまでゆっくり液体金属を充填する．充填を急プで使用するダンプタンクは消防法の危険物の規制に関す

ぐあまりガス圧を掛け過ぎるとガス系へのオーバーフロー

る政令の第９条２０号によって，配管については２１号に則っの原因になるので注意が必要である．

た設備にしなければならない．消防署への申請等も細かく

リチウムループは，高真空運転になるので吸着水分やガ規定されている．容器の中で圧縮気体が充填される膨張タ

スの除去のため真空ベーキングを十分行うことが重要であンクやベーパートラップは，圧力や容積の大きさによってる．

はボイラー及び圧力容器安全規則の第二種圧力容器に該当

２．
６．
２ メンテナンス（保守・点検）

し，圧力容器構造規格に則った設備にしなければならな

非照射の試験装置におけるメンテナンスは，日常メンテ

い．この様な規格強度計算のほかに装置設計に必要な解析

ナンスや期間ごとのメンテナンス，交換部品に合わせてメ

コードにて熱応力や耐震設計等を行わなければならない．

ンテナンスを実施することになるので，事前に計画書や要３５３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.7 July 2018

ゲットを開発‐都市部病院に設置可能な小型照射シス
テ ム に め ど‐」, https://www.titech.ac.jp/news/2012/025567.html［７］春日井好己 他：JAEA-Technol. 2009-010 (2009).
［８］物質・生命科学実験施設建設チーム，大強度陽子加速器プロジェクト 物質・生命科学実験施設機器技術設計
書，JAEA-Tech 2004-001（第２分冊），p.828-p.833.
［９］大井川宏之：Radioisotopes 61, 571 (2012).
［１０］日本原子力学会「鉛ビスマス 利用技術」研究専門委員
会：鉛ビスマス利用技術ハンドブック（２
０
０
７）
．
［１
１］関本 博 他：JAERI-Tech 2002-008 (2002).
［１２］日本原子力研究開発機構 原子力科学研究部門 J-PARCセンター 核変換ディビジョン，J-PARC 核変換実験施
設 技 術 設 計 書‐ADS タ ー ゲ ッ ト 試 験 施 設（TEF-T），
JAEA-Technol. 2017-003, p186-217.
［１３］ibid, p123
［１４］安達潤一 他：中性子散乱施設使用済ターゲット取扱・保管設備の概念検討，JAERI-Tech 2000-068 (2000).
［１５］消防関連法規集２００
９年度版（近代消防社）．
［１
６］中央労働災害防止協会 安全衛生情報センター 労働安
全 衛 生 法，http://www.jais 水 銀 r.jp/anzen/hor/hombun/hor1-1/hor1-1-1-m-0.htm［１７］環境省，水銀に係る健康リスク評価，別添２‐３の表１参照（飽和蒸気濃度）
www.env.go.jp/ council/toshin/t07-h1503/mat̲02-3.pdf［１８］厚生労働省 職場のあんぜんサイト，化学物質，水銀参照，
www.anzeninfo.mhlw.go.jp/ anzen/gmsds/0035.html［１９］大気汚染防止法，基準値
env.go.jp/chemi/tmms/lmrm/02/ref02.pdf［２０］労働法ナビ，鉛中毒予防規則（平成２
９年３月２
９日厚生労
働 省 令 二 十 九 号 も 反 映）
，www.rosei.jp/lawdb/list/law̲article.php?entry̲no＝１
２
３［２１］Kondo, et al., Proc. 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23), May 2015, Chiba, Japan.
［２２］加藤章一 他：JAEA-Technol. 2009-059 (2009).

領書を立てておくことが重要である．特に，寿命が短いものや修理に時間のかかるものについては予備品などを準備しておくことが望ましい．
照射試験の場合，放射化した施設になるので測定機器は非照射場に設置して交換できるようにして，中性子源本体
については水銀ターゲットの様にターゲット部を一式交換
し，放射化したものはキャプセルに入れて保管するのが良い．
２．
６．
３ 震災以降の点検
地震等の震災以降の点検は，日本アイソトープ協会の「改訂版放射線施設の火災・地震対策実務マニュアルシ
リーズ!，
１９９６年，p１１７〜p１３１」を参照されたい．

２．
７ まとめ
本章は，中性子源用液体金属の特徴を踏まえて，用途ごとの液体金属と装置の取り扱いについて簡単に記載した．
材料の特徴に合わせて工学的に十分対策を講じて使用することが肝要である．
本章がものづくりを始めようとする方の参考になれば幸
いである．

参考文献
［１］松林政仁：Radioisotopes 56, 479 (2007).
［２］S. Cierjacks(Editor), Neutron Sources For Basic Physics
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Press, 1983).
［３］高野秀機 他：JAERI-Review 2000-014 (2000) .
［４］R.A. Rhein, C.M. Carlton,Extinction of Lithium Fires:
Thermodynamic Computations and Experimental datefrom Literature, Fire Technology, Second Quarter 29, 100(1993 ).
［５］T. Kobayashi et al., Appl. Radiat. Isot. 88, 198 (2014).
［６］東工大ニュース「加速器 BNCT 用液体リチウムターとし

助川電気工業株式会社 取締役 技術本部副本部長．液体金属を含む流体の熱（加熱・冷 却）と 計 測（温 度，圧 力，流 速，
etc．
）に関わる装置等の設計業務．最近，運動不足からか体重と中性脂肪が増えてきて少し動くだけでも疲れてしまい歳を感じ始めています．健康維持のために色々と考える今日この頃です．

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みつ

み

うら

くに

あき

三 浦 邦 明助川電気工業株式会社 顧問．高速増殖炉の液体金属ナトリウム用電磁ポンプ，電磁流量計，プラギング計，水素検出器の開発と溶融アルミ用電磁給湯装置等の開発に従事．現在は，顧問の傍ら，地元高萩市出身で江戸中期の地理学者赤水（せきすい）の業績『伊能忠敬より前に経緯度が入り５９５
２か所の地名入りのベストセラーロードマップを作製し，間宮海峡調査以前に間宮海峡を含む樺太，千島列島，北海道全域の蝦夷松前図を製作』を世に広める活動を実施中．

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はし第２章!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

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

たか

高 橋 光 俊!!!!!!!!!!!!!!

第１章!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

３５４!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

J. Plasma Fusion Res. Vol.94, No.8 (2018)４
２０‐４２６

講座 中性子源としての液体金属

３．核変換における液体鉛ビスマスターゲット
3. Liquid Lead-Bismuth Target in the Nuclear Transmutation
佐 々 敏 信，斎 藤

滋，大 林 寛 生

SASA Toshinobu, SAITO Shigeru and OBAYASHI Hironari
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 J-PARC センター
（原稿受付：２
０
１
８年４月２
０日）

鉛ビスマス合金（LBE）が，その核的・化学的特性から，次世代原子炉の冷却材や加速器駆動システム（ADS）の核破砕ターゲットとして有望視されている．日本原子力研究開発機構（JAEA）では，長寿命放射性物
質の負担低減を目指した ADS の設計研究を進めており，LBE は重金属であり比重も高く，核破砕ターゲットとしても長寿命放射性核種の核変換システムとしても良好な特性を有している．一方，その利用の大きな課題の一つである構造材との共存性を向上するための様々な技術開発とともに，ADS による核変換技術の早期実用化を目指して，試験研究を進めている．
Keywords:
lead-bismuth, spallation target, nuclear transmutation, minor actinide, accelerator-driven system

３．
１ はじめに分離変換技術のもう一つの特長が，廃棄物の処分面積の分離変換技術は，使用済み核燃料中に含まれるさまざま低減効果である．地層処分時に環境に与える影響の大きいな放射性核種を，その処理方法や用途に応じて複数の群に核種を分離技術を用いて取り除くことで，廃棄物の物量自分別する「分離技術」と，それらの中で半減期が長く，放体と処分に要する面積を低減するとともに，廃棄体中によ

射性毒性の強いものを短寿命核種（または安定核種）に変り高濃度で核分裂反応に伴う生成物（FP: Fission Prod-換する「核変換技術」を組み合わせ，長寿命放射性核種のucts）を混合して廃棄体数を削減できる可能性がある．

持つ放射性毒性に起因する環境負荷の低減や，分離後の放MA を核変換するとともに，ストロンチウム，セシウム等

射性廃棄物の処分の効率化をめざす技術体系である［１］．

の発熱性 FP をガラス固化体よりも熱に強いセラミクスに

長寿命放射性核種の核変換は，発電用原子炉サイクルを用焼成し，ガラス固化体とは別に廃棄することで，廃棄物処

いて核変換を行う方 法 と，加 速 器 駆 動 シ ス テ ム（ADS:

分場に必要な面積を低減することができる．図２に，分離Accelerator-driven System）のような核変換に最適化された専用システムを用いる階層型サイクルに基づく方法の２種類に大別され，それぞれに適する分離技術及び核変換技術の研究開発が，並行して進められている．核変換の対象となるのは，主としてマイナーアクチノイド（MA）と呼ばれるネプツニウム，アメリシウム，キュリウムである．ここでは，核変換に用いる ADS に不可欠な鉛ビスマス核破砕ターゲット技術を解説する．
図１に，さまざまな処分方法を適用した際の，使用済み
燃料１トンあたりの人体に対する有害度の経時変化を示す．図には，使用済み燃料の直接処分，再処理後の高レベル廃棄物，分離変換技術を導入した場合のそれぞれの放射性毒性の経時変化を，使用済み燃料の原料となる天然ウラン９トンの持つ毒性とともに示している．直接処分の場合には，原料の天然ウランの毒性を下回るまでに約１０万年を要するが，再処理を行うことで５０００年程度に短縮され，分図１

離変換を導入することで３００年程度にまで短縮することができる．

使用済燃料 1 tHM あたりの経口摂取毒性の経時変化（UO2
燃 料 PWR 燃 焼 度：45,000 MWD/t，再 処 理：99.5％ の U
及び Puを回収，分離変換：HLWから 99.5％ の重核を回収）．

J-PARC Center, Japan Atomic Energy Agency, IBARAKI 319-1195, Japancorresponding author’s e-mail: sasa.toshinobu@jaea.go.jp

４２０!2018 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchLecture Note

図２

3. Liquid Lead-Bismuth Target in the Nuclear Transmutation

T. Sasa et al.

分離変換技術による処分場面積の低減効果．

変換技術による廃棄物処分場面積の削減効果の一例を示す［２］．分離変換技術を最大限活用することで，現行の核燃
料サイクル政策に基づく廃棄物処分場面積を約 1/4 に低減できる．発熱性 FP については，３００年間貯蔵すれば発熱量が大幅に低下するため，約 1/100 の面積で処分できる．
核変換に核分裂反応を用いる利点として，核分裂生成物
が多くの場合短寿命であり，中性子一個による一回の反応で効率よく対象核種の短寿命化が行えること，反応に伴う

図３

核分裂中性子の連鎖反応により継続的に核変換が可能であLBE ターゲット／冷却 ADS 概念．

ること，核変換に必要なエネルギーを核分裂反応から回収できる可能性があることが挙げられる．一方，競合する中炉心から構成され，未臨界炉心の中央に重金属製の核破砕

性子の捕獲反応に起因する核変換では，質量数の近い長寿ターゲットが配置される．加速器からの陽子をターゲット

命核種への移行に止まることが多く，短寿命核種への変換に入射することで，核破砕反応により１陽子あたり３０個程のためにさらに多くの中性子が必要となり，核変換の効率度の中性子が生成する．この核破砕中性子を連続的に供給が低下する．核分裂反応が生じない比較的質量数の小さいすることで，未臨界炉心内で核分裂連鎖反応が生じて，核種を核変換するには，中性子捕獲反応による核変換が必

MA の核変換が行われる．図３に，JAEA が提案する液体要となるが，エネルギー収支をプラスとすることは困難で

鉛ビスマス合金（LBE: Lead-Bismuth Eutectic Alloy）を冷ある．

却材及び核破砕ターゲットに用いた ADS 概念を示す［４］．

核分裂中性子を用いる方法以外に，高エネルギー粒子を陽子加速器から最大で 1.5 GeV−３０MW の陽子ビームを供

重核種に投入した際に生じる核破砕反応や，核融合反応か給することにより，未臨界炉心より８００MW の熱出力が得ら得られる中性子でも核変換は可能であり，システム概念

られ，年間に MA を２５０kg（発電用軽水炉１０基から１年間が提案されているが，エネルギー収支や工学的成立性の課に生成する MA 量に相当）核変換できる．LBE 冷却の核変題が多く，現在は核分裂反応による核変換が主流である．

換用 ADS の研究は世界的に進められており，特に欧州・

前述のとおり，核変換効率は中性子捕獲反応よりも核分裂

中国が積極的な開発を行っている．

反応が優れるため，中性子捕獲反応よりも核分裂反応が優

３．
２ 液体鉛ビスマス合金（LBE）の特性

勢となる高速エネルギー領域の中性子が多い高速中性子体

JAEA では，ADS による核変換の実現をめざした研究開系が多く採用されている．

発［５］を進めており，ADS の核破砕ターゲット及び冷却材

MA を多量に装荷した炉心では，冷却材ボイド反応度，ドップラ係数，実効遅発中性子割合など，原子炉の安全性

表１に深く関わる動特性パラメータが悪化し，炉心の安全余裕
項目
融点
沸点
密度＊）
定圧比熱＊）
熱伝導率＊）
熱拡散率＊）が低下する傾向がある．このため，高速炉では炉心に装荷される MA の総量を抑制する必要があり，核変換効率に限界がある［３］．一方，炉心を未臨界状態として安全余裕を確保し，外部から連続的に中性子を供給することにより炉心内での核分裂連鎖反応を持続する，加速器駆動システム（ADS: Accelerator-driven System）を用いた核変換システ＊）

粘性率
体積膨張率＊）

ム概念が提案されている．ADS では，MA を燃料の主成分として，高い MA 核変換効率を得ることができる．システ

記号
""
"!
%
!#

LBE の代表的な物性値．
単位
℃
℃
kg/m3

$
!
#

J/kg・K
W/m・K
m2/s
Pa・s

"#

K−1

値
125
1670
10337.38
145.7511.73
7.83×10−6
18.41×10−4
12.80×10−5＊）
温度条件：３００℃

ムは大強度の陽子加速器と MA 燃料を装荷した未臨界高速
４２１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.8 August 2018には LBE を採用している．LBE の代表的な物性値［６］を表１に示す．LBE は，鉛（４５％）とビスマス（５５％）からなる
共 晶 合 金 で あ る．融 点 は，鉛（327.55℃），ビ ス マ ス（271.45℃）［７］の単体時と比べて 125℃ と低く，高速炉によく用いられるナトリウム（97.79℃）と近い値を持つ．このため，ナトリウム冷却高速炉の技術を応用できるとともに，ナトリウム冷却高速炉とほぼ同様のヒートバランスとして炉心設計を行うことができる．また，LBE は沸点が 1670℃と一般的な高速炉向けの構造材の融点よりも高く，液相の温度範囲が広いことも特長である．このため，炉内での蒸発によって冷却能力を大幅に損なうことや，局所的な発熱を誘発することが無い．また，ナトリウムや他のナトリウ
ム系合金，リチウム等に比べて化学的活性が低く，仮に水図４

LBE によるステンレス３１６鋼配管の腐食．

や空気と接触したとしても，爆発的な反応を生じないという特長を持つ．このため，中間的な熱交換器を介することが極端に速い箇所ではエロージョンの発生に十分注意する

なく水・加圧水を使った冷却装置を設置することができ必要があり，系統内での LBE の流速は 2 m/s 以下に制限する．また，メンテナンス時などに，不活性ガス雰囲気でなることが推奨される．また，重金属であることは，原子力

くても作業を行うことができるため，作業効率が高い．さシステムの耐震安全性の確保の上ではデメリットであり，らに，水と比べて１０倍以上高い熱伝導率，数１０倍以上の熱

JAEA の提案する ADS でも技術的課題の一つとなってい拡散率をもつため，除熱冷媒として優れた性質を持つ．以る．
図４に，酸素濃度を制御しない状態での LBE による構造上のことから，除熱系統の小型化が実現できる可能性があり，次世代の原子炉冷却材として LBE に関心が寄せられて材の腐食例を示す．

いる．ADS への適用性においても，LBE を構成する鉛，ビ３１６ステンレス鋼製の配管に４５０℃のLBEを流速約１m/s

スマスとも重金属に分類されており，原子核内に多くの核で３０００時間流したものである．配管内面からは，結晶粒の子を持つことから，高エネルギー陽子の誘発する核破砕反剥離も見られ，最大で約３００ミクロン／年の腐食を確認し応から生じる核破砕中性子の生成量が多い利点を有する．

た［８］．欧州の実験や JAEA での非流動下での LBE 浸漬実

また，中性子の散乱断面積が大きいため，中性子吸収が少験では，LBE 中の溶存酸素濃度を適切な範囲に制御し，系ない上に，負の冷却材ボイド反応度を持つ炉心が構成しや

統構造材料の表面を酸化皮膜で被覆すれば，母材が LBE

すい．さらに，核変換に最適な高速中性子スペクトルを得と直接接触しないため，腐食量を大幅に低減できることがやすいという核変換炉に良好な核的な特長を有する．

わかっている．このため，LBE を用いた循環系での LBE

上記のような特長を持つ一方，LBE は鋼材に対する腐食

中酸素濃度制御技術の確立が重要となっている．

性が高いことが知られている．LBE は，鋼材の主要な合金

LBE に含まれるビスマスに中性子を照射すると，中性子成 分 で あ る 鉄，ク ロ ム（Cr）等 の 溶 解 度 が 大 き く，特の捕獲反応からアルファ崩壊するポロニウムが生成する．

に，オーステナイト系ステンレス鋼の成分であるニッケル

ポロニウムはカバーガスを介して揮発し，系統外に漏洩す（Ni）やフランジ等のシール材に用いられる銅の溶解度もる可能性があるため，揮発率や他の元素との化合物の形成

大きい．このため，腐食の抑制ならびに耐腐食性材料の開等について数値解析とともに実験的な検証を計画してい発が LBE 利用の最大の課題となっている．これまでに各国

る．

で実施されてきた静的，流動下での腐食試験の結果から得JAEA では，現在は基礎研究段階として，LBE の利用にられた知見として，① 400〜450℃ 以上の温度領域におい関わる基礎研究や共存性の高い構造材料に関する研究，腐て，温度上昇とともに著しい腐食が生じること，② Ni を含食抑制のために微量の酸素を LBE に添加して鋼材表面にまないフェライト／マルテンサイト（F/M）鋼に比べ，Ni

酸化皮膜を形成して腐食を抑制する技術の研究，炉心解析を含むオーステナイト鋼の耐食性が劣ること，③一般に鋼コードの開発，MA 装荷未臨界炉の炉心特性の研究，大強材中のCrの濃度を高めると耐食性が向上し，アルミやシリ度陽子加速器の運転安定性向上に関する研究等を実施してコンを含む鋼材や表面改質材ではより耐食性が向上するこいる．また，研究レベルを基礎研究段階から工学研究段階と，④ LBE の流動下ではより腐食が進行し易く，特に系統に進めるため，JAEA 原子力科学研究所の大強度陽子加速内に温度差がある場合には質量移行により腐食が加速され

器施設 J-PARC（Japan Proton Accelerator Research Com-ること，⑤ LBE 中の溶存酸素濃度によって腐食挙動が異なplex）に LBE ターゲットを設置し，大強度陽子ビームを用ることが知られている．これに加え，粘性が低い，プラン

いた工学技術試験の実施することをめざしている．

トル数が小さい，表面張力が強いなど，液体重金属の持つ

３．
３ LBE 核破砕ターゲットに関する研究開発

流体力学的な性質によって LBE は複雑な流れを形成しやすく，かつ比重が大きい点から，系統流路の屈曲部や拡ADS 特有の構成要素である核破砕ターゲットは，加速器

大／縮小箇所などの流れの向きが急に変化する箇所，流速からの陽子ビーム輸送管終端部に設置され，その境界は陽４２２

Lecture Note

3. Liquid Lead-Bismuth Target in the Nuclear Transmutation

T. Sasa et al.

子ビーム窓により形成する．陽子ビーム窓は，陽子ビーム

る．

の通過による照射損傷と発熱を受けると同時に，ターゲッ（１）ターゲット容器試験体：実機 LBE ターゲットにおいトから放出される中性子の照射を受ける．また，LBE の流て，加速器とターゲットとの境界として機能する陽子動による腐食が懸念される上，４００℃〜５００℃といった高温ビームが入射する箇所を模擬した試験体．

での構造強度が要求されるなど，厳しい環境での利用が想（２）加熱器：ターゲット容器に流入する LBE の温度調整定される．これらの特性を的確に把握し，陽子ビーム窓の器としての機能を有する．本装置では，陽子ビーム入合理的な設計と寿命評価を行うことが ADS の運転の安定

射による入熱の約1/3の発熱（67 kW）を模擬した試験性を確保する上で重要となる．材料照射に関する試験でにも用いられる．

は，スイス・ポールシェラー研究所の SINQ 施設において（３）膨張タンク：一次冷却系内での LBE の体積膨張を吸

２００６年に 590 MeV−0.8 MW の陽子ビームを４箇月間照射収する機能を有する他，タンク内の自由界面を介してした MEGAPIE 国際共同実験［９］を通じて，流動 LBE 環境

LBE 中にカバーガス中に添加した酸化／還元ガスを下での材料データが取得されている．

供給することで，系内 LBE の酸素濃度制御を行う．

JAEA で は，J-PARC 施 設 に LBE タ ー ゲ ッ ト を 設 置（４）熱交換器，二次冷却系：ターゲット容器での入熱（総し，ADS 用核破砕ターゲットを構成する機器類の設計と寿量 200 kW を想定）を除去する機能を有す る．LBE

命評価の精度向上に資する陽子ビーム照射データを取得すターゲット全体を可能な限り縮小化するため，二次冷るため，出力２５０kW 級の核破砕ターゲットを設置すること

媒には加圧水を採用している．

を計画している．ターゲットの概念を図５に示す［１０］．

（５）電磁ポンプ：一次冷却系を循環するための機能を有す

この核破砕ターゲットは，高温で流動する LBE 内で陽子るだけでなく，実機でのメンテナンス性を考慮し，２及び核破砕中性子の混合照射を効率よく行うことを目的と重管型の駆動配管を採用することで，駆動用コイルのして設計している．陽子ビーム入射部に照射試料を設置するため，冷却材入口側となる外管と冷却材出口に繋がる内みを切り離して交換することが可能である．
（６）フィルター：LBE 中に発生した酸化鉛，析出物等の不管から成る二重円筒構造とし，陽子ビーム入射部で LBE

純物を捕集する機能を有する．

流れが反転し，反転部直後に設置した照射試料に陽子ビー（７）一体型ヒーター・保温材：実機 LBE ターゲットにおムがエネルギーをほとんど損失することなく照射される構

いて，機器交換箇所に設置するもの．当該箇所の予熱造である．ターゲットに陽子ビームが入射する部位（ビー

昇温，温度保持機能を有し，クレーンおよびマニプム窓）では，LBE 流れによる動圧とともに，ビーム入射にレータにより遠隔操作での脱着が可能である．

伴う局所的な発熱により引き起こされる熱応力が発生す（８）ドレンバルブ：運転時に一次冷却系内に充填されたる．この力を緩和するため，ビーム窓部は複数の曲面を組

LBE を保持する機能を有する．緊急時にはインター

み合わせた湾曲構造とし，高い陽子ビーム密度での長時間ロック機構によって開操作が自動で行われ，系内の照射を可能としている．

LBE はドレンタンクへ流出する．

核破砕ターゲットとして LBE などの液体金属を用いる（９）ドレンタンク：緊急時および運転停止時にドレンバル

場合，高温運転への対応，耐腐食性確保のための液体金属

ブを介して一次冷却系内の LBE を回収，保管する機能の純度管理，核破砕反応に伴う生成物の液体金属中での挙を有する．

動など，液体金属の取扱技術の確立が必要となる．以下に，
JAEAにおいてLBE取扱技術の研究開発を実施している試LBE のインベントリ，配管，機器配置だけでなく実規模

験装置を紹介する．

相当のサイズ，形状，性能を有する構成機器類が導入され

３．
３．
１ 核破砕標的循環試験装置（IMMORTAL）ており，系統の熱挙動の検証を含めた循環ループ特性の評

核破砕標的循環試験装置（IMMORTAL）は，J-PARC

価，計装や構成機器の性能評価が可能である．主要諸元を表２に示す．

での導入をめざすLBEターゲットの一次冷却系（LBE循環系）および二次冷却系の実証試験を行うためのモックアッ

表２プ試験装置である．本装置は，以下に示す機器で構成され

図５

IMMORTAL の主要諸元．

概 略 寸 法 （ D × W × H ） 8.0 m×3.5 m×5.5 m
イ ン ベ ン ト リ ２
８０リットル（約 2.8 ton）
主要材
質 SUS316
一 次 駆 動 流 体 LBE
二 次 駆 動 流 体 加圧水（最高 2.0 MPa）
設 計 温 度 ／ 圧 力 500℃/0.5 MPa
運転時最高温度／気相圧力 450℃/0.1 MPa
ポンプ最大流量／吐出圧 120 リットル/分，0.2 MPa
温度
K 型熱電対流量
超音波流量計計装
酸素濃度
Pt/Air 型酸素濃度計
液位監視
誘導型連続式液位計

材料照射用 LBE ターゲット概念．

４２３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.8 August 2018

熱器〜熱交換器間の高温部には改良９Cr‐１Mo 鋼（T９１）や
2-1/4Cr‐１Mo 鋼（SFVAF２２）等を採用している．本装置の最大の特長は３本の腐食試験用流路が設けられている点にある．それぞれの流路に独立したバルブ，流量計，加熱器が設置されており，バルブの開閉操作によって任意に循環／停止が可能である他，異なる流量，温度条件下での材料腐食試験を同時に行うことが可能である．流動下腐食試
験で重要となる試験片近傍の LBE 流速は，内挿管型試験片
ホルダの径や形状変更によって最大 1〜2 m/sに達する．試
験片ホルダは，アルゴンガスが充填されたグローブボック
スから膨張タンクを介して各試験用流路に設置する構造となっており，一次系に充填した LBE をドレンすることなく試験片の交換が可能である．実機環境では，陽子，中性子照射の他に，熱応力，循環 LBE による動圧等が印加された状態で構造材料が腐食性の高い LBE の流動に晒される．高表３

図６

OLLOCHI の主要諸元．

概 略 寸 法 （ D × W × H ） 4.0 m×3.3 m×5.5 m
イ ン ベ ン ト リ １
１０リットル（約 1.1 ton）
低温部：SUS316
主要材
質
高温部：T91，SFVAF22 等
一 次 駆 動 流 体 LBE
二 次 駆 動 流 体 空気
設 計 温 度 ／ 圧 力 ５５０℃/0.5 MPa
運転時最高温度／気相圧力 ５５０℃/0.1 MPa
ポンプ最大流量／吐出圧 ４０リットル／分，0.1 MPa
温度
K 型熱電対電磁流量計
流量計
装
超音波流量計酸素濃度
Pt/Air 型酸素濃度計
液位監視
接点式液位計

核破砕標的循環試験装置外観及び系統概略図．

IMMORTAL には，予熱ヒーター制御，温度監視を含め
総数４０本以上の K 型熱電対が設置されている他，LBE 中の酸素濃度を監視・制御するために後述する Pt/Air 型酸素濃度計を加熱器〜熱交換器の間の高温側，熱交換器〜加熱器の低温側の２ヶ所に設置することが可能である．LBE
流量の監視を行う流量計として，従来は電磁流量計が用いられてきたが，鋼材に対する LBE の腐食性に起因する検出
電極の損耗や析出物の堆積による長期間での出力不安定が問題であった．このため，IMMORTAL ではナトリウム冷却高速炉での技術開発成果を活用し，伝播時間差式超音波流量計を設置している．本流量計は，既に JAEA が保有する小型 LBE ループでの試験において，実機 LBE ターゲットの運転時間を想定した期間中，極めて安定かつ十分な精度での計測を実現［１１］したものである．また，膨張タンク
内での LBE 自由界面の変動監視および一次系破損による
LBE 漏洩を検出することを目的として，連続式液位計が膨張タンク，ドレンタンクにそれぞれ設置されている．
将来的な計画では，陽子ビーム照射下で運転される実機
LBE ターゲットに対し，腐食挙動等について非照射下運転での実験データを提供することを目的として使用される予
定である．
３．
３．
２ 高温鉛ビスマス流動試験装置（OLLOCHI）
高温鉛ビスマス流動試験装置（OLLOCHI）は，将来のADS 開発に向けた基礎的な試験として，様々な ADS 候補
材料の LBE 流動下での腐食データを広範囲の温度条件下で取得することを目的とした試験装置である．図７に装置の外観と系統概略を示す．その他に，実機 ADS での冷却材
温度条件下での酸素濃度制御技術の開発や LBE 純化技術

図７の研究開発を行う．最高運転温度は５５０℃に達するため，加４２４

高温鉛ビスマス流動試験装置外観及び系統概略図．

Lecture Note

3. Liquid Lead-Bismuth Target in the Nuclear Transmutation

T. Sasa et al.

温かつ LBE 流動条件下で試験片に応力を負荷した状態での腐食試験は未だ世界的に見てもごく稀であり，極めて重要な実験データである．このため，本装置の中央の試験流
路には，材料試験機を設置することで腐食試験片の LBE
流動下での応力負荷試験を行うことができる構造が採用されている．これにより，OLLOCHI では，将来 ADS の設計に資する非照射下での応力負荷状態における腐食挙動に対する実験データを取得する予定である．また，流量監視に
は電磁流量計（主系統１基，試験流路（中央）１基），超音
波流量計（主系統１基，試験流路（左右）各１基），２種類／合計５基の流量計が導入されており，両流量計の性能比較試験を行うことができる．

図８

酸素センサー校正試験装置の外観

３．
３．
３ 酸素センサ−校正試験装置
動作しているかを事前に確認するため，センサー特性の把

高速炉の構造材として汎用性が高いステンレス鋼や高ク握と性能評価試験を行っている．

ロム鋼とLBEとの共存性を確保するには，LBE中の酸素濃度を 10−5〜10−7 wt％の濃度に調整し，鋼材表面に酸化皮

本装置は，LBE ポット，電気炉，ガス制御系から構成さ膜を形成する必要がある．この技術については，ロシアやれる．LBE ポットはステンレス製のドラフト内に設置され欧州の成果が前述のハンドブックなどに取りまとめられてている．LBE ポットに LBE（約 0.2 リットル）を充填し，酸いる．

素センサー，熱電対を設置して３５０〜５５０℃の温度範囲にお酸素濃度を計測する手法として，一般にガルバニ電池式

けるセンサー出力の温度依存性を確認する試験を実施して等の複数の手法があるが，LBE 中の酸素濃度を計測するセいる．また，酸素濃度制御技術を確立するため，LBE 中のンサーには，ジルコニア式が採用されてきている．ジルコ

酸素濃度が一定の閾値を逸脱した際にポット内のカバーガ

ニア式は，固体電解質としてイットリア安定化ジルコニア

ス中に Ar＋５％酸素ガス（酸化），Ar＋５％水素ガス（還（YSZ）を用い，高温中で YSZ を介して酸素イオンが酸素元）を添加し，測定された出力の変化挙動を LBE の物量，

濃度の高い箇所から酸素濃度の低い箇所へ移動することで各ガスの添加量，温度（ガス，LBE），気相圧力をパラメー

電位差が生じ，発生した起電力と温度を計測することでネタとして把握する試験も行っている．

ルンストの式から媒体の酸素濃度を導出するものである．

３．
４ まとめ

LBE 用酸素センサーの YSZ 内部に封入する参照極として，
ベルギーで Bi/Bi2O3 型，ドイツでは Pt/Air（プラチナ塗

LBE は，これまでロシアの潜水艦や研究炉など，限られ布・大気参照）型が用いられている．Bi/Bi2O3 型は密閉構た用途で使用されてきた．しかしながら，その核的・化学造であり，YSZ 破損時に系統からLBEが外部へ漏洩する恐的特性から次世代原子炉の主要冷却材として改めて注目されが少ないことが利点として挙げられる反面，JAEA が想れてきている．特に，LBE 核破砕ターゲットは，長寿命放定している LBE 循環系の温度条件ではビスマスが溶解す

射性廃棄物の分離変換技術の重要な要素技術として開発がるため，センサーの設置方向に制約がある他，使用中に世界的に進められている．JAEA では，長寿命放射性物質

Bi2O3 が徐々に消費されるため，センサーの使用寿命がの負担低 減 を め ざ し た ADS で の LBE 利 用 を 進 め て お

Bi2O3 の封入量に依存することがデメリットとして挙げらり，その大きな課題である構造材との共存性の向上とともれる．一方，Pt/Air型は，Bi/Bi2O3 型よりも出力が高く，参に，ADS による核変換技術の早期実用化をめざして，研究

照極に空気を用いており設置方向に制約が無く，継続的に開発を進めている．

周辺雰囲気等から空気を導入することにより，長期間の計測が可能である．Pt/Air 型は空気導入孔が必要であり，

参考文献

YSZ 破損時に LBE が外部へ漏洩する恐れのあることがデ［１］日本原子力学会：分離変換技術総論（２０１６）．
［２］日本原子力学会 核燃料サイクル部会：テキスト「核燃料サイクル」８‐
１ 分離・変換の意義（２０１６）．
［３］日本原子力学会 核燃料サイクル部会：テキスト「核燃料サイクル」８‐
２ 分離変換技術（２０１６）．
［４］T. Sasa, AAPPS Bulletin, 24(5), 13 (2014).
［５］日本原子力研究開発機構における長寿命核種の分離変
換 技 術 に 関 す る 研 究 開 発 の 現 状 と 今 後 の 進 め 方，
JAEA-Review 2008-074 (2009).
［６］OECD/NEA: Handbook on Lead-bismuth Eutectic Alloyand Lead Properties, Material Compatibility, Thermal
hydraulics and Technologies 2015 Edition (2015).
［７］日本機械学会：伝熱工学資料 改訂第４版（１
９
８
６）
．

メリットである．このため，JAEA では，高出力で長寿命
だが外気導入部が必要な Pt/Air 型の LBE 用酸素センサーについて，YSZ 破損時に放射化したLBEが外部に漏洩しない独自の構造を有する新しいセンサーを開発し，流動 LBE
中の酸素濃度制御技術の開発を進めている．
鋼材に対して強い腐食性を示す LBE の循環系を運用する上で，溶存酸素濃度の状態を監視し，適切に管理する技
術が必要不可欠である．特に，材料腐食試験においては，試験条件として把握しておくことが求められる．このため，図８に示す酸素センサー校正試験装置では，開発した
酸素センサーをループ型試験装置へ導入する前に，適切に
４２５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.8 August 2018

さ

とし

のぶ

佐 々 敏 信１
９
６
６年生まれのバブル世代．日本原子力研
究開発機構 J-PARC センター・ターゲット
技術開発セクションリーダー．放射性廃棄物の核変換による減容・有害度低減が究極のテーマ．そのために必要な本稿記載の核破砕ターゲット技
術，液体金属取扱技術などが現在の研究課題．若い頃ストレス発散に走り回った大洗海岸線のドライブを，年相応に優雅に走れる車で復活すべく画策中．

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

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

おお ばやし ひろ

なりJ-PARC センター・ターゲット技術開発セ
クション所属．専門は流体工学，主な研究
分野は高温の溶融鉛ビスマス合金流れの研究．流れ場の計測が難しい液体重金属の流れ場に魅せられ，四苦八苦と試行錯誤の毎日．年齢と共に増加していく一方の自分の体重と体脂肪率に対し，如何に労力を掛けず，減らしていくことができるかという無理難題にも取り組んでいます．

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

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

大 林 寛 生

とう

しげる

斎 藤

さい

滋

日本原子力研究開発機構 J-PARC センター
ターゲット技術開発セクション所属．専門は材料工学．主な研究分野は，かつては核融合材料，現在は核破砕材料の研究．ADSの実現を目指し，高エネルギー陽子／核破砕中性子照射材の照射後試験，照射後試験技術開発から鉛ビスマスと鋼材の共存性研究などに取り組んでいます．

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

さ!!!!!!!!!!!!!!

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

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

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

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

［１０］J-PARC 核変換実験施設 技術設計書 ‐ADS ターゲット
試験施設（TEF-T）‐，JAEA-Technology 2017-003 (2017).
［１１］H.Obayashi et al., Proc. NUTHOS-11, N11P0107, 10p., in
USB Flash Drive (2016).

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

［８］S. Saito et al., J. Nucl. Mater. 431, 91 (2012).
［９］W.Wagner, Proc. Int. Topical Meeting on Nuclear Research Applications and Utilization of Accelerators(2009).

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

４２６

J. Plasma Fusion Res. Vol.94, No.9 (2018)４
４９‐４５２講座 中性子源としての液体金属

４．核変換における液体リチウムターゲット
4. Liquid Lithium Target in Nuclear Transmutation
奥野広樹
OKUNO Hiroki
国立研究開発法人 理化学研究所 仁科加速器科学研究センター（原稿受付：２
０
１
８年７月９日）現在，高レベル放射性廃棄物（HLW）の中に含まれている長寿命核分裂生成物（LLFP）を安定または短寿
命の原子核に核変換することにより，HLW を大幅な低減させ，さらに，安定となり無害化されたレアメタル等の希少金属を資源化することをめざした研究が進められている．具体的には，HLW から LLFP を分離し標的として，加速器から得られる陽子や重陽子等のビームを照射することにより核変換させるというものである．核変換に必要な加速器は，従来のビーム強度を大きく上回る必要があり，ビームを照射する標的にも，除熱能力や液膜の質に厳しい性能が要求される．また，加速器内のため真空と，ほぼ大気圧となる標的領域を仕切るビーム窓にも多大な発熱が生じ，ビーム窓が破損する危険性が高くなる．本章では，現在，内閣 ImPACT 藤田プログラム「核変換による高レベル放射性廃棄物の大幅な低減・資源化」において，上記の革新的な加速器，標的，真空窓の実現に向けて行われている要素技術開発の状況について解説する．
Keywords:
High-level radioactive, LLFP, transmutation, liquid lithium, plasma window

４．
１ はじめに

このように様々な反応チャンネルを駆使して，LLFP を減

現在，地層処分のみが唯一の解と考えられている高レベ

量させることを試みることになるが，そのためには各反応

ル放射性廃棄物（HLW）の新しい処理方法を提示するため

チャンネルの反応確率を正しく実験的に抑えておく必要がに，ImPACT 藤田プログラム「高レベル放射性廃棄物の低あり，これがこの ImPACT 藤田プログラムの大きな柱と減と資源化」［１］では，２０１４年から幅広い研究開発が行われなっている．実際，それらは最先端加速器施設である理研ている．

の RI ビームファクトリー（Radioactive Isotope Beam Factory，RIBF）［２］，J-PARC の中性子／ミュオンビームチャ

HLW の中には，プルトニウム等のマイナーアクチノイ
ド（MA）と長寿命核分裂生成物（LLFP）が含まれている．
図１は HLW が経年とともに放射能がどのように変化していくかを示している．これを見るとわかるように MA のみを処理したのでは不十分で，LLFP も低減しなければ HLWの放射能が短寿命化されたとは言い難く本プログラムでは，主に107Pd，135Cs，73Zr，79Se の４核種にフォーカスして，処理方法が検討されている．一方，LLFP の中にはレアメタルや貴金属等，有用金属を含んでおり，資源化することが可能であるが，放射性同位体が含まれているため，実際に資源化しようとすると，放射性同位体を核変換により無害化する必要がある．これまでの LLFP の核変換は，原子炉で得られる 10 MeV 以下の中性子による核変換が研究されてきた．ImPACT 藤田プログラムでは，核変換に用いられる粒子を中性子のみと限定せず，また 10 MeV 以上の中性子エネルギーを自由に選ぶことができるとした．ま図１

た，中性子のみに留まらず，加速器において加速されているビームそのものを LLFP に照射することも想定され，更には，ミュオンを用いた核変換も視野に入れられている．

高レベル放射性廃棄物の放射能の経年変化．短半減 FP（短半減期核分裂生成物），MA（マイナーアクチノイド），長
寿命 FP（長寿命核分裂生成物）に分けて表示してある．
（https://www.jst.go.jp/impact/program/08.html）

RIKEN Nishina Center for Accelerator-Based Science, Wako, SAITAMA 351-0198, Japanauthor’s e-mail: okuno@riken.jp

４４９!2018 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.9 September 2018

化する試みが行われている．もう一つのケースは，加速器

ンネル［３］を用いて行われ，成果が出ている［４］．
上記の様に各チャンネルでの反応確率が実験的に解ったの中に比較的薄めの標的を置き，周回するビームが標的を後には，やはり，この LLFP を実際に核変換する為に必要

通過した後，ビームを捨てることなく，標的内で失われたな加速器や標的の設計，要素技術の開発が必要であり，筆エネルギーを加速空洞内で補い再び利用する．そのため一者もこのプログラムに参加している．次節以降で，これら旦目的のエネルギーまで上げた電力が回収され無駄にはなの加速器や標的の概略を説明する．

らず，エネルギー回収型加速器と言える．この加速システ
ムは目的とする生成粒子（中性子やミュオン）の生成断面４．
２ 加速器システムと標的積があるエネルギーにのみ集中している場合に大変有効で

LLFP の核変換を実現するために，現在必要とされていある．これは ERIT（Energy Recovery Internal Target）［５］

る加速器から得られるビームの電流値は図２の通りであと呼ばれ，図４に示す様に，核変換用加速システムへの応る．上述の４核種（107Pd，135Cs，93Zr，79Se）で同位体分用が期待されている．ERIT の標的にも大強度のビームが離，偶奇分離を行う，上記二つを行わない場合がそれぞれ照射され熱負荷も多大なものとなり，液体リチウムや粉体

記載されている．この図より明らかに，既存の加速器ではを用いた標的が検討されている．通常，液体リチウムを用到達し得ない程の大電流の出せる加速器とそれを受け止めいた中性子標的では裏板を用いて形状を安定化させるが，られる標的システムが必要であることがわかる．全貌は現

この場合は，その様な裏板を置くことはできない．そのた

在検討中であり，見込みのあるアイディアも出てきて，プめ，液体や粉体がノズルから出てきた液面の形状や表面状

ログラムの最後までには公表できることになる．

態が加速器の仕様にマッチするものであるかを調べる必要

LLFP の核変換を可能にする加速器及び標的からなるシがある．我々は自由表面の流れの液膜について定量的に調

ステムについては，標的の置く場所に応じてふたつの種類

べるところから始め，これらの液面の状態を制御する方法が考えられ，それらは，標準型とエネルギーリサイクル型を確立すべく R&D を行っている．

である．図３に概略図を示す．標準的な配置の場合，加速されたビームが外部に置かれた標的に照射される．そこで

４．
３ 液体リチウム標的設置される加速器や標的が（従来にない）革新的なもので

４．
３．
１ 除熱能力あることには間違いないが，このプログラムでは，特に加前節の図２で示す様に，核変換に必要な電流値は約 1 A

速器の真空領域と加速器の領域を仕切る真空窓が特に問題である．また，加速器では重陽子を核子当たり 100 MeVになると考え，この R&D を実施している．具体的な研究対程度まで加速することが想定されているため，ビームパ

象は，固体窓ではなく，プラズマで真空封止を行うプラズ

ワーで約 200 MW と言うことになり，世界の加速器の最大マウィンドウと呼ばれるものである．これは，既存の技術

ビームパワーが 1 MW 程度であることを考えると，現状のではあるが，これを大強度ビームに対応できるよう大口径

１００倍を超える標的システムが必要となる．このビームパワーが全て液体リチウム内で消費され熱となった時，液体リチウムの必要流量と温度上昇を求めてみる．まず，温度［℃］におけるリチウムの比エンタルピー "［kJ/kg］は，$"$%!
!
$(##"!'"%&$#"!$#$!!
!
")"#"!!"#$#&
!%
#"!!$
であるため
［６］，ビーム入熱 #［kW］，入口温度 $*
［℃］
，
+
［℃］
，密度 "
［kg/m3］とすると，必要流量 !
出口温度 $,.
-

図２

79Se，107Pd，135Cs，93Zr の核変換に必要なビーム電流値（https://www.jst.go.jp/impact/program/08.html）．

図３

核変換に用いられる標的システムの分類（ビーム通過型とビーム停止型）．

図４４５０

ERIT（Energy/Recovery Internal Target）を用いた核変換システムのイメージ図．（https://www.jst.go.jp/impact/hp_fjt/outline/project/index.html#project-04）

Lecture Note

4. Liquid Lithium Target in Nuclear Transmutation

H. Okuno［m3/s］は，
!$$"
#%
"%
%-0/&
%+,&
!"%
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となる．最大の出口温度を４００℃まで許容して，入力温度を２５０℃とすると，ビーム入熱が 200 MW の時の必要流量は，600 litter/s となる．これは，IFMIF の値の約 4.5 倍となる
［７］．出口温度を上げればそれだけ必要流量を下げることができるが，実際にビームが減速する過程で液体リチウムに与える入熱分布は，重陽子が停止する直前に集中する性質があるため，その停止する領域での温度は出口分布よりの時の高くなる事に注意しなければならない．温度 %［K］.
液体リチウムの飽和蒸気圧 #［Pa］は，

図５"#$!&$$#!
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%('#"! %&%""!
#$"!%"%!
"!

!$

標準的な露光時間で撮影された液体リチウム液膜の写真．
撮影した時の流速は，5 m/s，10 m/s，15 m/s，20 m/s であり，各写真の右下に記されている．

であるため［８］，出 口 温 度４００℃の 時 は，飽 和 蒸 気 圧 は
0.01 Pa ほどとなる．実際は，上述の様にリチウム中での発光コム距離計により定量的に測定した．測定原理等につい

熱分布は一様ではないため，液面内での最高温度での飽和ては，文献［１０］を参照されたい．測定の結果の一例を図７

蒸気圧以上にカバーガス等で圧を高めておかないと突沸がに示す．液膜上に生じる波高の最大値は 0.3 mm 程度であ起きてしまう事になる．一般に突沸を避けるためには，ビーム

ることがわかった．また，流速を 10−20 m/s と変化させたを照射するエリアを広げておく必要があり，例えば IFMIF

時の測定を行なったが，波高分布に殆ど変化はなかった

２の場合は，100 cm とされているが［７］，我々の場合は，照が，単位時間当たりの波の発生数が流速に応じて変化する

射される電流の面密度を IFMIF の１
０分の１程度をめざし，ことがわかった．
上述の測定から，液膜の形状が低速領域（5 m/s）で表面照射面積を広げる標的システムを現在検討中である．
４．
３．
２ 液膜の性質

張力により大きく変形し三角形に近いものになることと，
15 m/s 以上の高速になってくると，液面に細かい揺らぎが前節でも述べたように，100 MW を超えるビームの熱負荷を受ける液体リチウムを用いた標的システムは，かなり大規模なものになると予想される．我々は，このような大規模なシステムに取り掛かる前に，小規模な液体リチウム
ループを用いて，自由表面流れによって生成される液膜の基本的な性質を調べるとともに，その状態を制御することが可能か実験的に検証することとした．液体リチウムルー
プは，第５章で紹介されるが，元々 BNCT（Boron Neutron
Capture Therapy：ホウ素中性子捕捉療法）用に開発されたリチウムループ［９］を，東工大の林崎先生のご協力により使わ せ て も ら っ て い る．BNCT 用 の 液 膜 生 成 標 的 には，液体リチウムがノズルを出た直後に，遠心力により液面を安定化させる円弧状の裏板がついているが，今回の液膜には，加速器内で使用することを想定しているため，こ

図６

露光時間を 10 μs に制限して撮影された液体リチウム液膜の写真．撮影 し た 時 の 流 速 は，5 m/s，10 m/s，15 m/s，
20 m/s であり，各写真の右下に記されている．

図７

光コム距離計を用いた液体リチウム液膜表面の波高分布．
流速は 20 m/s．

の裏板を外してノズルから出て鉛直方向に流れていく，素の状態を見ることになる．
図５に標準的なストロボ時間で撮影した液膜の様子を示す．撮影した流速は，5， 10， 15，20 m/s である．液膜の外形は，5 m/s，10 m/s と比較的低速の場合，表面張力の影
響で，全体的に中心に寄ろうとしていることがわかる．この表面張力の効果は，流速が早くなるにしたがって，弱まり，液膜の外形は平行となっていく．液膜の表面状態であるが，5 m/s の時は大分液膜表面がつやつやしている様子がわかるが，10 m/s 以上では，表面がくすんでいるがス
ムースに見える．図６は，露光時間を 10 μs と，かなり短くして撮影した様子を示す．通常の露光時間で撮影した時の図は，かなり平均化されているが，実際はこの図の示すよ
うに液面の揺らぎが見られる．我々はこの液面の状態を，
４５１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.9 September 2018

生じ，液膜の均一度を低下させることが分かった．我々は液体リチウムの流れに沿って静磁場を印可して，これらの!
変形及び擾乱を抑える実験を行っている．これは，流速 "!
!
!
に対して，磁場 ! をかけたとき，流体上に，"!!の環電流!
!という力!
が流れ，これと元の磁場が結合して，"
"
!!
#
!!
!の向きか
が働くが，この力は必ず液体リチウムの流速が !
ら離れた時，それを戻そうとする力となる［１１］．それにより，上述の変形や擾乱を抑制できると期待している．

４．
４ 大口径プラズマウィンドウの開発状況
前節で述べた液体リチウムの実験を行っていると，液膜から直接飛沫が飛んできてビューポートを汚す事が多いことに気づかされる．勿論，測定条件やビューポートの設置
位置にもよるが，一般的に液体リチウムの表面張力の大き図８いことから，飛沫になりやすいと言うことができる．液体

プラズマウィンドウの概略図．

リチウムを標的として使う場合，その飽和蒸気圧の低さか
ら加速器の真空領域と加速器エリアを仕切るビーム窓は不の揺らぎを制御する実験を行っている．加速器と標的シス要であるとするケースが多くみられるが，飛沫の侵入につテムの接続する際には，ビーム窓が問題となることが多々いても考慮にいれて，ビーム窓の要否は決める必要がある

あるが，固体窓を用いないプラズマウィンドウに着目しと考える．現在稼働中の主要な大強度施設では，例外なくて，従来 6 mm 程度である口径を大口径化する試みを行っ

固体のビーム窓が使われている．このビーム窓はヘリウムている．本研究は，総合科学技術・イノベーション会議がガス等で冷却されてはいるが，そこに照射されるビームの主導する革新的研究開発推進プログラム（ImPACT）の一

電流面 密 度 の 上 限値 は 25 μA/cm2 程 度 と 言 わ れ ている環として実施したものです．

［１２］．我 々 に 必 要 な 電 流 値 は 1 A で あ る こ と を 考 え ると，ビーム窓の面積 40000 cm2 となり，畳２畳分ぐらいの参考文献

大きさのビーム窓が必要となり，成り立つ数字ではなく［１］https://www.jst.go.jp/impact/program/08.html［２］Y. Yano, Nucl. Instrum. Meth. B 261, 1009 (2007).
［３］https://j-parc.jp/index.html［４］H. Wang et al., Prog. Theoretical Experimental Phys.
2017, 021D01 (2017).
［５］Y. Mori, Nucl. Instrum. Meth. A562, 591 (2006).
［６］D. Smit et al., Argonne National Laboratory Report ANL/
FPP-84-1 (1884).
［７］K. Kondo et al., Nucl. Fusion 51, 123008 (2011).
［８］J. Bohdansly and H. Schins, J. Phys. Chem. 71, 215 (1967).
［９］T. Kobayashi et al., IEEJ Trans. EIS 134, 1406 (2014).
［１０］T. Kanemura et al., Fusion Eng. Des. 98, 1991 (2015).
［１１］K. Miyazaki et al., J. Nucl. Sci. Technol. 40, 84 (2003).
［１２］佐々敏信：博士論文（２
０
０
５）
．
［１
３］A. Hershcovitch, J. Appl. Phys. 78, 5283 (1995).

なってくる．
我々は固体のビーム窓を使わず，プラズマを用いたビー
ム窓を使用する可能性を追求している．プラズマウィンド
ウは１９９５年に発明され実証されたものである［１３］．概略図を図８に示すが，差圧のある二つの領域の接続部にアークプラズマを満たされている．接続部内のプラズマガスの温度上昇により粘性度が上がり，差圧が拡大するものである．発明当時このアークプラズマの部分の直径は 2.35 mm程度と非常に小さいもので，これまで 6 mm まで直径を拡げて，プラズマウィンドウとしての効果が確認されている．6 mm と言えども，大強度ビーム用の窓としては，けた
違いに狭く，大口径化する必要がある．我々はまず手始めに 10 mm，20 mm まで拡張することを計画し，試験機を製いう研究開発が進行中である．この核変換の為に必要なビーム電流値は1 Aを超え，従来の１００倍以上の電流値が必要となる．これを実現するための加速器システムや標的シ
ステムの開発研究も進行中である．標的には液体リチウムを使用することが検討されているが，我々はまず液体リチ
ウムの自由表面流れによって生成される液膜の基本的な性質を調べるとともに，磁場により液膜に生じる変形や表面!!!!!!!!!!!!!!!!

核変換により LLFP を大幅に低減し，更に資源化すると

おく

の

ひろ

き

奥 野 広 樹１
９
６
６年生まれ．東京大学大学院理学系研究
科で原子核物理を学び，博士（理学）を取得後，理化学研究所に入所．理研では RI
ビームファクトリーと言う重イオン加速器施設の設計と建設に携わる．現在は，その加速器群の高度化を行うとともに長寿命核変換生成物の核変換に必要な加速器や標的の設計や要素技術開発にも参加している．趣味はチェ
ロを弾くこと．

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

４．
５ まとめ

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

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作し試験を実施中である．

４５２

J. Plasma Fusion Res. Vol.94, No.9 (2018)４
５３‐４５６

講座 中性子源としての液体金属

５．医療における液体リチウムターゲット
5. Liquid Lithium Target in the Medical Care林"規託
HAYASHIZAKI Noriyosu
東京工業大学 科学技術創成研究院（原稿受付：２
０
１
８年６月１
９日）

医療分野における液体リチウムターゲットは，我が国が世界をリードしてきたホウ素中性子捕捉療法（BNCT）において研究開発が進められている．ホウ素濃度が 20〜40 ppm の腫瘍部に対し，１時間以内の BNCT照射を想定した場合に必要とされる中性子発生数は 1013 n/s であり，これは中性子イメージングや核データ測定と比べて１０〜１０００倍の性能であり，陽子ビーム照射によるターゲットの熱負荷は最大 50 kW にも達する．そのための液体リチウムターゲットの開発状況について紹介する．
Keywords:
liquid lithium target, boron neutron capture therapy

５．
１ はじめにに入射エネルギーが低いと光子への変換効率も小さい．し医療分野における液体リチウムターゲットは，ホウ素中

たがって，総合的な中性子収率や，制動放射線も含めた患

性子捕捉療法（Boron Neutron Capture Therapy，BNCT）

者の被ばくにも配慮すると，BNCT には陽子核反応の利用において研究開発が進められている．これは放射線がん治が適していると考えられる．

療法のひとつであり，体内に注入したホウ素薬剤をがん細本章の主題である陽子加速器とリチウムターゲットを組胞に取り込ませて，体外から中性子線を患部に照射するみ合わせた BNCT 用小型加速器中性子源には，共鳴領域よと，ホウ素がアルファ粒子とリチウム原子核に分裂し，周りも少し高い 2.5 MeV 付近の陽子ビームを用いて中性子囲の正常細胞に有意な影響を与えることなく，がんを細胞（最大 787 keV，平均 326 keV）を発生後，減速体系を通過レベルで選択的に破壊できる特長をもつ．したがって，こさせることで利用する方法（減速利用法）と，しきい値

れまでの放射線がん治療法では難しかった浸潤性や多発性（1.88 MeV）近傍の陽子ビームを用いてエネルギーを低くのがん治療に適している．BNCT の中性子源としては，長抑えた中性子（最大約 80 keV，平均 40 keV）を発生させ，年にわたって研究炉が利用されてきたが，病院併設や都市直接治療に利用する方法（直接利用法）の２種類がある．

部での普及が難しいことから，陽子加速器と中性子発生

我が国においては，前者が国立がん研究センター，名古屋

ターゲットを組み合わせた小型加速器中性子源の利用に移

大学，大阪大学など，後者が東京工業大学において開発さ行してきており，現在最も進捗しているプロジェクトではれている［２］．

第 II 相臨床試験（安全性・有効性・用法の確認試験）が実

ホウ素濃度が 20〜40 ppm の腫瘍部に対 し，１時間以施され［１］，その早期実用化に期待が寄せられている．

内の BNCT 照射を想定した場合に必要な中性子発生数は1013 n/s（中 性 子 束 と し て は 109 n/cm2/s 程 度）で あ る

５．
２ BNCT 用小型加速器中性子源［２‐３］．これは中性子イメージングや核データ測定と比べ近年世界的に，①陽子加速器による加速陽子とリチウムて１０〜１０００倍の性能であり，そのために必要な陽子ビーム

またはベリリウムターゲットとの陽子核反応，あるいは，の強度はリチウムターゲットタイプの場合に 20 mA，そし②電子加速器の加速電子による制動放射線と重金属ターて陽子ビーム照射によるターゲットの熱負荷は 40〜50 kW

ゲットとの光核反応を利用した，小型加速器中性子源の実にも達する［４］．

用化開発が活況を呈している．中性子発生数を増やすためリチウムは融点が 180.5 ℃と低いことから，中性子生成には，１次ビームの強度や加速エネルギーを大きくする必ターゲットとしては固体型または液体型が選択できる．減要があるが，BNCT に必要なのは熱・熱外中性子であるた

速利用法に必要なリチウムの厚さは約 85 μm，直接利用法

め，後者を大きくした場合には中性子の減速体系が大型化

では約 2.3 μm と薄いため補強が必要なこと，また除熱冷却してしまう傾向がある．また，光核反応の場合には，前駆の観点から，固体リチウムターゲットの場合には基板に接反応として電子ビームによる制動放射が必要であり，さら合して利用しなければならない．しかし，リチウム部分をInstitute of Innovative Research, Tokyo Institute of Technology, TOKYO 152-8550, Japanauthor’s e-mail: hayashizaki.n.aa@m.titech.ac.jp

４５３!2018 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.9 September 2018

通過した大強度の陽子ビームが基板に衝突すると，短時間蔵するためのダンプタンク，リチウムを循環するための電のうちにブリスタリング（照射損傷）が生じることから，

磁ポンプ，リチウムの膨張を吸収するためのクエンチタン

そのままではBNCT用として寿命が短すぎるという問題がク，熱交換器，電磁流量計），ガス系（リチウムが空気中のある．このため，国立がん研究センターではリチウムター

水分や酸素と反応しないようにするための不活性カバーガ

ゲット自動再生装置［２］，名古屋大学では水素脆化に強い

ス系，また，カバーガスの置換および排気用の真空系），予

タンタル基板を用いた密封型ターゲットを開発するなどの熱系（運転開始前にリチウムを昇温して液体状態にする予対策がとられている［５］．その点，液体リチウムターゲッ

熱保温設備），電気系（運転制御・安全監視ユニット）より

トではブリスタリングが生じないため長寿命が期待でき構成されている．全体サイズは 2×2×3 m であり，その外る．しかし，十分な除熱のためには約 30 m/s の膜流が必要

観写真を図１に示す．湾曲板流式であることから陽子ビー

なうえ，高い安全性が求められる医療機関において液体リムはリチウム流に対して水平方向に照射することになる

チウムを取り扱うことに対する不安感などから，BNCTが，機器配置の関係よりターゲット部は高さ約 2.4 m の位用としては敬遠されがちであった．

置になっている．しかし，実機においては小型化およびダ
ンプタンク部分などを半地下構造などにすることで，ター

５．
３ BNCT用液体リチウムターゲットの開発状況

ゲット部の高さは調整できる．

液体リチウムターゲットの膜流形成方法としては，国際

また，熱解析の結果より，40 kW の熱負荷を冷却するた

核融合材料照射 施設（International Fusion Material Irra-

めに必要な液体リチウムの最低流速は，陽子ビームの照射

diation Facility，IFMIF）や米国 Rare Isotope Accelerator

領域が !50 mm の場合に 10 m/s，!30〜40 mm の場合にProject の先行研究などを中心に，①液体リチウムを直接

20 m/s，!20 mm の場合に 30 m/s であったことから，実証

空中に噴射する方式（直噴式）［６］，②垂直落下流を湾曲板

実験の結果は実用的なものであり，また，減速利用法と直に沿わせる方式（湾曲板流式）［７］，③水平流路式などが研接利用法の両方において利用可能であることを明らかにし究開発されてきている［８］．

た．

加速器BNCTシステムにおける液体リチウムターゲット

２０１３年９月になると，IFMIF のための液体リチウムターの利用は，２００６年に京都大学原子炉実験所（京大炉）の古

ゲットの研究を長年続けてきた大阪大学より，住友商事や林によって着想され，２００７年より東京工業大学原子炉工学

三菱重工メカトロシステムズと協力しながら準備してきた研究所（東工大原子炉研）の液体金属や加速器に関する研

液体リチウム方式 BNCT 装置の開発計画が，厚さ 1 mm

究者も加わり，直接利用法の技術とあわせて開発がスターの水冷リチウムシートが組み込まれたプロトタイプモデル

トした．古林は，１９９６年に京大炉の重水熱中性子照射設備のバーミンガム大学における実証試験結果とともにリリー

を BNCT 用に改造した医学物理の専門家であり，
２００６年にスされた．その実用機のデザインは，静電加速器（加速エ開催された第１２回中性子捕捉療法国際学会に参加し，当時

ネルギー 2.4〜2.8 MeV，陽子ビーム強度 15〜30 mA），水

開発されていた固体リチウムターゲットの寿命が BNCT

平 流 路 式 の 液 体 リ チ ウ ム タ ー ゲ ッ ト（ビ ー ム 熱 負 荷

利用には短すぎることから，液体リチウム方式を着想した

100 kW，最大流速30 m/s，最大リチウム温度450℃），モデという［２］．

レータ／コリメータ，治療室から構成され，陽子ビームを同グループは，２００８〜２０１０年度の科学研究費補助金・基リチウム流に対して垂直下方に照射することで 0.5〜1.0×

盤研究（A）「加速器中性子捕捉療法照射システム用の液体

109 n/cm2/s の熱外中性子を発生し，全体サイズは 20×

リチウム中性子発生ターゲットの開発」に採択されたこと

20×6 m となっている［１１，１２］．

から，まずは水膜流の形成実験を直噴平流式と湾曲板流式について実施した後，東工大原子炉研に設置されていた，
磁場閉じ込め型核融合炉の液体リチウム冷却ブランケット研究のためのリチウム循環試験ループを改造し，実用条件
である 10−3 Pa の圧力下でリチウム液膜流の形成実験をおこない，液体リチウムターゲットにはスリットノズルと湾曲板流式の組み合わせが適していることを確認した［９］．
そしてさらに，２
０１０〜２０１１年度の新エネルギー・産業技術総合開発機構「がん細胞選択的な非侵襲治療機器の基盤技術開発」に採択されたことから，液体リチウムターゲッ
トシステムの実用規模のプロトタイプモデルを産学連携により開発し，２０１２年１月に膜厚0.6 mm，流速30 m/sのリチ
ウム液膜流を，10−4 Pa の圧力下で，曲率半径 10 cm の湾曲
板上の幅 50 mm×長さ 50 mm の領域に安定的に形成する
実証実験に成功した［２，１０］．
このシステムはターゲット部（湾曲板を備えた液膜形成
図１

ノズル，ビーム入射部），リチウムループ系（リチウムを貯
４５４

液体リチウムターゲットシステム．

Lecture Note

5. Liquid Lithium Target in the Medical Care

５．
４ 発生放射線について

N. Hayashizakiとから，静電加速器や高周波四重極（RFQ）リニアックがBNCT において，ホウ素（10B）と熱中性子のあいだで生利用されてきている．静電加速器はエネルギーの安定性がじる原子核反応 B(n,!")7Li は次式で示される．このとき生高い反面，大強度ビーム加速が苦手な傾向にあるが，名古じる !線の飛程は 9 μm，7Li においては 5 μm であり，一般

屋大学において 15 mA 以上の陽子ビーム加速を目標とし的な細胞径よりも小さいことから，これらの粒子線はホウ

た BNCT 用ダイナミトロンが現在整備中である
［５，
１４］．ま

素化合物を取り込んだ細胞のみで発生することになる．

た，大阪大学でも最大 30 mA の静電加速器が計画されてい10

る．RFQ リニアックは大強度パルスビームとして 50 mA

10

B+n→7Li+!+2.79 MeV（6.3％）以上の加速実績を有するが，パルス運転の場合，その運転→7Li＊+!+2.31 MeV（93.7％）

デューティに応じたピーク強度が必要になる．このため，

7

Li＊ → 7Li+"+0.478 MeV

国立がん研究センターには 20 mA の陽子ビームを連続加速する，運転周波数 400 MHz の RFQ リニアックが導入さ

このほか治療時には，熱中性子が体内の水素原子と弾性れている［１５］．

散乱して生じる水素線量や，同様に体内の窒素原子と原子
核反応して生じる窒素線量，熱・熱外中性子まで減速され５．
６ 安全対策についてなかった中性子源からの速中性子線，中性子捕獲によるガ加速器 BNCT 照射システムでは安全性が最も重要であンマ線が存在する［２，１３］．
これらに加えて，リチウムターゲットを用いた小型加速

る．筆者らは，産学連携による実用規模の液体リチウム

7（p，n）
Be 反応において中性子器中性子源の場合には，7Li

ターゲットシステムの開発を通じて，実際に性能確認運転とともに半減期５３日の7Be が発生することから，固体リチをおこない，とくに最重要課題であったリチウムループか

ウムターゲットの場合は交換作業時の被ばくが，液体リチ

らのリチウムドレン・熱媒ドレン動作は，想定時間内で実ウムターゲットの場合には回収除去が技術的な課題とな

現可能なことを実証した．そして，将来の実機設計におけ

6る．また， Li の天然存在比は 7.5％ と小さいが，発生中性

る「災害・停電・故障への安全性」を確保するために必要!）H 反応が生じると，カバーガスに子とのあいだで Li（n，

な技術的指針を，以下のとおり明確にしたので紹介する．

6

3

ト リ チ ウ ム が 混 入 す る 恐 れ が あ る．そ の 一 方 で，
7

7
Li
（p，n）
Be 反応では生成する中性子線のエネルギーが比「災害防止への対応」

較的低いことから，中性子線による二次ガンマ線は低く抑①リチウムや熱媒を１つのタンクに集めて隔離する

えられる．

②リチウムループや熱媒ループを大気からシールドする

また，陽子ビームと7Li の反応から発生する主なガンマ7

ために，アルゴンカバーガスで封じ込める

7

線を 表１に 示 す． Li（p，n"）Be は し き い 値 が 2.373 MeV③リチウムループを小型化することで，システム自体をシールド化するのため直接利用法には関係しないが，減速利用法においては 考 慮 が 必 要 で あ る．陽 子 に よ る 非 弾 性 散 乱 で あ
7
る7Li
（p，
p'"）
Li に よ る ガ ン マ 線 の エ ネ ル ギ ー は，

「停電時・異常発生時への対応」!"）7Li に と も な う 即 発 ガ ン マ 線 と 同 じ で あ る．
B（n，

10

①停電時・異常発生時は緊急ドレンが作動し，リチウムLi（p，"）Be は主に陽子エネルギー 411 keV における共鳴

78

全量をダンプタンクへ戻す②リチウムドレン・熱媒ドレンは，電源喪失時にも対応反応によるもので，ガンマ線エネルギーが比較的高いことから影響を無視できなくなる可能性がある．また，6Li にできるように圧空駆動型バルブとする

7
ついては6Li（p，"）
Be 反応があるが，7Li の反応と比較する③リチウムループの状態確認のための制御盤用非常電源を確保するとガンマ線生成量は十分小さい．
こ の よ う に，リ チ ウ ム タ ー ゲ ッ ト を 用 い た BNCT では，治療のための熱・熱外中性子以外にも，各種の副次的「機器故障・メンテナンス対応」①設計寿命の短いものについては，多重化や遮蔽体越しな放射線が発生することから，ターゲットメンテナンス時の設置で対応するの作業者の被ばくや，装置の放射化についても考慮する必
要がある．

５．
７ おわりに
５．
５ 加速器について

本章では，医療における液体リチウムターゲットとしリチウムターゲットを用いる場合，その陽子エネルギーて，加速器 BNCT システムでの利用と開発状況について述は最大 3 MeV 程度，陽子ビーム強度は１５〜30 mA であるこべた．しかし残念なのは，これまでに開発されたプロトタ
イプモデルでは，加速器からの陽子ビームは循環した液体

表１

陽子と7Li の反応から発生する主なガンマ線．

反応の種類
7Li
7Be
（p，
n"）
7Li
7Li
（p，
p'"）
7Li
8Be
（p，"）

!［
" MeV］
0.431
0.478
14.7, 17.6

リチウムに照射されておらず，実際の中性子発生まで至っていないことである．その早期実現に向けて，これからも

［MeV］
!)
$'
#(
$&%
"
2.373
0.547
0.387

開発者の一人として努力していきたい．

４５５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.9 September 2018［７］E. Wakai et al., Nucl. Mater. Energy 9, 278 (2016).
［８］H. Horiike et al., Fusion Eng. Des. 66-68, 199 (2003).
［９］M. Takahash et al., J. Power Energy Syst. 6, 324 (2012).
［１０］T. Kobayashi et al., Appl. Radiat. Isot. 88, 198 (2014).
［１１］堀池 寛，吉橋幸子：電気設備学会誌 4, 260 (2014).
［１２］H. Horiike et al., Appl. Radiat. Isot. 106, 94 (2015).
［１３］中井 啓：茨城県立医療大学紀要 22, 1 (2017).
［１４］E. Forton et al., Appl. Radiat. Isot. 67, S262 (2009).
［１５］伊丹 純：NCT letter 3, 19 (2016).

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［４］田中浩基：RADIOISOTOPES 64, 29 (2015).
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Accelerator Society of Japan, 246 (2016).
［６］J. Nolen et al., A High Power Beam-on-target Test of Liquid Lithium Target for RIA, ANL-05/22 (2005).

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

はやし ざきのりよす

林 ! 規 託東京工業大学科学技術創成研究院先導原子力研究所教授・放射線総合センター長，産業技術総合研究所クロスアポイントメント
フェロー，専門分野は量子ビーム工学（主に加速器物理工学）と放射線安全・セキュリティ，J-PARC
建設や小型加速器の研究開発に従事，第１種放射線取扱主任者．

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

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４５６

J. Plasma Fusion Res. Vol.94, No.9 (2018)４
５７

講座 中性子源としての液体金属

６．まとめ
6. Summary
高橋光俊
TAKAHASHI Mitsutoshi
助川電気工業株式会社（原稿受付：２
０
１
８年７月９日）核融合炉の実現においては 14 MeV の中性子場に耐えうを溶解させ接液部の温度保持するために予熱設備が必要とる材料の開発が必要であり，その炉材等の候補材料に照射なるが，ガリンスタンや水銀，ナトリウムカリウム合金のする重要な中性子の照射ターゲット材として液体金属であように常温で既に液体状態となっている液体金属を使用す

る液体リチウムの使用が計画されている．今回の講座でれば，その予熱設備も不要となる．但し，２章でも述べたは，同様な原理にて中性子源として液体金属を採用する研通り取り扱う液体金属によって法規上の問題や取扱う環境究が進められている医療分野や，核変換分野の研究を紹介による注意が必要となるので，興味を持たれた方は２章をした．

再確認していただきたい．

中性子源として液体金属を紹介したが，はじめにも述べ

液体金属は，その状態を維持するため環境を含めた取扱

たように液体金属であれば熱保持及び移動も可能であり，いに注意が必要ではあるが，熱エネルギーの保有と輸送を

熱交換の媒体として今も各種試験等に採用されている．

同時にできる優れた媒体であることは確かである．今回の液体金属はナトリウムやリチウム，鉛ビスマスの様に比講座がこれから研究者をめざす学生の方や若手研究者の

較的低温（２００℃以下）の融点から，アルミニウムの様に方々の参考となれば幸いです．

６６０℃の融点とさまざまで，試験を実施するには液体金属!!!!!!!!!!!!!!

たか

はし

みつ

とし

高 橋 光 俊助川電気工業株式会社 取締役 技術本部副本部長．研究分野：液体金属を含む流体の熱（加熱・冷却）と計測（温度，圧力，流速，etc．
）に関わる装置等の設計業務．直接目視にて状態を見ることが出来ない高温の流体や物体を温度計測することにより，現在の流体や物体の状態がどうなっているのか想像して楽しんでいる熱フェチです．

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SUKEGAWA ELECTRIC CO., Takahagi, IBARAKI 318-0004, Japanauthor’s e-mail: takahashimt@net-sukegawa.com

４５７!2018 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research