J. Plasma Fusion Res. Vol.98, No.5 (2022)２
０１‐２０５

小特集

J-PARC における加速器駆動
核変換システム（ADS）の研究開発
R&D on Accelerator Driven Nuclear Transmutation System (ADS) at J-PARC

１．加速器駆動核変換システム（ADS）
1. Accelerator Driven Nuclear Transmutation System (ADS)前川藤夫
MAEKAWA Fujio
日本原子力研究開発機構（原稿受付：２
０
２
２年１月２
０日）

核変換技術は，原子力発電に伴い発生する「核のゴミ」問題の有力な解決手段である．大強度加速器と未臨界炉心を組み合わせた加速器駆動システム（ADS）は，核変換を行うための有望なツールである．本章では，ADS による核変換の意義と原理，ADS の設計例，核変換を含む分離変換技術とその効果，必要とされる大強度加速器の性能，海外の動向等について解説する．
Keywords:
accelerator driven system, nuclear transmutation, partitioning and transmutation technology, minor actinoid,
fission product１．
１ 核変換とは核種を図１に示す．１トン中，約940 kgはUのままであり，

１．
１．
１ 核のゴミPu が約 10 kg（重量比１％）生成する．これら２元素は再原子力発電に伴い発生する使用済み燃料を再処理し，ウ処理の過程で取り出され，燃料として再利用される．このランとプルトニウムを再利用する資源として取り出した残残りが高レベル放射性廃棄物である．代表的な長寿命のりが，高レベル放射性廃棄物，いわゆる核のゴミである．

MA として，237Np，241Am，243Am，244Cm があげられる．

これには大きく分けて，核分裂生成物（Fission Product，

MA の総量は約 1 kg（重量比 0.1％）であり，Pu の約 1/10

FP）とマイナーアクチノイド（Minor Actinoid，MA）が含である．FP の総量は約 50 kg であり，このうち長寿命な FP

まれている．FP は原子番号９２のウラン（U）等が核分裂では特に LLFP（Long Lived Fission Products）と呼ばれる．

２つに割れることによりできるため，原子番号が数十〜７０

LLFP の主なものは図１に示すとおりであり，その総量は程度の元素からなる．一方 MA は，主にウランが中性子を

約 5 kg（重量比 0.5％）である．

吸収して生成した超ウラン元素のうちプルトニウム

図１には，これらの放射性核種を人体に摂取した場合の（Pu）を除く元素であり，ネプツニウム（Np，原子番号９３），アメリシウム（Am，同９５），キュリウム（Cm，同９６）

単位放射能あたりの線量を示している．Pu やMAの多くは!崩壊し，!線は体内被ばくに対する影響が "線や #線より大が主なものである．これら FP や MA には，安定な核種やきいことから，単位放射能あたりの線量が 100〜250 μSv/kBq

短時間で崩壊して安定な核種になるものも多いが，崩壊のと大きく，LLFP よりも毒性が高いことがわかる．

半減期が万年単位のものなど長期にわたり毒性が残る核種

１．
１．
２ 核のゴミ問題解決の切り札，核変換も存在する．

現在の日本のシナリオは，高レベル放射性廃棄物をガラ
235

238

１トン
典型的な原子炉の新燃料（ U 4.5%， U 95.5％）

ス固化体としてガラスの中に封じ込め，さらにその外側にを燃焼して生成する使用済み燃料中の，主な長寿命放射性

幾重かのバリアを設け，深さ 300 m より深い地下に埋める

Nuclear Transmutation Division, J-PARC Center, Japan Atomic Energy Agency
author’s e-mail: maekawa.fujio@jaea.go.jp

２０１!2022 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.98, No.5 May 2022

給を絶つと急速に核分裂の連鎖反応が停止する炉心のことである．ADS では，加速器で加速した陽子等のビームを標的に当てることにより中性子を発生させ，これが未臨界炉
心に対する外部からの中性子供給にあたる．
ADS の応用には核変換，照射，RI 製造などが考えられる．核変換はあくまでも ADS の応用の１つであり，全てのADS で核変換をするわけではない．まとまった量の核のゴミを核変換するためには，ADS でも特に大出力のものが必
要になる．
１．
２．
２ 核変換のための ADS 設計例
図１

図２，３に示した設計の ADS では，超伝導陽子加速器に使用済み燃料中の主な放射性核種．

よりエネルギー 1.5 GeV，電流値 20 mA，出力 30 MW の高地層処分を行う考えである．地層処分により安全に高レベエネルギーかつ大強度の陽子ビームを加速し，これを未臨

ル放射性廃棄物を処分可能とされているが，国内では地層界炉心中心にある鉛ビスマス合金のターゲットに打ち込

処分場の選定がなかなか進まず，原子力発電はトイレ無きむ．陽子は鉛やビスマスの原子核と反応し，多くの中性子

マンションと揶揄される原因になっている．また，安全にを生成させる．ターゲットの周りに MA を含む核燃料を配地層処分できるとしても，我々世代は原子力エネルギーの置しておくと，生成した中性子が MA（Np，Am，Cm）のメリットを享受してきた一方，廃棄物というデメリットを原子核と核分裂反応を起こす．１回の核分裂反応により複後の世代に押しつけており，世代間の公平の点で問題が残数の中性子が発生し，この中性子がさらに周りの MA と核る．核変換は，こうした状況を大きく改善できる可能性を

分裂反応を起こし，いわゆる連鎖反応により次々と MA

秘めた技術である．２０２１年１１月に閣議決定された「エネルを核分裂させる．核分裂の結果FPが生成し，その中には長ギー基本計画」［１］では，使用済燃料対策として，将来の幅

寿命のものもあるが，FP の多くは安定または短寿命の原

広い選択肢を確保するため，核変換による放射性廃棄物の子核であるので，全体として放射性廃棄物は減少すること減容化・有害度低減などの技術開発を進めるとされていになる．この未臨界炉心は直径と高さが共に約10 mのタンる．現時点において核変換は将来必ず導入するという技術クに収められており，タンク内は液体の鉛ビスマス合金

ではなく，将来の選択肢の１つとの位置付けである．
１．
１．
３ カーボンニュートラルへの貢献
２０２０年１０月，政府は２０５０年までにカーボンニュートラル
をめざすことを宣言した．これを実現するためには，化石燃料の使用による二酸化炭素の排出を大きく抑制する必要があるが，２０１９年現在発電電力量の約７５％を担っている化
石燃料による電力［２］を全て再生可能エネルギーで代替することは困難であり，原子力エネルギーの利用はカーボン
ニュートラルの実現に向けた重要な手段と考えられる．現在は，放射性廃棄物の問題が未解決であることも一因となって，国内における原子力エネルギーの利用が進まない．そこで，核変換の技術開発を進めることにより，核の図２

ゴミ問題には解があることを示して原子力エネルギーの利

加速器駆動システム（ADS）の原理．

用を促進することにより，カーボンニュートラル実現の一助となることが期待できる．

１．
２ 加速器駆動システム（ADS）
１．
２．
１ ADS とは核変換を行うには，大きく分けて加速器を使う方法と原子炉を使う方法があるが，本章では前者について述べる．
図２，３に加速器により核変換を行う加速器駆動システム（Accelerator Driven System，ADS）の 原 理 と 設 計 例［３］を示す．ADS とは，加速器と未臨界炉心を組み合わせたシ
ステムのことである．ここで未臨界炉心とは，持続的に出力が一定に保たれる通常の原子炉の臨界炉心とは異なり，外部から中性子を供給することにより核分裂反応が継続し

図３て出力を一定に保つことができるが，外部からの中性子供
２０２

ADS 概念図と諸元．

Special Topic Article

1. Accelerator Driven Nuclear Transmutation System (ADS)

F. Maekawa（融点１２５℃）のプールになっていて，この液体鉛ビスマス

ゲット材としても優れた性能を有する．また，ナトリウムを冷却材としてポンプで循環して炉心を冷却する．炉心でとは異なり化学的に不活性な点も有利である．ただし，密は多くの核分裂反応が起こることにより 800 MW の熱エネ

度が 10.5 g/cm3 と高く重い金属であるため耐震設計が難し

ルギーが発生する．この熱により蒸気発生器で蒸気を発生くなること，また高温の鉛ビスマス合金は鋼材に対する腐させ，タービンを回して発電を行うことにより 270 MW

食性を有するために腐食抑制対策が必要になることが主なの電力が得られ，そのうち 100 MW は自身の加速器に供給課題である．

し，残りの 170 MW は売電する．つまり，ゴミを燃やしな

１．
３ 分離変換技術

がら発電もできるシステムと言うことができる．炉心には2.5 t の MA を装荷することができ，１年間の運転でこの前述したとおり高レベル放射性廃棄物そのままでは効率１０％に相当する 250 kg の MA を核分裂させることができ

良く核変換できないため，まず，高レベル放射性廃棄物にる．これは，通常の原子炉１０基で１年間に生成する MA

含まれる元素をその特性に応じていくつかの群に分離すの量に相当する．ADS の主な特徴として，未臨界炉心なのる．その後，核変換に適した元素を対象に核変換を行う．

で加速器を止めれば核分裂の連鎖反応も停止するため原子

この一連の技術を「分離変換技術」と呼んでいる．図４に炉としての安全性が高いことと，また ADS １基で原子炉

分離変換技術の概要を示す．分離変換技術は，家庭で発生

１０基分と効率的に MA を核変換可能なことがあげられる．

するゴミを燃えるゴミ，燃えないゴミ，資源ゴミのように

１．
２．
３ ３つの素朴な疑問

分類し，その特性に応じて有効利用や処分したりすること

さて，図２，３に ADS の設計例を示したが，いくつか素に似ている．

朴な疑問が生じる．１つめの疑問として，わざわざ原子炉

１．
３．
１ 群分離
高レベル放射性廃棄物は，ウランとプルトニウムを取りを持ち込まなくても，高レベル放射性廃棄物に直接陽子
しかしこのアイデ

出した後の多種多様な元素が含まれた混合物である．分離

アでは核変換の効率が極めて悪い．加速器に供給する電力

変換の第１段階「群分離」の工程では，廃棄物中の元素をを原子力発電に頼るとすれば，放射性廃棄物は減るどころ

大きく４つの群（MA 群，白金族群，発熱性元素群，そのか大幅に増えてしまう．また，大強度陽子ビームを当てた

他の元素群）に分類する．放射性毒性が高く半減期が長い

高レベル放射性廃棄物を適切に冷却することが難しく，工ものが多い MA は，１つの群として分離する．残る３群は学的に成立しない．

FP である．白金族群にはガラス固化に悪影響を与える元ビームを当てればいいのではないか？

２つめの疑問として，なぜ MA だけ核変換するのか？

素が含まれるとともに，価値の高い金属の有効利用も考え

これは，FP は主 に "線 や #線 を 出 す の に 対 し MA は !

られることから，１つの群として分離する．半減期が約３０線を出し，!線は "線や #線と比べ内部被ばくの影響が大年のストロンチウム９０（90Sr）とセシウム１３７（137Cs）は発

きいことから，図１に示したように経口接種した場合に熱量が非常に高いため，発熱性元素群として分離し，安定

MA の方が人体に対する毒性が高いことが理由の１つであ化・固化して別途管理することにより他の群の発熱量を減る．また，MA は核分裂の連鎖反応を利用できるので効率

らし，また熱源や放射線源として利用する．残りがその他

よく核変換できるが，FP は連鎖反応を起こさないためにの元素群であり，ガラス固化体として地層処分する．

加速器では効率的かつ経済的に核変換することが MA より

１．
３．
２ 核変換専用の燃料製造と再処理
群分離により MA を分離後，そのままでは未臨界炉心をもはるかに難しいことによる．そこでまず，MA を優先し組むことはできない．そこで，MA を窒化物にして焼き固て核変換することを考えている．
３つめの疑問として，なぜ聞き慣れない鉛ビスマス合金

め，ペレット状に加工する．これを集めて燃料ピンに封入という金属をターゲット材および冷却材として使うのか？

し，さらに燃料ピンを束ねて燃料集合体とし，炉心に設置

その理由は，以下のとおりである．MA の核変換にはエネする．この炉心に陽子ビームを導入すれば，ADS として動ルギーの高い中性子が適しているが，冷却材に水を使うと作して MA が核分裂反応を起こし，その量が減っていくこ

中性子が水に含まれる水素と衝突したときに大きくエネルとになる．しかし，ADS の運転を行えば全ての MA が核分

ギーを落としてしまうため，うまくいかない．そこで，液裂して無くなるかというとそうではなく，MA の減少に伴体金属を使うことを考える．液体金属というとまず水銀をい核分裂の数が減って出力を維持できなくなる ことか

思い浮かべるが，水銀は沸点が３５７℃と低く，炉心で発生すら，２年間運転した時点で MA 燃料を取り出す．取り出しる 800 MW もの熱を除去する冷却材としては適さない．次に高速炉で冷却材として使う液体ナトリウムはどうか．ナトリウムは冷却材として優れた性質を有する．しかし，軽い原子核は高エネルギー陽子と反応したときに生成する中性子が少なく，ターゲット材としては適していない．一方，
鉛ビスマス合金（正確には，鉛ビスマス共晶合金と呼ばれる 鉛 44.5 wt％，ビ ス マ ス 55.5 wt％の 合 金）は 融 点 が１，６７０℃と高く優れた冷却材であると同時に，重い原子核
図４であり陽子入射時に多数の中性子を生成するため，ター２０３

分離変換技術の概要．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.98, No.5 May 2022

た MA 燃料の中には，まだ当初の約８０％の MA が残っている．そこで，取り出した MA 燃料を溶かして MA を回収し，再度 MA 燃料に加工して ADS で核変換を行う．つまり，核変換専用の再処理をして，燃料サイクルを回すことになる．
１．
３．
３ 分離変換技術の研究開発課題
ADS そして分離変換技術は，まだ基礎的な研究開発を行っている段階である．原子力機構では，国内の大学等や海外の研究機関との協力を活用しつつ，研究開発を進めて
いる．１．
３．
１，１．
３．
２節で述べた群分離や核変換専用の燃料製造および再処理技術については，現在グラムオーダーのMA を使用した実験室規模の試験を行っており，それぞれの技術の原理的成立性を確認している．
ADS は加速器と未臨界炉心を組み合わせたシステムで

図５

分離変換技術の効果．

あるが，陽子ビームが輸送される加速器側の真空領域と未臨界炉心側の鉛ビスマスターゲット領域は陽子ビーム窓と埋める場合には１０万年を要する．再処理して高レベル放射呼ばれる金属板により隔てられる．この陽子ビーム窓は，性廃棄物として埋める場合には５，０００年にまで低減する．

陽子ビームや中性子による照射や鉛ビスマスによる腐食を

さらに ADS 分離変換を導入すれば，３００年にまで短くな受けるため，陽子ビーム窓として使用可能な材料の開発がる．３００年といっても，我々人間の時間スケールから考える

ADS の成立性を左右する重要な課題である．そこで茨城県と非常に長い時間であることに変わりはない．しかしなが東海村の大強度陽子加速器施設 J-PARC Japan Proton Ac-ら，白川郷の民家のように３００年前の構造物であっても適celerator Research Complex［４］では，流動鉛ビスマス環境

切に管理すれば十分に使用可能であるし，万年オーダーと下で実際にビーム窓材料を陽子ビームで照射し，その影響

比べると格段に短く，世代間の不公平の軽減にも貢献してを調べるための実験施設［５］を計画しており，本小特集第いると言える．

２章で紹介されている．また，第３章では鉛ビスマス技術

このように，将来，分離変換技術が実用化されれば，地の研究開発の現状について紹介されている．ADS の特徴と層処分に必要な面積を小さく，また高レベル放射性廃棄物

して，現在の世界最高出力の陽子ビームよりもさらに大強の放射性毒性が低減する時間を大幅に短くでき，さらに白度の陽子ビームを取り扱うこと，またその陽子ビームを作金族のような一部の放射性廃棄物を資源化できる可能性がり出すための大強度加速器の開発が必要であり，これらにあるなど，大きな効果が期待できる．

ついてはそれぞれ本小特集第４章，第５章で紹介されてい１．
５ 加速器の実力る．
なお，分離変換技術や本節で簡単に触れた研究開発の現

ここで，現実的な量の MA 核変換という達成目標に対状については参考文献［６］に詳述されているので，詳細はし，現在の大強度加速器がどれほどの実力を有するのかを

そちらを参照されたい．

試算してみる．

１．
４ 分離変換技術の効果

合，最大出力は 1 MW であり，3 GeV シンクロトロンで加世界的に最高レベルの 出 力 を 有 す る J-PARC［４］の 場
高レベル放射性廃棄物を分離変換することの効果，つま速されるエネルギー 3 GeV の陽子ビームに含まれる陽子数

り廃棄物の有害度や地層処分場に対する負荷をどの程度減

は 2.08×1015 protons/s である．仮に１年間休み無く連続でらすことができるのかを図５に示す．図５の左側は，地層運転した場合，３，
６００秒，２４時間，３６５日を乗じて，陽子数処分に必要な面積である．使用済燃料をウランやプルトニ

は 6.57×1022 protons/y となる．１０２２個というととても多い

ウムを回収しないまま直接埋めた場合（直接処分に相当）ように感じるが，1 mol は 6.02×１
０23 個であるから，１年間に必要な面積を１９０（相対値）とした場合，現行方針に基づ連続運転したとしても陽子数は約 0.1 mol にしかならない．

き核燃料の再処理によりウランとプルトニウムを回収し，全ての陽子に電子を与えて水素原子とし，さらに酸化して高レベル放射性廃棄物として埋めるのに必要な面積は１００

H２O にすると，たったの 0.05 mol，1 g，1 cm3 の水にしかなとなる．ADS 分離変換を導入して MA を核変換すると，必らない．

要面積が３０にまで減る．さらに地上において数百年間長期一方で，我々が対処しなければならない MA は，原子炉貯蔵すると，半減期約３０年の90Sr と137Cs の放射能が大きく

１基あたり年間約 25 kg，100 mol 発生する．仮に国内で原減衰し，発熱の減少によりガラス固化体を密に埋めること

子炉が４０基稼働すると仮定すると，年間１トン（25 kg×40），ができるため，必要な面積は１にまで低減する．

4,000 mol の MA が発生する．陽子数 0.1 mol と MA 原子数

一方，図５右側は分離変換の効果を時間スケールでみた

4,000 mol では，４万倍もの開きがある．このように，現在ものである．放射性毒性の総量が元々の原料ウランの毒性の大強度加速器といえども，核変換が対象とする圧倒的なを下回るのに必要な時間でみた場合，使用済核燃料を直接物量の前では実力不足のようにも見える．
２０４

Special Topic Article

1. Accelerator Driven Nuclear Transmutation System (ADS)

F. Maekawa

では，ADS による現実的な量の MA 核変換は非現実的か

ターゲット材兼冷却材とする最大熱出力 100 MW の研究炉というと，そうではない．高エネルギー陽子を標的に入射であり，超伝導線形加速器で加速された 600 MeV，2.4 MW

すると，核破砕反応により多数の中性子が発生する．重金の陽子ビームで駆動される．2.4 MW というビーム出力は，属標的に GeV オーダーの陽子を入射する場合，エネルギー

図２，３に示した ADS のビーム出力 30 MW の約１桁低い

40〜50 MeVで１個の中性子が発生するため，3 GeVの陽子規模である．MYRRHA は，準工業規模 ADS による核変換

１個あたり約７０個の中性子が発生する．また未臨界炉心の技術の実証，核融合炉材料照射，医療用 RI 生産，鉛冷却高核分裂連鎖反応を利用して MA を核変換させるため，連鎖速炉開発，基礎研究等を目的としている．なお，出力が核反応による中性子増倍効果が期待でき，炉心の設計にもよ変換のための実用規模 ADS よりも低く多量の MA を核変るが３０倍程度の増倍が得られる．さらに，加速器の最大出換できる能力を有しないため，核変換そのものは目的とは力を 30 MW に引き上げる．これは J-PARC の３０倍という大していない．２０１８年１０月，ベルギー政府は MYRRHA 計画

きな出力であるが，J-PARC ではパルスビームであるとこに対する 558 M!（約７００億円）の出資を決定した．これにろ，ADS ではより大強度ビームの加速が容易な連続ビーム

は，２０１９年〜２０２６年にわたる 100 MeV までの陽子加速器とで良いので，達成可能な技術レベルと考えられる．

陽子ターゲット施設の建設，２０２７年〜２０３８年にわたる同施

以 上 の３つ の 数 字 を 掛 け 合 わ せ る と，７０×３０×３０で設 の 運 転，お よ び２
０１９年〜２０２６年 に わ た る 加 速 器 の

6.3 万となり，先に述べた４万倍の開きを克服できる．実際

600 MeV 増強と未臨界炉心のための設計と R&D が含まれには，ADS プラントの稼働率を考慮したり，生まれた中性

る．既にベルギーの Mol という街にある SCK CEN の敷地

子の全てが MA 核変換に使われるわけではなく無駄に消費内にて，100 MeV までの陽子加速器と陽子ターゲット施設

されるものもあるため上述の手計算どおりにはいかないの建設が始まっている．

が，図２，３に示した設計の ADS に対して詳細な計算を行

１．
７ まとめ

うと，ADS が４基あれば原子炉４０基分に相当する年間１トンの MA を核変換することが可能であることがわかる．こ分離変換技術は，原子力発電所の運転に伴い発生する高のように，高エネルギー陽子を重金属標的に入射すること

レベル放射性廃棄物の負担を減らすことができ，さらにによる多量の中性子発生，未臨界炉心による中性子の増カーボンニュートラルにも貢献することができる，我々人倍，加速器の大強度化を組み合わせることにより，現実的類にとって非常に有益な技術と考えられる．しかしながな量の MA 核変換が可能である．

ら，ADS そして分離変換技術の研究開発はまだ始まったば

なお，MAではなくFPの場合には核分裂の連鎖反応が起かりであり，研究開発分野としてチャレンジングな課題にこらないことから，未臨界炉心による中性子の増倍効果が溢れている．特に若い研究者や技術者の方々には，是非，なく，この増倍効果の係数３０を何か他の効果に期待しなけ

ADS に興味を持っていただき，こうした研究開発にご協力ればならない．例えばこれを加速器の大強度化で補うとすいただければ幸いである．

れば，30 MW の３０倍で 1 GW クラスの加速器が必要となってしまう．加速効率（投入した電力に対し，得られるビー

参考文献

ム出力の割合）を３０％と高めに設定しても，1 GWのビーム［１］経済産業省エネルギー資源庁， エネルギー基本計画 ，(Oct. 2021). https://www.enecho. meti.go. jp/category/others/basic̲plan/［２］電 気 事 業 連 合 会：電 気 事 業 の デ ー タ ベ ー ス（INFOBASE）２０２
０．
［３］T. Sugawara et al., "Research and development activitiesを得るためには 3.3 GW の電力が必要であり，これは 1 GW
（１００万 kW）程度の出力を有する通常規模の原子力発電所
３基分に相当する．これだけの大電力を再生可能エネル
ギーで安定に供給するのは不可能であり，化石燃料を使わないとすれば原子力発電に頼るほかなく，結果として放射for accelerator-driven system in JAEA", Prog. Nucl. En-

性廃棄物は減るどころか増えてしまうことになる．

ergy 106, 27 (2018).
［４］https://j-parc.jp/c/index.html［５］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-Technology 2017-003 (2017).
［６］日本原子力学会「放射性廃棄物の分離変換」研究専門委
員会：分離変換技術総論（２０１６）．
［７］https://www.sckcen.be/en/projects/myrrha

１．
６ 海外の動向
海外では，ベルギーや中国などで積極的に ADS に関する研究開発が進められている．特にベルギーでは，ベルギー原子力研究センター（SCK CEN）により，MYRRHA［７］（Multi-purpose hYbrid Research Reactor for High-tech
Applications）と名付けられた多目的の ADS を建設する計画が進められている．MYRRHA は液体鉛ビスマス合金を

２０５

J. Plasma Fusion Res. Vol.98, No.5 (2022)２
０６‐２１０

小特集 J-PARC における加速器駆動核変換システム（ADS）の研究開発

２．J-PARC 核変換実験施設
2. Transmutation Experimental Facility at J-PARC
前 川 藤 夫，武 井 早 憲
MAEKAWA Fujio and TAKEI Hayanori
日本原子力研究開発機構（原稿受付：２
０
２
２年１月２
０日）

加速器駆動核変換システム（ADS）の開発にあたっては，大強度陽子ビームに耐える材料の開発や陽子ビー
ムで駆動される未臨界炉心の特性評価等，陽子ビームに関わる技術課題を解決する必要がある．そこで大強度陽子加速器施設 J-PARC では，実際に大強度の陽子ビームを利用した各種試験を行う核変換実験施設が検討されている．本章では核変換実験施設の概要と今後の方向性について紹介する．
Keywords:
J-PARC, transmutation experimental facility, accelerator driven system, proton beam, TEF-T, TEF-P, irradiation

２．
１ 大強度陽子加速器施設 J-PARC

は，核変換実験施設計画の概要と，今後の施設検討の方向

茨城県東海村の日本原子力研究開発機構原子力科学研究

性を中心に述べる．

所の敷 地 内に，大 強 度 陽 子 加 速 器 施 設 J-PARC（Japan
Proton Accelerator Research Complex，図１）［１］がある．

２．
２ ADS ターゲット試験施設 TEF-T

J-PARC では，GeV オーダーにまで加速した世界屈指の

２．
２．
１ 施設の目的MW 級大強度陽子ビームをターゲットに入射し，核反応に

図３左に示すとおり，ADS では液体鉛ビスマスのプール

より中性子，ミュオン，中間子，ニュートリノなどの多彩に陽子ビームを輸送する真空のビームダクトを上から挿入

な二次粒子ビームを作り出し，様々な実験に供している．

した配置であり，ビームダクトの下端部分が陽子ビームをこれにより，原子・分子の構造観察から物質・生命の起源

通過させるビーム窓と呼ばれている．ビーム窓は厚さを探る研究や，素粒子や原子核の研究から宇宙の始まりの

数 mm の金属板であり，加速器側の真空領域とターゲット

謎を解く研究などを進める，最先端の研究施設である．
J-PARC は２
００８年に運転を開始し，現在，図１に示す３つの実験施設が運転中である．第４の実験施設として，核変換実験施設（Transmutation Experimental Facility，TEF）
が計画された．図２に示すとおり，TEF は核変換物理実験施設（Transmutation Physics Experimental Facility，
TEF-P）［２］および ADS ターゲット試験施設（ADS Target
Test Facility，TEF-T）［３］の２施設で構成される．本章で

図２

図１

大強度陽子加速器施設J-PARC（参考文献［３］のFig. 1.4を引用）．

J-PARC 核変換実験施設（参考文献［３］の Fig. 1.5 を引用）．

図３

ADS のビーム窓が置かれる環境．

Nuclear Transmutation Division, J-PARC Center, Japan Atomic Energy Agency
corresponding author’s e-mail: maekawa.fujio@jaea.go.jp

２０６!2022 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Special Topic Article

2. Transmutation Experimental Facility at J-PARC

F. Maekawa and H. Takei

である液体鉛ビスマスとの境界を形成している．図３右にビーム窓が置かれる環境を示すが，ビーム窓は陽子ビームおよび鉛ビスマス中で発生した中性子による照射を受け，照射脆化・硬化，スエリング，照射クリープ等の放射線損
傷が引き起こされる．また，高温で流動している腐食性の高い鉛ビスマスにより，腐食や壊食を受ける．さらに，鉛
ビスマスの圧力にも耐えなければならず，極めて過酷な環境に置かれている．このビーム窓が万一破損すると，加速器側の真空領域に液体鉛ビスマスが流れ込むことになり，運転を続けることができない．したがって，この環境に耐えることのできるビーム窓の開発が，ADS の成立性を左右する大きな課題の一つである．

図４

TEF-T の主目的は，このように非常に過酷な環境で用い

TEF-T の鳥瞰図（参考文献［３］の Fig. 2.6-1 を引用）．

られる陽子ビーム窓が工学的に成立するのかどうかを実験

広げる．一方で TEF-T ではビームの直径を数 10 mm に絞的に確認することである．鉛ビスマスターゲットの内部にる．これにより２桁の ADS と TEF-T のビーム出力の差を様々な構造材料の試料を設置し，大強度陽子ビームを入射補い，TEF-T では ADS と同程度の電流密度で陽子ビーム

して照射を行い，照射後に試料の材料強度特性を測定すを入射し，材料照射に供することができる．

る．TEF-T では，250 kW の大強度陽子ビームを用いるこ

リニアックから供給された 250 kW の陽子ビー ムは，とにより実用 ADS 相当の照射量を達成可能であり，また

図４中央少し左のターゲットステーション中心付近に設置さ約５００℃の高温かつ流動する液体鉛ビスマス合金中に試料れた鉛ビスマスターゲットに導入される．なお，その途中でを設置することにより，世界で初めて実用 ADS 環境を模

250 kW のうちの最大 10 W のビームが取り出され，TEF-P

擬できる実験施設となる．また，このような照射試験を通に供給される．このため，TEF-T と TEF-P は同時運転が可

じ，液体鉛ビスマス合金の取扱技術や核反応により生成す能である．取り出し方法については，２．
４で述べる．

る放射性物質の取扱技術等，ADS 開発に必要な要素技術の

鉛ビスマスターゲットは，図５に示すとおりターゲット開発を進める．さらに，鉛ビスマスターゲットで多数発生

台車の先端に取り付けられ，台車上にはターゲット容器にする中性子等を他の様々な用途に活用する多目的利用のた

液体鉛ビスマスを供給するための電磁ポンプや陽子ビームめの設備を併設し，施設の有効活用を図る．半導体ソフト

による入熱を除熱するための熱交換器，膨張タンク等からエラー試験のための高エネルギー中性子照射，RI 製造，不なる鉛ビスマス循環系が搭載されている．ターゲット容器

安定核ビームによる基礎物理研究等がその活用例である．

は，放射線損傷でダメージを受けるとともに，容器内に設

２．
２．
２ 施設の概要

置した照射試験板の取り出しのため，毎年交換される．

表１に TEF-T の諸元を，また図４に TEF-T の鳥瞰図を

図６にターゲット容器の詳細を示す．ターゲット容器は示す．TEF-T には，図４のさらに右側に位置する J-PARC

最外径 150 mm の二重円筒構造であり，温度制御された鉛のリニアック加速器で加速した 400 MeV，250 kW，25 Hz

ビスマスが外筒と内筒の間から容器先端へと流入し，先端のパルス状陽子ビームが導かれる．現在 J-PARC では，リニアックにより 25 Hz のパルス陽子ビームを図１に示した
RCS に供給し，これがさらに下流の３つの実験施設に供給されている．TEF-T 建設時には，リニアックを 50 Hz に増
強し，パルス電磁石によりパルスを交互に TEF-T と RCSに振り分ける．これにより，既存実験施設への 25 Hz のビーム供給を維持したまま，TEF-T への 25 Hz のビーム供給が可能となる．
TEF-T に供給される 250 kW の陽子ビームは大強度であるものの，これは本小特集１章で述べられた ADS のビー

図５

ターゲット台車に搭載された鉛ビスマス循環系とターゲッ
ト容器（参考文献［３］の Fig. 4.1.5-1 を引用）．

図６

ターゲット容器の詳細（参考文献［３］の Fig. 2.4-2 を引用）．

ム出力 30 MW と比べ約２桁低い値である．ADS ではビー
ム窓への負荷を下げるためにビームの直径を数 100 mm に
表１

TEF-T の諸元（参考文献［３］の Table 1.4 を引用）．

陽子ビーム
400 MeV,250 kW（3.9×1015 protons/s）
ビーム構造
パルス（繰り返し：25 Hz，パルス幅：500 μs）
ビーム形状
ガウス分布（最大電流密度：30 μA/cm2）
ターゲット
液体鉛ビスマス合金（循環時最高温度：４５０℃）
ターゲット容器 ステンレス鋼（低温運転用）・高クロム鋼（高温
運転用）

２０７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.98, No.5 May 2022

表２

部 で 反 転 し て 内 筒 を 流 れ 下 る．内 筒 内 に は 40 mm×100 mm の照射試験版が８枚設置されており，陽子ビーム

TEF-P の諸元（参考文献［６］の Table 1.2 を引用）．

陽子ビーム
400 MeV，最大 10 W（1.6×1011 protons/s）
ビーム構造
パルス（繰り返し：25 Hz，幅：10 ns〜500 μs）
最大核分裂出力 〜500 W（参考 高速炉臨界実験装置 FCA の出
力：2 kW）
燃料集合体
水平２分割型
格子管 51×51（2.8 mW×2.8 mH×2.6 mD）
格子管寸法（5 cm×5 cm:FCA と同様）

および鉛やビスマスの原子核と陽子との核反応で発生した中性子の照射を受ける．照射材料には，ADS のビーム窓材候補である SUS３１６L や T９１（改良９Cr‐１Mo 鋼）が考えられている．陽子および高エネルギー中性子による照射量は年間最大で 10 dpa であり，高温鉛ビスマス流動下で２年間の照射を行えば，図３に示した①〜③の実用 ADS 環境を模擬した照射が行える．照射後，ターゲット容器はター
ゲット台車から切り離され，ターゲット容器を分解して照射試験版を取り出す．照射試験版からさらに照射後試験に必要な引張試験片等を切り出す．これらの試験片は原子力科学研究所内のホットラボに輸送され，引っ張り試験や顕微鏡観察等の照射後試験が行われる．
TEF-T 建設に向けて施設の基本設計が行われ，その結果
は２０１７（平成２９）年３月に技術設計書［３］としてまとめられた．また，施設の実現に向けては図５に示すような高温液体鉛ビスマスを安全かつ安定して循環させることができる

図７か等を確認するための各種試験が必要である．こうした鉛

TEF-P の概念図（参考文献［３］の Fig. 1.6 を引用）．

ビスマスターゲット技術に関する研究開発については，第３章で紹介されている．

２．
３ 核変換物理実験施設 TEF-P
２．
３．
１ 施設の目的
ADS の未臨界炉心の特徴は，素性がよくわかっていない
マイナーアクチノイド（MA）を核燃料として炉心に装荷
図８すること，及び陽子ビームを未臨界炉心中心に導入することの２点である．しかし，これらの特徴を備えた実験施

TEF-P 格子管集合体の中心領域（参考文献［３］の Fig. 1.6を引用）．

設は世界に無く，実験的研究がなされていない．そこで
TEF-P は，実験用の小出力の原子炉である臨界実験装置にう際には，図８左に示すとおり炉心の中心領域に MA を含kg オーダーの MA 燃料を装荷するとともに，陽子ビームをむピン燃料 を 挿 入 し て 炉 心 を 構 成 す る．FCA と 違 い，

炉心中心に導入して未臨界炉心を駆動することにより，

TEF-P では最大 10 W の陽子ビームを炉心中心のターゲッ

ADS 未臨界炉心の２つの特徴に起因する炉心の様々な特トに導入できるのが特徴である．最大核分裂出力は 500 W性を実験的に明らかにするための施設である．具体的にを想定している．

は，①ウランやプルトニウムと比べ精度の低いと考えられ

２．
４ レーザー荷電変換技術による微小出力陽子ビームの取り出し

る MA の核データにより，どの程度の精度で未臨界度を予測できるのか，②炉心内で実際にどの程度の MA が核変換されるのか，③加速器トラブルにより陽子ビームが止まっ

TEF-T には，エネルギー 400 MeV，出力 250 kW の陽子

たときに炉出力はどのように変化するのか等の研究を行うビームが供給され，また，TEF-P には，エネルギーは同じ施設である．

く 400 MeV であるが，最大でも 10 W の陽子ビームが供給

２．
３．
２ 施設の概要される必要がある．TEF-P で行う実験では，試験内容に応表２に TEF-P の主要諸元，図７に TEF-P の概念図，図８

じ，ビームの出力や時間幅が数 ns から数十 μs の範囲の多に TEF-P に設置予定の燃料集合体中心部を示す．TEF-P

様な陽子ビームが必要になる．そのために，リニアックでは，原子力科学研究所の１施設である Fast Critical Assem-

加速された大出力の負水素イオン（１個の陽子の周りをbly（FCA）［４］の設計概念を踏襲した施設である．図７に２個の電子が回り，負の電荷を帯びた状態，H−）ビームか

示すとおり，FCA 同様，装置は水平２分割構造となっておら最大でも２万５千分の１という極めて微小な出力の陽子

り，２つの 1/2 格子管集合体で構成されている．格子管集（H＋）ビームを安定して取り出さなければならない．

合体は停止中は分離，運転時には密着状態とする．格子管

通常の加速器施設では，大出力陽子ビームから電磁石や集合体は 5 cm×5 cm の格子管を５１×５１個並べたものであ

金属薄膜を用いて一部の陽子ビームを取り出している．しり，図８右に示すとおり格子中に板状あるいはブロック状

かしながら，この方法では時間幅の異なる陽子ビームを取の燃料や模擬物質（鉛ビスマス等）を装填した燃料引出し

り出せない．また，電磁石の異常や金属薄膜の変形等によを装荷して組み立てられる．また，MA を用いた実験を行り想定以上の出力の陽子ビームが取り出されるおそれがあ
２０８

Special Topic Article

2. Transmutation Experimental Facility at J-PARC

F. Maekawa and H. Takei

り，未臨界炉心を駆動するビームとしての安定性に課題が輸送系も構築した．その結果，ビーム出力変動を約３％以ある．このため，安定して微小出力陽子ビームを取り出す

内に抑えながら約 8 W 相当の H＋ビームを約８日間（延べ方法を開発する必要があった．

６５時間）にわたり取り出すことに成功し（図１０），当初の目開発に当たり，H−ビームの形状などをレーザーで診断標を達成した［６］．
また，時間幅が長い（数十 μs）H＋ビームを取り出すたするレーザー荷電変換技術に着目した．すなわち，H−ビー
ムに赤外線から可視光程度の波長を持つレーザー光を照射

め，高出力パルス発振レーザーを高出力連続発振レーザー

し，H−から電子１個を剥ぎ取り，中性水素（H０）に変換す（出力 196 W）に置き換えて実験を実施した結果，時間幅がる技術である．ところで，この波長域のレーザー光では H０

約 50 μs の H＋ビームを取り出すことができた［７］．

に残された電子までは剥ぎ取れず，電磁石で制御しながら以上の結果から，J-PARC における大出力陽子ビームか０

ビームを輸送できない．そこで，H ビームを金属薄膜に入ら微小出力ビームを長期間安定に取り出すための制御技術射させ，残った電子を剥ぎ取ってH＋ビームに変換し，未臨の基礎を確立し，TEF に必要な要素技術を確立した．

界炉心へと導くことにした．

２．
５ 実験施設計画の見直し

また，微小出力陽子ビームを取り出すもう一つの課題

２．
５．
１ 群分離・核変換技術評価タスクフォース

は，真空のビーム輸送ダクト内などにごく僅かに残ったガ−スと H ビームが衝突し，１個の電子が剥ぎ取られ生成すこれまで説明してきた TEF-T および TEF-P からなる核る H０のバックグラウンドを除去することである．著者らの変換実験施設 TEF は，J-PARC の計画が動き出した２
０００年

研究グループは，バックグラウンドを除去しながら所定の頃に提案された施設概念である［８］．以来２０年以上が経過

出力の H＋ビームを取り出すため，電磁石内で H−ビームとし，ADS に関する研究開発環境も大きく変化した．２
０２１

高出力レーザー光を衝突させる独自のアイデア［５］に基づ

年，文部科学省 原子力科学技術委員会 原子力研究開発・

くレーザー荷電変換システムを開発した．

基盤・人材作業部会の下に群分離・核変換技術評価タスク

長時間安定して時間幅が短い（数ns）H＋ビームが取り出

フォースが設置され，群分離・核変換技術に関するこれませることを確認するため，新たに開発したレーザー荷電変での取り組みと今後の研究開発の進め方について議論がな

換システムを既存の加速器（ビームエネルギー 3 MeV）とされ，同年１２月２３日に報告書「群分離・核変換技術評価に接続し，試 験 を 行 った（図９）［６］．こ の 試 験 の 目 標 は，ついて」
［９］が公開された．この中で J-PARC 核変換実験施TEF-P で行う実験の要求より取り出した H＋ビーム出力が設の在り方についても記述されており，その要点は以下の５〜10 W 相 当，出 力 変 動 が５％以 下 と し た．さ ら に，とおりである．

J-PARC の運転スケジュールとの整合を図るため，取り出!TEF-P，TEF-T による実験については，計算機シミュ

し時間の目標を７日（延べ５６時間）以上とした．このようレーションの高度化や既存施設の活用を進めることで代な H＋ビームを生成するために，高出力パルス発振レー替をめざす．ただし，TEF-T で予定していた陽子照射

ザー（25.6 W，1 J/pulse，25 Hz）を新たに開発した．さら下，かつ高温鉛ビスマス流動環境下におけるビーム窓材に，レーザー光の照射位置を安定に制御するレーザー光の料の実証試験は，代替困難である可能性が高い．
!TEF-P で使用を想定していた原子力機構保有の核燃料の一部（高濃縮ウラン，プルトニウム）が米国へ移送されたため，TEF-P で実施予定であった炉物理研究項目が大幅に制限される．
!このため，TEF-T の機能を優先した試験施設として検討することが妥当である．
!ADS の工学的課題解決に加え，多様なニーズへの対応の可能性を含め，既存の J-PARC の陽子加速器を利用可能

図９

な利点を最大限活用する施設仕様を検討することが望ま

レーザー荷電変換システム（参考文献［６］の図５を引用）．

しい．
この方針を受け，原子力機構では，実験施設計画の見直しを行う予定である．現時点での見直しの考え方を次節に示す．
２．
５．
２ 見直しの考え方
図１１に見直し中の実験施設概念［１０］を示す．実験施設の第一目的は，ADS の工学的課題解決のため，高温鉛ビスマ
ス環境下において大強度陽子ビームによるビーム窓材料の照射を行い，候補材料の照射・腐食挙動を調べることである．したがって，TEF-T が実験施設のベースライン設計となる．施設の主な変更点は，TEF-T の多目的利用を発展さ

図１０ 取り出されたH＋ビームの出力
（参考文献
［６］
の図１
１を引用）
．

せ，半導体装置のソフトエラー試験，RI 製造，核分裂炉お２０９

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.98, No.5 May 2022

図１
２ He 生成，dpa と各施設の照射条件マップ．
図１
１ 見直し中の実験施設概念．

よび核融合炉および加速器施設の材料照射などの多様なニーズへの対応強化を図ることである．また，TEF-P の敷地を有効活用し，ホットラボを併設する．紙面の都合上，以下，核融合炉材料の照射も可能な照射の機能について述べる．
ADS を含む，J-PARC 等の大強度加速器施設の出力増強にあたっては，大強度加速器の開発と同時に大強度ビーム
図１
３ 鉛ビスマスターゲット周辺の He/dpa 比．

を受ける大強度ターゲットの開発も重要である．近年，加速器の出力上昇に伴い，大強度ターゲットの開発が出力上昇の律速段階になるケースが増えている．そこで，鉛ビス不可欠であり，そのための J-PARC 核変換実験施設の検討

マスターゲット内での ADS 用材料照射に加え，ターゲッが行われてきた．実験施設では核融合炉の開発に資する照

トの前に照射場を設け，大強度加速器施設の窓材やター射等も行えることから，実験施設の実現に向けて少しでもゲット材の照射を行えるようにする．

前に進めるよう，核融合分野の方々からご支援いただけれ

核融合炉および核分裂炉材料の照射のニーズは非常に高ば幸いである．

いが，世界的に材料照射専用の研究用原子炉の数は減少している．そこでこれらニーズに応えるため，中性子束が高

参考文献

いターゲットの周りの空間を照射に供する．ところで，中［１］大強度陽子加速器施設 J-PARC，https://j-parc.jp/c/index.html［２］原子力基礎工学研究センター 分離変換技術開発ディビ
ジョン， J-PARC 核変換物理実験施設（TEF-P）安全
設計書 ，JAEA-Technology 2017-033 (2018).
［３］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-Technology 2017-003 (2017).
［４］臨界実験装置 FCA，https://www.jaea.go.jp/04/ ntokai/anzen/anzen̲05.html［５］明午伸一郎 他： YAG レーザーを用いた H−ビーム取出し法の概念検討 ，JAERI-Tech 2002-095 (2002).
［６］H. Takei et al., Plasma Fusion Res. 13, 2406012 (2018).
［７］H. Takei et al., J. Nucl. Sci. Technol. 58, 588 (2021).
［８］日本原子力研究所・高エネルギー加速器研究機構共同推進チーム， 大強度陽子加速器計画 ，JAERI-Tech
2000-003 (2000).
［９］群 分 離・核 変 換 技 術 評 価 タ ス ク フ ォ ー ス，https://www.mext.go.jp/b̲menu/shingi/gijyutu/gijyutu2/106/index.html［１０］F. Maekawa, "A Plan of Materials Irradiation Facility at
J-PARC for Development of ADS and High-power Accelerator Facilities", JPS Conf. Proc. 33, 011042 (2021). https://doi.org/10.7566/ JPSCP.33.011042

性子等のエネルギーの観点から照射場を特徴づける最も重要なパラメータは，変位損傷（dpa）に対する He 生成の比率（He/dpa 比）である．図１２は，この２つの照射パラメー
タと各施設の照射条件のマップを示す．また図１３には，ターゲット周辺の He/dpa 比の分布を示す．ターゲット内
部の He/dpa 比は約１００であるため，高エネルギー加速器材
料の照射に適している．問題は，He/dpa 比が１０〜１５の核融合，およびそれ以下の核分裂炉の照射場をどのように実現するかである．その答えは図１３に示されている．ターゲッ
ト周辺の He/dpa 比は，陽子ビーム入射方向に対する角度に依存し，１０以上から１程度にまで変化する．そのため，ターゲット周辺の前方および後方位置での He/dpa 比は，それぞれ核融合および核分裂炉材料の照射に適した値となる．照射量は，およそ 1 dpa/y である．照射量や照射体積の限界から，本施設だけで核融合炉および核分裂炉材料の照射ニーズ全てに応えられる訳ではないが，世界的な照射場不足の中，貴重な照射場としての可能性を秘めている．

２．
６ まとめ
大強度陽子ビームで駆動される核変換のための ADS 開発にあたっては，実際に陽子ビームを利用した各種試験が２１０

J. Plasma Fusion Res. Vol.98, No.5 (2022)２
１１‐２１５

小特集 J-PARC における加速器駆動核変換システム（ADS）の研究開発

３．鉛ビスマスターゲット技術
3. Lead-Bismuth Target Technology
佐々敏信
SASA Toshinobu
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
２
２年１月２
０日）

鉛ビスマス共晶合金（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．LBE は重金属であり，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の冷却材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めざして進めている，LBE の高温運転，耐腐食性確保のための酸素濃度制御など最新の研究成果を紹介する．
Keywords:
lead-bismuth, spallation target, nuclear transmutation, accelerator-driven system, corrosion

３．
１ はじめに分離変換技術は，長寿命放射性核種の持つ放射性毒性に

項目
融点
沸点
密度＊）
定圧比熱＊）
熱伝導率＊）
熱拡散率＊）

起因する環境負荷の低減や，分離後の放射性廃棄物の処分の効率化をめざす技術体系であり，その対象は，ネプツニ
ウム，アメリシウム，キュリウム等のマイナーアクチノイ
ド（MA）である［１］．ここでは，核変換に最適化された専用システムである加速器駆動システム（ADS: Accelerator-driven System）に用いる鉛ビスマス核破砕ターゲット技＊）

粘性率
体積膨張率＊）

術を解説する．
ADS は大強度の陽子加速器と MA 燃料を装荷した未臨

表１

LBE の代表的な物性値．

記号

単位
℃
℃
kg/m３

$
!
#

J/kg・K
W/m・K

値
125
1670
10337
145.75
11.73

m2/s
Pa・s

7.83×10−6
18.41×10−4

"#

K−1

12.80×10−5＊）：温度条件：300℃

""
"!
%
!#

界高速炉心から構成され，未臨界炉心の中央に核破砕ター
ゲットが配置される．加速器からの陽子を ADS のター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ゲットに入射することで，核破砕反応により１陽子あたりほぼ同様のヒートバランスで炉心設計を行うことができ３０個程度の中性子が生成する．この核破砕中性子を連続的る．また，LBE は沸点が 1670℃ と一般的な高速炉向けの構に供給することで，ターゲットの外周に配置された未臨界造材の融点（SUS３１６で約 1400℃）よりも高く，液相の温度

炉心内で核分裂連鎖反応が生じ，MA が核変換される．核範囲が広いことも特長である．このため，炉内での気化に変換用 ADS の研究は世界的に進められており，特に欧よって冷却能力が大幅に低下することや，局所的な温度上

州・中国が積極的である．

昇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３．
２ 液体鉛ビスマス共晶合金（LBE）の特性

水や空気と接触したとしても，爆発的な反応を生じないと日本原子力研究開発機構（JAEA）では，ADS による核いう特長を持つ．このため，中間的な熱交換器を介するこ変換の実現をめざした研究開発［２］を進めており，ADS のとなく水を使った冷却装置を組み合わせることができる．

核破砕ターゲット及び冷却材として鉛ビスマス共晶合金

また，メンテナンス時などに，不活性ガス雰囲気を維持す（LBE: Lead-Bismuth Eutectic Alloy）を採用している．LBE

ることなく作業を行うことができるため，作業効率が高の代表的な物性値［３］を表１に示す．LBE は，鉛（45％）とい．さらに，水と比べて１０倍以上高い熱伝導率，数１０倍以

ビ ス マ ス（55％）か ら な る 共 晶 合 金 で あ る．融 点 は，鉛上の熱拡散率をもつため，除熱冷媒として優れた性質を持（327.55℃），ビ ス マ ス（271.45℃）［４］の 単 体 時 と 比 べ てつ．以上のことから，除熱系統の小型化が実現できる可能

125℃ と 低 く，高 速 炉 に よ く 用 い ら れ る ナ ト リ ウ ム

性があり，次世代の原子炉冷却材としても LBE に関心が寄（97.79℃）と近い値を持つ．このため，ナトリウム冷却高速

せられている．ADS への適用については，LBE を構成する

Nuclear Transmutation Division, J-PARC Center, Japan Atomic Energy Agency
author’s e-mail: sasa.toshinobu@jaea.go.jp

２１１!2022 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.98, No.5 May 2022

鉛，ビスマスとも重金属に分類されており，原子核内に多欧州の実験や JAEA での非流動下での LBE 浸漬実験でくの核子を持つことから，高エネルギー陽子が誘発する核は，LBE 中の溶存酸素濃度を適切な範囲に制御し，構造材破砕反応で生じる核破砕中性子の生成量が多い利点を有す料の表面を酸化皮膜で被覆すれば，母材が LBE と直接接触る．また，中性子の散乱断面積が大きく中性子吸収が少なしないため，腐食量を大幅に低減できることがわかってい

いため，負の冷却材ボイド反応度を持つ炉心が構成しやす

る．このため，LBE を用いた循環系での LBE 中酸素濃度制

い．さらに，核変換に最適な高速中性子スペクトルを得や御技術の確立が重要である．

すいという核変換炉に良好な核的な特長を持つ．

LBE に含まれるビスマスに中性子を照射すると，中性子

上記のような特長を持つ一方，LBE は鋼材に対する腐食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．

性が高いことが知られている．LBE は，鋼材の主要な合金

ポロニウムはカバーガスを介して揮発し，系統外に漏洩す成分である鉄，クロム（Cr）等だけでなく，オーステナイ

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

ト系ステンレス鋼の成分であるニッケル（Ni）やフランジ等について数値解析を進めている．また，実際に中性子を等のシール材に用いられる銅の溶解度が大きい．このた照射した LBE から揮発するポロニウムを用いたフィルタ

め，腐食の抑制ならびに耐腐食性材料の開発が大きな課題

による除去性能試験を通じた検証を行い，設備設計に活かである．これまでに実施された静的，流動下での腐食試験している［６］．ポロニウムのほか，環境への影響が懸念さから得られた知見として，① 450℃ 以上の温度領域においれる物質としてトリチウムや水銀等が問題となるため，放て，温度上昇とともに著しい腐食が生じること，② Ni を含出時の化学形態や放出率などのシミュレーション環境の整

まないフェライト／マルテンサイト（F/M）鋼に比べ，Ni

備を進めている［７］．

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JAEA では，現在は基礎研究段階として，LBE の利用に

材中のCrの濃度を高めると耐食性が向上し，アルミニウム

関わる基礎研究や共存性の高い構造材料に関する研究，腐やシリコンを含む鋼材や表面改質材ではより耐食性が向上

食抑制のために微量の酸素を LBE に添加して鋼材表面にすること，④ LBE の流動下ではより腐食が進行し易く，特酸化皮膜を形成して腐食を抑制する技術の研究等を実施しに系統内に温度差がある場合には質量移行により腐食が加ている．また，研究レベルを基礎研究段階から工学研究段

速されること，⑤ LBE 中の溶存酸素濃度によって腐食挙動

階に進めるため，大強度陽子加速器施設 J-PARC（Japanが異なることが知られている．これに加え，粘性が低い，Proton Accelerator Research Complex）に LBE ターゲット

プラントル数が小さい，表面張力が強いなど，液体重金属を設置し，大強度陽子ビームを用いた工学技術試験の実施の持つ流体力学的な性質によって LBE は複雑な流れを形をめざしている．

成しやすく，密度が高い点から，系統流路の屈曲部や拡大

３．
３ LBE 核破砕ターゲットに関する研究開発／縮小箇所などの流れの向きが急に変化する箇所，流速が極端に速い箇所では壊食に注意する必要があり，系統内でADS の特徴的な構成要素である核破砕ターゲットは，加の LBE の流速は 2 m/s 以下が推奨される．また，重金属で速器からの陽子ビーム輸送管終端部に設置され，その境界あることは，原子力システムの耐震安全性の確保の上ではは陽子ビーム窓と呼ぶミリ単位の金属板により形成されデメリットであり，JAEA の提案する ADS の技術的課題のる．陽子ビーム窓は，ビーム通過に伴う照射損傷と発熱を一つとなっている．

受けると同時に，ターゲット及び未臨界炉心由来の中性子

図１に，酸素濃度を制御しない状態での LBE による構造の照射を受ける．また，LBE の流動による腐食が懸念され材の腐食例を示す．３
１６ステンレス鋼製の配管に 400℃ のる上，400℃〜500℃ といった高温での構造強度が要求され

LBE を流速約 1 m/s で３０００時間流したものである．腐食とるなど，厳しい使用環境に晒される．これらの環境を的確

ともに配管内面からの結晶粒の剥離が見られ，最大で年間に把握し，陽子ビーム窓の合理的な設計と寿命評価を行う

約 300 μm の腐食量を確認している［５］．

ことが ADS の運転の安定性を確保する上で重要となる．
材料照射に関する試験では，スイス・ポールシェラー研究所の SINQ 施設において２００６年に 590 MeV-0.8 MW の陽子
ビームを４箇月間照射したMEGAPIE国際共同実験［８］を通じて，比較的低温ではあるが流動 LBE 環境下での材料データが取得されている［９］．
J-PARC に設置を計画している出力 250 kW 級核破 砕
ターゲットの概念を図２に示す［１０］．
この核破砕ターゲットは，高温で流動する LBE 内で陽子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管から成る二重円筒構造とし，陽子ビーム入射部で LBE
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

図１

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LBE による３
１
６ステンレス鋼配管の腐食．

２１２

Special Topic Article

図２

3. Lead-Bismuth Target Technology

T. Sasa

材料照射用 LBE ターゲット概念．

造である．ターゲットに陽子ビームが入射する部位（ビーム窓）では，LBE 流れによる動圧とともに，ビーム入射に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
る．この力を緩和するため，ビーム窓部は複数の曲面を組み合わせた湾曲構造とし，実際の ADS に比肩する高い陽子ビーム密度での長時間照射を可能としている．
図３

核破砕ターゲットとして LBE などの液体金属を用いる

核破砕標的循環試験装置．

場合，高温運転への対応，耐腐食性確保のための液体金属の純度管理，核破砕反応に伴う生成物の液体金属中での挙験データの取得等を進める計画である．

動など，液体金属の取扱技術の確立が必要となる．以下に，

３．
３．
２ LBE 計測技術の開発

JAEAにおいて実施しているLBE取扱技術の研究開発を紹LBE ループを安全に運転するためには，ループ各部での介する．

LBE の温度，流量，酸素濃度等を知るための信頼性の高い

３．
３．
１ LBE ループ運転実証試験

計測機器類が必要となる．温度計測については熱電対が利

後述する超音波による流量センサをはじめとするループ用可能であり，大きな開発は不要であるものの，その他に構成機器類の開発を含め，実際の LBE ループを適正かつ安ついては高温の LBE に対応する機器開発が不可欠となる．

全に運転する技術を実証するため，核破砕標的循環試験装

なお，系統圧力についても計測することが理想的である

置（IMMORTAL: Integrated Multi-purpose MOckup for

が，LBE を含む液体金属ループは一般的に常圧で運転されReal-scale TArget Loop）を製作・運用した．IMMORTALる場合が多いため，用途は限定的となる．

は，J-PARC LBE ターゲットの一次冷却系（LBE）および流量計測では，羽根車式に代表される，流体が直接接触

二次冷却系（加圧水）の実証試験を行うためのモックアッすることにより計測を行う方法があるが，高温かつ金属類

プ試験装置である．将来的な計画として，陽子ビーム照射

への LBE の腐食性が問題となるため，伝播時間差式超音波下で運転される J-PARC LBE ターゲットと同一の流量・温流量計の開発を進めた．超音波流量計は，発振された超音度・酸素濃度条件で運転することで，照射試験との比較に波の受信器までの伝播時間が，計測流体の流速に比例して資する非照射環境下での材料腐食データの取得が可能な設シフトする量から流速を求める計測器である．計測部には計としている．本装置は，実機と同形状のターゲット容器

小型の超音波発振器と受信器のみが設置される構造から，試験体をはじめ，LBE のインベントリ，配管，機器配置だ

計測流体との接触部が小さいこと，摺動部を伴わず腐食にけでなく実規模相当のサイズ，形状，性能を有する機器類

伴う破損の可能性が低いこと，センサ自体が流れを阻害しにより構成しており，系統の熱挙動の検証を含めた循環にくいこと，初期設定後の頻繁な校正が不要であり，高放ループ特性の評価，計装や構成機器の性能評価も可能であ

射線場でのメンテナンス性に優れることなどの特長を有す

る．IMMORTAL の装置外観を図３に示す．

るほか，ナトリウム冷却高速炉向けに実用レベルのセンサ

IMMORTAL では，ループ最高温度 500℃ での運転，温が開発されている．JAEA では，流路中にセンサのプラグ

度差を付与した非等温運転，J-PARC の１サイクルを想定を挿入して計測する接液型センサの開発［１１］を経て，配管した３０日間の連続運転などの運転実証を段階的に進め，外部にセンサを設置し，流れを乱さない上にセンサが腐食

ターゲットの安定運転に必要な機器開発を進め，実機ターしない非接液型センサの開発にも成功し，両センサの計測

ゲットの安全・安定な運転の見通しを得てきた．IMMOR-

信頼性を確認するとともに，長時間の安定運用を実証してTAL には，予熱ヒーター制御，温度監視を含め総数４
０本以

いる．

上の K 型熱電対が設置されているほか，LBE 中の酸素濃度鋼材に対して強い腐食性を示す LBE の循環系を運用すを監視・制御するため，後述する Pt/Air 型酸素濃度計を高る上では，溶存酸素濃度の状態を監視し，適切に管理する

温 LBE 側，低温 LBE 側の２ヶ所に設置することができる．

技術が不可欠である．このため，酸素センサの校正試験装今後，これらの計測システムを用い，将来の ADS 設計に資置を設置し，酸素センサの開発やループ型試験装置への導するための LBE ループシステム解析コードの検証用の実入前の動作確認を実施し，センサ特性の把握と性能評価試
２１３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.98, No.5 May 2022

験を行っている．高速炉の構造材として実績が豊富なステ用している．本装置の特長として，３本の腐食試験用流路

ンレス鋼や高クロム鋼と LBE との共存性を確保するには，が設けられている．それぞれの流路に独立したバルブ，流−6−7

LBE 中の酸素濃度を 10 〜10

wt％の濃度に調整し，鋼量計，加熱器が設置されており，異なる流量，温度条件下

材表面に酸化皮膜を形成する必要がある．酸素濃度を計測

での材料腐食試験を同時に行うことができる．

する手法として，一般にガルバニ電池式等の複数の手法が腐食挙動に大きく影響する LBE 中酸素濃度は，膨張タン

あるが，LBE 中の酸素濃度を計測するセンサには，固体電クの自由液面からカバーガスに混合した制御ガス（酸化解質としてイットリア安定化ジルコニア（YSZ）を用いた

時：Ar-5％ 酸素ガス，還元時：Ar-5％ 水素ガス）により運

ジルコニア式が多く採用されている．ジルコニア式は，高転期間中安定して自動制御される．腐食試験時の酸素濃度

温中で YSZ を介して酸素イオンが酸素濃度の高い箇所かの経時変化を図６に示す．流動下腐食試験で重要となる試ら低い箇所へ移動することによって電位差が生じ，発生し験片近傍の LBE 流速は，内挿管型試験片ホルダの形状を調た起電力と温度を計測することでネルンストの式から媒体

整することで，最大 1〜2 m/s に設定できる．試験片ホルダの酸素濃度を導出するものである．LBE 用酸素センサのは，膨張タンクを介して各試験用流路に設置する構造とYSZ 内部に封入する参照極として，ベルギーでは Bi/Bi2O3

なっており，一次系に充填した LBE をドレンすることなく型が，ドイツでは Pt/Air（プラチナ塗布・大気参照）型が試験片ホルダの交換が可能である．

用いられている．Bi/Bi2O3 型は密閉構造であり，YSZ 破損

実際のターゲットの運転環境では，陽子・中性子照射の時に系統からの LBE の外部漏洩のリスクが少ないことがほかに熱応力，循環 LBE による動圧等が印加された状態で利点として挙げられる反面，JAEA が想定している LBE

構造材料が LBE の流動に晒される．高温かつ LBE 流動条

循環系の温度条件ではビスマスが溶解するため，センサー件下で試験片に応力を負荷した状態での腐食試験は世界的の設置方向に制約がある他，使用中に Bi2O3 が徐々に消費にもごく稀であり，極めて重要な実験データである．このされるため，センサの寿命が Bi2O3 の封入量に依存するこため，本装置の中央の試験流路には，材料試験機を設置しとがデメリットとなる．Pt/Air 型は，Bi/Bi2O3 型よりも出て試験片の LBE 流動下での応力負荷試験を行うことがで力が高く，参照極が気体（空気）であるため設置方向に制きる機構が採用されている．これにより，ADS の設計に資約が無い上に，継続的に空気を導入することにより，長期する非照射下での応力負荷状態における材料試験データを間の計測が可能である．一方，YSZ 破損時に，継続的にセンサに空気を導入するための導入孔から LBE が外部へ漏洩する恐れがある．このため，JAEA では，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 Pt/Air 型センサを開発し，流動 LBE 中の酸素濃度制御技術の開発を進めている．JAEA で開発した Pt/Air
型酸素センサの外観を図４に示す．
３．
３．
３ LBE 中材料腐食挙動試験
前述のように，LBE 中の材料腐食を抑制するには，LBE
中酸素濃度の調整が不可欠である．JAEA では，酸素センサの開発とともに，ループの自由液面上にあるカバーガスを介して酸素ガス・水素ガスを適宜添加して LBE 中酸素濃度を制御するシステムの開発を進め，LBE ループでの自動制御を実現した．この酸素濃度自動制御により，LBE 中で

図５の長時間の材料腐食挙動試験を実施可能となったことを受

高温鉛ビスマス流動腐食試験装置．

け，様々な材料の腐食試験を実施している．高温鉛ビスマ
ス流動 腐 食 試 験 装置（OLLOCHI: Oxygen-controlled Lbe
LOop for Corrosion studies in HIgh-temperature）は，将来の ADS 開発に向けて，酸素濃度制御された LBE 流動下における ADS 候補材料の腐食データを，広範囲の温度・流量条件下で取得することを目的としている．図５に装置の外観を示す．最高運転温度は，実用 ADS の運転温度を包含する 550℃ としており，加熱器〜熱交換器間の高温部には改良9Cr-1Mo鋼（T91）や2-1/4Cr-1Mo鋼（SFVAF22）等を使

図４JAEA が開発した Pt/Air 型酸素センサ．

図６

２１４

OLLOCHI での酸素濃度制御トレンド．

Special Topic Article

3. Lead-Bismuth Target Technology

T. Sasa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).
［３］OECD/NEA: Handbook on Lead-bismuth Eutectic
Alloy and Lead Properties, Material Compatibility,
Thermal hydraulics and Technologies 2015 Edition(2015).
［４］日本機械学会：伝熱工学資料 改訂第４版（１９８６）．
［５］S. Saito et al., J. Nucl. Mater. 431, 91 (2012).
［６］T. Obara et al., Prog. Nucl. Energy 53, 1056 (2011).
［７］S. Miyahara et al., Nucl. Eng. Des. 352, 110192̲1 (2019).
［８］W. Wagner, Proc. Int. Topical Meeting on Nuclear Research Applications and Utilization of Accelerators (2009).
［９］S. Saito et al., J. Nucl. Mater. 534, 152146̲1 (2020).
［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 2017003 (2017).
［１１］H. Obayashi et al., Proc. NUTHOS-11, N11P0107, 10
p., in USB Flash Drive. (2016).

流動 LBE 環境下で取得可能としており，将来の ADS 設計の信頼性に資するデータ取得を進めていく．

３．
４ まとめ
LBE の原子力利用は，これまで潜水艦や研究炉などに限定されていた．しかし，その優れた核的・化学的特性から，小型モジュラー炉や ADS といった次世代原子炉の主要冷媒として注目されている．特に，LBE 冷却 ADS は，分離変換技術の重要な要素として世界的に開発が進められている．JAEA では，LBE 冷却 ADS の大きな課題である構造材との共存性の向上や計測制御技術開発とともに，ADS による核変換技術の早期実用化をめざして，研究開発を進めて
いる．

参考文献
［１］日本原子力学会：分離変換技術総論（２０１６）．
［２］日本原子力研究開発機構における長寿命核種の分離

２１５

J. Plasma Fusion Res. Vol.98, No.5 (2022)２
１６‐２２１

小特集 J-PARC における加速器駆動核変換システム（ADS）の研究開発

４．陽子ビーム技術とニュートロニクス
4. Proton Beam Technology and Neutronics
明 午 伸 一 郎，中 野 敬 太，岩 元 大 樹
MEIGO Shin-ichiro, NAKANO Keita and IWAMOTO Hiroki
日本原子力研究開発機構（原稿受付：２
０
２
２年１月２
０日）

加速器駆動核変換システム（ADS）の実現や J-PARC で建設を進めている ADS ターゲット試験施設（TEF-T）の建設には，陽子ビーム取扱技術の開発や GeV 領域の陽子に対するニュートロニクス（中性子工学）の詳細な検討が必要となる．このため J-PARC の核変換ディビジョンでは，J-PARC 加速器施設などで研究を進めてきた．本章ではこれらの内容に関して紹介する．
Keywords:
beam flattening, nonlinear beam optics, beam monitor, displacement cross section, nuclide production cross section

４．
１ 緒言

る元素に変換する「分離変換技術」の研究開発を進めてい

近年の大強度加速器の発達により，その様々な利用が展る．この技術の一環として，加速器と未臨界原子炉を組み開されている．J-PARC では，工学および物理研究のため合わせ，運動エネルギー数 GeV の高エネルギーの陽子を２０００年より加速器施設の建設に着手した．この施設の一つ

Pb や Bi などのターゲットに照射し，発生した中性子によに，ターゲットとなる原子核に陽子を入射し，その原子核

り MA を主に核分裂反応で連鎖的に核変換するシステムをが中性子や陽子などの核子を多数放出する核破砕反応を利「加速器駆動システム（ADS）」と称する．JAEA が提唱す用した核破砕 中 性子 源 で あ る 物 質・生 命 科 学 実 験施設

る ADS［１］では，数 GeV の高エネルギー陽子の大強度ビー（MLF）がある．核破砕反応において中性子生成数は，陽子

ム（ビーム出力 30 MW）を鉛・ビスマスからなる液体金属

ビームの運動エネルギーにビーム電流を乗じたビーム出力（LBE）ターゲットに入射し，核破砕反応により生成した中に比例するため，大強度の中性子を得るには高い出力を持性子を未臨界となる原子炉を駆動する中性子の源として利つ大強度陽子加速器が必要となる．MLF は２
００８年に運転用する．

を開始し，既に陽子ビーム出力 700 kW の運転を行ってい第二期計画として J-PARC は，分離変換技術の推進のたる．また，安定な大強度のパルス中性子ビームを利用者にめ ADS ターゲット試験施設

供給しており，数 日 間 の 短 期 間 な が ら 目 標 と し ていた

た．ADS において重要な開発項目の一つとして，加速器側

TEF-T［２］の建設を計画し1 MW の利用運転を２０２０年に行った．陽子ビームの入射にの真空領域と LBE ターゲットとの境界となるビーム窓がより標的で生成するニュートリノや K 中間子などのハドロ挙げられる．ビーム窓は，大強度の陽子ビームに晒され，ンを利用した素粒子・原子核物理の実験が，ニュートリノ

LBE 中で発生した中性子による照射を受け，さらに高温で実験施設およびハドロン実験施設で繰り広げられている．

流動する腐食性の高い LBE による腐食や壊食を受けるた

上記 の 実 験 施 設 は J-PARC の 第 一 期 計 画 と 位 置 付 け らめ，照射や腐食に伴う材料特性の評価が，ADS の研究を進れ，２００８年頃より様々な二次粒子を利用者に提供してきめる上で重要となる．TEF-T は ADS の開発を進める上でた．

重要な施設と位置付けられており，現在は，同じ研究目的

原子力発電所の使用済み核燃料には，燃焼しなかった U

で建屋などを見直した新規の実験施設の建設計画が J-の他に，核分裂反応や中性子捕獲反応等により生成した放PARC で進められている．

射性物質が含まれる．これらの放射性物質の中には，人体

筆者らは J-PARC の陽子加速器施設および MLF などのに対する有害度や環境負荷が比較的大きく半減期の長いい施設において，ADS および新規の実験施設の建設に向けた

Np，Am および Cm などのマイナーアクチノイド（MA）が陽子ビーム取扱技術およびニュートロニクス（中性子工存在する．これらを選択的に分離し，その物質の特性に応学）の研究開発を行ってきた．本章では，ADS の実現に向じて処理・処分できれば，使用済み核燃料からの環境負荷

けた陽子ビーム取扱技術およびニュートロニクスに関するを大きく低減できる可能性がある．日本原子力研究開発機

開発状況に関し紹介する．

構（JAEA）では，有害な元素を分離し，核反応により異な
Nuclear Transmutation Division, J-PARC Center, Japan Atomic Energy Agency
corresponding author’s e-mail: meigo.shinichiro @jaea.go.jp

２１６!2022 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Special Topic Article

4. Proton Beam Technology and Neutronics

４．
２ 陽子ビーム取扱技術開発

S. Meigo et al.

かったため，ビームロスの抑制とビーム形状を平坦にする

J-PARC では，ADS のターゲットに関する研究開発を精

条件を明確にすることが必要であった．MLF の陽子ビー力的に行っており，重要課題の一つとして液体金属ター

ム輸送施設（3NBT）［３］と協力し，八極磁場を用いた非線

ゲットに接するビーム窓の開発が挙げられる．窓の健全性

形光学の研究を進めた．ビーム形状はビーム直交方向（横の確保のためには，ビーム電流密度の抑制が必要となる方向）のエミッタンスで規格化した八極磁場の強度（K＊8 ）が，一般に用いられる線形ビーム光学では，ビームの拡大と，八極磁場と標的間のベータトロン位相進行（!）におけにより密度の減少をできるものの，標的周辺部の熱負荷がる余接（!
"#!）の２つのパラメータで特徴づけられること増大するため適用できない．パルス電磁石によりビーム形を明らかにした［４］．この条件は一般解となり，ビームロス

状を平坦にする手法（ラスタリング）は，電流密度を抑えとピーク電流密度の両者を抑えた最適となる条件も明確にることができるものの，パルス電磁石の停止時において著した．ビーム光学の調整により，適切な !とすることで八しい電流密度の増加が懸念される．ラスタリング用のパル

極電磁石は標的上流の任意な位置に設置でき，MLF では

ス磁石は，何らかの異常により実際に停止したことがある

陽子ビーム輸送施設に八極電磁石を設置しビーム整形をため，JAEA 提案の ADS はラスタリングを適用していな行った．製作した八極電磁石を図２に示す．本手法では

い．ADS の安定な運転には，新規手法に基づく電流密度のビームの水平方向および垂直方向について，それぞれ独立低減化技術の開発が必要となる．さらに，ADS のような大に整形するため，２台の八極電磁石を用いた．製作後に強度陽子加速器施設では，ビームが正しく標的に入射する

ホールプローブを用いた磁場測定の結果，八極電磁石の磁ことを観測するビーム診断技術の開発も重要となる．診断場 分 布 と な る３次 関 数 の 分 布 を 得 る こ と を 確 認 し た

機器も大強度陽子ビームに晒される環境に設置するため，（図２）．製作した八極電磁石とビームプロファイルモニタ

大強度陽子ビームに耐えられる機器の開発が必要となる．

による測定の結果，標的におけるビームプロファイルは予

４．
２．
１ 非線形光学によるビーム整形技術開発

想通りの分布となることを確認した（図３）．中性子源の

ADS のビーム窓と同様に，MLF の核破砕中性子源としビーム入口には，遮蔽体からなる長方形状のビーム入射孔て用いられる水銀標的の容器（SUS３１６L）は，大強度の陽があるが，ビーム形状はこれに合致した形状となった．本子ビームに晒されることにより損傷する．ADS と同様に施ビーム整形により，ピーク電流密度を線形光学に比べ約設の安定した運転のためには，標的に入射する陽子ビーム

３０％低減させることができた．またビームロスも十分小さの電流密度を下げて損傷を抑えることが重要となる．四極くすることができ，数日間の 1 MW 運転においてビームラ

電磁石を用いた一般的な線形ビーム光学の場合において，インの残留線量率は許容できる値となることを確認した．

ビーム形状は図１に示すビーム位置と角度の位相空間分布

既に MLF では本技術を適用し，ピーク電流密度を抑えたにより決定される．通常の加速器の場合には，位相空間分布は２次元の楕円状のガウス分布となり，ビーム形状（プロファイル）も任意の場所でガウス分布となる．位相空間での操作により，ビームプロファイルを平坦な形状に整形すれば電流密度を下げることが可能となる．八極電磁石等の多重極磁場の適用により，磁場の非線形性により位相空間分布は変形できる．この非線形光学によりビームを成型できることが知られていた．このビーム整形法は，材料に均一のビームを照射するため，１９８０年代から米国の Brookhaven National Laboratory（BNL）などの加速器施設で用図２

MLF の標的上のビーム電流密度の低減のために製作した八極電磁石とその磁場分布の測定と計算値の比較．

図３

線形光学（a）と八極電磁石を用いた非線形光学（b）による
MLF のビームプロファイルの測定値と計算値との比較．図
の上下に水平および垂直方向のプロファイルの比較をそれぞれ示す．

いられてきた．しかし，この手法では副作用としてビームロスが発生する事が知られており，また非線形光学によるビーム調整法は，線形光学による方法と異なり複雑なため，ビームロスを抑えて平坦となる条件が解明されていな

図１

線形光学（左）と非線形光学（右）による位相空間分布の例．線形光学では常に楕円の分布となる．

２１７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.98, No.5 May 2022

運転を継続している．八極磁場を用いた手法は Oak Ridge
National Laboratory の核破砕中性子源（SNS）において建設が進められている第２ターゲットステーションで用いられる予定である［５］．多重度を増した１２極電磁石などの適用により，ビーム電流密度をさらに低減できる可能性もあり，本技術の今後の発展により，ADS や TEF-T において
さらにビーム窓の損傷を抑えた運転が可能となることが期
待できる．
４．
２．
２ 大強度陽子ビームプロファイル測定技術開発
ADS のみならず大強度陽子加速器施設では，標的に入射するビームの位置やその幅を監視するビーム診断技術が重要となる．ビーム位置は，電極に生じる壁電流により導出
図５

するビーム位置モニタ（BPM）が適用できるものの，大強SiC の二次電子放出率の測定結果．

度ビームに耐えられビーム幅を測定できる測定手法はこれまでにない．J-PARC の MLF では，放射線に対する優れた

１０倍異なり，さらに二次電子の飛程も詳細に検討する必要耐久性を有する，炭化ケイ素（SiC）製のワイヤを複数用いがあるため，今後の研究が必要となる．

た，マルチワイヤ型プロファイルモニタ（MWPM）（図４）

ADS のビームプロファイルモニタとしては，SiC ワイヤの二次電子電流により，ビームプロファイルを測定していを用いた手法の他に，ビーム窓などのビームによる温度上る［６］．MLF ではこれまで 700 kW ビームによる長期間の昇を赤外線により測定する手法や，窓に蛍光体を塗付し蛍利用運転を行っており，ビームによる SiC ワイヤ欠損の経光量による測定する手法の開発も進めている．スウェーデ

験はこれまで無い．MLF の 1 MW運転時ではピーク電流密ンの Lund に建設中の 5 MW のビーム出力を有する欧州核

度 は 約 6 μA/cm と な る［４］．JAEA が 提 案 す る ADS や破砕中性子源（ESS）［８］との協力により研究を進めている．

2

TEF-T では MLF の６倍となる 30 μA/cm2 のピーク密度が４．
３ ニュートロニクスに関する研究計画されており，SiC がこの大電流密度の長期の使用に耐えられるかどうかは不明となる．

ADS は数 GeV 陽子を標的に入射するため，熱エネル

大強度ビーム運転における SiC のワイヤの耐久性を調べ

ギーから数 GeV にわたる広いエネルギー領域でのニューるため，低エネルギーの重イオンビームを用いて実験をトロニクスが ADS において重要となる．原子炉や核融合行った．この手法は核融合材料の試験でもよく用いられ炉のために，20 MeV までのエネルギー領域のニュートロ

る．低エネルギーの重イオンビームは，単位電流で数 GeV

ニクスの研究は原子炉や D-T 中性子を用い進められている

陽子の百万倍の弾き出し損傷を与えるため，弾き出し損傷

ものの，高エネルギー領域のニュートロニクスは実験デーを効率的に与えることができる．量子科学技術研究開発機

タが十分ではない．筆者らは，J-PARC の3 GeVシンクロト

構（QST）のイオン照射施設（TIARA）において，10 MeV

ロン加速器施設（RCS）で加速された陽子ビームを用い，の Ni イオンビームを用い，SiC に生じる二次電子電流の経

様々な陽子に関するニュートロニクスの研究を進めてい

時変化を測定した［７］．入射イオンビーム電流に対するる．RCSでは，ビームを出射するタイミングの変更により，

SiC ワ イ ヤ の 二 次 電 子 の 割 合 を，弾 き 出 し 損 傷 量 dpa

陽子の加速エネ ル ギ ー を 変 更 す る こ と が 可 能 で あ り，

（４．
３．
１節参照）の関数として図５に示す．SiC の二次電子

0.4 GeV から最大加速エネルギーの 3 GeV を利用すること

電流は，ワイヤ表面において 3.3 dpa の照射損傷量に対し，ができる．このエネルギー領域は，ADS にとって重要となる．

僅か６％程度の低下に留まり，ADS と TEF-T の照射条件

筆者らはこれまで GeV 陽子を用いて様々なニュートロ

０００時間の運転に耐えうる可能（30 μA/cm2）において約６，ニクスの研究を進めてきたが，本稿では弾き出し断面積と性があることを示した．Ni イオンの飛程はわずか 2 μm と核種生成断面積に焦点を当てて紹介する．

なり，表面と飛程付近となるブラックピークの損傷量は４．
３．
１ 弾き出し断面積
ADS のビーム窓は常に大強度陽子ビームに晒されるた
めに，窓の放射線損傷評価が重要となる．金属などの材料
が放射線に起因する損傷は，原子あたりの弾き出し数（displacement per atom: dpa）により，入射粒子種やエネル
ギーにかかわらず，照射後における材料特性をよく表されることが知られている dpa は，弾き出し断面積を元に評価されるが，弾き出し断面積の測定は ADS において重要な
数 GeV 領域で測定されておらず，また ADS のビーム窓はフェライト 系 耐 熱 鋼（T91）
およびステンレス 鋼（SUS316L）

図４などの鉄鋼製が候補となり，鉄の弾き出し断面積の実験

MLF の水銀標的の直前に設置した，SiC ワイヤを用いたビームプロファイルモニタ（MWPM）．

データが必要であるが，これまでの研究では鉄に対して
２１８

Special Topic Article

4. Proton Beam Technology and Neutronics

20 MeV 以上のエネルギー領域で実験データが存在しな

S. Meigo et al.

における世界初のデータとなった．

かった．ADS 開発に必要なエネルギー領域および材料に対取得した弾き出し断面積を計算モデルによる断面積と比する実験データが全くなく，計算による損傷評価の妥当性

較した結果を図７に示す．弾き出し断面積は，低エネルなどの検証できなかった．ADS の開発において，GeV 領域

ギー陽子の場合にはクーロン散乱による弾き出しが支配的における弾き出し断面積の実験データの取得が課題であっとなり，エネルギーが高くなるにつれクーロン散乱の効果た．また J-PARC の既存施設においてビーム窓は既に用いは減少し，核破砕反応などの原子核反応による二次粒子生られており，MLF，ニュートリノ実験施設，およびハドロ

成反応による効果が支配的となる．このため，弾き出し断ン実験施設において，それぞれ Al 合金，Ti 合金，および面積の評価には，クーロン散乱と原子核反応の適切な評価

Be 等の金属がビーム窓の材料として用いられているた手法が必要となる．PHITS コード［１１］に原子の弾き出しモ

め，様々な金属元素の評価が重要となる．

デルを組込み［１２］，弾き出し断面積を計算した．まず，こ筆者らは鉄などの加速器構造材に用いられる元素の陽子れまで一般的に用いられてきた NRT モデル［１３］との比較に対する弾き出し断面積を測定した［９，１０］．陽子ビームを行った．NRT モデルは考案者（Norgett，Robinson およを鉄などの金属試料に照射すると，原子の弾き出しによび Torrens）の頭文字の略称となり，計算値は 10 MeV 以下

り金属の格子中に損傷が生じる．この状態の金属では，の陽子に対する実験値と比較的よい一致を示すことが知ら

Matthiessen 則に従い電子の流れが阻害され，電気抵抗がれていた．本実験データにおける GeV 領域のエネルギー範

高くなる性質を持つ．弾き出し原子１個で起きる電気抵抗

囲では，計算値は実験値の２〜３倍であり，これまでの変化は他の研究により２０％程度の精度で既知のため，陽子

NRT モデルによる dpa 評価には問題があることが明らか

ビーム入射による電気抵抗変化から，弾き出された原子のになった．

数を導出できる．さらに，その原子の数を試料に入射した最新の分子動力学法に基づく評価では，弾き出された原

陽子強度（陽子束強度）で除することで，弾き出し断面積

子は低温状態であっても 10 ps 程度の極めて短い時間におを得ることができる．鉄などの金属試料に 0.4〜30 GeV のいて，一定の割合で元の状態に戻る非熱的再結合（Ather-

エネルギーを有する陽子ビームを入射し，試料の電気抵抗

mal Recombination Correction: arc）の有用性が様々な研究

変化から弾き出し断面積を導出した．試料の温度が極低温により示唆されている［１４］．そこで，arc モデルを PHITS

でない場合には，熱運動により損傷が緩和し，実際の陽子コードに組み込み，弾き出し断面積を計算した．この結果，照射に伴う弾き出し断面積に起因する電気抵抗変化を正確

arc モデルの計算値は本実験値および先行研究となる低エに測定できない問題があったため，試料を 4 K 程度の極低

ネルギー領域における実験の値［１５］と良い一致を示した．

温に冷却し損傷の緩和を抑えた．極低温状態の金属は，電低エネルギー領域において，NRT モデルと arc モデルの違

気抵抗の温度依存がほとんど無くなるため，原子の弾き出いは少ないものの，エネルギーの増加とともに違いが顕著

しによる微弱な電気抵抗変化の測定により可能となる．

となる．この理由は，弾き出される標的原子や二次粒子のJ-PARC の施設は，利用運転を継続させる必要があるため，エネルギーの増加に従い，非熱的再結合の効果が高くなる

保守作業が頻繁に必要な冷凍機を用いることは不可能でためである．arc モデルの適用により高い精度で材料の損あった．冷凍技術の進歩によりメンテナンスフリーの小型傷評価が行えるようになった．

冷却機により実験が可能となった．極低温で熱伝導率が小弾き出し断面積の測定により，ADS のビーム窓のみなら

さい窒化アルミニウム製の絶縁体に試料を固定し（図６），

ず，J-PARC 実験施設のビーム窓や MLF の水銀標的容器な

陽子ビーム入射に伴う抵抗変化を測定した．試料は照射前

ど高エネルギー加速器施設で使われる材料の損傷を精度良に融点付近まで昇温し，欠損がほとんど無い状態とした．

く評価できるようになった．既に J-PARC ではメインリン

実験では，直径 0.25 mm の試料の中心に陽子ビームの位置

グ（MR）を用いて同様な実験を行っており，これまでを合わせる高精度なビーム制御技術が必要であったが，0.4〜30 GeV の Al，Ti，Fe，Cu および W の弾き出し断面

J-PARC で培った陽子ビーム制御技術の活用により可能とした．本実験により鉄の弾き出し断面積を取得した，このデータは ADS で用いられる陽子ビームのエネルギー領域

図６

陽子入射の弾き出し断面積測定の装置（真空チェンバ，冷凍機および鉄試料）
．

図７

２１９

鉄の陽子入射の弾き出し断面積の J-PARC および他の実験［１
５］と PHITS コードによる計算との比較．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.98, No.5 May 2022

積を取得した．世界の１１機関で国際協力を進めている Ra-

JENDL/HE-2007［１８］との比較も示す．0.4 GeV 以下のエネ

DIATE（Radiation Damage In Accelerator Target Environ-

ルギー領域は，PHITS，INCL++/ABLA０７および JENDL

ments）において本研究は着目されており，参加機関の米/HE‐
２００７は実験と誤差内で一致する．一方，数GeV領域で国 の Fermi National Laboratory や 欧 州 原 子 核 研 究 機 構

は Michel 等［１９］と Titarenko 等［２０］のデータしかなく，こ（CERN）の協力の元，さらに高いエネルギー領域の弾き出

れらに約２倍程度の開きがあった．本実験は Titarenko 等

し断面積の測定により，440 GeV までの広いエネルギー範の実験データを支持した．PHITS の計算は，概ね本実験結囲における材料の損傷評価の研究を進める予定である．

果とよい一致を示し，JAEA が提案する ADS の 1.5 GeV

４．
３．
２ 核種生成断面積

陽子の値は本実験結果と誤差内で一致した．筆者らは取得

JAEA の 提 案 す る ADS では，LBE を 標 的 お よ び MAした実験データにガウス過程 回 帰（Gaussian Process Re-の冷却材として用いる．LBE 中には核反応により，水素か

gression: GPR）
［２１］を適用し，核データ評価も進めている．

ら標的近傍にわたる様々な核種が生成するため，LBE 中に

GPR は核種生成断面積のような，入射エネルギーの一変数

生じる不純物の影響の評価が必要となる．LBE は高温で使となる関数に対し有効であり，GPR によりデータの信頼性用するため，容易にガス中に移行する Xe や Po などの揮発も 評 価 が 可 能 と な る．著 者 ら の 実 験 デ ー タ の 一 部 は，性の高い元素の生成評価が LBE の取扱いにおいて重要と

ニュートロニクスの評価に用いられる最新の評価済み核なる．欧米の陽子加速器施設において核種生成断面積がこデータライブラリ JENDL-5［２２］にも反映された．

れまで幾つかの測定例があるものの，実験データは十分でなお ADS における核変換を評価するのに重要な，MAはなく，特に ADS で重要な数 GeV 領域のデータが不足しの中性子核反応断面積の研究は，JAEA の基礎工学研究セていた．また，入射陽子数の測定は直接的に観測せずに Al

ンターのグループが MLF の中性子を用い，中性子核反応

箔などの放射化法により導出されており，その測定精度も測定装置（ANNRI）［２３］において精力的に進められてい十分とは考えにくい．J-PARC では，ピーク電流の高い大る．既に Np，Am，Cm などの中性子入射の反応断面積の強度陽子ビームを取り扱うための高精度なビーム強度モニ

データを取得した［２４］．
以上のニュートロニクスに関する断面積データは，ADS

タを開発しているため，高精度のビーム強度を得ることがの研究を進める上で重要なものとなり，ベルギーで進めてできる．

いる MYRRHA［２５］との国際協力において積極的な情報交

数 GeV 陽子入射に伴う核種生成断面積の測定のため，試換を進めている．

料駆動機構付きの真空チェンバを設置した．実験では，
RCS で加速された GeV 領域の陽子を試料に照射し，照射後

４．
４ 結言

に試料を取出しGe検出器で試料から放出される"線より放射能を測定し，試料の厚さや入射陽子の数で規格化し，核ADS に向けた陽子取扱技術とニュートロニクスに関す

種生成断面積を導出した［１６］．標的には !!から !#に至るる研究が着実に進められている．本章で紹介した技術開発

４４種類の核種を用いシステマティックな断面積の測定をは，紙面の都合上で一部の物となる．本研究開発は，ADS

206

行った．この一例として，陽子入射により Bi 標的から Po

のみならず，今度開発が予想される数十 MW の超大強度陽を生成する断面積を，入射陽子エネルギーの関数として子加速器施設においても重要な課題として位置付けられ

図８に示す．図では実験データの他に，核内カスケードとる．

統計崩壊の核計算モデルに，それぞれに INCL4.6 およびGEM を用いた PHITS の計算と INCL++/ABLA０
７モデル

参考文献

［１７］による計算との比較を示す．JAEA の核データセン［１］K. Tsujimoto et al., J. Nucl. Sci. Technol. 44, 483 (2007).
［２］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）―，JAEATech. 2017-003 (2017).
［３］S. Sakamoto et al., Nucl. Instrum. Methods A 562, 638(2006).
［４］S. Meigo et al., Phys. Rev. Accel. Beams 23, 062802 (2020).
［５］Technical design report second target station, ORNL/
TM-2015/24 (2015).
［６］S. Meigo et al., J. Nucl. Mater. 450, 141 (2014).
［７］明 午 伸 一 郎 他：第１８回 日 本 加 速 器 学 会 年，296-301(2021).
［８］C. Carlile et al., European Spallation Source Technical
Design Report (2013).
［９］H. Matsuda et al., J. Nucl. Sci. Technol. 57, 1141 (2020).
［１０］明午伸一郎，岩元洋介，松田洋樹：Isotope News, 774,
27 (2021).
［１１］T. Sato et al., J. Nucl. Sci. Technol. 55, 684 (2018).
［１２］Y. Iwamoto et al., Nucl. Instrum. Methods B 274, 57 (2012).

ターが中心に 作 成 し た，評 価 済 み 核 デ ー タ ラ イ ブ ラリ

図８

Bi の陽子入射における206Po 生成断面積．本研究による実
験，他の実験および INCL4.6/GEM モデルを用いた PHITS
コードとの計算の比較．

２２０

Special Topic Article

4. Proton Beam Technology and Neutronics［１３］M. Norgett et al., Nucl. Eng. Des. 33, 50 (1975).
［１４］K. Nordlund et al., Nat. Commun. 9, 1084 (2018).
［１５］P. Jung, J. Nucl. Mater. 117, 70 (1983).
［１６］H. Matsuda et al., EPJ Web Conf. 239, 06004 (2020).
［１７］S. Leray et al., J. Phys. Conf. Series 420, 012065 (2013).
［１８］Y. Watanabe, J. Korean Phys. Society 59, 1040 (2011).
［１９］R. Michel et al., J. Nucl. Sci. Technol. Suppl. 2, 242 (2002).

S. Meigo et al.

［２０］Y. Titarenko et al., Nucl. Instrum. Methods A 414, 73(2012).
［２
１］H. Iwamoto, J. Nucl. Sci. Technol. 58, 932 (2020).
［２２］https://wwwndc.jaea.go.jp/jendl/j5/j5̲J.html［２３］K. Kino et al., Nucl. Instrum. Methods A 626, 58 (2011).
［２４］A. Kimura et al., J. Nucl. Sci. Technol. 49, 708 (2012).
［２５］https://www.sckcen.be/en/projects/myrrha

２２１

J. Plasma Fusion Res. Vol.98, No.5 (2022)２
２２‐２２６

小特集 J-PARC における加速器駆動核変換システム（ADS）の研究開発

５．ADS 用超伝導リニアックの研究開発
5. Research and Developments of a Superconducting Linac for ADS
近 藤 恭 弘，武 井 早 憲，YEE-RENDON Bruce，田 村潤

KONDO Yasuhiro, TAKEI Hayanori, YEE-RENDON Bruce and TAMURA Jun
日本原子力研究開発機構（原稿受付：２
０
２
２年１月２
０日）

ADSの要求を満たすドライバリニアックを実現するためには超伝導加速空洞が必須であり，従来常伝導を採用していた低エネルギー部について，近年の特に低エネルギー用の超伝導加速空洞開発の進展を反映した再設計を行った．また，最も使用実績の少ないスポーク型空洞について試作機による開発を行っている．本章では，これら日本原子力研究開発機構における最新の ADS 用リニアックの研究開発について報告する．
Keywords:
high-intensity linac, beam dynamics, space-charge effect, superconducting cavity, spoke cavity

５．
１ はじめに速器による実績では達成されていない高い安定度であり，加速器駆動システム（ADS）においてドライバ加速器は常伝導空洞では実現困難であると考えられている．

最重要な構成要素である．表１に，日本原子力研究開発機

日本原子力研究開発機構（JAEA）では，その前身の日本

構（以下 JAEA）で計画している ADS 用線形加速器（リニ原子力研究所時代の１９９０年代，中性子科学計画の一環としアック）の要求仕様を示す．

て ADS 用リニアックの研究開発を進めていた
［２］
．中性子

ADS を実現するためには，これまでに世界中のどこでも科学計画のリニアックは ADS リニアックのプロトタイプ実現されたことのない 30 MW という大強度が要求される．

という位置づけであったのでその設計ビーム電流は10 mA

このような大強度を得るために単純に電流値を増やすこととされた．また，当時は低 !（光速で規格化した粒子の速は空間電荷効果の増加よる種々の困難が伴うので，連続波度）用 の 超 伝 導 空 洞 が 開 発 さ れ て い な か っ た の で，

（CW）運転可能なリニアックを用いるのが世界的に標準で100 MeV以下の低エネルギー部にはリニアックで通常使わ

あ る．CW リ ニ ア ッ ク に は，粒 子 を 加 速 す る 高 周 波れる常伝導のドリフトチューブリニアック（DTL）を採用（RF）加速空洞として，その高い電力効率から超伝導空洞していた．その後の超伝導空洞の著しい進展にともない，が必須となる．また，大強度加速器においては，残留放射低 !空洞に関しても様々なタイプの加速空洞が開発され線を特別な遠隔機構を用いない保守作業が可能な水準に抑た．このような今般の研究開発状況を反映し ADS 用リニ

えるため，一般的にビーム損失を1 W/m程度以下にする必

アックの設計見直しを行った［３］．図１に JAEA ADS リニ

要があるとされている．この観点においても，ビーム口径

アックの構成を示す．

を大きくとれる超伝導空洞が有利となる．さらに，許容さ見直し後の設計では，ビーム電流は ADS 用として正規れるビームトリップ頻度は，現在までに実現されている加の要求電流である 20 mA とした．また，初段の加速構造である高周波四重極リニアック（RFQ）には，いまだ超伝導

表１

RFQ が実用化されていないことからここのみ常伝導を採JAEA ADS リニアック要求仕様．

加速粒子
ビームエネルギー
ビーム電流
デューティーファクタ
ビーム出力
許容ビームトリップ頻度［１］
１
０秒以下
１
０秒〜５分
５分以上

用している．それ以外の加速空洞は，粒子の速度に応じて

陽子
1.5 GeV
20 mA
１
００％（連続波，CW）
30 MW

図２に示すような，半波長共振型（HWR），シングルス
ポーク，楕円空洞の３つのタイプの超伝導空洞を用いており，スポーク空洞と楕円空洞については，異なる !に最適化された２種類の空洞をそれぞれ用いている．以前の設計での DTL が超伝導空洞である HWRとスポーク空洞に置き換えられた．また，楕円空洞も以前の設計で８種類の !

２
０
０
０
０回／年
２
０
０
０回／年
４
２回／年

型であったのを２種類に整理した．これは多数の異なる種
類の空洞を開発・生産することによるコスト増を抑えるとJapan Atomic Energy Agency, Ibaraki 319-1195, Japan
coresponding author’s e-mail: yasuhiro.kondo@j-parc.jp

２２２!2022 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Special Topic Article

5. Research and Developments of a Superconducting Linac for ADS

図１

図２

Y. Kondo et al.

JAEA ADS リニアックの構成．

JAEA ADS リニアックで用いられる超伝導空洞．縮尺は統一されていない．

ともに，許容トリップ回数の供給を満たすために，運転時にトリップした空洞を周りの空洞の電圧を即座に調整することで補償しビーム停止時間を短縮する運転方法（フォールトリカバリ）への親和性を高める目的もある．
本章では，この JAEA ADS リニアックの開発状況につい
て述べる．

５．
２ ADS リニアック許容トリップ頻度の評価
表１に示されるビームトリップ頻度の許容値は，ビームトリップにより未臨界炉の出力が低下し，熱サイクル疲労
で未臨界炉の構成機器が損傷しないようにすることから評価した［１］．特に，ビームトリップ時間が５分を超えるようなビームトリップは発電系までも含めて ADS プラントの再起動が必要となり，プラント稼働率が極端に悪くなる
おそれがある．そこで，ADS プラントの年間稼働率を７０％と仮定すると年間４２回となった．また，ADS リニアックで生じるビームトリップを減らす方法を検討するため，年間
図３

ビームトリップ回数の許容値と J-PARC リニアック（ビームエネルギー400 MeV，常伝導加速器，パルスモード運転）

J-PARC リニアック実績からの ADS リニアックビームト
リップ推定値．

の運転データから推測した ADS リニアックの年間ビーム
トリップ回数を比較した．図３は，J-PARC リニアックの値を 1.1〜5.4 倍上回っていることがわかる．このように，４年分の運転データから推測した ADS リニアックの年間

ADS リニアックとの運転条件や，超伝導・常伝導の違いはビームトリップ回数をビームトリップ時間の関数としてヒあるものの，J-PARC リニアックの実績値からの推定ではストグラムで表したものである．図中の実線は年間ビーム

ADS の要求を満たせないと結論付けられる．現在米国オー

トリップ回数の許容値を表している．ヒストグラムと実線

クリッジ国立研究所の協力を得て，超伝導部を有する大強を比較すると，ビームトリップ時間が１０秒以下の年間ビー

度陽子リニアックでは唯一利用運転中である核破砕中性子

ムトリップ回数は許容値以下となるが，他方，ビームト

源（SNS）リニアックのトリップ頻度の解析を行っている．

リップ時間が１０秒を超える年間ビームトリップ回数は許容
２２３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.98, No.5 May 2022

５．
３ JAEA ADS リニアックのビーム力学設計
ADS 用に限らずリニアックにおいて加速空洞の運転周
波数の選択は非常に重要である．JAEA ADS のような大電流リニアックでは空間電荷効果（ビームバンチ内での粒子間に働くクーロン力による発散効果）の制御が重要である．一般的に空間電荷効果は同じビーム電流なら周波数が高いほど小さくなる．これは単純に周波数が高い方が１バンチ当たりの電荷数が小さくなるからである．一方で RFQ
はその構造上，周波数が高いと要求される電極間電圧が大きくなる．前章で述べたように，ADS 用リニアックには極めて高い安定性が要求されるが，電流値は J-PARC リニ
アックの 50 mA に比べれば小さい．また，J-PARC RFQ
図４は最大デューティーファクタ３％のパルス運転がされるのに対し，ADS では CW であり，安定性への条件が格段に厳

同期位相の変化．横軸はビーム方向の座標，点線は周波数が変化する位置を表す．

し い こ と か ら，初 段 の 周 波 数 を J-PARC リ ニ ア ッ ク の
324 MHz よりも下げるのが妥当と判断した．!が大きくな

類ごとに収束電磁石の構成が異なるのと，空間電荷効果がると１加速セルの大きさが大きくなり過ぎて非効率なの粒子の !が大きくなるにしたがって小さくなることか

で．適切なエネルギーまで達したら周波数を上げていく．

ら，図５に示すように，横方向の収束力もそれに応じてな

我々のリニアックの場合，初段の 162 MHz から，スポーク

めらかに小さくしていく．

空洞で 324 MHz，楕円空洞で 648 MHz とする．

実際の設計は GenLinWin および TraceWin［４］を用いて

空間電荷効果によって広がるビームがビームダクトに当行った．加速空洞の電力や同期位相などの縦方向設計はたって損失するのを防ぐためには，横（ビームと垂直）方GenLinWin によって設定され，収束電磁石のパラメータ

向の収束力を強める必要がある．以前の設計の ADS リニ（横方向設定）は TraceWin によって行われる．このツール

アックや，J-PARC リニアックでも採用している DTL はこ

セットにはこれまで述べたような設計手法がすべて実装さの面で極めて優れた加速構造であり，全ての加速ギャップ

れ設計をサポートしてくれるが，パラメータの初期値や，の間に収束磁石を配置することで，非常に高い収束密度を

各区間での上限値などを設定し，目的の設計が得られるよ

実現している．超伝導空洞では構造上ここまでの収束密度

うにするのは設計者の手腕である．表２にこれまで述べたは不可能であり，より大電流の常伝導リニアックと同様，

リニアック設計によって得られた結果（各空洞のパラメー

またはそれ以上に慎重な設計が必要である．空間電荷が無タ）をまとめる．幾何学的 !は，空洞寸法を決めた時の設い場合の加速器のビーム力学は，横方向と縦方向（ビーム

計 !である．加速電界 !!""もビーム力学設計により z 方向方向）は独立なものとして計算されるが，両者が空間電荷に変化するが，表中の値はその最大値である．

力によって結合するのが大電流加速器のビーム物理の大き設計が得られたら，粒子シミュレーションによってビーな特徴である．そのため，縦横の収束力をバランス良く調

ムロスが要求値である 1 W/m を十分に下回るかを確認す

整していく設計を用いる．これは，内部エネルギーであるる．このシミュレーションは TraceWin を用いて行う．ま１

エミッタンス と外部エネルギーである収束力の積を縦横ずは理想的な状態で，ビームエンベロープがビームパイプ

等しくなるように調整するため，等分配法と呼ばれる．現に対して十分な余裕があることを確認する．実際の加速器

代の大電流リニアックで広く採用されている等分配法をの運転では，電磁石や加速空洞の設置誤差や設定値の誤差

ADS リニアックでも採用している．
空洞の種類が変化する位置においては加速器の設計パラメータが変化する．パラメータの急激な変化は，エミッタ
ンス増大の原因となり，ビームロスを誘引する．また，ビーム電流が変化する場合，空間電荷力が変化することでビーム光学系が変化してしまう（ビーム電流依存性）．このようなことを避けるため，現代のリニアック設計では諸々のパラメータをできるだけ

なめらかに

変化させる

ことを要求する．周波数の変わり目では縦方向のアクセプ
タンスが急激に小さくなる．これを避けるため，図４に示すように，同期位相と呼ばれる，ビームバンチをRF電界のどの位相に乗せるかを示すパラメータの絶対値を小さくす
る．縦アクセプタンスは同期位相に比例するため，周波数
図５と同期位相の積が一定になるようにする．また，空洞の種

横収束力の変化．点線は空洞種類が変化する位置を表す．

１ ビームの質を表す指標．粒子の位置と運動量の位相空間内でのビームが占める面積を示す．

２２４

Special Topic Article

5. Research and Developments of a Superconducting Linac for ADS

表２

周波数（MHz）
幾何学的 #
セル数
ビーム口径（mm）
最大加速電界 "$%%（MV/m）
空洞数

Y. Kondo et al.

JAEA ADS リニアックの設計結果．

HWR
162
0.08
2
40
7.12
25

スポーク１

スポーク２

楕円１

324
0.16

楕円２
648

0.43

0.68

2
40
6.60
66

0.89
5

80
8.45
72

94
13.8
60

14.2
70

など，理想状態からの様々な誤差がある．これらの誤差をん，将来計画も我々の計画以外にはなく，国際的にもいま考慮したシミュレーションは，誤差をランダムに発生させだ利用運転用の加速器における供されている実績がない．

た１０００通りのリニアックを生成し，それぞれのシミュレー

そこで JAEA において，試作スポーク空洞を製作し，製作ションで得られる結果を統計的に評価することで行う．実方法の確立，性能評価を行うこととした．JAEA でも国内際の設計過程ではこの段階でビーム損失が多いなどの問題

でもスポーク空洞の製作実績がないので，空洞長が小さくがあった場合，設計にもどってボトルネックを解消する努製作が容易と思われ，また試作コストも小さい低 #側の力を行い，再び粒子シミュレーションで確認するといった#!!
!
"であるスポーク１の試作を行うこととした．表２のイテレーションを行う．図６にこのシミュレーションの結スポーク１の #と異なるのは，試作機の仕様策定後にさら果を示す．理想的な状態から誤差を入れると，主に電磁石にリニアック設計の最適化を進めたためである．いずれにの整列誤差の影響でビーム幅が広がる．ただし整列誤差はせよこの程度の #の差異に本質的違いはない．表３に試作

静的なものであり，運転時の起動補正で修正できる．これ

スポーク空洞の仕様を示す．

を考慮すると，理想状態からそれほど大きく変わらない状

スポーク空洞は２ギャップ空洞であり，ギャップ間距離態になる．結果，誤差を考慮してもビームロスが 1 W/mは幾何学的 #（#)）と RF 波長 $から，#)$""!87 mm に決以下となることが確認され，JAEA ADS リニアックのリ

まる．ビームパイプも含めて長手方向の空洞長は 300 mm

ファレンス設計が完成した．本項では限られた紙面の都合とし，口径はビーム力学設計の要求から 40 mm である．そ上，設計の全容について述べることはできないが，このリの他の空洞パラメータは有限要素法電磁場計算パッケージ

ファレンス設計には現代のリニアック設計思想が全て詰めの CST［５］を用いて得た［６，７］．

込まれており，我々の ADS リニアックとしてのみならず，空洞の性能を示す重要な指標に通過時間係数 ' があ

現代の大電流超伝導陽子リニアックの良いリファレンス設る．RF 加速では時間変動する電場で加速するが，時間変動計となっていると自負している．興味のある方はぜひ文献しない加速電圧（z 方向加速電界 Ez の z 方向積分値）との［３］を参照していただきたい．

比をとることで，加速効率を表す．すなわち，
%
#"("
(
0
+
-!" ("&(
#
#$
，
'"
##
!
#
"("
(
&(
$
#
$

５．
４ スポーク空洞の開発
これまでに述べたように，超伝導空洞は ADS リニアッ

（１）

クの性能を決する最も重要な構成要素である．ADS リニと定義される．' は粒子の速度 #に依存するので，できる

アックで用いられる３種類の超伝導空洞のうち，わが国においても，HWR は国際核融合照射施設の実証機で用いらだけ広い #範囲での高い 'が良い空洞の指標となる．図７

れる予定であり，量子科学技術研究開発機構六ケ所研究所に #の関数としての 'を示す．#!!
!
"#のときに 'は最大との研究協定に基づき適宜情報交換を行っている．また，

値 0.81 をとる．有効長 $'((は，' 最大の時の #（#./1）と楕円空洞は素粒子実験用の空洞で多くの実績がある．しか$の積として定義される．
超伝導空洞の場合，空洞の無負荷 Q 値が表面状態に大きしながらスポーク空洞については，国内では実績はもちろ

表３

試作スポーク空洞仕様．

周波数
幾何学的 ##)
最適 ##./1
ビーム口径
空洞径
空洞長
有効長 $'($./1(!#
幾何学係数 #!%!&0

図６

通過時間係数 'シャントインピーダンス／無負荷 Q 値 &0*"%!
最大電界／加速電界 "/'$,""$%%
最大磁場／加速電界 !/'$,""$%%

誤差を入れた粒子シミュレーション．

２２５

324 MHz
0.188
0.24
40 mm
500 mm
300 mm
222 mm
90 Ω
0.81
240 Ω
4.1
7.1 mT/（MV/m）Journal of Plasma and Fusion Research Vol.98, No.5 May 2022

図７

通過時間係数 T の !依存．
図８

試作スポーク空洞部品分割．

く依存するので，表面状態に依存しない空洞自体の性能を示すパラメータを用いたい．幾何学係数# は，$!に表面抵
抗%(を乗じて，空洞の幾何学形状のみを反映したパラメー
タとして扱うためのものである．シャントインピーダンス%(%は通常空洞の蓄積エネルギーのうち加速に使われる電圧がどの程度かを示すパラメータであるが，$!で割っているのは，同様に表面抵抗依存性を無くし空洞自体のパラメータとしたいからである．最大電界と最大磁場の加速電界に対する比は，ビーム力学で要求される加速電界 ""##をとったときに最大電界 "'$"&と最大磁場 !'$"&が超伝導を維持する限界を下回るか確認するためのパラメータである．ADS リニアックでは高い安定性が要求されるため，"'$"&と !'$"&は十分に保守的な値になるように設定してある．
電磁場設計が完了したら試作空洞の製作に入る．スポー
図９

ク空洞はプレス成型した部品を電子ビーム溶接（EBW）で

EBW により接合されたスポーク部品．

接合して構成する．図８に試作スポーク空洞の部品分割を示す．この原稿執筆時点で各部品のプレス成型および切削

し，実証開発中である．今後はより実際的な運転条件や，加工は終了しており，EBW による組み立て工程に入ってフォールトリカバリ運転時におけるリニアックの各種挙動いる．EBW では，各接合箇所で電子ビーム電流や収束などのシミュレーションによる解析研究，および試作スポークの最適な溶接条件が異なる．さらに，最終溶接個所のよう空洞の性能測定を行い，ADS リニアック実現に向けた基礎に，真空外面からビームを撃たなければならない場合，真研究を一層推進する予定である．

空内面になめらかな貫通ビードを形成させねばならず（裏波溶接），高度な技術が要求される．このため，溶接個所ご

参考文献とに，実際の溶接部品を模したテストピースを用いた試験［１］H. Takei et al., J. Nucl. Sci. Technol. 49, 384 (2012).
［２］M. Mizumoto et al., Proc. 19th International Linear Accelerator Conference, p. 349 (1998).
［３］B. Yee-Rendon et al., Phys. Rev. Accel. Beams 24, 120101(2021).
［４］D. Uriot and N. Pichoff, CEA Saclay (CEA/SACLAYDRF/Irfu/DACM) (2020).
［５］CST STUDIO SUITE, https://www.3ds.com/ja/［６］J. Tamura et al., Proc. 19th International Conference on
RF Superconductivity, p.399 (2019).
［７］J. Tamura et al., JPS Conf. Proc. 33, 011049 (2021).

溶接を実施している．図９に，実際にEBW接合したスポー
ク部品を示す．今後，引き続き溶接工程を続け，組立完了
後，熱処理や化学研磨といった表面処理を行い，液体ヘリ
ウム温度まで冷却しての性能測定を行う．

５．
５ まとめ
JAEA において，ADS 用リニアックの基礎開発を行っている．リニアックのビーム力学設計については，低エネル
ギー部まで超伝導化したリファレンス設計を完成した．超伝導加速空洞開発においては，試作スポーク空洞を製作

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!!
まえ

かわ

ふじ

小特集執筆者紹介

おいわ前 川 藤 夫

い

はや

のり

とし

こん

しん

いち

Japan Atomic Energy Agency. Senior postdoctoral fellow. In 2014, I received the doctoral degree in physics from the Centro de Investigacion de Estudios Avanzados (CINVESTAV) del
IPN, Mexico City, Mexico. I developed my doctoral thesis in Crab
Cavities studies for the High Luminosity Large Hadron Collider
at the European Organization for Nuclear Research (CERN), Geneva, Switzerland. In 2015, I joined the Japan Proton Accelerator
Research Center (J-PARC) first as a postdoctoral fellow from deHigh Energy Accelerator Organization (KEK) and in 2018 as asenior postdoctoral fellow from the JAEA. My research interest
includes beam optics, Superconducting Radio-Frequency, andbeam-beam effects, among others. Currently, I am working on
the physics design of a 30 MW superconducting proton linac forthe accelerator-driven subcritical system of JAEA. I enjoy running races and cooking BBQs.

ろう

略歴：１
９
９
２年日本原子力研究所入所 現在に至る．所属：J-PARC センター 日本原子力研究開発機構 研究主席．専門：原子核物理，ビーム・加速器物理，材料損傷評価．趣味：クラシックピアノ演奏，ビームいじり，犬・猫の調教，阪神タイガースの応援．
のけい

ひろYEE-RENDON Bruce

明 午 伸 一 郎

なか

やす

のぶ

日本原子力研究開発機構，J-PARC センター核
変換ディビジョン・研究主幹，博士（原子核工学）．高温ガス炉臨界実験装置を用いた実験研
究を経て，鉛ビスマスを用いた加速器駆動核変換システムおよび核破砕ターゲットの設計研究に従事．大型の試験装置を用いた液体金属の実用化研究を進めていたところ，２０
２
２年４月より福井県に建設予定の新試験研究炉の開発に参画することに．趣味の旅行や海岸をドライブする機会が減ることを危惧している．
ごどう

日本原子力研究開発機構 J-PARCセンター 主
任研究員．
２
０
０
０年より J-PARC リニアックの初段加速器の開発を開始し，今にいたります．もと も と 常 伝 導 加 速 器 か ら 始 め た の で す が，
ADS 開発で超伝導もやりはじめ，最近では，ミューオン加速や重イオンにも手を広げており，あらゆる種類の加速空洞を極めるのが野望です．趣味はサーキット走行とバックカント
リースキー．

佐 々 敏 信めいき

近 藤 恭 弘日本原子力研究開発機構 J-PARC センター核
変換ディビジョン 研究主幹．１９９
２年新潟大学
大学院自然科学研究科・博士（理学）．大電流
電子線加速器開発に従事した後，加速器駆動
核変換システム用陽子加速器のビームトリップ頻度評価，核変換実験施設におけるレーザー荷電変換技術の開発に従事．
大学院生の時に行った岐阜県が忘れられず，頻繁に高山市に通い，美味しい珈琲を堪能することが趣味．
さひろ

日本原子力研究開発機構 核変換システム開発
グループ 研究副主幹（J-PARC センター 核変
換ディビジョン 兼務）．２
０
１
０年九州大学大学院修了・博士（工学）．核変換に関する原子核
物理，原子炉物理，放射線遮蔽，核データ評価が主な研究分野です．趣味で始めた機械学習が今では研究テーマの一つになりました．３人の息子（１０歳，６歳，２歳）の育児に日々奮闘しています．

武 井 早 憲さもと

岩 元 大 樹日本原子力研究開発機構 J-PARCセンター 核
変換ディビジョン長．大阪大学大学院・博士
（工学）
．１
９
９
０年日本原子力研究所入所，１０年間の核融合中性子工学研究の後，J-PARC 物
質・生 命 科 学 実 験 施 設 の 1 MW 核 破 砕 中 性 子 源 建 設 に 従事，２０１
４年より J-PARC 核変換実験施 設 建 設 に 向 け て 格 闘中．趣味は山登り，トレイルランニング，ガーデニング．自転
車通勤も相まって日焼けがち．
たけ

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た

た

むら

じゅん

田 村

潤

日本原子力研究開発機構 J-PARCセンター 研
究員．２
０１
０年 東京工業大学大学院総合理工学
研究科 博士（理学）．J-PARCリニアックにて，ビームエネルギーの増強，ビームロスの低減を主な研究テーマとして活動してきました．最近は，ADS 用
超伝導スポーク空洞の開発にも取り組んでいます．どうぞよろしくお願いいたします．

中 野 敬 太日本原子力研究開発機構 J-PARCセンター 核
変換ディビジョン 研究員．２０２
０年に九州大学
大学院総合理工学府を修了，博士（工学）．専
門は核データと放射線計測で，J-PARC で計画中の新実験施設の建設に向けた核 データ測定を行っていま
す．最近ペットを飼おうかと検討中です．

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