J. Plasma Fusion Res. Vol.95, No.5 (2019)１
９９‐２０５

解説

ヘリカル核融合炉の保守を容易にするカートリッジ式ブランケット
Cartridge Type Blankets for Easy Maintenance on the Helical Fusion Reactor
宮澤順一
MIYAZAWA Junichi
核融合科学研究所（原稿受付：２
０
１
９年１月１
０日）

ブランケットが保守できなければ核融合炉は成立しない．ブランケットの保守は，高放射線環境下で，放射化した重量物を，超伝導コイルの隙間を通して取り出すという作業であり，ロボットを遠隔操作して行われる．
螺旋状の超伝導ヘリカルコイルが発生する磁場を用いて高温プラズマを閉じ込めるヘリカル核融合炉は，定常運転が前提となる核融合炉の有力な候補である一方，単純形状の超伝導コイルが発生する磁場を用いるトカマクと比べ，ブランケットの設計が難しく，保守シナリオの検討も停滞気味であった．核融合研のヘリカル核融合炉設計グループはこの問題に取り組み，保守が容易なカートリッジ式ブランケット CARDISTRY-B を発案した．本稿では，核融合炉におけるブランケット保守が難しい理由とトカマク核融合炉で検討されているブランケット保守
手法を踏まえた上で，CARDISTRY-B の概要について解説する．CARDISTRY-B の発案により，保守手法の具体的シナリオやブランケットの熱計算も可能となった．本稿の後半ではこれらを紹介し，今後取り組むべき課題をまとめる．
Keywords:
fusion reactor, heliotron, FFHR, blanket, divertor, maintenance, robot, remote handling

１．はじめに〜ブランケットの保守は難しい

しい問題である．かなりの重量物となるブランケットを，核融合の分野でブランケットと言えば，毛布ではなく，非常に高いガンマ線線量の中で，超伝導マグネットの狭い

炉心プラズマを「覆う」ように設置される機器のことを指隙間を通し，遠隔操作で，失敗することなくハンドリング

す．このブランケットは燃料生産，発電，及び放射線遮蔽することが求められる．核融合炉内のガンマ線線量がどのという３つの役割を担う．重水素−三重水素核融合反応で程度になるかを示しているのが図１である［１］．同図は，現発生した中性子はブランケットで受け止められる．中性子

在六ヶ所村の核融合原型炉設計合同特別チームを中心に検をブランケット内部のリチウムと反応させることで三重水討が進められているプラズマ大半径約 8 m，核融合出力素が生産される．中性子の運動エネルギー及び中性子−リ

1.5 GW のトカマク原型炉（JA-DEMO［２，３］）において，ダチウム反応で発生した熱エネルギーはブランケットの内部

イバータを１年間，ブランケットを４年間，それぞれ連続で冷却媒体に移され，後段の発電機器へと渡される．ブラ使用してから１ヶ月冷却した後，炉内のガンマ線線量率分

ンケットのすぐ外側にはプラズマ閉じ込め磁場を発生する布がどうなるかを推定したものである．強く放射化したブ

超伝導コイルがある．超伝導コイルは中性子照射によってランケットのある炉内は，実に 1−10 kGy/h（ガンマ線は発熱するが，低温での熱除去は効率が悪いため，あまりに

1 Gy で 1 Sv）という高線量率となる［１，４］．遠隔保守を行

中性子照射量が大きいと冷却パワーが発電電力を超えてしう ロ ボ ッ ト の 許 容 積 算 線 量 は，現 時 点 で は せ い ぜ いまう．中性子照射により超伝導コイルの性能が劣化すると10 MGy であり，10 kGy/h ならば１ヶ月程度でロボットはいう問題もある．したがって，ブランケットには十分な放寿命を迎えることになる．ブランケットの取り外し・再取

射線遮蔽性能が求められる．ブランケットが受けるのは中り付けに当たっては，ポート部で冷却配管の切断・再接続

性子だけではない．プラズマから出てくる高エネルギーのを行う必要がある．これもロボットが行うことになるが，粒子や放射線も，第一壁と呼ばれるブランケットのプラズ

図１によればポート部のガンマ線線量率は 100 Gy/h 程度

マ側表面を照射し，損傷する．このため，ブランケットはであり，この領域であればロボットも使えるであろう．核

定期的に保守交換しなければならない．即ち，ブランケッ

融合炉におけるブランケットの保守交換は，多数の使い捨

トの保守交換が行えなければ核融合炉としては成立し得なてロボットを投入しての炉内作業を許容するか，あるいはい．

炉内に入ることなく，ロボットによるポート部作業のみで

磁場閉じ込め核融合炉におけるブランケットの保守は難行うか，のいずれかとなる．最近では後者の検討例が多く，

National Institute for Fusion Science, Toki, GIFU 509-5292, Japanauthor’s e-mail: miyazawa.junichi@nifs.ac.jp

１９９!2019 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.95, No.5 May 2019

図１

トカマク原型炉 JA-DEMO（プラズマ大半径約 8 m）において，核融合出力 1.5 GW でダイバータを１年間，ブランケットを４年間連続使用し，１ヶ月間冷却した後の炉内ガンマ線線量分布（参考文献［１］の Fig. 5 より引用）．左から，ダイバータ取り出し後，ダイバー
タ及び外側ブランケット取り出し後，全てのダイバータ及びブランケット取り出し後のトロイダル断面内分布である．

２．トカマク核融合炉における炉内機器の保守

JA-DEMO でも［２，５，６］，欧州が検討している EU-DEMO
でも［４，７］，あるいは本稿で解説するヘリカル核融合炉［８‐ITER は本格的な重水素−三重水素核融合を行う実験炉１１］でも，炉内作業は極力避けるのが基本方針となっていであり，核融合原型炉と同様に遠隔保守が必須となる．

る．

ITER におけるブランケットは，基本的には高熱負荷を除熱

磁場閉じ込め核融合炉の最有力候補として現在研究が進する第一壁と中性子遮蔽ブロックで構成され，前章で述べめられている方式には，超伝導マグネットとプラズマ電流

た燃料生産と発電は一部のテストブランケットモジュールでで生成する軸対称な磁場を用いるトカマクと，プラズマ電試される予定である．ITER では，ガンマ線線量率 250 Gy/h

流は用いず，超伝導マグネットのみで生成する三次元的なという条件下で，最大重量４トンのブランケットユニット

磁場を用いるヘリカルがある．トカマクの代表格として，

約４４０個を２年以内に交換することを目標として R&D が進フランスで建設が進められている国 際 熱 核 融 合 実験炉

められている［１８］．具体的には図２のように，炉内に軌道ITER［１２］や，２０
２０年にファーストプラズマを控えた我がを構成し，これに沿って保守アーム（ロボット）を移動さ国の JT-60SA［１３］，欧州の JET［１４］などが挙げられる．一せてブランケットをハンドリングするシナリオが組まれて方のヘリカルには，核融合科学研究所（核融合研）の大型いる．この軌道は折り畳み構造となっていて，保守ポート

ヘリカル装置（LHD）［１５］や京都大学 の ヘ リ オ ト ロン Eから炉内に導入され，展開される．炉内のガンマ線線量率［１６］のようなヘリカルコイルを用いるヘリオトロンの他，は図１に示したような核融合原型炉の場合と比べれば低い

ドイツの W7-X［１７］のようにモジュラーコイルと呼ばれるため，ロボットによる炉内作業が前提となっている．これ

複雑形状のマグネットを用いるステラレータがある．トカ

までに，４トンという重量物をハンドリングできるロボット

マクで使用されるトロイダルコイルやポロイダルコイルとや，冷却配管の切断・溶接技術が開発されてきた．潤滑剤

い っ た マ グ ネ ッ ト は 基 本 的 に planar（平 ら）な 形 で あやサーボモータなどのロボット構成部品についても，耐放り，ヘリカルコイルやモジュラーコイルに比べれば製作し射線強度 5 MGy を目標に R&D が進められている．これら

やすい．ブランケットの保守も，軸対称なトカマクの方が，の成果は，将来の核融合炉の保守を考える上での基本とな

三次元的に複雑なヘリカルに比べれば容易であろうと考える．例えば図１に示した JA-DEMO の場合でも，100 Gy/hられる．その一方でトカマクは，プラズマを閉じ込めるたのポート部では ITER の技術を適用できる［１］．

めにプラズマ電流が必要という自己撞着を抱える．プラズ
マ電流駆動やディスラプション（プラズマ電流の突然停止）の問題がないヘリカルは，定常運転が前提となる核融合炉に，より適している．
本稿では，核融合研で概念設計活動が進められている
LHD 型ヘリカル核融合炉 FFHR におけるブランケットの保守について解説する．第２章でトカマクにおける保守の例を紹介した後，第３章ではヘリカルにおける保守の難しさについて述べる．第４章ではその難しさを解決するために三次元構造を二次元化するアイディアについて，第５章及び第６章では，このアイディアによって遠隔保守手法及
図２

び熱計算の検討が進んだという例を示す．第７章で今後の課題を提示し，本稿をまとめる．

２００

ITER における保守シナリオ（参考文献［１８］の図１より引用）．折り畳み構造の軌道が保守ポートから挿入され，真空容器内で展開される．この軌道上で保守アームを移動させてブランケットを取り外し，保守ポートから取り出す．

Commentary

Cartridge Type Blankets for Easy Maintenance on the Helical Fusion Reactor

J. Miyazawa

３．ねじれたブランケットの保守はより難しい

JA-DEMO では，ITER のようなロボットによる炉内作業は行わない方向で検討が進められている
［２，
５，
６］．トカ

ヘリオトロンやステラレータでは，超伝導コイルのねじ

マクは軸対称なので保守は簡単，という訳には実はいかな

れ形状を反映して，ブランケットも三次元的な形状とな

い．プラズマを安定化するための導体シェルを如何にしてる．ヘリカル核融合炉の設計とし て，LHD を基にした組み込むか，ディスラプションなどプラズマ電流由来の現FFHR［８‐１１，
１９］の他，ドイツのステラレータW７‐Xを基に象に起因して発生する強大な電磁力を如何にして受け止めした HELIAS 5-B［２０］，及び米国の ARIES-CS［２１］がある．

るか，などといったヘリカルにはない課題を解決しなけれこれらにおいて検討されたブランケット保守シナリオの例

ばならない．トカマクの場合，超伝導コイルが密に配置さを図４に示す．FFHR は大きな保守ポートを設けられるとれるため，保守に使える隙間が狭いということも問題を難いう，トカマクやステラレータにはない特長を有していしくする．JA-DEMO では，ブランケットユニットを垂直る．図４（a）に示されているのは FFHR2m1 で検討された

方 向 に 抜 く か（図３（a）），あ る い は 水 平 方 向 に 抜 く か案である［１９］．ヘリカルコイルに沿ってブランケットユ（図３（b））という選択肢が検討された［５，６］．同図では省

ニットを保守ポートまで移動し，取り出すというもので，かれているが，実際にはプラズマの形状や位置を制御する「スクリューコースター方式」とも呼ばれる．図４（b）
は

垂直磁場発生用の円形コイル（ポロイダルコイル）や，プ

HELIAS 5-B の最近の検討で，ブランケット外周部に軌道

ラズマ加熱・電流駆動を行う中性粒子ビーム入射用の接線を２条設置し，これらを保守アームのサポートとする案でポートがあるため，これらと干渉しないように保守ポートある．保守アームによって取り外されたブランケットユを設計する必要があ る．現 在 で は，JA-DEMO で も EU-

ニットは軌道に沿ってポート部まで移動し，取り出される

DEMO でも，ブランケットユニットをバナナ型に切り分［２０］．ARIES-CS では，長く伸ばせるロボットアームを保け，垂直ポートから出し入れする方法が主案となっている

守ポートから差し込み，ブランケットユニットを掴み出す［１‐７］．尚，保守交換までの機器寿命がブランケットよりという案が検討された［２１］．いずれの案でも，放射線量のも短いと予想されるダイバータに関しては，図３からもわ

高い炉内空間でのロボット作業が必要となる．したがっかるように，ブランケットと別のポートから交換できるよて，ロボットの作業時間を減らすか，多数のロボットを使う考えられている．

い捨てることが求められる．最近提出されたアイディアには，保守の際に炉内に水を満たすことでロボットへの放射線量を減らそう，というチャレンジングなものもあるが［２２］，ブランケットやダイバータに用いられるタングステ

図３

トカマク原型炉 JA-DEMO で検討されたブランケット保守方式（参考文献［５］の Fig. 1 より引用）．（a）
バナナ型ブランケットセグメントの垂直（上部）ポートからの取り出し，
及び（b）
馬蹄形ブランケットセグメントの水平ポートからの取り出し．

図４２０１

ヘリカル核融合炉またはステラレータ核融合炉における保守．図は上から，（a）
FFHR2m1，及び（b）
HELIAS 5-B で検討された保守シナリオの例（それぞれ参考文献［１９］Fig. 10，及び［２０］Fig. 7 から引用）．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.95, No.5 May 2019

ンやフェライト鋼といった材料の酸化，真空容器内が水によって正圧になることへの対応（ECH 加熱用ダイヤモンド
窓や計測用窓，ベローズなどの補強），あるいはトリチウ
ムで汚染される大量の水の処理など，検討すべき問題がまだ多い．
ヘリカル核融合炉ではダイバータの配置も三次元的に複雑なものとなるため，配管の切断・再接続手法も含めて，その保守シナリオを確立することは難問となっている．

４．ブランケットをケーキのように分割する
FFHR 設計グループは FFHR-d１の保守について，高線量の炉心内部でのロボット作業を無くす方針で検討を進めた．ブランケットは保守ポートからの出し入れが可能となるように細かく分割する必要がある．ヘリカル核融合炉において三次元的複雑形状のブランケットをどのように分割するかは重要な問題である．図４（a）の例では，ヘリカルコ
イルに沿った形で分割する「ヘリカル分割」が採用されている．この分割法は１９８２年のヘリオトロン型核融合炉設計
で既に提案されており，その歴史は長い［２３］．ヘリカル分割の場合，プラズマに面するブランケット第一壁を滑らか
図５にすることができ，空間利用率も高いという利点がある．
その一方で，前節でも述べたように保守の際の炉内作業が不可避で，設計及び製作が困難なことが課題であった．そT-SHELL ブランケットの概念（参考文献［１０］の Fig. 4 及びFig. 5 より抜粋して引用）．（a）ブランケットは上から見てケーキ状に垂直分割され，（b）
２次元平面内の移動によって炉内から取り出される．炉内作業は不要．

こで，ヘリカル分割に拘らず，様々な分割法が検討された．
その一つがブランケットをみかんの房，あるいはケーキ状

ト第一壁にタングステン板を貼り付けておく程度にまで簡にカットする「垂直分割」である．その他，水平分割など

素 化 で き る 可 能 性 が 見 え て き た．尚，現 時 点 でも検討した上で，垂直分割が最も良いであろうという結論

REVOLVER-D は溶融錫噴流を固体錫ペブル流に置き換えに至った．更に具体的な分割の仕方や，分割したブラン

た REVOLVER-D2 へと進化しているが［２５］，基本的な特ケットの取り出し手法の検討を進め，これを「T-SHELL

長は継承されている．

ブランケット」として発表した（図５）［１０］．垂直分割にす

T-SHELL ブランケ ッ ト の 垂 直 分 割 方 式 を 基 に し て，ることで，これまで三次元的に考えざるを得なかったブラ

REVOLVER-D の併用によってヘリカルダイバータを簡素

ンケットユニットの取り出し軌道を，図５（b）に示すよう化する方向で更に検討を進め，遂には本稿のタイトルにもに二次元平面内で考えられるようになったことは大きなブあるヘリカル核融合炉の保守を容易にするカートリッジ式

レークスルーとなった．

ブランケット「CARDISTRY-B（CARtridges Divided and

FFHR 設計グループは T-SHELL ブランケットとほぼ同

InSerTed RadiallY ― Blanket）」の 発 案 に 至 っ た［８，９］．

時期に FFHR-d1 への液体金属ダイバータの適用を検討し，

図６は CARDISTRY-B の鳥瞰図である．プラズマに最も近REVOLVER-D（Reactor-oriented Effectively VOLumetric

く，数年おきに交換が必要な燃料増殖ブランケット（Trit-

VERtival Divertor）という新概念を創出した［２４］．これ

ium Breeding Blanket）と，無交換で装置寿命まで使用さは溶融錫の噴流を並べたシャワーを，ヘリカルプラズマをれ，真空容器と超伝導コイルのための低温シールドの役割

取り囲むエルゴディック層と呼ばれる領域に挿入するといも 兼 ね る 中 性 子 遮 蔽 ブ ラ ン ケ ッ ト（Neutron Shielding

うもので，エルゴディックリミタ兼ダイバータとして機能

Blanket）で構成される．両者ともトロイダル角２度ごとにする．溶融錫シャワーは１０箇所あるトーラス内側ポートに分割してカートリッジ化されており，それぞれ垂直方向及のみに離散的に配置される．炉心から流出したプラズマ

び水平外側方向に移動できる．

は，ヘリカルダイバータに到達する前に，溶融錫シャワー

５．遠隔保守は二次元でに衝突する．その熱を溶融錫で吸収すると同時に，再結合によって生じたガスをシャワーの隙間からトーラス内側領

ヘリカルはトカマクに比べて形状が複雑で，その製作は域に設置した真空ポンプへと最短経路で導き，排気する．

より困難になると考えられるが，核融合炉のような巨大装溶融錫シャワーをエルゴディック層により深く挿入するこ置が果たして現実的な期間内に建設できるのか，という点とで，ヘリカルダイバータに流出するプラズマを９５％以上

は FFHR 設 計 グ ル ー プ で も 重 要 な 課 題 と な っ て い た．

カット可能である．即ち，REVOLVER-Dの採用により，ヘCARDISTRY-B で無交換が前提の中性子遮蔽ブランケッ

リカルダイバータへの熱流束は 1/20 以下にまで抑えられトも燃料増殖ブランケットと同様のカートリッジ構造としる．これによりヘリカルダイバータは，例えばブランケッ

たのは，現地作業工程の大幅短縮を狙ってのことである．
２０２

Commentary

図６

Cartridge Type Blankets for Easy Maintenance on the Helical Fusion Reactor

J. Miyazawa

カートリッジ式ブランケットCARDISTRY-Bの鳥瞰図（参考文献［９］のFig. 1より引用）．数年で交換する燃料増殖ブランケットと，無交換で使用される中性子遮蔽ブランケットで構成される．いずれもトロイダル角２度毎に垂直分割されている．

低温シールド冷却配管のリークテストといった時間のかかる．GM が取り出した使用済み燃料増殖ブランケットカーる作業の大部分を工場試験で済ませれば，現地作業は組み

トリッジは，MRR上を移動するBALLが運ぶ収納ボックス

立てと最終試験のみに簡略化できる．中性子遮蔽ブランに入れられ，中間保管庫へと運ばれる．

ケットは，各カートリッジに仕込まれた「ほぞ」と「ほぞ複雑になると考えられていたヘリカル核融合炉における穴」によって固定される．組み立て後，隣接する中性子遮

ブランケットの保守は，垂直分割の採用によってロボット

蔽ブランケットカートリッジの隙間を半管形状のパイプでの動作を三次元から二次元に落とし込むことで実際的な検プラズマ側から埋め，これらとカートリッジのエッジを薄肉溶接して真空容器を構成する．これらは，溶接による歪みや材料特性の劣化を極力低減するための工夫である．
図７（a）‐（d）にあるように，中性子遮蔽ブランケットは TSHELL ブランケットと同様の二次元平面内移動によって，超伝導コイルの隙間から組み込めるよう設計されている．燃料増殖ブランケットもやはり二次元平面内の移動で出し入れが可能である（図７（e）‐（h））．これらブランケット
カートリッジのハンドリングは，GM（Giant Manipulator）
及び BALL（Box ALL around）と名付けられたロボットの

図８

ペアが行う（図８［８］．GM は，トーラス半径方向に動作す
るMRR（Moving Radial Rail）上を移動しつつ垂直方向移動を可能とする VMU（Vertically Moving Unit）に固定され

図７

保守用大型ロボットハンド GM と使用済みカートリッジ回
収ロボット BALL（参考文献［８］の Fig. 6 より抜粋して引用）．GM は可動径方向レール MRR と垂直移動ユニット
VMU を用いて，BALL は MRR を用いて移動する．

CARDISTRY-B における（a）‐（d）
中性子遮蔽ブランケット，及び（e）‐（h）
燃料増殖ブランケットの組立手順の例（参考文献［９］の Fig.
A8 より引用）．燃料増殖ブランケットは２次元の移動のみで炉外へ取り出すことが可能であり，炉内作業は不要．

２０３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.95, No.5 May 2019

討が 可 能 と な っ た．3D-CAD に よ る 設 計 が 進 ん だ こ とで，カートリッジ重量なども容易に計算できるようになった．FFHR 設計グループは，CARDISTRY-B と整合する保守ポート及びフランジの設計や，保守ロボットの配置及び動作と密接に 関 連す る 建 屋 の 設 計，具 体 的 な 保 守スケ
ジュールなどについても検討を進めた［８］．特に保守スケ
ジュールは，核融合炉設計において重要な RAMI（Reliability，Availability，Maintainability，and Inspectability）の内の A，即ち設備利用率を決める．高い設備利用率の実証は我が国の核融合原型炉の目標の一つにも挙げられている［２，３］．CARDISTRY-B の場合，３０日の冷却期間（グロー放電などによる除染や大気開放も含む）も入れて計１
６０日で再稼働するスケジュールが検討されている．その後３
６５日の連続運転を行うと，設備利用率は７０％となる．

６．ブランケットから熱は奪えるか
CARDISTRY-B の 発 案 によ っ て ブ ラ ン ケ ッ ト カ ー ト
図９

リッジの形状が具体化された結果，保守シナリオの検討が進展しただけではなく，ブランケットの熱計算も可能となった［２６］．現在検討が進められているブランケットの方

CARDISTRY-B における熱計算の例（参考文献［２６］の Fig. 8より抜粋して引用）．（a）
筐体温度分布，（b）
FLiNaBe 温度分布，（c）
Beペブル温度分布，（d）
圧力分布，及び（e）
流線．

式には，JA-DEMO が採用している固体ペブル水冷却方式の結果の一部で，カートリッジ内の温度分布及び圧力分布（リチウム合金のペブルを増殖材として使用し，高温高圧を示したものである．カートリッジ内部の溶融塩流路の設

水で冷却），欧州で盛んに研究されている液体金属方式

計には自由度があるが，この計算では熱負荷の大きな第一（リチウムやリチウム鉛を増殖材とし，水，ヘリウムガス，

壁近傍で流路幅を 30 mm 程度と狭くして流速を増やし，冷あるいは液体金属自体を用いて冷却），そしてリチウムを却能力の向上を図っている．中性子増倍材として，直径含んだ溶融塩（FLiBe, FLiNaBe など）を用いる方式がある

20 mm のベリリウムペブルをカートリッジ内に充填して［２７，２８］．FFHR 設計グループでは，安全性が高く（水と爆いる．このペブルによる圧力損失はポーラス（多孔体）モ

発的に反応しない），燃料増殖比（中性子１個あたり生産

デルによって模擬されている．熱負荷としては，第一壁へされる三重水素原子の数）が高く，かつブランケット運転の均等熱負荷0.1 MW/m2 と，別途行われた中性子計算の結温度を３００℃以上の高温として高効率発電が可能な溶融塩

果とコンシステントな核融合中性子による体積発熱分布を主案として検討を進めている．CARDISTRY-B も基本的

（第一壁近傍で 10−20 MW/m3）を仮定している．計算の結には溶融塩ブランケットである．保守の際に増殖材兼冷却

果，FLiNaBe 流量が適切であれば（この場合，カートリッ材である溶融塩をブランケットカートリッジから抜くこと

ジへの流入出量として 9 kg/s 以上，カートリッジ内部でので軽量化できることも利点となっている．これは液体金属

最大流速 0.38 m/s 以上），低放射化フェライト鋼製筐体のを用いた場合でも同様である．

最大温度を許容温度５５０℃以下に保てること，圧力損失も溶融塩はプラントル数（＝動粘度／温度拡散率）の高い

1 MPa 程度とそれほど大きくならないことが示された．こ

流体であり，冷却能力が低いという特徴を有する［２７］．高の結果は基本的に一般的な乱流モデルを用いた場合のもの

プラントル数流体では速度境界層厚さが温度境界層厚さよであるが，核融合炉のような高磁場中では乱流が安定化さりも数オーダー大きくなるため，熱伝導による冷却が期待れ，伝熱が劣化する可能性がある．そこで，層流モデルをできず，乱流や撹拌による熱混合の促進を検討する必要が用いた場合の計算が行われ，乱流がある場合に比べて４０℃ある．一方で，冷めにくいということは運転停止などの際程度の筐体温度増加が見込まれることも示された．金属のに，ブランケット筐体の急激な温度変化や，温度勾配によ

ベリリウムペブルによる伝熱促進効果が大きいこともわる熱応力を抑制できるという利点に繋がる．溶融塩は導電かった．ペブルをポーラスモデルで模擬することの妥当性性流体でもある．液体金属で問題となるような磁気流体力

や，磁場中での伝熱劣化の定量評価に関しては，今後実験学（MHD）現象，例えば磁場中流れにおける圧力損失の増を行って検証していく必要がある．現在，核融合研の溶融大などはそれほど大きな問題とはならないが，乱流が安定

塩・液体金属循環実験装置 Oroshhi-2［２９］では，これらの化されることによる伝熱の劣化や，腐食の促進などが懸念

課題に関する東北大等との共同研究が進行している．

されるため，研究が進められている．

７．まとめと残された課題

FFHR-d1 を 0.7 倍してコンパクト化したヘリカル核融合
炉 FFHR-c1 に適用された CARDISTRY-B の一つのカート

本稿では，核融合炉において非常に高いガンマ線線量のリッジを例に取り，溶融塩 FLiNaBe でこれを冷却できるか下で行われるブランケット保守の難しさを述べ，ITER やどうかの数値シミュレーションが行われた［２６］．図９はそ

トカマク原型炉におけるブランケット保守シナリオの例を
２０４

Commentary

Cartridge Type Blankets for Easy Maintenance on the Helical Fusion Reactor

謝紹介した上で，ヘリカル核融合炉の保守を容易にすべく発J. Miyazawa

辞

案されたカートリッジ式ブランケット CARDISTRY-B に

本稿の執筆にあたり，核融合研 FFHR 設計グループ並び

ついて解説した．ヘリカル核融合炉では装置構造が複雑にに核融合原型炉設計合同特別チームの皆様との議論が大変なるため，ブランケットの保守もトカマクに比べて困難と参考になりました．ここに感謝申し上げます．

なる．ステラレータ方式の核融合炉ではロボットによる炉内作業が考えられているが，高放射線下ではロボットの寿

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［２７］相良明男：プラズマ・核融合学会誌 92, 110 (2016).
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P3-107.

合炉FFHRでは大きな保守ポートが確保できる利点を活かし，垂直分割したブランケットカートリッジを炉外からロ
ボットハンドで掴み出す CARDISTRY-B が発案された．無交換で使用する中性子遮蔽ブランケットもカートリッジ化されており，組み立て後に隣接するカートリッジを溶接して真空容器を形成する．これにより建設期間の大幅短縮が期待できる．ブランケット形状が具体化したことにより，具体的な保守シナリオの検討や熱計算，及び本稿では頁数の都合で触れられなかったが，中性子計算［３０］も可能となった．CARDISTRY-B は，複雑形状に起因して検討が停滞していたヘリカル核融合炉のブランケット設計に大きな突破口を拓いた．
一方で，CARDISTRY-B にも多くの課題が残されている．例えば，製作精度の担保が難しいこと（ケーキ状に切った楔形構造物は製作が困難），パーツ数が多いこと（保守工程が多くなる），中性子ストリーミング対策が弱いこと（カートリッジ間に階段構造などを取り入れる工夫が必要），REVOLVER-D の併用が前提でヘリカルダイバー
タがないこと（エルゴディックリミタで取りこぼしたプラ
ズマをヘリカルダイバータで受ける必要がある），接線
ポートがないこと（強力な中性粒子ビーム入射加熱が適用できない），保守ポートに大型ベローズを用いる必要があ
ること，などである．現在，これらを一挙に解決すべく改良した CARDISTRY-B2 の設計に鋭意取り組んでいる．
上記のような CARDISTRY-B 特有の課題に加え，ブランケット形式を問わず解決しなければならない共通課題もまた多い．例えば，ブランケット材料となる低放射化フェラ
イト鋼の磁化がプラズマに及ぼす影響，第一壁の冷却，トリチウム増殖と循環の実証，安全性評価手法の確立などが挙げられよう．やるべきことは未だ多く残されているが，幸いなことに何をすべきかはわかっている．然るべき対象に今，然るべく取り組めば，核融合炉は必ず実現できる．
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みやざわ じゅん いち

宮 澤 順 一核融合科学研究所教授．長野県岡谷市出身．１
９９
７年東大大学院博士課程中退．２
００３
年総研大学術博士（論文）．LHD 実験で得た知見を武器にヘリカル核融合炉を設計
中．目 下 の 目 標 は LHD サ イ ズ の ヘ リ カ ル 体 積 中 性 子 源
HEVNS と，そのパイロット装置．この数年は液体金属及び金属ペブルダイバータ，新型高温超伝導コイル，カートリッジ式ブランケットの各研究に驀進中．いずれも奇抜に見えるが，然るべく辿り着いた答え．

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