J. Plasma Fusion Res. Vol.90, No.6 (2014)３
３２‐３３７

解説

ITER テストブランケットモジュール計画の世界的動向
The Current Status of the World ITER Test Blanket Module Program
小 西 哲 之１），榎 枝 幹 男２）
KONISHI Satoshi１）and ENOEDA Mikio２）
１）

京都大学，２）日本原子力研究開発機構（原稿受付：２
０
１
４年５月２日）ITER/TBM 計画は，核燃焼プラズマ環境において，燃料トリチウムの増殖回収と，高品質熱エネルギーへの変換取り出しを実証し，またその性能を評価することを目的としており，ITER における研究の主要目的の一つである．国際共同作業で一つの装置を共有する燃焼プラズマ実験と異なり，各参加極が，異なる概念・構造のブランケットモジュールを持ち寄り，それぞれに異なる次期計画に向けて試験を行う，国際競争の面をもつ．ITERの炉内機器として３つのポートに２個ずつ，計６個の異なるモジュールが運転初期から設置されてまず電磁環境での試験を行う．DT 燃焼においては核融合中性子を用いて核融合エネルギーの実現性を検証する．わが国は原型炉に向け，TBM として水冷却固体増殖ブランケットの開発を行っている．構造材に F82H 鋼，増殖材に Li２TiO３微小球（ぺブル），中性子増倍材に Be 微小球（ぺブル）を用いる．設計と製作技術の開発はほぼ終了し，現在は安全解析などの ITER への設置準備を進めている．
Keywords:
fusion energy, blanket, tritium breeding, neutron, RAFM, solid breeder, liquid breeder, ITER

１．ITER/TBM 計画の概要

いることに留意されたい）．ITER 機構は，持ち込まれれば

１．
１ はじめに施設運営者として責任をもって照射試験を実施するが，モ本 解 説 は，「ITER テ ス ト ブ ラ ン ケ ッ ト モ ジ ュ ー ル

ジュールの所有権は持ち込み極が持ち続ける．ITER 計画（TBM）計画とは何か」ということからはじめて，その核の運営の最高意思決定機関は ITER 理事会
（IC）
であり，そ

融合エネルギー開発における意義，世界の取り組みについこではすべての参加極と ITER 機構が，プロジェクトの運て解説したい．TBM についてはすでに十分な技術情報が営について決定する．TBM は少し例外的な地位にあり，レビュー［１］および各極個別の報告として，毎年のように

TBM Program Committee（TBM-PC，TBM 計 画 委 員

どこかの国際学会で開発状況が報告され出版されている．

会）が，ITER 理事会に直属して，そのための準備検討を行

しかしそのおおもとの枠組みは案外知られておらず，説明う．つまり TBM 計画は，参加極と ITER 機構が独立な立場も不足している恐れがあるので，ここでは技術的詳細の多で，かつそれぞれが異なる利害関係を持って参加していくには立ち入らず，このプロジェクトの概要，全体像に力る．TBM 計画委員会は直接その利害調整をして計画のガ点をおいて報告したい．

バナンスを司る．現在のところすべての極が TBM 計画へ

１．
２ TBM の概要と位置づけの「参加」を理事会で表明しており，ITER において行われ

TBM については，２つの重要な点において，誤解されやる試験で得られる情報は TBM を保有する／しないに関わ

すい点があり，注意を要する．

らず，ITER 装置と同じく TBM に関しても共有される．しまず「ITER 協定［２］には TBM に関する条項が含まれてかし各極内での研究開発については，知的財産の所有権はいない」というと，核融合研究者の多くの人が意外に感じ

各開発極に保持される．それぞれの極が，異なる概念に基るかもしれない．TBM は，ITER 参加各極が個別に持ち込づく原型炉，DEMO などの次期装置に向かう計画をもってむモジュール試験体であって，国際協力で共同で建設し，おり，ITER の利用者として異なるスタンスで臨んでいる．

ITER 機構（IO）によって運営運転される ITER 施設に対し

ITER 計画は，参加極に共通の義務を課し，共同で運営し，ては，ユーザーの地位にある．ITER 協定は本来，ITER

その規則が協定に定められている．しかし TBM 計画はそ事業体の設立と運営に関する条約であり，そこまでは国際の外側にあり，モジュールの持ち込みと試験は常に国際調約束として義務があるが，TBM 計画への参加，特にモ

整と，持ち込み極対 ITER 機構間の二者取り決めにより，ジュールの開発と ITER への持ち込みは，参加極の権利で別途規定されることになる．

あって義務ではない（このどちらもが重要な意味をもって所有権が移転しないため，照射後のモジュールについて

1)Kyoto University, Uji, KYOTO 611-0011, Japan
2)Japan Atomic Energy Agency, Naka, IBARAKI, 311-0193, Japanauthors’ e-mail: s-konishi@iaea.kyoto-u.ac.jp, enoeda.mikio@jaea.go.jp

３３２!2014 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Commentary

The Current Status of World ITER Test Blanket Module Program

S. Konishi and M. Enoeda

は，各極は個別に照射後試験を計画し，そのまま持ち帰る

文書が調印されれば，これが各極と ITER 機構（IO）の間こともできる．一方，廃棄物の最終処分もまた持ち込む極での TBM の持ち込み，設置から廃棄物処理までの総合的の責任であるので，持ち帰って処分するか，別途フランス

な手順，権利と義務が規定されることになる．現在，この国内で費用を支払って処分することになる．

モジュールの持ち込みは，EU が２種，日本，韓国，中国，

１．
３ TBM の目標

インドが各１種を計画している．今年度中に，すべての取

二つ目の留意点は，TBM による試験の意義とその限界

り決めが相互に等価な効力を持って調印される予定であである．先に言ってしまうと，これはまだ決定されておらり，これにより当面の設計製作から据え付けまでの詳細なず，明確な試験案も提示されていない．ITER は世界最初計画が決まる．この時点で，現在 ITER 施設の建設についかつ唯一の本格的な DT 核燃焼装置である．したがってそて決まっているような国際約束が正式に成立する．運転試の最大の利用法が，核融合中性子を用いた試験として，核験以降の詳細な計画はさらに将来検討される．

融合エネルギーの取り出しと，燃料トリチウムの自給可能

ITER では当初は運転初日から TBM を備えてプラズマ性の実証にあ る こ と は 広 く 知 ら れ て い る．そ の ために放電を開始する計画でいたが，現在計画されるファースト

TBM 計画が企画されているはずであるし，現に ITER の最プラズマはブランケットやダイバータなどの真空容器内機も重要なミッ シ ョ ン の 一 つ と な っ て い る．し か しこの器を備えない状態で点火される予定なので，この時点でTBM は，核融合エネルギー開発の重要不可欠なマイルス

TBM は装着されない．モジュールはアセンブリフェーズ

トーンであるものの，「燃料の自給」と「エネルギーの取Ⅱといわれる真空容器内機器の据え付け時期にまとめて設り出し」を直接実証するものではない．ITER は核融合中置されることになる．ただし，トーラスからの配管など，性子と模擬的な核融合炉環境を提供はするけれども，核融

事前に用意や設置しなければならないものもあるので，す合炉で想定される能力にはまだ足りないし，また TBM もでに設計と製作準備は始まっている．モジュールを設置す

それだけの能力は備えていない．むしろ，不足するからこるポートセルと TBM 関連装置の位置関係を図１に示す．

そ，それを補って，如何に核融合のエネルギー取り出しと当初１０年の運転期間に，数世代のモジュールが交換，試燃料の自給の技術につなげる試験を工夫するかに今後の核験される．初代のモジュールは DT 放電前に試験されるの融合開発戦略の大きな部分が依存しているといえる．そしで，電磁環境での試験が中心となり，EM モジュールと呼て原型炉に向けた技術実証という目標を共通にしつつも，ばれる．ディスラプションを含む電磁場での健全性を検証

具体的に何を行うかは持ち込み極の個別の核融合研究計画

し，中性子や放射線に関連した課題以外が試験される．強にも深くかかわっている．どのようなブランケット概念を磁性体であるフェライト系材料が用いられることによる磁選択しても，ITER 以降の核融合装置には，トリチウム自場への擾乱で高性能閉じ込めが悪化する可能性が懸念され給は必須条件になる．しかし ITER ではトーラス全体に増ているため，軽水素やヘリウムを用いた実験の間に，閉じ殖ブランケットを設置しないので，大部分の中性子は遮蔽込めへの悪影響を評価することも重要な課題である．そのブランケット等 TBM 以外で吸収されてしまう．また放電

結果によっては，場合によりモジュールのフェライト鋼ののフラットトップで 500 MW の 14 MeV 中性子が発生して量を減らす．あるいは位置を遠ざけるなどの対策が要求さも，それでモジュールの温度までが定常値になり，タービ

れる可能性がある．もしも ITER 本体の建設計画に TBM

ンの駆動に足る熱が直接取り出せるわけではない．このよ

製作が間に合わない極があった場合は，ダミープラグが据

うに TBM の試験環境は原型炉のそれとはかなり異なり，

え付けられる．

核融合炉環境での挙動を観測するためには相応の工夫が必ITER の計画では，ファーストプラズマ後に真空容器内要になる．いずれにしても TBM は DEMO relevant つま

機器を取り付け，H ないし He 放電期間ののちに DT 運転にり技術的に DEMO に外挿可能，ということになっているが，その DEMO に求める条件が極により異なるのである．
要するに，TBM でどのような試験を行い，ITER の次の装置に結び付くデータを得るかは，これからの課題になっている．たとえば米国やロシアは発電を行う原型炉計画を
具体的にはもっていない．また中国は発電炉より小型の核燃焼を行う試験装置を比較的近い将来に建設する計画をもっている．ロシアや中国は，核分裂―核融合ハイブリッ
ド炉を少なくとも考慮に入れている．これらは TBM 試験のミッションに，それぞれの国で異なる位置づけを要求している．
１．
４ TBM 計画の現状と計画
前項に記した状況により，現在は ITER 参加各極が TBM
計画への取り組み方針を決めたところであり，２
０１４年末をめざして．TBM Arrangement（TBM 取り決め）が，持ち
図１

込み極と ITER 機構の間でそれぞれ準備されている．この３３３

ITER/TBM とポートセル周りの構造［１］．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.90, No.6 June 2014

表１

向けた準備期 間 があ っ て，こ こ で 別 の ブ ラ ン ケ ットモ
ジュールが据え付けら れ る．DT 運 転 が 開 始 さ れると，

ポート番号
（ポートマスター）

14 MeV 中性子による試験やトリチウム，熱の取り出し試

WCCB（水冷
却セラミック
増殖：JA）HCCR（He冷
却セラミック
反射材：KO）

HCCB（He
冷却セラ
ミック増
殖：CN）

LLCB（リ
チウム鉛
セラミック
増殖：
IN）

TBM や，それまでと異なる TBM 持ち込み極による試験の可能性がある．
１
８
（日本）

１．
５ TBM の技術的な特色

TBM 2
HCPB（He冷却ペブルベッ
ド：EU）

１
６
（欧州）

こ とができる．当 初 運 転の１
０年 ののちは，別の概念に基く

TBM 1
HCLL（He冷
却リチウム
鉛：EU）

験が行われる．DT 運転期間にそれぞれの TBM 持ち込み極は適宜モジュールを入れ替え，核融合環境での試験を行う

ITER/TBM の分担［３］〜［７］．

ITER の TBM は，原型炉や動力炉で用いる低放射化材料
で筐体を製作し，トリチウムの親物質となるリチウム化合物の増殖材，中性子を増やすためのベリリウムなど増倍２（中国）

材，熱を運び出す冷却材を内包する．とはいえ，前述のよ
うにそれぞれの極が独自に開発した個別の材料を使用する
ため，組成や構造は異なる．またそれぞれが個別にトリチ
ウム回収と熱の取り出し機能をもったループシステムを備ている．モジュール中に液体金属を流す時に発生する

えている．これらを総称して TBS（TBM Systems）と呼ん

MHD 圧力損失を防ぐために流路にアルミナを絶縁材としでいて，すべてがポートとそれに付随した空間に内蔵されて用いる．インドの TBM 開発にはロシアが技術的に協力

る．回収されたトリチウムと熱交換器で取り出された熱はしている［４］．

ITER 本体の設備に送られる．ITER では，トーラス赤道面

ポ ー ト１６は 欧 州 が ヘ リ ウ ム 冷 却 リ チ ウ ム 鉛 増 殖の 水 平 ポ ー ト No.2，No.16，No.18 に 各 々２個 ず つ の モ（HCLL），ヘリウム冷却ぺブルベッド（HCPB）の２方式を

ジュールを収容する．それぞれのポートに，ITER 施設と試験する．構造材には EUROFER を用い，冷却パネルを構のインターフェースの取りまとめ役の「ポートマスター」

成して熱を取り出す．固体増殖方式は KIT，LiPb 方式はが指名された．

CEAが中心になって設計しているが，多数の欧州内の研究機関が協力して開発している．固体増殖材は Li４SiO４の予定

前述のように ITER の条件は原型炉等で想定されるものである［５］．

といくつかの点で大きく異なる．TBM の他のブランケットはすべて遮蔽ブランケットと呼ばれ，遮蔽のみを目的と

ポート１８は日本がポートマスターで，日本の水冷却固体しており，ステンレス鋼と水によって構成される．このた増殖方式（WCCB，次章で詳述［６］）とともに，韓国が最め TBM がたとえ原型炉相当のトリチウム増殖能力を持っ終的に参加意思を表明して，ヘリウム冷却セラミック反射ていても，ITER ではモジュール単体でトリチウム増殖比材（HCCR）
方式を持ち込むことになった．増殖材は Li４SiO４，

TBR）＞１が観測されるわけではない．中性子場はそれぞまたは Li２TiO３で，低放射化フェライト鋼も開発に着手しれのモジュールで個別に測定して核計算に反映する必要がているが組成は決まっていない．SiC 被覆した黒鉛反射材

ある．温度も原型炉に想定される温度で試験したければ，を用いるのが特徴となっている［７］．
このように各極が TBM の開発を進めているが，米国と個別に加熱しなければならない．
TBM は ITER 真空容器内における試験体であり，それ自ロシアはモジュールを持ち込む予定はない．EDA の時代

体が施設の安全機能の一部を構成するわけではないが，から米国は当初は二重冷却リチウム鉛（DCLL）方式，ロシ

ITER 機構やフランス当局の課す安全要件は満たさなけれ

アも液体リチウム増殖を検討しており，特に米国は一時期ばならず，設計段階から各極は ITER 機構と協力して安全モジュールの持ち込みを約束せず，据え付けを想定した技解析を行い，審査を受ける．ITER はプラズマ試験装置と術検討のみを行う立場で TBM 活動を行っていたが，結局して相当数のディスラプションなども想定されており，強国の方針として，将来の可能性を残しつつも設置計画に至度要求は原型炉などより楽とは限らない．多数回の放電がらなかった．韓国がその位置に入った形になる．

行われるため，熱疲労などの条件もある意味原型炉より厳１．
７ おわりに
以上のように，TBM 計画は ITER プロジェクトの中でもしい．
１．
６ 各極の TBM

特殊な位置にあり，原型炉に向けて異なる概念が試験され

表１に，現在各極が持ち込む予定になっている概念をまる国際競争の性格を持ち，また各極の政策や開発段階の差

とめて示す．ポート２は中国がポートマスターで，中国のが反映される．DT 運転の計画される２０２０年代末からが本ヘリウム冷却固体増殖（HCCB），インドのリチウム鉛冷

格的な運転であるが，それに向けて各極の独自の研究開発

却固体増殖（LLCB）がそれぞれ入る．中国は独自の低放射と国際連携など科学的見地だけではなく政治的にも複雑な化材 CLAM を最近開発しており，増殖材は Li４SiO４の微小動きが今後予想され，目が離せないプロジェクトである．

球（ぺブル）を用いる［３］．インドの方式は唯一液体金属（LiPb）
を熱媒体として使用し，なおかつ固体増殖材（Li２TiO３）も用いる独自の概念である．冷却には He も併用するとし
３３４

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S. Konishi and M. Enoeda

２．我が国の ITER-TBM の開発状況

壁負荷 0.78 MW/m２に耐えるモジュール筐体の開発と，増２．
１ 水冷却固体増殖方式の TBM の概要

殖・増倍材微小球充填層を形成する微小球充填箱の製作技

我が国では，水冷却固体増殖方式（WCCB）を主候補案

術開発が行われてきた．ブランケット筐体の製作には，多として増殖ブランケットの開発を進めている［８］．核融合

様な接合技術が必要であり，必要な接合技術の開発が系統

炉の増殖ブランケットは，厳しい熱・機械荷重の負荷と中的に進められてきている［９］．また，開発された接合技術

性子照射に耐え，核融合燃料トリチウム生産と核融合エネを用いて，実機模のモックアップ製作試験も進められていルギーの熱エネルギーとしての回収をするという複合した

る．広い面積の第一壁で高い熱負荷に耐えるための第一壁

機能を，統合されたシステムとして発揮する必要がある．

構造として，矩形冷却チャンネルを内蔵する第一壁を製作

ITER で実現される核融合炉環境下で，増殖ブランケットするために熱間等方圧加圧（HIP）接合法による HIP 条件の機能評価を行うテストブランケットモジュールの研究開発が進められ［９］，TBM の実規模の F82H 製モッ（TBM）試験は，原型炉の実現に向けた重要マイルストー

クアップの製作に成功した．製作したモックアップを実機

ン の 一 つ で あ り，日 本 は 水 冷 却 固 体 増 殖 方 式 の TBMと同じ条件の冷却水により冷却しつつ，水素イオンビーム（WCCB TBM）の試験を実施することを計画してい る．

加熱装置によ り，0.5 MW/m2 の表面熱負荷試 験 に 成 功

TBM 試験では，ブランケットの熱の回収とトリチウム増し，除熱性能が確認された［１０］．厚さ４５㎜の側壁は，中性殖の機能評価を行うために，原型炉と同じ，固体増殖材

子照射による核発熱を除熱するために，冷却チャンネルを（Li２TiO３）微小球充填層方式の構造概念の TBM（図２）

ドリル加工により形成する手法が採用され，その試作に成を，原型炉と同等の冷却条件（15 MPa，２８５‐３２５℃）で運転功した［１１］．また，製作された実規模第一壁モックアップ

して熱の回収を行い，トリチウムの増殖・回収を行う．そと実規模側壁モックアップの組み合わせ接合による第一壁のため，わが国の TBM 独自の冷却システムとトリチウム

側壁組み合わせモックアップの試作に成功した［１２］．ブラ回収システムを備える計画としている．既存の発電システ

ンケットモジュールは後壁で自重や電磁力を支えるため，

ムが使用可能な固体増殖水冷却方式を採用しているのは，

最大で１１０㎜の厚さの板材を用いた後壁が必要となるが，我が国のITER-TBMが唯一であり，熱交換器を介して小規

その試作が行われた［１３］．最近では，これまでに試作され模の発電試験も計画している．

てきた実規模第一壁側壁組み合わせモックアップと実規模

ITER に TBM を持ち込んで試験を行うために，ブラン

後壁モックアップの組み合わせ接合が実施され，F82H をケットモジュールの製作技術開発が実施されるとともに，用いた６面のTBM実規模筐体モックアップが試作された．

ITER の運転の熱負荷や電磁力に対する構造健全性や中性

図３に製作された TBM 実規模筐体モックアップの外観写

子の遮蔽性能を示すための解析が進展している．また，真を示す．TBM 筐体には，冷却水圧力に対する耐久性が要

TBM が ITER の安全性に影響を与えないことを示すため

求されており，今後は，耐圧性評価試験用モックアップのに安全性解析が行われている．

製作と耐圧試験の実施について検討を行う計画である．

２．
２ ブランケット製作技術開発の現状

２．
３ TBM 構造強度と中性子遮蔽性能解析の現状

TBM の製作技術の開発としては，低放射化フェライト

TBM の構造に対しては，ITER の運転で発生する様々な

鋼 F82H を用いて，第一壁表面熱負荷 0.5 MW/m２，中性子負荷に対する健全性を示すことが要求されている．考慮す
るべき負荷は，表面熱負荷と中性子壁負荷，プラズマディ
スラプションによる電磁力，筐体内部に冷却水が侵入した場合の内圧，地震力などである．これまでに，熱応力，電磁力に対する構造強度，冷却水の耐圧性について検討が行われた．
熱応力は，0.5 MW/m２の第一壁表面熱負荷と，0.78 MW/m２

図２

水冷却固体増殖 TBM の構造．

図３

３３５

作成した実規模 TBM 筐体モックアップ．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.90, No.6 June 2014

図４

熱応力解析の有限要素モデル．

の中性子壁負荷による核発熱により発生する．ITER の運転はパルス運転であるため，発生する熱応力の過渡応答が評価され，定常状態での熱応力との比較が行われている．
図４に解析に使用した形状モデルの概略を示す［１３］．解析は汎用構造解析コード ANSYS を用いて実施された．過渡応答には，６０秒のプラズマ立 ち 上 げ，４
００秒 の 定 常運
転，９０秒のプラズマ停止が仮定された．定常解析の結果としては，最高温度は第一壁の表面で５５０℃以下であること，
熱応力のピーク値は第一壁の矩形冷却チャンネルの隅の表面部分に発生するが，評価断面を設定して健全性を評価した場合，許容範囲内となる見込みであることが明らかにさ

図５

れた［１３］．過渡応答による発生熱応力は，定常状態での評

電磁力解析用の有限要素モデル［６］．

価結果と有意な差がないことが明らかになっている．
電磁力評価は，ITER 機構により設定されたディスラプ
ションの条件に従って実施されている［１４］．図５に電磁力解析に使用された形状モデルの概略を示す［１３］．電磁力解
析では，広い範囲の空間をモデル化する必要があり，大きな解析モデルが必要である．プラズマディスラプションの境界条件は，電流分布の時間変化として与えられる．解析は ANSYS により実施され，構造物に発生する渦電流が解
析により求められ，その値から発生する電磁力とそれに起因する応力が得られている．TBM の電磁力は，後壁に設置される電磁力支持構造により支持される設計となっている．解析の結果，TBM 筐体に発生する変形は１㎜以下であり，周囲の構造物との空隙の１０㎜に比べて十分小さいこと

図６15.5 MPa の冷却水が TBM 筐体内に侵入した場合の応力計
算結果［６］．

図７

中性子遮蔽解析用の MCNP 形状モデルの水平断面図［６］．

が明らかにされている［１３］．また，TBM 筐体に発生する応力は小さく，電磁力支持構造に発生する応力が最も大き
いこと，その応力は 140 MPa より小さく，許容範囲内と考えられることが明らかになっている．
TBM 筐体に高温高圧水が侵入した場合を想定した筐体の耐圧性解析は，ANSYS を用いて行われた（図６）．筐体
寸法 1.66 m×0.47 m×0.6 m では，発生応力が許容範囲を超えることが明らかになった．ITER に装着できる TBM のフェライト鋼重量は，フェライト鋼に起因する不整磁場を低減する必要性から 1.3 トンと制限されることが決まっていることを考慮し，TBM 筐体の寸法を 1.66 m×0.47 m×0.375 m として解析を行った結果，耐圧性が確保される見通しが得られ，同時にフェライト鋼重量も 1.3 トンに低減可能となる見通しが得られている［１３］．
中性子遮蔽解析による停止後線量率評価に関しては，
３３６

Commentary

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S. Konishi and M. Enoeda

TBM を設置する水平ポート周辺を，３次元形状でモデルる機器は，圧力容器指令（ESP/ESPN）の対象となると考化し，中性子挙動は MCNP で，放射化は ACT４で解析をえられる．この場合，第３者機関により，圧力容器として行っている［１３］．図７に，解析に用いた形状モデルの垂直適正に設計製作されていることの認証を得る必要がある．

断面図を示す．評価基準は，TBM 試験後の TBM 後方水平今後は，このような認証を得るためのデータ取得や設計検ポートでの運転停止後２週間での放射化による線量率が討を進める必要がある．

１００マ イ ク ロ Sv/h を 超 え な い こ と で あ る．こ の 基 準 値

参考文献

は，従事者の立ち入りが可能となる値である．解析の結果，この値を満足することが示されている［１３］．

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［２］Agreement on the Establishment of the ITER International Fusion Energy Organization for the Joint Implementation of the ITER Project, INFCIRC/702, IAEA,(2007).
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［４］E. Rajendra Kumar et al., Fusion Eng. Des. 87, 461 (2012).
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［９］廣瀬貴規 他：プラズマ・核融合学会誌 87 ,172 (2011).
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［１１］T. Hirose et al., Fusion Eng. Des. 86, 2265 (2011).
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［１３］M. Enoeda et al., Fusion Eng. Des. (2014), http://dx.doi.org/10.1016/j.fusengdes.2014.01.035.
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［１５］D. Tsuru et al., Fusion Eng. Des. 83, 1747 (2008).
［１６］D. Tsuru et al., Fusion Eng. Des. 83, 1238 (2008).

２．
４ 安全性解析の状況
安全解析に関しては，機能に着目した故障事象影響分析（FMEA）により重要な初期事象を摘出し事象のシナリオを設定して［１５］，解析が実施されている［１６］．これらの従来の解析では，温度応答解析は，１次元の簡易的な評価を行い，冷却水の圧 力 挙 動 の み を 熱 流 体 安 全 解 析 コ ード
TRAC-PF1を用いて解析していた．最新の安全解析では，TRAC-PF1 コードを整備して，ベリリウムと水蒸気の反応熱が温度応答に考慮されるよう改良され，温度応答と冷却水の熱流体挙動の解析を同時に実施されている．また，安全解析を実施したときに要求される解析コードの計算結果の妥当性の検証として，評価済みの解析コードとの解析結果の比較検証を行なうことが計画されている．
２．
５ 今後の課題
TBM を製作して ITER に持ち込むためには，ITER の機器すべてに要求される設計レビューで承認を得る必要がある．さらに，フランスにおける法規制の要求を満足する必要がある．特に TBM のような高圧流体による冷却を要す

し京都大学エネルギー理工学研究所教授．
東京都出身，京都府宇治市在住？（実際は学校で寝てたりする）．研究分野：核融合炉設計， 炉工学，エネルギーシステム全般（著書アリ），
サステイナビリティ学．バイオマス燃料化ハイブリッド核融合
炉概念を提唱．研究は超絶性能の鍋へと展開中．

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

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

さと

えの

えだ

みき

お

榎 枝 幹 男
独立行政法人日本原子力研究開発機構核融
合研究開発部門六ケ所核融合研究所ブラン
ケット研究開発部ブランケット工学研究グ
ループリーダー．１
９
８
８年日本原子力研究所
核融合研究部研究員，２００７年核融合研究開発部門核融合炉工学研究開発ユニットブランケット工学研究グループリー
ダー．現在に至る．核融合炉増殖ブランケット開発に従事．

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

にし!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

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

こ小 西 哲 之!!!!!!!!!!!!!

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

３３７!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!