J. Plasma Fusion Res. Vol.94, No.11 (2018)５
３３‐５３５小特集

核融合原型炉における運転計画と商用炉に向けた戦略
Operation Plan of Fusion DEMO Reactor toward Steady Electric Power
Generation and Prospect of Commercialization

１．原型炉運転計画の背景と目的
1. Background and Objectives of Operation Plan for DEMO
日 渡 良 爾１，２）
HIWATARI Ryoji１，２）１）

原型炉設計合同特別チーム，２）量子科学技術研究開発機構（原稿受付：２
０
１
８年７月４日）１．
１ 原型炉における運転計画検討の背景と目的る為，原型炉の概念設計及び研究開発を担う組織として日本の原型炉のミッションは，「核融合原型炉研究開発

２０１５年６月に原型炉設計合同特別チーム（特別チーム）がの推進に向けて」において，２１世紀中葉までの核融合エネ

設置された［３］．特別チームの活動として，運転計画に関

ルギーの実用化に備え，数十万 kW を超える定常かつ安定する検討を進めるために運転計画ワーキンググループ（運した電気出力，実用に供し得る稼働率，燃料の自己充足性

転計画 WG）が設置され，大学や産業界からの意見も取りを満足する総合的なトリチウム増殖を実現することを原型入れた活動が実施された．

炉の目標とする，と定義されている［１］．原型炉におけるこの運転計画 WG では，

運転計画検討の目的は，上述の原型炉のミッションをどの（１）炉心制御・プラント運転技術

ように達成するのかに関する具体的な手順・方法論を提案（２）ダイバータするものである．

（３）ブランケット

具体的には，「核融合原型炉開発のための技術基盤構築（４）トリチウムサイクル・取扱技術の中核的役割を担うチーム（合同コアチーム）報告」にて，（５）安全技術

中間チェック＆レビュー（中間 C&R）までに検討が実施さ（６）廃棄物処理技術

れる項目の一つとして運転計画があげられている［２］．運（７）プラント保守技術

転計画の内容としては，原型炉の運転期間中に確立されるの７つテーマに関するサブグループが設定され，それぞれべき技術・データとその取得に要する期間を分析し，運転のテーマに関する運転計画が議論された．本小特集におい計画と運用年数を検討，想定される取得技術・データ，核ては，おおよそこれらテーマ毎に議論された運転計画の検融合炉の運転技術，プラズマ予測コードの検証，核融合炉

討結果の概要を紹介する構成としている．

の運用性（出力安定性，制御性，運転マージン），構成機

ここで紹介する運転計画の検討結果は，原型炉概念その器・付帯設備の故障率データ，プラント保守，作業従事者

ものも未だ完成していない状況での検討結果であり，最終の被ばく実績，廃棄物の取扱・管理技術，通常時の環境影

形に至っていない点につては，ご注意いただきたい．その響，実用炉へ向けた先進技術開発（ブランケット，ダイため，原型炉概念や原型炉の目的の検討の進捗に合わせて

バータ，材料）など？，との具体的な記載がある［２］．現

随時改訂される予定である．

状，中間 C&R は２
０２０年頃と２
０２５年頃の２回設定されてい１．
２ 運転計画検討の前提条件

るため，これらタイミングには原型炉の運転計画を具体化

運転計画の検討に際して，原型炉の在り方を踏まえ，運する必要があると考えられる．

転計画 WG における議論の結果，以下の項目を検討の前提

一方，文部科学省核融合科学技術委員会の審議に基づい条件とした．

て，核融合原型炉開発の技術基盤構築を全日本体制で進め

Joint Special Design Team for Fusion DEMO, National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology
author’s e-mail: hiwatari.ryoji@qst.go.jp

５３３!2018 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.11 November 2018

① 原型炉における定格運転に必要な要素技術は国際熱原型炉環境のみで実証できる技術で，他の実験設備

核融合実験炉 ITER や JT‐６０SA他の実験設備・研究等の環境では実証できない技術! 優先度２：原型炉で実証することが合理的な技術によって開発済みとする．
② 原型炉では，開発済みの要素技術に対して実環境下

原型炉以外でも実証できるが，原型炉を利用するほでの総合的な最終確認（実証）を行うことを主目的

うが時間的・経済的・技術的な観点で合理的な技術! 優先度３：原型炉以外で実証が可能な技術とする．
③ 原型炉固有の実証項目となる商用炉に向けた炉心運原型炉以外でも実証することが可能で，かつ，時間転技術の開発実証といった観点からは，原型炉でし的・経済的・技術的な観点から原型炉以外で実証すか行えない実験的項目も運転計画に取り入れることることが合理的な技術検討とする．

これら二つの評価軸に基づいて，原型炉の運転計画に列挙④ 炉心プラズマの運転としては，プラズマ電流，トロ

すべき項目を表１の分類表を用いて分類した．その中で，イダル磁場が定格に到達した段階を原型炉の本格的表１中の A１，A２，B１，B２に分類された項目について，な試運転開始と定義することとする．

次の段階である実証時期に関するタイムテーブルへの検討⑤ 原型炉の運転開始に必要な初期トリチウムは確保さ項目として抽出した．

れているとする．

実証時期に関するタイムテーブルは表２のような運転サ⑥ 発電は炉心のパルス運転段階から行うが，送電（系

イクル表を用いた．ここで第１サイクルを試運転サイクル

統併入）は行わない事とする．炉心の定常運転によとし，第２サイクル以降を本格運転サイクルと設定した．

り安定な運用実績を積んだ後に系統併入を実施する

このような運転サイクル表に対して，例えば原型炉の運こととする．

転開始に際して，トリチウム燃料システムの運用開始，炉ここで設定した前提条件については，今後の原型炉概念検心プラズマ放電開始，発電実証，トリチウム燃料充足性の討の進捗に合わせて必要に応じて見直す予定であり，最終実証，炉内機器の遠隔保守の実証等々といった原型炉にお的な決定事項ではなく，原型炉の運転計画初版作成のためける実証項目の実施時期を当てはめる作業を実施した．

の暫定的な前提条件である．

１．
４ 現状の運転計画の位置付け
１．
３ 運転計画の検討の進め方

２０３５年頃に想定される原型炉段階への移行判断に際して運転計画 WG の各サブグループでは，はじめに運転計画

は，『実用炉段階で経済性を達成できる見通しを得ておく

立案に向けて重要と判断される実験・実証項目を抽出する必要がある』との判断基準が例示されて い る［１］．したことから検討を開始した．次に，抽出された項目についてがって，第１章で説明したの３つの原型炉のミッションの実証時期をタイムテーブル上に列挙する作業を行った．

他に，経済性の見通しを示すことが運転計画にも反映され運転計画の重要項目抽出に当たっては，表１に示すようなければならない．

な２つの評価軸による分類作業を実施した［４］．一つ目の一方で，定量的な経済性の目標は定められておらず，実評価軸は，①核融合炉開発における技術重要度，二つ目の用化に向けた経済性の見通しを得るために必要な炉心プラ

評価軸は，②原型炉を利用することの優先度とした．

ズマの開発内容や原型炉におけるテストブランケットモ
表１①核融合炉開発における技術重要度としては，以下のよう

運転計画検討における項目の優先度分類表．

な順位付けを行った．

利用優先度
１：原 型 炉 で ２：原 型 炉 で ３：原 型 炉 以なければ実証 実証するのが 外で実証可能できない技術 合理的な技術 な技術! 重要度 A：核融合開発の基盤技術
核融合炉の運用性，安全性，信頼性，経済性に対して不可欠な技術

A：基盤技術
技
術 B：補 強 を 要 す
重
る重要技術
要
度 C：核 融 合 特 有 の技術でないもの! 重要度 B：核融合開発において補強を要する重要技
術
核融合炉の技術成立性の実証に際して既存技術の補強が必要となる技術

A1

A2

A3

B1

B2

B3

C1

C2

C3

! 重要度 C：核融合炉特有ではない技術
タービン設備，発電機設備等の軽水炉や一般産業で表２も活用されている技術
サイクル

試運転サイクル
1Cy

運転段階

性能試験

故障・劣化
Phase

調製 Phase

同様に，②原型炉を利用することの優先度については，以下のような順位付けを行った．
! 優先度１：原型炉でなければ実証できない技術

５３４

実証時期策定に用いる運転サイクル表［４］．
2Cy 3Cy 4Cy 5Cy〜8Cy 9Cy

10Cy
以降

本格運転（運転期間＋保守期間を各Cyで設定）
初期故障
Phase

ランダム故障
Phase

経年劣化
Phase

Special Topic Article

1. Background and Objectives of Operation Plan for DEMO

R. Hiwatariジュール（TBM）開発目標も今後の課題である．そのた

参考文献

め，経済性の見通しを示すことに関しては，現段階では運［１］文部科学省核融合科学技術委員会，「核融合原型炉研究開発の推進に向けて」
，平成２
９
（２
０
１
７）
年１
２月１
８日．
［２］核融合原型炉開発のための技術基盤構築の中核的役割を担うチーム（略称 合同コアチーム）報告−原型炉技
術基盤構築チャート−，平成２
７
（２
０
１
５）
年１月１
９日，文部
科学省第４
３回核融合研究作業部会．
［３］原型炉設計合同特別チームホームページ，http://www.
fusion.qst.go.jp/rokkasyo/project/reactor-sp.html［４］原子力科学技術委員会もんじゅ研究計画作業部会，もんじゅ研究計画，平成２
５
（２
０
１
３）
年０
９月３
０日．

転計画に十分反映できていない．同様に，核融合炉に求められる安全性についても定量的な基準が決められておらず，運転計画には反映できていない．
以上のことを鑑みると，本特集記事で詳述する運転計画
は最終形では無く，原型炉概念ならびに原型炉の目標の検討の進捗に合わせて，逐次，改訂されていくものと考えられる．ついては，その初版である原型炉の運転計画の検討
結果について，次章以降に解説するものである．そのため，今後，継続的に検討していく原型炉運転計画のたたき台としての位置付けと考えていただければ幸いである．

５３５

J. Plasma Fusion Res. Vol.94, No.11 (2018)５３６‐５３９

小特集 核融合原型炉における運転計画と商用炉に向けた戦略

２．炉心制御・プラント運転技術
2. Control of Reactor Core and Plant Operation Technology
日 渡 良 爾１，２），坂 本 宜 照１，２）
HIWATARI Ryoji１，２）and SAKAMOTO Yoshiteru１，２）１）

原型炉設計合同特別チーム，２）量子科学技術研究開発機構（原稿受付：２
０
１
８年７月１
７日）

原型炉の炉心制御，ならびにプラント運転技術に関する運転計画について述べる．炉心制御としては，コ
ミッショニング期間中に段階的な燃料核種の移行，出力上昇を行い，パルス放電・定常放電それぞれの定格運転を順次実証する計画である．プラント運転技術としては，パルス定格運転から発電を開始し，定常運転での実績を経た後，第２サイクルから系統への送電を開始する計画である．その後，商用炉に向けた稼働率向上をめざして，ダイバータ熱負荷を下げる炉心制御手法の開発を行うとしている．運転サイクル後期には商用炉を模擬する
炉心制御技術の開発フェーズを設けている．
Keywords:
DEMO, operation plan, plasma control, plant operation, commissioning, power generation, grid connection,
plant availability

２．
１ 炉心制御・プラント運転技術に関わる運転計画の基本的考え方

配管系のみを用いたダイバータ（ここでは，後期ダイ
バータと称する）をめざした炉心からの不純物放射増大を可能とする炉心開発をめざす．

炉心制御・プラント運転技術に関わる運転計画は，原型
炉全体の運転計画に対して骨格となるものであり，炉心制（４）最終的には商用炉模擬運転を行い，商用炉実現に向け御・プラント運転技術の運転計画に対応する形で，他の技た目処を得る．

術項目の運転計画が対応付けされる．そのため，原型炉のが挙げられる．（１）項目で準備段階，試運転段階，本格運転段階，性能向上段階，商達成

用炉に向けた開発段階（経済性の目処を得る段階）といっていないことに注意して欲しい．
（２）項目では，十分な運た，時系列運転が理解できるように検討を実施した［１］．

転経験を踏んだ後に送電（系統連係）を行うとしている．

パルス運転による発電実証のとあるが，ここでは送電（系統連係）までは含まれ検討に当たっては，国際熱核融合実験炉 ITER［２］や従来

また，（３）項目にあるように，発電実証達成後には，銅合金の試験装置等の運転計画で想定されている実験準備段階，

配管を用いない後期ダイバータ（熱負荷を 10 MW/m2 以下

軽水素実験段階，重水素実験段階，DT 実験段階といったから5 MW/m2 以下に低減）に向けた炉心性能の向上（中心運転段階毎に実証項目を整理し，運転計画初版の検討を実領域からの放射損失割合の増加，高閉じ込め，高ベータ化

施した．

等）を目指し，実用化に向けた稼働率の目処を得る．最終
的には（４）項目にあるように，原型炉段階への移行条件で

２．
２ 実証項目の抽出についてある商用炉を念頭においた経済性を見通すための運転（商２．
２．
１ 運転計画に求められる要件

用炉模擬運転）［３］を行うことを想定した．

炉心制御・プラント運転技術に求められる主な要件としこれらの炉心制御・プラント運転技術に求められる要件て，から，原型炉での実証技術大項目を以下のように設定した．

（１）限られた初期トリチウム量を用いて，炉心プラズマの① 調整運転（コミッショニング）の実施

調整，安定性・輸送制御技術の実証，シミュレータに② 長期間定格発電の実証

よる炉心予測・制御技術の妥当性確認等を行い，パル③ 後期ダイバータに向けた高不純物放射（加熱パワーのス運転にて発電実証を達成する．

内放射損失割合が８０％以上）を可能とする炉心開発（２）完全非誘導電流駆動プラズマの実現による定常定格発④ 商用炉模擬運転の実証

電を一定の期間安定に実施し，信頼性のある発電技術

この大項目それぞれに対して，中項目となる課題を抽出すとして実証した後に送電（系統連係）を実現する．

る作業を実施した．

（３）稼働率向上に向け，ターゲット冷却ユニットに F８
２H
Joint Special Design Team for Fusion DEMO, National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology
corresponding author’s e-mail: hiwatari.ryoji@qst.go.jp

５３６!2018 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Special Topic Article

2. Control of Reactor Core and Plant Operation Technology

R. Hiwatari and Y. Sakamoto

２．
２．
２ 調整運転（運転サイクル１）の実施に関する課題

バータとの整合性のシミュレータによる予測と検証，粒子調整運転は，原型炉の建設が終了して最初に運転を実施

バランス制御の予備実験とトリチウム必要量の予想等が実するフェーズであり，細心の注意をもって各段階の目的を施項目となる．ここまでの主要な実施項目の重要度・優先実証しつつ運転を進める必要がある．この運転期間の大き度分類を表１に示す．

な目標としては，炉心予測妥当性評価，各種制御性確認

６）中項目①‐６ DT パルス運転（MHD／回 転／輸 送），運 転 可 能 領 域 評 価，炉 心 シ ミ ュ

燃料にトリチウム（T）を段階的に増加させて核融合出力

レータの妥当性評価，パルス運転による発電実証，完全非を増加させつつ，DD 放電までに確認されている炉心制御

誘導電流駆動プラズマ運転による長期間の発電実証，定格性について DT 放電でも確認する．また，核融合出力が増

出力運転の実証が挙げられる．これらの実証項目を実施す

大し，ブランケットにおける発熱（熱交換）及び発電が必る上で，①‐１ 放電前試験，①‐２ HH 調整運転，①‐３ HH

要となるため，冷却系統・発電系統の制御も必要になる．

パルス運転，①‐
４ H+He パルス運転，①‐５ DD パルス運

そのため，プラント制御として冷却・発電系統の準備を事

転，①‐６ DT パルス運転，①‐
７ DT 定常運転の実証項目に前に行う必要がある．

関する中項目を抽出した．

実証項目は，トリチウム割合の段階的増加による炉心制

１）中項目①−１ 放電前試験

御性の確認で，H-mode 遷移，ELM 制御，MHD／回転／輸

本格的な放電開始に備えた準備段階として，真空排気，送制御，ダイバータ制御等が対象となる．その他として，

ベ ー キ ン グ，Glow/ECH 放 電，ト ロ イ ダ ル 磁 場 予 備 生

トリチウム粒子バランス確認と初期装荷トリチウムによる成，磁気軸／第１壁位置調整，誤差磁場確認，計測機器動DT 運転可能期間の評価，DT 燃焼化における !粒子関係の作確認を実施する．この際，第一壁やブランケット筐体温

閉じ込め／不安定性制御手法の確認，長パルス化の実証度に関するプラント運転については，延性脆性遷移温度（〜１時間オーダ）と運転可能領域の確認，トリチウム割合（DBTT）以上に維持する必要があると考えられる．そのた増加による核融合出力上昇試験（立上げ，出力定常維持，め，この段階から主熱輸送系も運転を開始し，冷却材を加停止の一連の制御），各出力による炉心・1/2 次系・発電

熱した状態で運転を開始することにする．

系の動特性試験等が挙げられる．各種安全機器動作確認

２）中項目①‐２ HH 調整運転

（測定機器最終較正，各種インターロック確認，加圧器，逃放電前試験後に設定される運転フェーズでは，プラズマ

し／隔離弁，キラーペレット装置，タービンバイパス等），

電流・磁場の定格値到達までの運転を想定し，放電の基本

１次系・２次系・タービン‐発電機立上げ，パルス放電に的な電流立上げ，ダイバータ配位形成，放電停止の実証，

よる発電実証（所内単独運転試験），電源喪失試験等の安プラズマ電流値・磁場の定格値までの上昇を実施する．

全系制御実証試験の実施，パルス DT 運転による定格発電３）中項目①‐３ HH パルス運転

実証試験（数時間オーダの所内単独運転試験）が実証項目

HH 調整運転が終了し，基本的な放電シーケンスが確認となる．

された後，密度・外部加熱増加，デタッチプラズマの実証，

７）中項目①‐７ DT 定常運転

ディスラプション緩和・予測技術の事前確認，MHD・回

パルス運転から定常運転に移行するために，誘導電流の転・輸送制御性による運転領域の事前確認を実施する．こ割合を減らしつつパルス長を伸ばすことが課題となる．その段階で H-mode 放電関連の予備試験も実施する．

のために，非誘導電流駆動割合の段階的増加（ハイブリッ

４）中項目①‐４ H+He パルス運転ド運転化）を行うとともに，非誘導電流割合ごとの炉心性

不純物であるヘリウムを添加し，質量効果による L-H

能・制御性，運転領域の確認を行い，最終的には定常運転

遷移加熱パワーの低下による L-H 遷移と H-mode 放電に関を実現する．実証項目は，完全非誘導電流駆動運転（立上わる基本的な実験を実施する．具体的には，H-mode 遷移

表１

制御，ELM 制御の事前確認，ダイバータとの整合性（アDD パルス放電までの重要度・優先度分類表．
利用優先度

タッチ⇒デタッチ条件）を確認する．また，この後の DD

１：原型炉でなけれ ば 実 証 ２：原型炉で実証す る の が ３：原型炉以外で実 証 可 能
できない技術
合理的な技術技術

パルス放電（放射化運転）以降に必要な計測・遠隔保守機【DD パルス運転】【HH パルス運転】【HH パルス運転】
ディラプション予測・緩和技 磁 場・電 流 の 定 格 運 転，密 長パルス・非誘導電流運転の術の事前確認，MHD，回転， 度・外部加熱増加，デタッチ 開発
輸送制御の事前確認
プラズマ事前確認【DD パルス運転】【H-He パルス運転】
放射線場での遮蔽・機器動作 H-mode 遷移・ELM 制 御 確
実 証，H-mode 放 電／ELM 認，ダイバータとの整合性
制 御 事 前 実 証，MHD・回 【DD パルス運転】
転・輸送制御性事前実証，ダ 中性子発生量 予 測 妥 当 性 確
イバータとの整合性予測，長 認，H-mode 遷移・閉込め予
パルス・非誘導電流駆動の事 測 の 確 認，ELM・MHI・回前実証，粒子バランス制御と 転・輸送制御性予測確認，ダトリチウム必要量予測
イバータとの整合性予測検証

器・安全機器の動作確認についてもこの運転フェーズにて
実施する．

：

Ａ

５）中項目①‐５ DD パルス運転

基
盤
技
術

DD 放電を開始することにより，放射線管理フェーズへ移行する．そのため前段階で放射線管理フェーズに必要な要がある．また，DD 放電に移行するにあたり，前段階からの HH⇒DD 放電移行に必要な第１壁・加熱機器・排気機
器クリーニング等も必要に応じて実施する．その後，中性子発生量予測妥当性評価，放射線場での計測・制御機器動Ｂ 【本格放電前試験】
グロ ー／ECH 放 電，磁 気 軸る重 補 ／第一壁位置調整，誤差磁場強確認
要
技 を 【HH パルス運転】
術 要 電流立上げ，ダイバータ配位
す 形成，放電停止実証
：

技
術
重
要
度

計測・遠隔保守機器・安全機器の動作確認を十分に行う必

：

特Ｃ
技有
術で核
な融
い合

作・遮蔽確認，DD 放電下での H-mode 遷移予測，閉じ込め
性能予測，ELM 制御性，MHD・回転・輸送制御性，ダイ
５３７【HH パルス運転】
DD パルス用の計測・制御機
器，遠隔保守機器，安全機器の動作確認【DD パルス運転】
HH→DD 移行放電

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.11 November 2018

適した運転点の最適化とその長期間運転の実証を行う．

げ，定常維持，停止）の達成，粒子バランス制御／He 排気制御／不純物割合制御／各種分布制御の実証，完全非誘導

後期ダイバータ用の運転点最適化が完了した後には，実電流駆動下における発電出力上昇，DT 定常運転による定際に後期ダイバータを設置して，ダイバータの寿命の長期

格出力運転実証（〜日オーダ）が挙げられる．ここまでの化による稼働率向上（稼働率向上期間）を段階的に実証す

主要な実施項目の重要度・優先度分類を表２に示す．

る．

２．
２．
３ 長期間定格発電の実証（運転サイクル２）の実施に

２．
２．
５ 商用炉模擬運転の実証（運転サイクル後半以降）

関する課題

原型炉の最終目標は，商用炉に向けた目処を得ることに

ここでは調整運転の最終段階で DT 定常運転の放電時間ある．炉心条件についても将来の商用炉に対する目処を得を日オーダまで実証されていることを前提に，発電プラン

る実験実証をすることが最終目標と考えられる．そのため

トとして必要な連続運転放電を年オーダまで長期化するこの実施項目として，④‐１商用炉の目標設定，④‐２商用炉模とを目的とする．中項目として，②‐１定常運転の長期化と擬手法の検討，④‐３商用炉模擬運転の実証を中項目として②‐２長期運転の監視・制御技術を抽出した．

抽出した．商用炉の目標設定は，原型炉の装置設計値ならびに成果に基づき開発方針及び概念検討の目標値を定める

定常運転の長期化は，完全非誘導電流駆動運転の段階的ことに対応する．

長期化により実現する．また，長期運転の監視・制御技術として，出力の監視，粒子バランス制御や He 排気，更に不商用炉模擬手法の検討では，商用炉条件を原型炉で模擬

純物割合等の監視・制御の実証が必要となる．この項目にする運転方法を検討する事になる．例えば，経済性向上をは，第一壁，ダイバータ板，ダスト監視技術についても含目指して高ベータ高出力密度を商用炉で目標とした際，原める．

型炉で同じ炉心条件を実現しようとすれば出力が大きくな

２．
２．
４ 後期ダイバータに向けた高不純物放射を可能とすり炉内機器の除熱能力を超えることもありえる．そこで，る炉心開発（運転サイクル３以降）

例えば，閉込め磁場を小さくし，規格化ベータ値等の無次年オーダの発電実証後に炉心改良をする必要がある．特元数を商用炉と同一にするといった工夫をする必要があに，初期ダイバータについては銅合金配管を利用している

る．また，加熱・電流駆動等の制御計測機器についても改ため，中性子照射効果から運用期間が１年程度と考えら良や追加が必要な場合があり，商用炉に向けた実験実証手

れ，稼働率向上のためには，銅合金配管を用いないダイ法の検討や整備を行うことを想定する．
商用炉模擬運転の実証は，商用炉模擬運転手法に則り実バータ（後期ダイバータ）に移行する必要がある．ダイ2

バータターゲットにおける熱負荷を 5 MW/m 以下に低減

験実証を行うとともに，商用炉模擬運転の運転期間の段階するために，炉心における放射損失割合を増加させる炉心的長期化を行い，商用炉に向けた目処を得ることを実証す

制御が必要となる．ここでは，中項目として③‐１性能向上

る．ここまでの主要な実施項目の重要度・優先度分類を目標設定，③‐２性能向上運転の開発，③‐３運転点の最適化

表３に示す．

を抽出した．

２．
３ 炉心制御・プラント運転技術の運転計画

後期ダイバータに向けた高放射損失化に向けた運転領
域・出力制御手法の事前評価を実施し，実証の目標値と実

前述の実証項目の抽出，重要度／優先度分類（表１〜

施手順を具体化する．次に，前述の目標・計画に基づいて，

表３）に基づく優先項目について，運転サイクルに当ては

段階的な不純物割合増加と運転領域・出力制御手法の確認めを行った．実証項目の内，中項目に相当するものを運転を行う．最後に，運転点の最適化では，後期ダイバータに

サイクル上に表したものを表４に示す．

表２

DT パルス・定常放電の重要度・優先度分類表．

表３

利用優先度
１：原型炉でなければ実証できない技術

１：原型炉でなければ実証できない技術

基
盤
技
術

Ａ

技
術
重
要
度

基
盤
技
術

：

重をＢ
要要
技す補
術る強

：

重をＢ
要要
技す補
術る強

：

な合Ｃ
い特
技有核
術で融

：

な合Ｃ
い特
技有核
術で融

５３８

２：原型炉で ３：原 型 炉実証するのが 以外 で 実 証
合理的な技術 可能技術

【定常運転の長期化】【商 用 炉 目 標
完全非誘導電流駆動運転の段階的長期化（月→年オーダ）， 設定】【長期運転の監視・制御技術】
原型炉成果に
出力／粒子バランス／He 排気／不純物割合の監視・制御技 基づく商用炉術の実証，第一壁／ダイバータ板／ダスト監視技術の実証の開発方針お【性能向上運転の実施】
よび概念検討後期ダイバータに向けた段階的な不純物割合増加と運転領域
確認，出力制御手法の開発【運転点最適化】
後期ダイバータに適した運転点最適化と運転期間長期化【商用炉模擬手法検討】
原型炉での商用炉模擬主要の設定，加熱・制御機器の整備・追加【商用炉模擬運転】
商用炉模擬運転の実証と運転の長期化

：

：
技
術
重
要
度

利用優先度

３：原型炉以２：原型炉で実証するのが外で実証可能合理的な技術技術【DT パルス運転】【DT パ ル ス
【DT パルス運転】
トリチウム割合増加による炉心制御性確認， トリチウム割合増加による 運転】
DD → DT 放
ELM・MHD・回転・輸送・ダイバータ制御 出力上昇試験
性確認，トリチウム粒子バランス確認と初期電移行に伴う装荷トリチウムによる運転期間評価，!粒子 【DT 定常運転】
計測・制御系
閉込め／不安定性制御実証，長パルス化（〜 非誘導電流駆動割合の段階 の調整，!粒１時間）と運転可能領域確 認，出 力 毎 の１ 的 増 加（ハ イ ブ リ ッ ド 運 子閉込め／不次・２次・発電系動特性試験，各種安全機器 転），非誘導電流駆動割合 安定性制御手
動作確認，タービン発電機調整，発電実証， 毎 の 炉 心 性 能・制 御 性 実 法の開発
所内単独運転，電源喪失・負荷遮断試験等， 証，運転可能領域の確認，
定格発電実証完全非誘導電流駆動運転の【DT 定常運転】開発
粒子バランス／He 排気／不純物制御実証，
完全非誘導電流駆動運転の実証，完全非誘導
電流駆動化での発電出力上昇，定格出力運転
実証

Ａ

長期間定格発電以降の重要度・優先度分類表．

Special Topic Article

2. Control of Reactor Core and Plant Operation Technology

はじめに，運転サイクルの開始を定義するために，定格

R. Hiwatari and Y. Sakamoto

階的に延ばす．これと共に，長期間の炉心監視・制御技術

磁場・定格プラズマ電流到達までを放電前試験段階と暫定の実証を行う．

的に設定した（プラズマ電流の定格到達まで含めるかにつ

第３サイクル以降では，原型炉ミッションの一つである

いては今後要検討）．第１サイクル（試運転）では，はじめ実用に供しうる稼働率の実証に向けた炉心プラズマ開発をに H-H パルス放電，H-He パルス放電を実施する．炉内放射行うと共に，運転点の最適化を行い，第８サイクル以降に線環境が Cold 状態である期間において，基本的な炉心プラ

後期ダイバータを用いた稼働率向上試験を行う．この期間

ズマ運転シナリオ（立上げ，立下げ），加熱・電流駆動装に平行して，原型炉の目標の一つである商用炉の目処を得

置，計測機器，ディスラプション回避，H-mode 放電，ELMるための目標の最終設定，原型炉での商用炉向け炉心プラ

制御，ダイバータ制御等の事前実証を行う．

ズマの模擬手法の検討を行う（商用炉に向けた目標設定や

D-D パルス放電からは，炉内放射線環境が Hot 状態に移模擬手法の予備検討は，原型炉段階移行条件であるため原行する．DT 放電に向けた最終確認を行うと共に，この段型炉概念検討の段階から実施するものと想定［３］）．原型炉

階では新たに DD 核融合による加熱やトリチウム・中性子の最終段階（現段階では第１０サイクル以降と暫定設定）で生成が発生するため，DT 放電時の核融合出力予測や初期は，商用炉への目処を得るための運転を実証する．

トリチウム必要量の確認も併せて実施する．

謝次に，トリチウムを供給開始し段階的にトリチウム密度辞

本議論に貢献いただきました，井手俊介様，三善悠矢様を上昇させて，最終的には D-T パルス定格運転を実証すに感謝申し上げます．

る．その際に，順次，基本的な炉心プラズマ運転シナリオ（立上げ，立下げ），加熱・電流駆動装置，計測機器，ディ
スラプション回避，H-mode 放電，ELM 制御，ダイバータ

参考文献

制御等の実証を行う．併せて，１次・２次・発電系の動特［１］核融合原型炉開発のための技術基盤構築の中核的役割を担うチーム報告 −原型炉技術基盤構築チャート−，
平成２
７
（２
０
１
５）
年１月１
９日，文部科学省第４３回核融合研究作業部会．
［２］D.J. Campbell, The ITER Research Plan, Town Meeting
IAEA Fusion Energy Conference, Oct. 2012.
［３］文部科学省核融合科学技術委員会，「核融合原型炉研究開発の推進に向けて」
，平成２
９
（２
０
１
７）
年１
２月１
８日．

性試験，安全システムの試験（電源喪失試験・負荷遮断試
験等）を実施する．
第１サイクルの最終段階として，D-T 定常運転による安定な発電実証を実施する．これによって，信頼性のある発電技術として実証し，送電（系統連係）の準備を整える．
第２サイクルでは，放電期間を長期化し，日オーダから
月オーダ，月オーダから年オーダと安定した発電期間を段
表４
運転サイクル
炉内放射線環境

建設・
運転準
備段階

炉心制御・プラント運転技術に関する主要項目の運転計画．

1Cycle（試運転） 2Cylce 3Cycle 4Cycle 5Cycle 6Cycle 7Cycle 8Cycle 9Cycle 10Cycle

Cold

Hot

本格放電前試験
HH パルス運転
H-He パルス運転
DD パルス運転
DT パルス運転（単独運転での発電実証）
DT 定常運転
定常運転の長期化（送電開始）
長期運転の監視・制御技術
性能向上運転の実施
運転点最適化
稼働率向上期間（後期ダイバータ運転）
商用炉目標設定
商用炉模擬手法検討
商用炉模擬運転

５３９

１
０Cycle以降

J. Plasma Fusion Res. Vol.94, No.11 (2018)５
４０‐５４４

小特集 核融合原型炉における運転計画と商用炉に向けた戦略

３．ダイバータ
3. Divertor
増崎貴１），朝 倉 伸 幸２，３）

MASUZAKI Suguru１）and ASAKURA Nobuyuki２，３）１）

核融合科学研究所，２）量子科学技術研究開発機構，３）原型炉設計合同特別チーム（原稿受付：２
０
１
８年８月１
０日）

原型炉におけるダイバータに関する運転計画について述べる．ダイバータに関する実施項目を，「プラズマ運転」関係と「ダイバータ機器」関係の２つに分け，それぞれ検討した．プラズマ運転では，主に試運転期（第１サイクル）において，国際熱核融合実験炉 ITER や他の高パワー実験装置において確立されたダイバータ熱負荷軽減運転の原型炉における実証などを行う．第２サイクル以降はダイバータ熱負荷をさらに軽減する運転を開発・確立し，その後，商用炉での使用をめざす低放射化フェライト鋼冷却管を用いたダイバータ構造を設置する．
ダイバータ機器では，第１サイクル終了後に全ダイバータカセットを取り出して種々の分析を行い，原型炉におけるダイバータ機器寿命評価の高精度化，商用炉で使用するためのダイバータ構造設計のためのデータ取得などを行う．
Keywords:
DEMO, Operation plan, Divertor,Plasma operation, Divertor components

３．
１ ダイバータに関する運転計画検討の前提
ダイバータに関する運転計画は，熱負荷軽減など運転に関わる「プラズマ運転」と，機器損傷や使用材料の寿命などに関わる「ダイバータ機器」の２つについてそれぞれ検討した．本計画は，第２章の炉心制御・プラント運転技術，
第５章のトリチウムサイクル・取扱技術，第６章の安全技
術，放射性廃棄物処理技術，プラント保守技術と密接に関連している．適宜参照されたい．
原型炉運転開始時のダイバータ構造は，現在，原型炉設計特別チームで検討しているタングステンモノブロック型
図１を想定した．具体的には，内側及び外側ターゲット部には10 MW/m2 程度の高熱熱負荷に対処できるタングステンモ

CuCrZr 冷却配管使用（内・外側ターゲット）および F82H
冷却配管使用（内・外側バッフル，レフレクタ，ドーム）の冷却ユニットと配管の配置例．

ノブロックと銅合金（CuCrZr）冷却管の組み合わせ，中性
子照射が大きく熱負荷が比較的小さいドーム及び内側・外とを前提とし，ここで検討する原型炉運転計画としては，側バッフル部にはタングステンモノブロックと低放射化

原型炉におけるプラズマ運転中と，遠隔保守によりダイ

フェライト鋼（F82H）冷却管の組み合わせを用いることとバータカセットを炉外（ホットセル）へ取り出した後の実

した［１，
２］
（図１）．以後この構造を「初期ダイバータ構造」

施項目をそれぞれ検討した．ダイバータカセットは，試運と呼ぶこととする．ダイバータターゲット部への熱負荷の転サイクル（第１サイクル）終了後に全数を交換すること低減が確立される原型炉運転期間後期には，次世代の商用になっている．

炉に向けて，中性子照射の増加に対してより長い機器寿命

３．
２ 実証項目の抽出が期待できるダイバータを設置することを想定した．これを以後「後期ダイバータ構造」と呼ぶ．現時点では，内側・ダイバータに関する運転計画で実証すべき項目として，

外側ターゲット部もタングステンと F82H 冷却管を使用し「a．プラズマ運転」では，たダイバータ構造を想定した．この場合，除熱性能は最大

a‐① ダイバータ配位の形成と制御

5 MW/m2 もしくはそれ以下に制限される．

a‐② ダイバータ熱負荷軽減の実証と運転シナリオの確立

ダイバータ機器，制御・検査・保守方法，及び必要なプ

a‐③ ダイバータ排気と粒子制御の確立

ラズマ計測機器は，原型炉建設前に開発が完了しているこ

a‐④ シミュレータによる運転開発

National Institute for Fusion Science, Toki, GIFU 509-5292, Japancorresponding author’s e-mail: masuzaki@lhd.nifs.ac.jp

５４０!2018 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Special Topic Article

3. Divertor

S. Masuzaki and N. Asakuraの４項目を挙げた．これらは原型炉において一から構築する実施項目を以下に詳しく述べる．

るものではなく，ITER 及び JT-60SA，LHD など高パワー

a‐①

ダイバータ配位の形成と制御

実験装置において得られた知見，確立された運転シナリオ

本項目で実証・確立すべき内容は次の通りである．

を基に，原型炉環境において確立・実証を行う．原型炉で（１）ループ・磁気コイルを使用した平衡配位のフィードバック制御（第１サイクル全般で実施）の確立・実証は，主として試運転サイクル（第１サイクル）
において実施する．またここでは，ITER などで確立され（２）低プラズマ電流（3−5 MA）からダイバータ配位へた周辺プラズマモデリングを基にシミュレータを構築し，移行し，定格プラズマ電流値（13−15 MA）に至る

原型炉におけるダイバータプラズマをある程度予測可能でまでの制御ロジック（定格プラズマ電流運転が予定あるとした．定格核融合出力での定常運転が行われる第２される DD パルス運転から実施）

サイクル以降は，後期ダイバータへの移行を進めるため，（３）ベータ値及び内部インダクタンス等が変化するプラ

ダイバータターゲットへの熱負荷を 5 MW/m2 以下に低減

ズマの平衡配位について，設定位置とダイバータ及する炉心及びダイバータプラズマ運転シナリオの開発も視び周辺計測の測定値のずれ評価と，ずれを許容範囲野に入れている．
「b．ダイバータ機器」においては，内に収めるための平衡フィードバックの改善（第１b‐① 機器の健全性の確認及び評価技術の確立

サイクル全般で実施）

b‐② 後期ダイバータ構造開発（４）ITER よりも高い規格化ベータ値と非誘導電流駆動割合を維持する定常プラズマシナリオ及び !加熱条の２項目を挙げた．
a 項目，b 項目のいずれも，重要度・優先度分類において

件におけるストライク点位置のフィードバック制御

技術的重要度としては「A：基盤技術」であり，利用優先（H+He パルス運転から実施）

度としては「１：原型炉でなければ実証できない技術」で（５）ストライク点掃引（定常・非定常熱負荷低減），あある（表１参照）．以下に各項目の詳細を述べるとともに，るいは低減された ELM 熱負荷ピークの位置を掃引

これらの前提となる，ITER や JT-60SA などの大型核融合する技術等，ITER での経験からこれらを使用する実験装置で開発・実証しなければならない研究・技術項目必要がある場合は，原型炉として確立・実証（第１も以下の各節に記述した．第１サイクルにおける軽水素パ

サイクル全般で実施）

ルス運転から DT 定常運転までの運転の進め方は，第２章（６）放射線環境下における計測・制御装置の性能確認を参照されたい．b‐①に関しては，ダイバータ機器の寿命（DD パルス放電から実施）
a‐② ダイバータ熱負荷軽減の実証と運転シナリオの確立について，現在までに得られている知見を基にした評価についても述べる．

非接触プラズマ発生によるダイバータターゲットへの熱３．
２．
１ プラズマ運転に関する実施項目の内容

負荷軽減シナリオは，ITER 及び JT-60SA，LHD などの高「プラズマ運転」に関して，原型炉運転までに ITER な

パワー入射が可能な実験装置において確立したシナリオをどでの確立が期待される技術は次の通りである．

基に，加熱パワーがより大きな原型炉におけるシナリオを・プラズマ電流 15 MA までの，ダイバータ配位制御確立・実証する［１，３，４］．特に，ELM による繰り返し熱負・計測・制御装置及び制御ロジック

荷の軽減・抑制技術は，原型炉ではダイバータ対向材の寿・放射線環境下におけるダイバータ計測

命に大きく影響するため，原型炉に適応可能なシナリオを・非接触ダイバータ制御実験装置で確立・実証しておくことが望まれる．

・高閉じ込め性能と両立する高放射損失シナリオ

原型炉において確立・実証すべきことは次の通りである．

・高 Z 不純物蓄積の抑制・制御（１）不純物種及び不純物ガスパフ位置の選択とフィード

・非接触ダイバータ運転でのヘリウム排気バック応答，燃料ガスパフ（H あるいは D のみ，DT 混合）

これらが確立されていることを前提として，原型炉におけによる周辺密度制御等について，追加熱・!加熱の段階ごとに非接触ダイバータ制御を確立し，第１サイクル最終期

表１に予定されている DT 定常運転前に実証する．

ダイバータに関する重要度・優先度分類．

（２）多種のダイバータ計測装置が使用できる非放射化時期

利用優先度
１：原型炉でなければ実証できない技術

：

Ａ
基
盤
技
術

：

技
術
重
要 重をＢ
度 要要
技す補
術る強
：

な合Ｃ
い特
技有核
術で融

２：原型炉で ３：原 型 炉実証するのが 以 外 で 実 証
合理的な技術 可能な技術

a‐① ダイバータ配位の形成と制御
a‐② ダイバータ熱負荷軽減の実証と運転シ
ナリオの確立a‐③ ダイバータ排気と粒子制御の確立
a‐④ シミュレータによる運転開発
b‐① 機器の健全性の確認及び評価技術の確
立b‐② 後期ダイバータ構造開発

―

―

―

（HH パルス運転，H+He パルス運転）及び初期放射化時期（DD パルス運転初期）に，これらの計測装置で得られたデータを用い，非接触プラズマのダイバータ内での制御を確立するとともにシミュレータを改善する．

―（３）DT 燃料を用いた運転（DT パルス運転，DT 定常運転）
では，!加熱の増加に伴い，最小限の計測器（赤外線カメラ，ボロメータ，分光，レーザー計測程度）でフィードバッ

―ク制御を行い，シミュレータの精度を上げる．
（４）第１サイクル（DT 定常運転）及び第２サイクルでは，

―

―

―

プラズマ対向壁表面状態や温度を監視し，ストライク点移動やスイープ，放射損失の増加等を制御し，対向壁の損耗
５４１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.11 November 2018

や溶融を低減する．熱負荷と照射時間に対する損耗や溶融（２）放射化を伴う DD パルス運転においては，放射線環境の経験をシミュレータに反映し，後期ダイバータ設計・運下で使用可能な計測器を用いて周辺プラズマ物理データを転に利用する．

収集し，原型炉でのダイバータシミュレーションの再現性（５）第２サイクルから，後期ダイバータに向けた，放射損及び外挿性を向上する．シミュレータの精度を高め，シ失増加によりダイバータ熱負荷を低減する運転シナリオ開ミュレータによる運転制御を実証する．

発を開始し，第３サイクル以降に確立する．

（３）DT パルス運転では，追加熱・#加熱の段階ごとに，シa‐③

ミュレータによる燃焼プラズマ再現，トリチウムシミュ

ダイバータ排気・粒子制御の確立

非接触ダイバータにおけるヘリウム排気性能，定常放電

レータによるトリチウム入射・回収の評価について実証をにおけるトリチウムの壁への蓄積低減および壁中のトリチ行う．

ウムの除去・回収について，ITER 及び高パワー入射可能

３．
２．
２ ダイバータ機器に関する実施項目の内容

な金属壁の実験装置（タングステン壁が望ましい）におい

ダイバータ機器に関して，ITER での確立が期待されるて確立し，原型炉環境下での実証を行う．

技術，原型炉以前に確立されるべき開発課題は次の通りで（１）非接触プラズマでのヘリウム排気について，大型トカある．

マクでのヘリウム入射実験や ITER のシミュレーションで（!）ITER での確立が期待される技術!"!5％ は可能とされているが，ITER より３倍程は，!!""

・モノブロック形状・配置および冷却配管接合の最適化!"!7％程度を目指す．
度核融合出力の高い原型炉では!!""・プラズマ対向材表面の熱伝導特性等の評価

ITER などで確立された，非接触プラズマでのストライク・タングステンの損耗・溶融の評価

点及びドーム位置に対するヌル点位置の調整，ダイバータ

・ITER の 中 性 子 環 境 に お け る タ ン グ ス テ ン 及 び

における粒子排気量の増加，密度分布制御やガス圧増加によるヘリウム排気効率の改善手法などを原型炉において実CuCrZr の損傷データベース（"）原型炉以前に確立されるべき開発課題（実証時期，方証する法は今後の課題である）（２）トリチウム蓄積の評価，蓄積の要因特定と低減及び除・材料及び冷却ユニットの損傷発生機構，損傷進展の理去手法を確立し，実証する．放電時間が短い大型トカマク

解や比較的低温壁の ITER での手法を基に，原型炉における・中性子照射後の冷却ユニット材料の機械特性・熱特性

高温壁かつプラズマ・中性子照射環境における手法を開発の評価する必要がある．トリチウムトレース模擬試験を含め第１・高損傷領域の早期データ取得のための，微少試験片評

サイクル初期から排気及びトリチウム回収プロセスの確認

価技術の確立が必要である．非放射化運転（HH パルス運転，H+He パル

・予測精度向上のための，既存の中性子照射済み微少試ス運転）では，多くの計測器を用いて周辺プラズマとプラ

験片の機械特性・熱特性評価

ズマ・壁相互作用に関するデータ収集を行い容器内でのト・加速器型中性子源及び高速実験炉（常陽等）を利用しリチウム挙動を理解するとともに，原型炉プラント内でトた照射データの取得

リチウムの輸送を模擬するためのトリチウムシミュレータ

・原型炉及び商用炉に向けたプラズマ対向材料及び冷却（第５章を参照）の改善に寄与する．

管材料の開発と接合技術（３）ITER などで確立された，#粒子及び ECH による中心

これらを踏まえ，原型炉における実証項目について以下に加熱と密度制御，周辺及びダイバータからのタングステン

詳しく述べる．

不純物の蓄積制御，ELM 制御による高 Z 不純物蓄積の能動

b‐①制御，などの手法を原型炉において実証する．

機器の健全性の確認及び評価技術の確立

ダイバータ機器の寿命評価の高精度化を目的とする．第（４）第１サイクルの最後では，真空容器内からのトリチウ

１サイクル終了後は，ダイバータ冷却ユニットへの中性子

ム回収（同位体プラズマ照射，ベーキング，酸素・空気導照射による CuCrZr 配管の寿命よりも，初期のパルス運転入など）を行い蓄積量の評価，実効トリチウム増倍率増加の繰り返しによる対向材の損傷・溶融，対向材・冷却配管等に反映する．（第５章を参照）の疲労脆化のため，全ダイバータカセットを交換することa‐④を計画している．一方，その後，半年から１年の DT 定常

シミュレータによる運転開発（１）HH パルス運転，He+H パルス運転（非放射化運転）で運転を行う第３サイクル後の交換では，CuCrZr 配管の寿は，ITER 及び金属壁トカマク研究を基に整備したダイ

命が主な要因（対向材の損耗や溶融の可能性もある）と考

バータシミュレーションを使用し，原型炉に設置した計測

えている．取り出しと交換に関しては，本小特集の第６章

装置を用いて予測と実験結果の比較と原型炉プラズマにおを参照されたい．取り出したダイバータカセット及び冷却

けるパラメータの不確定性をできるだけ小さくする．簡約ユニット（ダイバータ構造体）について，以下の健全性確モデルや数値シミュレーションのデータベース等に基づき認・評価を行う．

シミュレータ（主に放射損失，非接触ダイバータ制御）の（１）ホットセル内におけるベーキングによる残留ガス分改善，確立・実証を行うとともに，プラズマ・壁相互作用

析法の実証とデータ取得

過程や水素同位体蓄積，燃料プロセスに関するトリチウム（２）ホットセル内におけるターゲット部外観検査方法のシミュレータ（第５章を参照）の改善に寄与する．

実証とデータ取得
５４２

Special Topic Article

3. Divertor

S. Masuzaki and N. Asakura

あると予測される．さらにダイバータ熱負荷軽減のために（３）ホットセル内におけるダスト捕集方法の実証とデー

アルゴンなどの不純物ガスを導入するため，アタッチ領域

タ取得

でタングステンが損耗することが考えられる．例えばアル（４）ターゲットユニットの熱特性評価方法の実証とデー

ゴンが 0.2％ 含まれたプラズマで１年間定常運転を行い，

タ取得（５）モノブロックを切り出して試験片を作成し，強度試

再堆積割合を 90％ と想定した場合，数 mm も損耗する可能

験及び熱特性評価を行うための方法の実証とデータ性がある．これは現在設定しているアーマ表面から冷却管取得までの距離（5 mm）に匹敵する値である．ストライク点の移動等による損耗の分散化，再堆積による自己修復効果，（６）ターゲット冷却配管の健全性確認手法の実証とデー
b‐②

タ取得

ダイバータの形状の工夫によるプラズマ温度の低減により後期ダイバータ構造開発

損耗による寿命の延長の可能性はある．ダイバータ設計と後期ダイバータは，中性子照射量の高い環境でブラン

部分非接触ダイバータのシミュレーションの改善，さらにケットと同程度の交換頻度（３‐５年）で使用可能なダイバー

詳しいタングステンの損耗・輸送・再堆積モデルの改善等

タを目指したものとなる．現時点では，タングステンモノを行いより正確な評価を行う必要がある．

ブロック構造で冷却管を F82H とする構造を想定した．熱

３．
２．
３．
２ プラズマ対向材料の中性子照射損傷除去性能は，CuCrZr 冷却管使用時に比べて低下するので，

純タングステンの中性子照射損傷に関する既存データのダイバータ熱負荷が低減された運転（例えば 5 MWm−2

照射条件は，照射温度が約１
０００℃以下，照射損傷量が最大程度以下）が確立・実証されていることが必要条件であ

約2 dpaとなっている．原型炉においては，タングステンのる．

使用温度は約２００〜３
００℃（冷却材温度）から１３００℃（タンこのため材料・工学の面では，第１サイクル終了後に炉グステンの再結晶温度）と想定され，照射損傷量は，長期内から取り出した初期ダイバータの，ドーム部及びバッフの定常運転時 に 10 dpa 以上になると見込まれる．従っル部のタングステンモノブロック，F82H冷却管，及びそれて，既存の中性子照射データの照射条件と，原型炉で想定

らの接合部について，中性子照射損傷等の状態を調べるこされる照射条件には隔たりがある．タングステンの中性子とで，後期ダイバータの構造検証と，ブランケットと同程照射効果に関する既存の研究で得られている知見を基にす

度の寿命をめざした設計の改善を行う．そのため，以下をると，中性子照射の初期から約 1 dpa 程度までの領域では，実施する．

はじき出し損傷による脆化が主として起こり，それ以降は（１）ホットセル内におけるドーム部外観検査方法の実証

核変換生成物の照射誘起析出による脆化と熱特性の低下がとデータ取得

起こると予想される．しかし，核変換生成物の生成量は熱（２）ドームユニットの熱特性評価方法の実証とデータ取中性子束に依存するとともに，既存データと原型炉で想定得される照射条件（中性子エネルギースペクトル，照射量）（３）ドーム部及びバッフル部のモノブロックを切り出しや材種に違いがあることから，原型炉におけるタングステて試験片を作成し，強度試験及び熱特性評価を行う

ンの，一定の精度を有する寿命予測は現状困難である．原

ための方法の実証とデータ取得

型炉におけるタングステンの寿命予測のためには，原型炉（４）ドーム部及び内外バッフル部の F82H 冷却管の健全で想定される中性子エネルギースペクトルを模擬できる照性確認手法の実証とデータ取得

射場において，実機での使用が想定されるタングステン材

３．
２．
３ ダイバータ機器寿命について料を用いた中性子照射及び機械特性と熱特性評価が必要でダイバータ機器の寿命は運転サイクル期間の長さを決めあると考えられる．加えて，過去に高速炉で照射したタンる重要な要素である．そのため，現在までに得られている

グステン試験片の利用も，照射効果の調査及びデータの拡知見等から，ダイバータ機器寿命に関する評価を行った．

充の観点から有効であり，そのための微少試験片を用いたダイバータ機器寿命は，次に挙げる損傷等により決まると特性評価技術開発及び特性評価も必要であると考えられ考えられる．

る．
３．
２．
３．
３ 銅合金の中性子照射損傷

・プラズマ照射によるタングステンアーマの損耗・タングステンアーマの中性子照射損傷

中性子照射による銅合金の損傷としては，低い照射線量・初期ダイバータ構造においては，CuCrZr 冷却管の中性子照射影響による強度の低下や変形など

か ら 順 に，照 射 誘 起 硬 化（〜0.2 dpa）
，照 射 誘 起 軟 化（〜1 dpa），核変換ヘリウムによる高温脆 化（〜6 dpa），

・後期ダイバータは，F82H 管の中性照射影響による強核変換に伴う熱伝導率低下（〜10 dpa），ボイドスウェリ

度低下や変形など

ング（〜100 dpa）がある．さらに，これらの損傷の現れ方

３．
２．
３．
１ プラズマ照射によるタングステンアーマの損耗は，温度によって変わるので注意が必要である．照射誘起シミュレーションによれば，ストライク点とその近傍は硬化及び軟化については，温度が２８０℃よりも低い場合はデタッチメントによりプラズマ温度・密度が低下し，プラ硬化が起き，軟化は起きない．逆に温度が２８０℃よりも高い

ズマ照射による損耗は問題にならないと考えられる．一場合は軟化が起こる［５］．銅合金冷却管は加圧水の圧力境

方，ストライク点から離れたアタッチ領域では，電子・イ界のため構造材としての機能が求められるが，ダイバータ

オン温度が 10 eV 以上であり，イオン束も 1023/m2/s 程度で構造の機械的強度を担保する必要は無い．硬化及び軟化は
５４３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.11 November 2018

進行しても熱伝導率は大きくは変わらないため，明確な核中性子照射量の高い環境でブランケットと同程度の交換

変換ヘリウムによる高温脆化が起きる 6 dpa 程度が寿命に頻度をめざす後期ダイバータは，F82H 管のみのダイバーなってくるとも考えられる．

タ（低除熱性能，長寿命）を現在の主案として検討した．第２サイクル以降は，後期ダイバータへの移行を進め，ダイ
バータ熱負荷を 5 MW/m2 程度以下に低減する炉心および

３．
３ 抽出項目の優先度，実施時期
ダイバータについて抽出された項目は，原型炉運転ではダイバータプラズマ運転シナリオを開発する必要がある．

必須となり，かつ原型炉でしか実施できない点を考慮し，

謝

重要度・優先度分類としては，表１に示すようにいずれの辞

項目も A１とした．試運転段階は主にプラズマ運転スケ

本運転計画ワーキンググループダイバータサブグループ

ジュールに着目して検討し，第２章の炉心プラズマ制御の会合においてご議論いただき，本章の元となる報告書にご項目とも密接に関わっている．準備段階，試運転段階の実寄稿いただいた，野上修平先生，福田誠先生，上田良夫先証時期について表２に示す．

生，!峯健彦先生，星野一生先生，工藤広信様に感謝申し第１サイクル終了後に全ダイバータカセットを交換す上げます．時谷政行先生には銅合金の中性子照射影響につる．３．
２．
２節で述べたようにこれは，ダイバータ冷却ユニッ

いてご教示いただきました．

トの中性子照射による CuCrZr 配管の寿命よりも，初期のパルス運転の繰り返しによる対向材の損傷・溶融，対向

参考文献

材・冷却配管の疲労脆化による要因が大きい．ここで機器［１］N. Asakura et al., Nucl. Fusion 57, 126050 (2017).
［２］鈴木 哲，朝倉伸幸：プラズマ・核融合学会誌 92, 886(2016).
［３］朝倉伸幸，星野一生：プラズマ・核融合学会誌 92, 870(2016).
［４］原型炉設計合同特別チーム・ダイバータ物理検討ワー
キンググループ報告書（２０１８），
http://www.qst.go.jp/publication/research-report/material.html［５］時谷政行：プラズマ・核融合学会誌 94, 385 (2018).

の健全性の実証と後期ダイバータの実装をめざした実施項目を検討した．一方，その後，半年から１年の DT 定常運
転を行う第３サイクル後の交換では，CuCrZr 配管の寿命が主な要因（対向材の損耗や溶融の可能性もある）と考えている．このため現状の計画では，ダイバータの交換の時
期は CuCrZr 配管の寿命により制限されることとなる．ダ
イバータ健全性の実証項目，交換時期と後期ダイバータの実装のための時期を表に示す．

表２
運転サイクル
炉内放射線環境
ダイバータ
運転

建設・運転
準備段階

ダイバータ運転計画．
1Cycle（試運転）

cold

2Cycle 3Cycle 4Cycle 5Cycle
Hot

初期ダイバータ＃１
HHパルス運転 HHeパルス運転 DDパルス運転 DTパルス運転 DT定常運転【ダイバータ配位の形成・制御】
平衡配位のフィードバック制御
定格プラズマ電流におけるダイバータ配意への移行
ストライク点フィードバック制御
ストライク点掃引
計測・制御装置の健全性確認【ダイバータ熱負荷軽減の実証と運転シナリオの確立】
不純物入射（不純物種の選択）による放射損失増大と制御
多種の計測器を用いた非接触プラズマの制御とシミュレータの改善
最小限の計測機器を用いた非接触ダイバータの制御とシミュレータの改善
各種制御によるダイバータ板損耗・溶融の低減
後期ダイバーターのためのさらなる熱負荷軽減運転の確立【タイバータ排気・粒子制御の確率】
非接触ダイバータにおけるヘリウム排気
トリチウム蓄積評価・低減手法確立
タングステン不純物制御
真空容器壁からのトリチウム回収【シミュレータによる運転開発】
多種の計測器を用いたシミュレータの改善
最小限の計測器を用いた制御とシミュレータの改善
シミュレータによる燃焼プラズマの再現

５４４

初期ダイバータ＃２ 初期ダイバータ＃１ 初期ダイバータ＃２ 後期ダイバータ
DT 定常運転

10Cycle以降

J. Plasma Fusion Res. Vol.94, No.11 (2018)５４５‐５４９

小特集 核融合原型炉における運転計画と商用炉に向けた戦略

４．ブランケット
4. Blanket
河 村 繕 範１，２），染 谷 洋 二１，２）
KAWAMURA Yoshinori１，２）and SOMEYA Youji１，２）１）

原型炉設計合同特別チーム，２）量子科学技術研究開発機構（原稿受付：２
０
１
８年７月１
９日）

原型炉のブランケットに関する運転計画について記述する．ブランケット自体は何か操作を行う機器ではな
く，実証項目のために何かを変化させる運転はできないので，設計製作した時点で性能は決まっている．燃料トリチウムの製造と発電といった重要項目は，本格運転となる第２サイクルまでに実証を完了する．その後は運転を継続して設計の妥当性を確認しつつ，交換時期に取り出した筐体へのアクセスが可能になれば，照射後試験を実施して筐体の健全性を確認し，供用期間の最適化を図る．サイクルの後半では商用炉をめざしたブランケット
設計の改良を進める一方で，先進ブランケットの試験などを行う．また，故障確率に関するデータの取得は運転
開始から停止・解体まで継続する．
Keywords:
DEMO, operation plan, blanket, ITER-TBM, tritium, functional material, structural integrity

４．
１ はじめにルでの健全性実証が完了するまで裕度を持たせ，最適化を図るのは実証完了後とする．

核融合エネルギーの実現に向け，国際熱核融合実験炉
ITER の建設が進んでいるが，ITER が段階的アプローチを

４．
３ 実証項目の抽出と優先度と課題採用し，スケジュールを更新した［１］．国内においては原型炉に向けた検討が進められており，ITER 計画とは密接

ブランケットの機能は，１）中性子の遮蔽，２）
熱の取りな関係がある．原型炉段階への移行に向けた基本的な考え

出し，３）燃料トリチウムの生産である．このうち中性子の方では原型炉建設移行判断までに中間チェック＆レビュー

遮蔽に関しては，ブランケット背後の計測は実施せず，建が設けられ，達成目標として原型炉の運転計画の作成が挙屋区画での線量が設計通りであれば，ブランケットとしてげられている［２］．原型炉設計合同特別チームでは，内部の遮蔽性能を満たしているとみなし，項目から除外した．

に運転計画ワーキンググループを設け，原型炉の運転計画

また，前述のように燃料トリチウムの生産に関しても，回をまとめた［３］．本章では特にブランケットに関する部分

収技術についてはトリチウムサイクルで検討することとしについて紹介する．

た．表１に重要度分類を示す．
結果として抽出された大項目は以下である．

４．
２ 前提条件① トリチウム生産・回収技術

ブランケットの運転計画を検討するにあたり，以下のよ② 健全性確認・評価技術③ 発電関連技術

うに条件設定と定義を行なった．
"対象はブランケット筐体とする（生成するトリチウム④ ブランケットに必要な計測技術の回収についてはトリチウムサイクルで取り扱う）．

⑤ 商用炉向け改良技術"原型炉での実施項目は必要最低限とする．

これら大項目をさらに細分化し，課題を明らかとした上!原 型 炉 で 実 施 す べ き 項 目 の 抽 出に あ た っ て はで，優先度と実施時期を検討し，運転計画を立案した．

ITER-TBM 試験で実施，あるいは実施すべき項目

４．
３．
１ トリチウムの生産と取出しを勘案する．

４．
３．
１．
１ 消費量以上のトリチウムの生産実証（分類 A1）!「実証」，「妥当性確認」は原型炉環境での最終確

核融合炉が商用炉として成立する上では，継続して運転認と位置付ける．

できる必要があることから，核融合反応で消費されるトリ!実証項目の要素技術開発は原型炉までに完了してチウム量を上回る量がブランケットにおいて生産され，といるものとする．

りだされなければならない．原型炉は定常運転であること"ブランケットの供用期間については，本格運転サイクから，放出される生成トリチウムは多く，モニタすること

Joint Special Design Team for Fusion DEMO, National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology
corresponding author’s e-mail: kawamura-yoshinori@qst.go.jp

５４５!2018 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.11 November 2018

表１

ブランケットの重要度・優先度分類表．
利用優先度

１．原型炉でなければ実証できない ２．原型炉で実証するの ３．原型炉以外で実証可
技術が合理的な技術
能な技術①【T 生産・回収技術】 ①【T 生産・回収技術】
・原型炉環境での増殖／ ・トリチウム増殖設計の増倍材特性の妥当性確
妥当性確認
認（ITER-TBM）②【健全性確認・評価技術】
・トリチウム増殖設計の・原型炉環境（重照射＋高熱負荷）
妥当性確認（長期運転でのブランケット設計手法の妥当時）
性確認
・原型炉環境でのブランケット設計
手法の高度化・ブランケット故障率データ取得技術①【T 生産・回収技術】
・消費量以上のトリチウム燃料生産
実証

Ａ

技
術
重
要
度

基
盤
技
術

③【発電関連技術】
・付加に対するブランケット応答の妥当性確認④【計測技術】
・原型炉環境におけるブランケット
計測設計の妥当性確認⑤【商用炉に向けた改良技術】
・ブランケット改良技術
・先進ブランケット技術【発電技術】
ブランケットへの負荷の確認

Ｂ 補強を要する重要技術Ｃ 核融合特有の技術ではないもの

はITER-TBMと比べると有意であると考えられるが，一時ており，ブランケット設計に反映されているべきである．

的に保管して計量するとは考えにくく，スイープガスの圧

しかしながら，生成トリチウムがどの程度スイープガス

力，流量，温度，組成を随時モニタし，動的な PVTc 計算へ移行しやすいかといった過渡応答の情報はトリチウムをにより常に量の把握を行うと考えられる．ただし，各々の測定しないとわからない．原型炉では機能材料が重照射を計測機器の精度を考慮すれば，この測定に基づく実効的な受けるため，トリチウムの移行挙動の変化が予想される

トリチウム増殖比については，精度が低くなることは想像が，照射が進むと定常放出に近づくとことで，過渡的な応に難くない．計測技術，計量管理とその精度向上は，原型答の寄与は小さくなるかもしれない．これらは基盤技術で炉建設前までに確立されている必要がある．また，トリチ

あるが，原型炉以外でも開発可能であるため優先度は高くウムシミュレータの開発により，トリチウムインベント

ない．一方で，長期燃焼に伴う過渡応答の変化は，長期運リーや透過漏洩量を推定し，計測値の確からしさを補足す転が必要であり原型炉でしか実施できない．

ることも考えられる．汎用のトリチウムシミュレータの開

４．
３．
１．
３ 機能材料の原型炉環境での特性評価（分類 A2）

発も原型炉建設までには確立されている必要がある．しか

原型炉環境に置かれた機能材料の物理的化学的特性の変し，最終的にはトリチウムプラントの燃料貯蔵ベッド内の化を確認する．ITER 照射環境については ITER での確認，トリチウムについて，運転継続に伴う増減をモニタするこ

ITER を越える重照射環境については，その環境を作り出とで実効的なトリチウム増殖比を算出するのが最も確実とす照射試験装置での確認が行われ，一定の評価はなされる考えられる．

が，原型炉環境とは異なるため，原型炉での実証も必要でさらに，ブランケット筐体としては，トリチウムの取出ある．特に長期運転にかかる材料物性の変化，トリチウムしに支障があってはならない．スイープガスがブランケッ

相互作用にかかる変化の確認には，サンプルの取り出しがトの機能材充填領域を閉塞なく流通することが重要であ必要である．試運転後，並びに何サイクルかの運転後にサる．これは，機能材料の物理化学特性，核特性等をあらか

ンプルを取り出して試験を行うことを考える．これらは原じめ把握し，ブランケット筐体設計に反映することであ型炉での実施が妥当であると考えられる．

り，原型炉環境では最終的な検証となる．

本項目については原型炉設計時には不確定要素として考

４．
３．
１．
２ トリチウム増殖設計の妥当性確認（分類 A3）

慮し設計が行われている想定である．試験後，明らかに筐体内で生成するトリチウムの総量が，核融合反応で消なった部分については設計の最適化を図り，商用炉設計へ費するトリチウム量を上回るかどうかは，プラズマ設計か反映させることとなるが，原型炉の設計の段階でなるべくら導かれる中性子の線源条件に基づく核計算によって推定不確定要素は抑えられるよう，十分に事前の検討が必要でする．核計算の手法は確立されており，中性子の線源条件ある．

の予測精度でブランケットの増殖性能評価の精度も左右さ

４．
３．
２ 健全性確認と評価れる．原型炉では，先述のようにブランケット周辺の中性

４．
３．
２．
１ ブランケット設計手法の妥当性確認（分類 A1）

子をきめ細かく計測しないとするならば，ブランケット自原型炉ブランケットの設計では，当然ながら運転期間中

体の増殖性能設計は，原型炉を設計する段階では確立されに筐体が健全性を維持できるように設計を行う．設計手法
５４６

Special Topic Article

4. Blanket

Y. Kawamura and Y. Someyaの妥当性については，許認可取得の上でも原型炉設計段階の条件が適正に制御されているかを確認するものである．

までに見通しが得られているべきであり，原型炉の運転で具体的にはブランケット入口出口での冷却水の状態と変動

真に妥当性の最終確認となる．

が設計の範囲内にあることを確認する．これらは起動・停ITER とは環境が異なるため，最低限の計測は必要にな止の運転制御だけでなく，低出力運転から定格出力に到達ると考える．機能材充!層の最高温度とその応答，表面熱するまで段階的に確認し，定格出力運転での確認が最終確

負荷の局所的な集中などが設計段階での想定と概ね一致す

認となる．

るか確認する．

４．
３．
４ ブランケットに必要な計測技術（分類 A1）

歪みや応力に関しては随時測定することは困難である．

ブランケットにかかる各種計測技術の妥当性を確認す

従って，試運転ならびに本格運転後，ブランケットを取出る．計測対象は温度，圧力，流量，トリチウム濃度である．

して検査を実施する．外観検査，非破壊検査，配管肉厚測

ここまで具体例として挙げてきたが，整理すると以下にな

定，アーマー材損耗量測定などが考えられる．検査項目のる．

詳細は今後検討するとして，放射化の観点で実施時期は取

１）表面熱負荷の局所集中出し後数年が必要と見られる．遠隔操作による検査を早期

２）機能材充!体の最高温度に，その後期間をおいて詳細検査を行う．原型炉でなけれ

３）冷却水の温度，圧力，流量，組成ば実証は困難なため優先度は高い．

４）スイープガスの温度，圧力，流量，組成（トリチウ

４．
３．
２．
２ ブランケット設計手法の高度化（分類 A1）

ム濃度）

健全性評価の結果から，供用期間中のブランケット設計

中性子計測についてはブランケットというよりも核融合出の最適化など，設計手法の高度化を目指す．初期装荷する力のモニタ，あるいは環境モニタの意味が強いので外してブランケットは，先述のように不確定要素を考慮し裕度をいる．

大きく設定した設計とならざるを得ない．従って，運転後上記の測定に用いる機器は，常用の環境ではなく強い放半とは異なり供用期間を制限することが予想される．本格

射線や磁場にさらされる中で，高い精度が要求されている運転の最初のサイクルが終了した後で取出して検査を行ものもある．ITER での実証なども踏まえ，原型炉建設まい，得られたデータに基づいて最適な供用期間を判断す

でには見通しを得ておく必要がある．

る．一方で，交換したブランケットの経年特性を評価し，

４．
３．
５ 商用炉に向けた改良技術

商用炉に向けた設計データの蓄積を行う．放射化の観点

本項目の検討に際しては，商用炉のブランケットに対すで，ブランケット筐体そのものの試験は取出し後数年かかる要求事項を明らかにしておく必要があるが，現時点ではると予想されるため，別途試験体を装荷しておき代用する明確になっていない．実施内容や時期についても今後の検など，具体的な試験方法についても検討が必要となる．原

討となるが，原型炉後期の運転サイクルになることは間違型炉でなければ実証できない項目であり優先性は高い．

いないだろう．また，原型炉の運転が必須と考えると優先

４．
３．
２．
３ ブランケット故障率データの取得（分類 A1）

度は高いと言える．

原型炉の本格運転段階で，ブランケットの故障に関する

４．
３．
５．
１ 高発電量・高発電効率に向けた技術（分類 A1）

データを取得する．具体的にはブランケットにかかる配商用炉に向けてはより高い発電量と効率が要求されると

管，計測機器などについて，故障が発生した際の状況や原みられる（具体的な数字は今後の検討）．原型炉初期に装因を分析し，改善し，その後の運転に反映する一方，運転荷されるブランケットで，実用化に踏み切れるだけの要求

実績に基づいて信頼性を評価する．これらは原型炉でしかを満たす見通しが得られなかった場合，ブランケットに改実施できないため優先度は高い．

良を行うことが考えられる．トリチウム増殖性能，構造健

４．
３．
３ 発電関連技術

全性などは再評価が必要となる．

プラント運転技術と重複するが，ブランケットの観点で

４．
３．
５．
２ 長期間使用可能なブランケットに向けた技術検討した．

（分類 A1）４．
３．
３．
１ ブランケットの負荷の確認（分類 B3）

商用炉に向けて，長期間のブランケットの使用が要求さ運転時にブランケットにかかる表面熱負荷，中性子壁負れるとみられる．原型炉初期に装荷されるブランケット

荷を確認する．具体的には運転時のブランケットの温度分で，要求を満たす見通しが得られなかった場合，ブラン布を測定し，設計時の解析結果と比較する．定常運転時のケットに改良を行うことが考えられる．その場合，運転終

みならず，起動と停止時の過渡応答も含まれる．原型炉の了後にブランケットを取り出して各種試験を行い，長期間

ブランケットで随時計測を行うとは考えにくく，行うとし使用の要件を達成する見通しを得る．

たら代表的な筐体について限られた期間での計測となるだ

４．
３．
５．
３ 先進ブランケットに関する技術（分類 A1）

ろう．ブランケット筐体入口出口の冷却水温度のモニタは原型炉ブランケットの我が国の主案は固体増殖水冷却方すると考えられるので，これが予想の範囲内であれば十分式であり，ITER-TBM でも我が国がこの概念をリードしてかもしれない．冷却水温度の確認はITER-TBMでも実施すいる．これは，できるだけ早期に核融合による発電を実証るため優先性は低い．

しようとすると，ITER の環境で実現可能なのは水冷却方

４．
３．
３．
２ 負荷に対する応答の妥当性確認（分類 A1）式だけであることが大きな理由の一つである．ただし，ブランケットへの負荷に対して，その応答である冷却水

ITER はパルス運転であり，真に定常的な発電を実証して
５４７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.11 November 2018

みせるには課題が多い．原型炉の目的は，発電実証と燃料

ついては，本格運転となる第２サイクル中には概ね完了さ

トリチウムの自給の実証であるため，水冷却固体増殖方式

せる．その後は運転を継続して設計の妥当性を確認しつでの目標達成を最優先とする．その後は，ヘリウム冷却，つ，交換時期に取り出した筐体のアクセスが可能になれ

液体金属ブランケット等の先進ブランケットの試験の実施

ば，照射後試験を実施して筐体の健全性を確認し，供用期も想定する．評価項目とスケジュールは今後の検討課題と間の最適化を図る．サイクルの後半では商用炉をめざした

するが，TBM を ITER に据え付けるのと，原型炉に先進ブ

ブランケット設計の改良を進める一方で，先進ブランケッ

ランケットのテストブランケットシステムを据え付けるこ

トの試験などを行う．また，故障確率に関するデータの取とは同じような作業である．よって，ITER-TBM 計画の推得は運転開始から停止・解体まで継続する．

移は参考にするべきである．

４．
５ おわりに４．
４ ブランケットの運転計画

原型炉であることを鑑み，運転計画策定にあたっては，

冒頭で，最終確認と位置付けたように，ブランケット自実施項目が必要最低限となるよう心がけた．少なくとも要体は積極的に操作する機器ではないことや，筐体内にセン素技術開発は原型炉設計までに完了していることとしたサー類を自由に設置できるものではないことなどを勘案す

が，ITER は建設中で，TBM も概念設計を終え設計の詳細

ると，異常なく運転できていること，チェックできるパラ化を進めているところであり，期待されるデータの取得のメータが設計時の想定の範囲内であることを確認するのが可否までは検討が及んでいない．他の施設の開発計画に関主体となる．また，ブランケットにおける項目の実証のたしても不透明な部分がある．今後，これらのスケジュール

めに，プラズマ運転側に何がしかの要求を出すことは，今と検討の進捗に合わせて実証項目の細かい部分は見直す必

回は想定していない．

要があるだろう．トリチウム生産・回収の観点ではトリチ

表２にブランケットに関する実証項目とその実施時期をウムプラントの計画にも影響があるので密接な連携が必要である．

まとめた．ブランケットの機能を考えると，項目の実証自体は，核融合運転が始まる第１サイクル（試運転）の DT

謝

パルス運転以降が主体になる．大項目の中で，①トリチウ

表２
大項目
優先度

運転サイクル
炉内放射線環境

建設・運転
準備段階

ブランケットに関する主要項目の運転計画．

１
試運転

２
本格運転

３

Cold

HH パルス運転
HHe パルス運転
DD パルス運転
DT パルス運転① A1 流動確認/充填体健全性確認② A1
筐体内部温度計測確認
④ A1
送電開始

② A1 筐体取出し① A3

機能材燃焼に よ る ト リ チ
ウム生成量変化の確認① A1

定常運転維持の確認（トリチウム収支）② A1 筐体内部の温度計測確認② A1 筐体取出し① A1

トリチウム回 収 実 時 間 計
測とシミュレータ③ A1 冷却材温度確認② A1

試運転時に取出した筐体の健全性評価（構造と材料）② A1定格運転時に取出した筐体の健全性評価（構造と材料）

４

５

６
Hot

放電前試験

DT 定常運転辞

本運転計画ワーキンググループブランケットサブグルー

ムの生産・回収技術や③発電関連技術のような重要項目に① A2 照射影響評価② A1 供用期間最適化② A1 故障率データ⑤ A1 商用炉向け改良⑤ A1 先進ブランケット

５４８

７

８

９

１
０

１
０以降

Special Topic Article

4. Blanket

Y. Kawamura and Y. Someya

list̲items/Attachments/708/2016̲11̲IC-19.pdf［２］核融合原型炉開発のため技術基盤構築の中核的役割を担うチーム報告 −原型炉技術基盤構築チャート−，核融合原型炉開発のための技術基盤構築の中核的役割を担うチーム（２０１
５年１月）．
http://www.fusion.qst.go.jp/reading5/houkoku/goudoukoa.html［３］運転計画ワーキンググループ報告書，原型炉設計合同
特別チーム（平成３
０
（２
０
１
８）
年７月）
．

プ会合においてご議論いただき，本章の元となる報告書にご寄稿いただいた，磯部兼嗣様，谷川 尚様，谷川博康様，
宮澤健先生，渡邊和仁様に感謝申し上げます．

参考文献［１］PRESS RELEASES, ITER Council endorses updated
project schedule to Deuterium-Tritium Operation, 17
Nov. 2016.
https://www.iter.org/doc/www/content/com/Lists/

５４９

J. Plasma Fusion Res. Vol.94, No.11 (2018)５
５０‐５５４

小特集 核融合原型炉における運転計画と商用炉に向けた戦略

５．トリチウムサイクル・取扱技術
5. Tritium Cycle・Handling Technology
片 山 一 成１，２）
KATAYAMA Kazunari１，２）１）

原型炉設計合同特別チーム，２）九州大学大学院総合理工学研究院（原稿受付：２
０
１
８年７月２
０日）

原型炉運転計画に関わるトリチウムサイクル・取扱技術について記述する．計画全体を通じての要求を満足
する燃料サイクルシステムを当初から導入し，予め運転技術を実証しておく必要がある．試運転以降は，運転計画の進捗と並行して，要求されるトリチウムサイクル・取扱技術を順次実証していく．定常的に DT 運転が行われる段階に入ると，増殖トリチウムや回収トリチウムの再利用を含めたプラント全体のインベントリー評価とその能動的制御が可能となる．以降は，システムの動的挙動をモデル化し，長期連続安定運転を実証しつつ，トリチウム取扱機器保守技術の実証や故障率データの取得を行っていく．
Keywords:
tritium cycle, tritium handling, tritium recovery, tritium balance, tritium simulator, DEMO, fuel cycle system

表１５．
１ 原型炉運転計画に関わるトリチウムサイク
ル・取扱技術の基本的考え方

重要度・優先度分類表．
利用優先度

１：原型炉でなけれ ば 実 証 ３：原型炉以外で実 証 可 能 ４：原型炉以前に実 証 す べ
できない技術
な技術
き技術

原型炉は，運転計画に掲げられる技術実証を実現するために必要な燃料処理・供給性能を有する燃料サイクルシス
テムを当初から備え，これを安定して連続運転することが求められる．そのため，原型炉試運転段階に入る前に，燃料サイクルシステムを完成させ，トリチウムを用いた運転実証を行っておく必要がある．これには相当の時間を要すＡ：ることから，原型炉建設時期を見据えて，周到に技術開発を進めておかなければならない．そこで，本サブグループ
では，運転計画検討における優先度分類項目として，原型

技
術
重
要
度

炉でなければ実証できない項目，原型炉で実証するのが合理的な技術，原型炉以外で実証可能な技術に加えて，原型

基
盤
技
術

【燃料サイクル長期連続安定運転】
・燃料サイクル各要素技術
・燃料サイクルシステム技術
・原型炉燃料サイクルシステ
ム技術【トリチウム回収利用】
・雰囲気トリチウム回収技術
・トリチウム水処理技術
・ガス冷却材トリチウム回収技術
・蓄積トリチウム回収技術【トリチウムバランス測定・評価・管理制御】・材料中トリチウム挙動予測
技術
・プラント構成機器トリチウ
ム挙動予測技術・プラント構成機器複合体ト
リチウム挙動予測技術（トリチウムシミュレータ開発）【燃料サイクル構成機器健全性評価・保守技術】
・構造健全性評価技術
・性能健全性評価技術
・保守技術【燃料サイクル長期連続安定運転】
・原型炉燃料サイクルシステ
ムの動的挙動 測 定 と 安 定 運
転・長期連続運転技術【トリチウム回収利用】
・透過・漏洩トリチウム回収
利用長期連続運転技術・蓄積トリチウム回収利用技術【トリチウムバランス測定・評価・管理制御】・原型炉プラント全体でのトリチウム挙動予測技術【燃料サイクル構成機器健全性評価・保守技術】
・原型炉環境での保守技術
・故障率データの取得

炉以前に実証すべき技術についても挙げることとした．原型炉燃料サイクルを安定して長期間連続稼働させるために不可欠な実証技術大項目として，次の４つを設定した．

：

Ｂ 【燃料サイクル長期連続安定 【燃料サイクル長期連続安定①燃料サイクルシステムの長期連続安定運転技術

運転】

運転】

補 ・インベントリ制御の高度化 ・燃料サイクル技術の高度化【トリチウム回収利用】
要強・トリチウム回収利用技術の
技を
術要
高度化
す
【燃料サイクル構成機器健全る
性評価・保守技術】
・保守技術の高度化
重②トリチウム回収利用技術③トリチウムバランス測定・評価・管理制御技術④燃料サイクル構成機器の健全性評価・保守技術
大項目それぞれに対して，中項目となる課題を抽出した．

５．
２ 燃料サイクルシステムの長期連続安定運転
技術

実施項目の重要度・優先度分類を表１に示す．なお，優先度分類２：原型炉で実証するのが合理的な技術欄と，重要炉心制御・ダイバータ・ブランケットに関わる技術実証

度分類 C：核融合特有でない技術欄については，該当技術の実現には，燃料サイクルシステムが安定して稼働するこがないため表から削除している．

とが必要となる．原型炉で想定されるいかなる炉心排出成分も滞りなく連続処理し，炉心制御システムが要求する燃料を精度よく供給できる技術を予め完成させておかなけれ
Department of Advanced Energy Science and Engineering, Kyushu University
author’s e-mail: kadzu@nucl.kyushu-u.ac.jp

５５０!2018 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Special Topic Article

5. Tritium Cycle･Handling Technology

K. Katayama

ばならない．

５．
２．
２ 原型炉でなければ実証できない項目

５．
２．
１ 原型炉以前に実証すべき項目

５．
２．
２．
１ 原型炉燃料サイクルシステムの動的挙動測定と

５．
２．
１．
１ 燃料サイクルシステムを構成する各要素技術の安定運転・長期連続運転技術開発

プラズマ・真空容器，増殖ブランケットを除く燃料サイ

原型炉燃料サイクルの連続運転に対応可能な性能を有す

クルシステムは，原型炉の試験運転開始前早期に建設さる燃料サイクル構成機器を開発し，まずは機器それぞれのれ，外部から導入したトリチウムを用いて運転実証されて運転技術を実証する．実証技術の中には燃料処理前後でのいる必要がある．そこでは，原型炉で想定される炉心排出

水素同位体分析技術も含まれる．これまでに国際熱核融合

成分を滞りなく処理し炉心制御システムが要求する燃料を実験炉 ITER での燃料サイクル［１］を念頭に技術開発され精度よく供給できる燃料サイクルシステムの性能とその安てきているが，実験炉である ITER と定常運転をめざす原

定した運転技術，大量トリチウム安全取扱技術が確認され型炉では，システムへの要求は異なる．

る．燃料サイクルシステムの性能確認・不具合の調整・動

５．
２．
１．
２ 燃料サイクルシステム技術の開発

特性評価だけでなく，多数のトリチウム計測機器・回収設

燃料サイクル構成機器を連結させた小規模燃料サイクル

備の性能確認・調整などプラント全体としてのトリチウムシステムを構築し，総合的な運転技術を実証する．実証技

安全管理技術の確立や燃料サイクル運転技術の習熟を考慮

術の中には，サイクル内の静的・動的な水素同位体の計

すると，これには相当の時間を要する．TSTA や ITER

測・制御技術が含まれる．これまでに ITER での燃料サイでの経験を踏まえて，燃料サイクルシステムの建設時期を

クルを念頭に，プラズマ・真空容器及び増殖ブランケット

適切に設定しなければならない．運転実証済みの燃料サイを除く主要な機器を連結させた模擬燃料サイクル運転の実

クルシステムにプラズマ・真空容器，次いで増殖ブラン

証実績はあり（TSTA）［２］，ITER においてプラズマ・真ケットを連結し，燃料自給自立の運転技術を実証していく

空容器を含めた燃料サイクル運転の実証が行われる．しか（図２）．

し，この段階では増殖ブランケットを用いた燃料の自給運

原型炉運転計画全体を通じての要求を満足する燃料サイ

転と自立的な燃料サイクルの実証は残される．

クルシステムを当初から導入しておき，HH→DD→DT の

５．
２．
１．
３ 原型炉燃料サイクルシステム技術の開発

運転計画の進捗と並行して，要求される内容を順次実証し

原型炉燃料サイクルを模擬した試験設備を建設し，できていくことになる．DD 運転以降，それまで未知であった

る限り原型炉条件に近い運転条件での燃料連続処理技術のプラズマ・真空容器，増殖ブランケットにおけるトリチウ

開発と総合的な運転技術を実証する．本試験設備を用いた

ムの消滅と生成の動特性測定が可能となる．また，ブラン

トリチウムの動的・静的挙動の把握は，大項目③でのトリケット第一壁，ブランケット冷却系およびダイバータにおチウムシミュレータ開発にも不可欠である．原型炉の運転けるトリチウムのインプランテーション，溶解，透過や，計画を考慮するとトリチウムの計測は，極低レベル（DD

二次系（雰囲気浄化系および冷却系）におけるトリチウム

パルス運転）から高レベル（DT パルス以降）まで広範囲にレベル制御，回収トリチウムの再利用を含むインベント

わたるため，トリチウムレベルに応じた計測機器の運用技

リー制御は，より長い時定数現象を含むため，数日〜数か術も実証する必要がある．増殖ブランケットを含み，DT

月の連続運転で初めて総合的な性能評価が可能となる．さ

定常運転を行う原型炉燃料サイクルのトリチウム動特性

らに，プラント全体でのトリチウムインベントリーの評

は，ITER とは異なる．ITER 燃料サイクルでの経験を最大

価，管理，制御も長時定数で初めて可能となる課題である．

限生かしつつ，想定する原型炉燃料サイクルの特徴（処理原型炉の試運転，本格運転を通じて，特にプラズマと増量，排気系での水素同位体濃度・化学形・不純物成分の変殖ブランケットの諸運転モードに対応したシステムの動的動や，増殖トリチウムの処理・貯蔵，透過トリチウムの処挙動を測定してそれをモデル化し，最適運転方法を確立し理等）を外部トリチウムにより反映した模擬試験を行い，て，安定運転を行うとともに，不安定事象や異常事象を把トリチウム動的挙動の把握と燃料サイクルシステムの最適握し，その対策を講ずる．これらを総合して燃料サイクル化を図る（図１）．これを通じて，高濃度トリチウム連続処システムの長期連続運転技術を実証する．

理システムの運転経験を有する人材を輩出する．なお，本

５．
２．
２．
２ インベントリー制御の高度化試験設備は，原型炉稼働後もトリチウムサイクル・取扱技

漏洩したトリチウムや構造材に蓄積されるトリチウムの術の高度化のために活用する．

図１

回収利用には時間を要するため，プラント内の活性インベ

模擬原型炉燃料サイクル．

図２

５５１

原型炉燃料サイクル．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.11 November 2018

ントリーの評価と，それを可能な限り最小化する試験は，せておくことが望ましい．

定常的に DT 運転が行われる状況で初めて燃料系を用いて

５．
３．
１．
４
（b） 燃料処理プロセス構成機器からのトリチウ
ム回収技術の実証可能となる．インベントリー制御は，プラズマへの供給トリチウムのサプライチェーンの変動範囲や挙動を把握した機器が放射化していないことから炉内機器からのトリチ

後に，プラント全体で余剰となるトリチウムを回収し，抜ウム回収技術とは異なる技術であり，別項目として挙げ

き出すとともに，TBR が過剰であった場合にはそれを抑制る．交換時のトリチウム回収技術は原型炉以前に確立し，する方向で制御することになる．

原型炉ではトリチウム回収実証とその効果の妥当性評価を

５．
２．
３ 原型炉以外で実証可能な項目：燃料サイクル技術

行う．
５．
３．
２ 原型炉でなければ実証できない項目の高度化
燃料処理効率の向上，トリチウムインベントリーの低

５．
３．
２．
１ 透過・漏洩トリチウム回収利用長期連続運転技術

減，コスト削減を図るために，新たなプロセス開発を行う．

気相・液相への透過・漏洩トリチウムを連続的に回収しその実証見通しがたった場合は，原型炉施設に導入してそて，燃料として利用する一連のプロセスを長期間連続しての特性評価と運転実証を行う．

運転する技術を実証する．一次燃料系から二次系への移行
は時定数が長く，またある程度量的に蓄積しなければ実際

５．
３ トリチウム回収利用技術の回収再利用は行えない．原型炉運転初期の出力上昇試験

高い可動性を有するトリチウムは，原型炉の稼働に伴いではパルス応答の形でトリチウム挙動が測定される．十分プラントの広い範囲にわたって移行・浸透する．施設内で有意な量のトリチウムが回収再利用可能となるのは，トリ

閉じたトリチウムサイクルを実現するためには．透過・漏チウム放電のデューティが十分高くなってからであり，こ洩トリチウムの回収再利用が不可避であり，これを実証すの状態で初めて，プラント各部でのトリチウムインベント

ることは原型炉の大きなミッションである．

リーおよびその移行時定数が得られるとともに能動的な制５．
３．
１ 原型炉以前に実証すべき項目

御が可能になる．

５．
３．
１．
１ 雰囲気トリチウム回収技術

５．
３．
２．
２ 蓄積トリチウム回収利用技術

多くのトリチウム取扱施設において，触媒酸化・吸着回

トリチウム取扱機器へ蓄積するトリチウムを回収して，収法が採用され，長期間の利用実績がある．ITER では，触燃料として利用する一連のプロセスを効率的に行う技術を

媒酸化・同位体交換法が用いられる予定である．いずれの実証する．特に炉内機器へのトリチウム蓄積量は大きく，方法でも，トリチウム水の形で回収し水処理設備へ送られその回収再利用は極めて重要である．ブランケット／ダイる．基本的な回収技術は開発済みであるが，火災発生時やバータ交換時に炉内トリチウム回収技術及び炉外トリチウ

全電源損失時等の異常時の回収性能の評価など，原型炉安ム回収技術を実証する．トリチウム蓄積量の評価は，大項

全管理の要求に応じて事前に検討すべき課題は残されてい目③でのトリチウムシミュレータの妥当性評価に活用され

る．

る．

５．
３．
１．
２ トリチウム水処理技術

５．
３．
３ 原型炉以外で実証可能な項目：トリチウム回収利用技術の高度化

トリチウム水処理技術とはトリチウム水を濃縮し，水素形に変換する技術を示す．ITER 規模の水処理技術は開発

透過・漏洩トリチウムの処理において，同位体分離性能済みである．ITER では，ホットセルで定常的に放出され向上，トリチウムインベントリーの低減，コスト削減を図るトリチウムの回収により生じるトリチウム水が処理対象るために，新たなプロセス開発を行う．その実証見通しがであるが，ブランケットやダイバータに水冷却を用いる原たった場合は，原型炉施設に導入してその特性評価と運転型炉では，冷却水へ透過するトリチウムも回収対象とな実証を行う．また，蓄積トリチウムのより効果的・効率的

る．原型炉の要求に応じて，技術開発が必要となることもな回収技術の開発を進め，実証見通しがたった場合は，原ある．

型炉にて技術実証を行う．

５．
３．
１．
３ ガス冷却材中トリチウム回収技術

５．
４ トリチウムバランス測定・評価・管理制御
技術

ブランケットやダイバータにガス冷却を用いる原型炉の場合は，冷却ガス中に透過するトリチウムの回収技術の開トリチウムバランス評価管理技術は，燃料サイクル成立

発が必要である．
５．
３．
１．
４ 蓄積トリチウム回収技術

性，原型炉安全性の観点から重要な技術である．トリチウ

５．
３．
１．
４
（a） 炉内機器からのトリチウム回収技術

ムシミュレータを早期に開発し，原型炉運転に伴うトリチ

機器交換時のトリチウム拡散低減を主目的とした炉内ト

ウム挙動予測を行い，運転計画詳細検討時の参考とすべきリチウム回収技術（放電洗浄，ベーキング，ソーキング等）

である．例えば，運転サイクル停止後のダイバータの遠隔と燃料トリチウムの回収・利用を主目的とする炉外トリチ

保守では，崩壊熱冷却期間で適正なトリチウムレベルまで

ウム回収技術を開発する．原型炉以前に効果的な回収技術

低減可能かどうかといったトリチウム挙動予測は運転計画を開発し，原型炉ではトリチウム回収実証とその効果の妥に影響を与える可能性がある．また，燃料サイクルが定常当性評価を行う．炉内機器の交換作業を安全かつ効率的にに達するまでにどれだけの時間とトリチウム量が必要かを実施するためには，できる限り炉内でトリチウムを脱離さ評価する際にも，トリチウム挙動予測は重要であり，十分
５５２

Special Topic Article

5. Tritium Cycle･Handling Technology

K. Katayama

５．
５ 燃料サイクル構成機器の健全性評価・保守
技術なトリチウム量が調達できる見通しを得ておかなければならない．定格運転においては，最小のプラントインベント
リーで安定的にトリチウムバランスを制御しなければなら

燃料サイクル構成機器の故障は，運転計画全体へ影響をない．燃料系各部でのトリチウム移行は複雑であるが，プ及ぼすため，原型炉環境を想定した健全性評価に基づく適ラズマでの燃焼による消滅と増殖ブランケットにおける生正な運用期間の設定と点検技術の確立が重要となる．燃料

成がバランスするだけでなく，燃料系全体でのトリチウム

サイクル構成機器には，トリチウムが長期間に渡って流通バランスを把握して制御し，インベントリーを最小にしつすることから，構造材料の表面および内部にトリチウムがつ燃料系を安定に運転する必要がある．増殖トリチウム量蓄積する．保守作業に伴う雰囲気へのトリチウム漏洩や作の評価においても，トリチウム挙動予測が不可欠である．

業者の被ばくを最小限に抑える保守技術を確立し，十分に増殖トリチウム回収系で計測されるトリチウムは，増殖ブ訓練を行った上で，作業に取り組むことになる．

ランケット内及び輸送配管での吸着反応や溶解反応等を経

５．
５．
１ 原型炉以前に実証すべき項目て到達しており，増殖領域での生成量評価には，これらを

５．
５．
１．
１ 構造健全性評価技術
トリチウム取扱機器について，安全上の基準（耐熱，耐考慮した解析が必要となる．
５．
４．
１ 原型炉以前に実証すべき項目

圧，耐放射線など）を満たしているか定期的に検査し健全性を評価する技術を開発する．

５．
４．
１．
１ 各種材料におけるトリチウム挙動予測技術

５．
５．
１．
２ 性能健全性評価技術

各種材料におけるトリチウム移行に関わる物質移動パラ

使用環境により性能劣化する部位を有する機器（固体電メータを取得し，原型炉運転条件でのトリチウム挙動を予測する技術を開発する．

解質膜，触媒，水素吸蔵合金など）について，想定される

５．
４．
１．
２ プラント構成機器におけるトリチウム挙動予測

使用条件から性能劣化の進展を予測・評価する技術と，定期的な試験により性能健全性を確認する技術を開発する．

技術

原型炉以前に開発し，これに基づいて劣化部位のみの交換

プラズマ対向機器，ブランケット，燃料サイクル構成機
器等，各プラント構成機器におけるトリチウム挙動を予測

あるいは機器自身の交換時期を決定する．

する技術を開発する．特にプラズマ対向機器へのトリチウ

５．
５．
１．
３ トリチウム取扱機器の保守技術

ム蓄積量は多く，原型炉条件でのトリチウム挙動を予測す

構造健全性評価や性能健全性評価に基づく計画的な保守るためのデータ集積と挙動モデルの構築は，重要な課題で時，あるいは予期せぬ不具合の発生に伴う緊急的な保守時ある．炉内機器へのトリチウム蓄積・脱離現象は，表面変のシナリオを各機器について検討し，安全かつ効率的に保質（損耗・再堆積・溶融等）や中性子照射欠陥によるトリ守を行う技術を開発する．原型炉以前に開発し，作業者のチウムトラップ効果など複雑であり，挙動を正確に予測す訓練も行う必要がある．

ることは容易ではない．しかし，ある程度精度よく予測し，

５．
５．
２ 原型炉でなければ実証できない項目

必要な初期装荷トリチウムを準備していなければ，トリチ

５．
５．
２．
１ 原型炉トリチウム取扱機器の保守技術の実証
開発した技術に基づき，原型炉環境にて保守技術を実証

ウムの自己充足性が危ぶまれ，また信頼性ある安全性評価

する．保守作業を通じて改善点を抽出し，効率性と安全性もできない．

の向上を図り，以降の運転サイクル時に活用する．

５．
４．
１．
３ プラント構成機器を連結した複合体におけるト

５．
５．
２．
２ 故障率データの取得

リチウム挙動予測技術
各構成機器に対して確立したトリチウム挙動予測技術を各機器の故障率は，長期間の運転を通じて初めて得られ連結させて，プラント全体でのトリチウム挙動を予測するるデータであり，原型炉を用いて取得する．集積したデー

技術（トリチウムシミュレータ）を開発する．原型炉燃料タに基づき，健全性評価技術の信頼性向上を図り，以降のサイクルを模擬した試験設備での総合的な運転技術実証で運転サイクル時に活用する．

得られるトリチウム計測値と予測値を比較して，シミュ５．
５．
３ 原型炉以外で実証可能な項目：保守技術の高度化
作業効率向上，被ばく低減，コスト削減などを図るため

レータの妥当性を検証し，必要に応じて改良する．

に，保守技術の高度化を図る．その実証見通しがたった場

５．
４．
２ 原型炉でなければ実証できない項目：原型炉プラ合は，原型炉において実施する．

ント全体でのトリチウム挙動予測技術
各機器および各区画内で計測されるデータ（トリチウム

５．
６ 原型炉での実証時期

濃度，トリチウム化学形，温度，流量，不純物濃度，材料の状態等）とトリチウムシミュレータの予測とを比較し，燃料サイクルシステムは，多数のサブシステムから構成

挙動予測技術の妥当性を評価する．必要に応じてシミュされ，大規模かつ複雑でありながら，トリチウムで繋がっ

レータを改良し，その完成度を高める．機器の交換時期にており，その一部の不具合がシステム全体の機能を損なわ行われる蓄積トリチウム回収技術と連携して，材料中のイ

せ，原型炉運転計画全体の遅れを生じさせる可能性が懸念

ンベントリー評価の妥当性を検証する．

される．そのため，原型炉試運転開始前に相当の準備期間を設定して，信頼性の高いトリチウムサイクル・取扱技術を確立しておく必要がある．試運転以降は，運転計画の進捗と並行して，要求されるトリチウムサイクル・取扱技術
５５３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.11 November 2018

謝を順次実証していく．DDパルス運転ではDD生成トリチウ

辞ムの回収技術を実証し，DT パルス運転が始まると雰囲気

本章は，核融合原型炉設計合同特別チーム，運転計画

や冷却材への透過・漏洩トリチウムの回収技術を実証す

ワーキンググループ，トリチウムサイクル・取扱技術サブる．DT 定常運転に進むと増殖ブランケットから燃料サイグループにて取りまとめた活動報告書に基づくものです．

クルシステムへの定常的なトリチウム導入に関連する技術

サブグループメンバーの京都大学小西哲之教授，富山大学を実証する．試運転終了後のブランケット／ダイバータ交波多野雄治教授，茨城大学鳥養祐二教授，福井大学柳原 敏

換時には蓄積トリチウム回収技術を実証する．本格運転に教授，量子科学技術研究開発機構林 巧氏，磯部兼嗣氏，染入ると，プラント全体でのトリチウムフローが定常に達谷洋二氏，宇藤裕康氏，中村 誠氏に深く感謝申し上げまし，インベントリーの評価，管理，制御に関連する技術のす．

実証が可能となる．プラント全体に対するトリチウムシ
ミュレータの妥当性を確認し，さらにはインベントリー制

参考文献

御の高度化を目指す．その後は，長期連続安定運転を実証［１］M. Glugla et al., Fusion Eng. Des. 82, 472 (2007).
［２］西 正孝 他：プラズマ・核融合学会誌 79, 290 (2003).

しつつ，トリチウム取扱機器の保守技術の実証や故障率データの取得を行っていく．

５５４

J. Plasma Fusion Res. Vol.94, No.11 (2018)５
５５‐５５９

小特集 核融合原型炉における運転計画と商用炉に向けた戦略

６．安全技術，放射性廃棄物処理技術，プラント保守技術
6. Technology of Safety, Rad-Waste Handling, Maintenance for DEMO Plant
染 谷 洋 二１，２），宇 藤 裕 康１，２）
SOMEYA Youji１，２）and UTOH Hiroyasu１，２）１）

原型炉設計合同特別チーム，２）量子科学技術研究開発機構（原稿受付：２
０
１
８年７月２
４日）

原型炉の運転に重要な安全技術，放射性廃棄物処理技術，及びプラント保守技術について述べる．本章で取扱う技術は，原型炉運転時には，その全ての要素技術が十分に検証され，確立されていなければならない．当該技術は原型炉の稼働前にプラント内のコールド試験を通して，安全技術，廃棄物処理技術および機器交換等の保守技術が確認される．運転中は発生する放射性物質（タングステンダスト，トリチウム及び廃棄体になる廃棄物），従事者及び環境中での線量モニタリング，及びプラント内に配置される機器の故障確率の実績データの取得にあたり，データ取得期間は原型炉運転準備段階から原型炉プラントが廃炉になるまで継続する．
Keywords:
DEMO, Safety, Rad-waste handling, Maintenance, Commissioning, In-vessel components

６．
１ はじめにを開始する．また，制限以下となることを確認するだけで本章で取扱う安全技術，廃棄物処理技術およびプラント

なく，放射線防護の観点から計画値と実測値との比較分析

保守技術は原型炉プラントを運転する際には，全ての要素も実施する．その結果両者の差異が大きい場合には原因を技術が十分に検証され，確立された技術でなければならな

明らかにし，その後の運転および商用炉に向けた見通しをい．当該技術に基づく運転計画を検討するにあたり，国際得ることとする．

熱核融合実験炉 ITER［１］や既存の軽水炉技術を参考にし

ロ）従事者被ばく管理（分類 A1，A3）

た．検討対象である原型炉設計は，原型炉設計合同特別

原型炉プラント内（トカマク建屋，ホットセル，廃棄物チームから提案されている原型炉概念仕様［２］，廃棄物管取扱施設を含む）での運転中及び保守時の従事者被ばくの理シナリオ［３，４］，及び保守方式［５］に基づき検討する．

実績データを取得する．計画値と実績値との比較分析を行
い，両者の差異が大きい場合にはその原因を明らかにする

６．
２ 実証項目の抽出項目と優先度（分類 A1）．なお，計画値策定に向けてトリチウムや炉内① 安全技術

ダストの計量管理手法を予め確立しておく必要があるた

原型炉の安全性確保の観点から，運転に必要な技術は原め，それらについては原型炉以外で事前に実証する（分型炉稼動前に実証しておく必要がある．そこで，運転期間

類 A3）
．

中の安全性に関するデータ取得及び安全システム・機器の実施時期は，運転開始前からデータ取得を開始し，トリ

実環境での最終確認を主眼に実証項目を抽出した．実証す

チウム処理システム起動試験時の実績データも取得する．

べき項目は，①‐１放射性物質の管理実績の取得，①‐２実環

また，各サイクル終了時に計画値と実績値の比較分析を実境での安全系機能の最終確認である．抽出した項目と重要施する．

度・優先度分類を表１，運転計画を表２に示す．

ハ）放射性物質および放射線の管理（分類 A1）①‐１ 放射性物質の管理実績の取得

トリチウム区画におけるトリチウム透過・漏えい量，並以下に抽出した中項目について述べる．

びにタングステンダスト量の確認を実施する．実績値を計

イ）環境放射線モニタリング実績の取得（分類 A1）

画値と比較し，適切に管理されていることを確認する．両環境放射線をモニタリングすることにより，原型炉運転者の差異が大きい場合はその原因を明らかにし，その後のによる環境への放射線影響が制限以下となることを確認す

運転に反映させる．実証時期については前述の（イ）及びる．具体的には空気中の塵採取を含めた環境放射線の測定（ロ）と同様である．

や，陸上・海洋での環境試料採取に基づく，データ取得を①‐２ 実環境での安全系機能の最終確認実施する．これらのデータ取得にあたっては運転開始前の以下に抽出した中項目について述べる．なお，抽出した計測データも必要であるため，原型炉建設開始前から計測

安全系の動作確認は各運転サイクル開始時に実施すること

Joint Special Design Team for Fusion DEMO, National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology
corresponding author’s e-mail: someya.yoji@qst.go.jp

５５５!2018 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.11 November 2018

表１

安全技術・放射性廃棄物処理技術・プラント保守技術の重要度・優先度分類表．
利用優先度

１．原型炉でなければ開発できない技術

２．原型炉で開発するのが合理的な技術

３．原型炉以外で開発可能な技術【放射性廃棄物処理技術】【安全技術】【安全技術】
・定期保守時で交換する機器の再利用技術 ・炉心プラズマ／冷却系／発電系安全性の・環境放射線モニタリング実験の取得
開発
実証
・従事者被ばく管理
・放射化計算の実証
・被ばく管理技術
・放射性物質，及び放射線の管理・実環境での安全系機能の最終確認【プランド保守技術】【プラント保守技術】（ディスラプション発生確 率 に 関 わ る ・実器における大型ブランケットセグメン ・大型ブランケットセグメント交換技術
・ダイバータ交換技術
データ取得）
ト交換技術の最終確認【放射性廃棄物処理技術】
・実記における大型ダイバータ交換技術の ・耐放射線機器開発
・大型機械要素技術，ロボット制御技術
最終確認
Ａ：基盤技術 ・【コールド及びホット】各処理施設での・炉内機器支持構造設計データ
廃棄物管理シナリオの工程検証（各工程での作業は別系統電源で対応）・発生する放射性廃棄物の実績取得【プランド保守技術】
・実機・高線量下における大型ブランケッ
トセグメント交換技術の実証
・実機・高線量下におけるダイバータ交換
技
技術の実証
術
重
【安全技術】【安全技術】【プラント保守技術】
要・炉心プラズマ／冷却系／発電系安全性の ・プラント設備の保守・状態監視技術の実 ・真空容器安全性の実証
度
証【放射性廃棄物処理技術】
確認
・稼働率向上に向けた保守交換技術の実規 ・炉内の除染技術
・真空容器安全性の確認
模試験
・炉内機器の除染技術
Ｂ：補強を要 ・一次冷却系の安全性の確認
・放射線環境下での炉内機器保守技術
する重要技術 ・トリチウム回収／処理系の安全性確認【プラント保守技術】【プラント保守技術】
・プラント設備の保守・状態監視技術
・保守機器の故障率等のデータ取得
・稼働率向上に向けた保守交換技術の試験
・プラント設備の保守・状態監視データの・維持規格など規格基準策定のための技術
取得【安全技術】
・軽水炉における安全系機器【放射性廃棄物処理技術】
・廃棄体化技術・放射性廃棄物の埋設技術【プラント保守技術】
・地震対策技術

Ｃ：核融合特有の技術でな
いものとする．（表２参照）

全要求及び事故シナリオにもとづき，どのような試験が必イ）炉心プラズマ・冷却系・発電系の安全性確認

要か具体化することが今後の課題となる．

炉心プラズマや冷却，発電系に関する安全性を確認する．

ハ）一次冷却系の安全性確認（分類 B1）

炉心プラズマにおける事象としてはディスラプションが真空容器とともに放射性物質の閉じ込め障壁となる１次考えられる．原型炉においてディスラプションの発生確率

冷却系の安全系動作確認を実環境で行う．これに関してもに関するデータを取得する（分類 A1）とともに，ディス

ITER や既存技術の延長とみなせるため，それら既存技術

ラプション緩和設備が正常に動作すること（分類 B1）をの補強として原型炉での最終確認を実施する．

確認する．また，小規模ディスラプションを発生させ，そ二）トリチウム回収／処理系の安全性確認（分類 B1）の緩和試験を運転初期に実施する（分類 B1）．緩和試験に

放射性物質であるトリチウムを取り扱うトリチウム回収

ついては ITER の実績を反映したシミュレータと比較する系の安全系動作確認を実環境で行う．これに関してはトリことでディスラプションの制御とその影響を評価し，制御

チウム処理系の動作確認を原型炉運転開始前に実施する必と予測精度を高めることが目的となる．ディスラプション要があるため，それと合わせて実施する．

規模や条件等の設定については今後の課題である．また，② 放射性廃棄物処理技術

ディスラプション緩和装置以外の炉心プラズマ停止系の動原型炉の廃棄物管理・処分に必要な技術は原型炉稼動前

作確認も実施する（分類 B1）．これらは，運転初期に最終に実証しておく必要がある．従って，原型炉では廃棄物管確認を実施し，以降定期的に各安全系の動作確認を実施す

理・処分に関わる実環境での最終確認及び，運転期間中，る．なお，これらの実証のためにはディスラプション緩和

並びに廃炉後の放射性廃棄物発生量及び管理に関するデー

系や炉心プラズマ制御系の技術実証をそれら制御手法・機タ取得を目的とする．さらに，原型炉以降の放射性廃棄物器の開発とともに，原型炉運転開始前に実施しておく必要の発生量が課題となることを鑑み，減容化に向けた開発をがある（分類 A3）．また，冷却系・発電系の安全性確認と並行して進める事とした．そこで実証すべき項目として，して，プラントトリップ時や外部電源喪失時の安全系の動②‐１実環境において策定した管理シナリオの検証と処分工作確認が挙げられる（分類 B1）．これらに関しては軽水炉程の確認，②‐２原型炉で発生する放射性廃棄物管理に関連等での既存技術の補強により原型炉環境で確認する．

する実績データの取得，②‐３原型炉で発生する放射性廃棄ロ）真空容器の安全性確認（第一次障壁）

物の減容化に向けた開発を抽出した．抽出した項目と重要

放射性物質の閉じ込め障壁である真空容器の安全系動作度・優先度分類を表１，運転計画を表２に示す．

確認を実環境で行う（分類 B1）．基本的な技術は ITER の②‐１ 実環境下で策定した管理シナリオの検証と処分工程延長とみなし，ITER や他の実験装置において真空容器健の確認（分類 A1）

全性実証や真空容器圧力緩衝系の実証を行う（分類 B3）．

イ）処理施設での廃棄物管理シナリオの工程検証

原型炉では，安全機器である真空容器を原型炉環境での安DD/DT 運転開始前に原型炉で発生する放射性廃棄物を
５５６

Special Topic Article

6. Technology of Safety, Rad-Waste Handling, Maintenance for DEMO Plant

Y. Someya and H. Utoh

適切に管理し，廃棄体に至るまでの処分工程を冷態環境でイ）定期保守時に交換する機器の再利用技術開発（分類 A2）

検証・確認する．その後は，実際に放射化した機器を事前核融合炉では，高レベル放射性廃棄物は発生しないが，に策定し，検証した管理シナリオに沿って処分を進め，実多くの低レベル放射性廃棄物が発生する．その量は軽水炉

績データを取得する．ここで留意する点は，最初の放射化の数倍であり，核融合炉の社会受容性に向けた減容化対策

機器の受入から管理シナリオは運用され，問題が起こったが必要となる．特に近年の研究において，ワンススルーで際は原型炉の運転継続ができないことである．従って，自処分される廃棄物量は機器の再利用や燃料のリサイクルに由度の高い廃棄物管理シナリオを設計段階から検討する必よって２０％まで減容化できることが分かっている［３］．以

要がある．なお，放射性廃棄物の管理及び処分工程はプラ上のことから，商用炉での社会受容性を鑑み機器の再利用

ント運転終了後も続くため，電源は別系統で対応する．

や燃料のリサイクル技術は重要と考える．なお，ここで求以下に検証項目を示す．

める技術は軽水炉においても経験が無く，原型炉において（廃棄物管理及び処分工程に係る検証項目）

開発することが合理的である．ここでは，定期保守時に交・ホットセル（搬入出，除染，保管及び保守，再利用工程，

換する機器の再利用技術開発として以下を挙げた．
・中性子損傷が小さいバックプレート及びダイバータの再レスキュー方式）
・一次保管施設（搬入出及び保管，レスキュー方式）

利用工程実証（開発）・廃棄体化施設（除染，切断／圧縮，梱包及び検査，レス!放射線環境下での大型機器の保守技術（視野の確保，溶接性，検査性等）

キュー方式）

・トリチウム増殖材及び中性子増倍材のリサイクル工程の・再処理施設（除染，保管及び再処理，レスキュー方式）

実証（開発）

・中間貯蔵（保管及び検査，レスキュー方式）!放射線環境下での不純物除去技術，検査性，再加工性ロ）廃棄物処理技術に関する原型炉以外で開発可能な技術③ プラント保守技術（分類 C3）

プラント保守技術に関する原型炉での実証項目及び実証

原型炉以外で開発に必要な補強技術及び既存技術の応用が必要なものは次のとおりである．

時期の検討は（重要または補強技術）の確保

プラント保守 ＝ 構造（プラント）健全性

・炉内の除染技術（炉内に滞留する T をベーキングで回収つつ，実証項目抽出は核融合炉特有かつ重要なものを中心を主眼とし，検討範囲は原型炉プラント全体としに行った．なお，ITER からの保守方式・技術的飛躍が大する技術，炉内の W ダスト等を除染する技術）

きくなる増殖ブランケット及びダイバータの定期保守交換

・炉内機器の除染技術（機器に吸蔵された T を回収する技

方法は，現在主案としている「バナナ型垂直引抜方式」［４］

術，機器表面に付着した W ダストの除染技術）を対象とした．その結果，③‐１大型ブランケットセグメン

・放射線環境下での炉内機器保守技術（高線量下での炉内機器の保守技術）

ト交換技術の最終確認及び実証，③‐２ダイバータ交換技術（既存技術の応用）の最終確認及び実証，③‐３炉内機器支持構造設計データ取・廃棄体化技術

得，③‐４保守機器の故障率等のデータ取得，③‐５プラント（軽水炉での廃棄体化技術）

・廃棄物の埋設技術（軽水炉での埋設技術）

設備の保守・状態監視技術の実証及びデータの取得，③‐６②‐２ 発生する廃棄物特性及び管理に関わる実績データ取得

稼働率向上に向けた保守交換技術の実規模試験を主要項目

イ）定期保守時及び廃炉時に発生する廃棄物特性の実績として抽出した．抽出した項目と重要度・優先度分類を
表１，運転計画を表２に示す．

データの検証（分類 A1）
定期保守時及び廃炉時に発生する廃棄物の核特性の実績③‐１ 大型ブランケットセグメント交換技術の最終確認

データを取得し，商用炉における廃棄物管理に資する．具（分類 A2），及び実証（分類 A1）

体的には，定期保守時に発生する放射化機器や２次廃棄物

原型炉では線量率の観点からブランケット等の炉内機器の総量や核特性データを取得する．特に放射化機器に吸蔵につながる配管の切断／再溶接／検査作業は完全遠隔にてされるトリチウムインベントリや機器に付着した放射化タ行う必要があり，配管寸法や作業環境の観点で ITER でのングステンダストの特性及び総量に関わる実績データを取配管処理作業から大きな技術的な飛躍がある．同技術は原得する．また，廃炉時の廃棄物量に大きく影響する建屋内

型炉運転開始前までに確立されているとしても，原型炉ののトリチウムインベントリ及び放射化タングステンダスト

実環境下においても実証する必要がある．更に原型炉のブの拡散に関わる実績データを取得し，商用炉以降の廃炉時

ランケットの保守方法は，稼働率の観点から大型の集合体

における総廃棄物量の減容化に向けた保守方式検討に役立として炉内−ホットセル間を搬送する必要があり，ITER

てる．

における搬送技術からの技術的飛躍が大きい．このため炉ロ）放射化計算（線量，崩壊熱及び誘導放射能）の検証（分内取り外し・据付技術と合わせて重要と考えられる．この

類 A2）

大項目の技術の優先度分類は，運転開始前にフルスケール

定期保守時に発生した放射化機器をホットセルで保管すのモックアップにて要素開発と十分な検証が完了している

る際に機器の核特性データを取得し，放射化計算により求ことを前提に，実機の複合的な環境（冷態）で最終確認をめた核特性（線量，崩壊熱及び誘導放射能）を確認する．

行う項目を分類 A2，実機の高線量下（温態）で実証を行う②‐３ 原型炉で発生する放射性廃棄物減容化に向けた開発

項目を分類 A1 としている．特に実機の高線量下（温態）で
５５７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.11 November 2018

実証を行う項目は，原型炉環境下での実証が必要となる．

監視すべき機器は多数あるが，特に核融合炉固有の機器を

配管の切断／再溶接／検査技術では，電子機器の耐放射線中心に抽出した．状態監視すべきデータとしては，真空容性，放射線ノイズなどの影響を受けても所定の検査作業が器や超伝導コイルの変形量など，特に炉の安全性（バウンできることの確認や，照射により材料特性が変化しても実ダリの確保）に関わるデータの監視が重要である．同技術

現可能な切断条件，再溶接条件の取得，作業時に排出されの最終的な実証を実機で行い（分類 B2），実機高線量下る廃棄物の種類と容積，質量，放射能などが想定される．

（温態）で，超伝導コイルのNBIポートに近いコイルの中性

トリチウム拡散及び放射化ダストの飛散防止技術では，作子照射劣化データ，NBI の中性子照射によるイオン源への業手順における放射性物質の飛散量データ取得や使用機器

絶縁劣化影響，放射化影響，プラズマ計測設備の中性子照等の除染方法の実証データ取得など，実機の高線量下（温射劣化データなどのデータを運転時に取得する（分類 B1）．

態）でのみ実証できる項目に限定している．

③‐６ 稼働率向上に向けた保守交換技術の実規模試験（分実機の複合的な環境（冷態）での最終確認は，第１サイ類 B2）クルの冷態でのプラズマ運転後に放射化前のブランケット

原型炉では商用炉を見据えた稼働率向上のための保守交

セグメント及びダイバータカセットに対して，１セクター

換技術の実規模試験も重要となる．作業時間データや作業分（セグメント５つ，カセット３つ）で技術の確認を行う．

環境データ取得に基づく高効率な保守作業の運転や原型炉

各１セットはホットセルに残し，他は再び炉内への搬入作

運転段階に新たに開発された配管接続方法など鍵技術の先業の技術確認に利用し，同時並行作業が想定の場合はそれ進方法の試験運転も実施項目になる．実規模試験は，運転らも実証する．実機高線量下での実証は第２サイクル後の計画の後期サイクルで実施する．

全ブランケットセグメントおよびダイバータカセットに対して交換作業を通じて実施する．

６．
３ 各技術の運転計画③‐２ ダイバータ交換技術の最終確認（分類 A2）及び実証① 安全技術安全技術は，安全基準，要求，ガイドラインに従い実証（分類 A1）
ダイバータの交換技術に関しても，実証項目および分する必要があるが，基本的な技術は原型炉運転開始前まで

類，実証時期の考え方は前項①大型ブランケットセグメンに確立しておくことが必須であり，原型炉では実環境でのト交換技術の最終確認及び実証と同じである．運転開始前

最終確認およびデータ取得が主な実証内容となる．実環境にフルスケールのモックアップにて要素開発と十分な検証

で最終確認が必要な項目として，ディスラプション対応及が完了した技術に対し，実機の複合的な環境（冷態）で最び安全機器の真空容器，１次冷却系，トリチウム回収系に

終確認を行う項目を分類 A2，実機高線量下（温態）で実証

関連する安全系の機能確認を抽出した．また，データ取得

を行う項目を分類 A1 とした．ダイバータ交換においては，に関しては環境放射線モニタリング，従事者被ばく実績，

特にタングステンなどのプラズマ対向材のスパッタリング

トリチウム管理実績を項目として抽出した．ここでは，安による放射化ダストの除去技術が重要であり，原型炉にお全性を脅かすハザードとしてディスラプションに着目した

けるダスト量や除去作業環境から保守時間の算定に影響すが，崩壊熱などその他にもハザードが存在するので，事故ると考えられる．

シナリオを含め，どのような安全性機能確認が要求される③‐３ 炉内機器支持構造設計データ取得（分類 A2）かについては，今後さらに具体化する必要がある．なお，周辺環境等での線量率のバックデータ取得のため，原型炉

原型炉では ITER などの既存装置とは異なる電磁力，放射線環境での運転となり，構造健全性の確保の観点から，運転開始前から実績データ取得を開始している．

再溶接性，絶縁コーティング，摺動コーティングなどの炉② 放射性廃棄物処理技術

内機器支持構造設計データ取得も重要となり，同データはバックエンドである廃棄物処分技術についてはその特性

原型炉の運転の基盤となる．そのため，分類は A2 とし，原上，基本的な技術は原型炉運転開始前までに確立しておく

型炉運転中に継続的にデータを取得する．

ことが必須であり，原型炉では実環境下での最終確認およ③‐４ 保守機器の故障率等のデータ取得（分類 B1）

びデータ取得が目的となる．廃棄物減容化に向けた機器の原型炉では保守交換方式，作業環境も ITER と異なると再利用及び燃料のリサイクル技術に関しては，軽水炉でも想定される．そのため，原型炉の保守作業における故障率

実績が無く，原型炉での開発が必要になると推測される．

等のデータは商用炉を見据えた際に，非常に重要となる．

実環境下で最終確認が必要な項目としては，事前に策定

更に作業時間データや作業環境データは保守工程の最適された廃棄物管理シナリオの検証と確認である．廃棄物の化，保守間隔の延伸，保守時間の短縮など稼働率の向上に取扱施設であるホットセル，一次保管施設，廃棄体化施設，つながり，原型炉（実機）でなければ取得できない重要な再処理施設など，冷態環境で十分に検証し，その後，温態

データである．そのため，分類は B1 とし，原型炉の保守時

環境での運転が開始される．また，データ取得に関しては，は常にデータを取得する想定である．

プラントライフを通して，定期保守時や廃炉時に発生する③‐５ プラント設備の保守・状態監視技術の実証（分類 B2）

放射性廃棄物量や特性の項目，及び環境放射線モニタリン
グ，従事者被ばく実績，トリチウム管理実績を項目として及びデータの取得（分類 B1）構造（プラント）健全性の確保の観点から，プラント設抽出した．なお，廃棄物管理シナリオは廃棄物の核特性に備の保守・状態監視技術は必須である．プラント設備では基づいて策定されるべきであり，原型炉での運転計画があ
５５８

Special Topic Article

6. Technology of Safety, Rad-Waste Handling, Maintenance for DEMO Plant

Y. Someya and H. Utoh

る程度決まった段階で，改めて，管理シナリオや廃棄物の会受容性向上に直結しており原型炉運転開始早期から並行総量を再評価する必要がある．

して機器の再利用技術やトリチウム燃料生産に用いるペブ③ プラント保守技術

ル材のリサイクル技術の確立が商用炉に向けて重要となる．
③ プラント保守技術

実証項目の優先度分類に際し，大型ブランケットセグメ
ント及びダイバータの交換技術などの技術は，運転開始前

商用炉では，高い稼働率を維持することが必要不可欠でにフルスケールのモックアップにて各技術の要素開発と十ある．そのため，原型炉では保守時間短縮のための先進的分な検証が完了している前提で，実機の複合的な環境（冷な保守交換技術の実規模試験を運転後期のサイクルで実施

態）で技術の最終確認を行い，実機の高線量下（温態）でするとともに，プラント運転を長く，健全に維持するため技術の最終的な実証を行う想定である．

の基礎データを継続的に取得することも重要となる．

プラント保守技術として，ITER からの方式・技術的飛謝躍が大きい増殖ブランケット及びダイバータの定期保守交

辞

換技術の実証が重要な項目である．これらを原型炉で着実

本運転計画ワーキンググループの各サブグループ（安全に実証するためには運転開始前までのフルスケールのモッ

技術サブグループ，廃棄物処理技術サブグループ，プラン

クアップにおける各技術の要素開発と十分な検証，作業員

ト保守技術サブグループ）での会合においてご議論いただの遠隔保守作業の訓練等が必須である．そのため，原型炉

き，本稿の元となる報告書にご寄稿いただいた，功刀資彰の運転開始前までにこれらの技術開 発 が 完 了 す る よう先生，与能本泰介先生，青木 晃様，中村 誠様，柳原 敏先

R&D を計画的に進める必要がある．

生，鳥養祐二先生，近藤正聡先生，田中照也先生，浅野史
朗様，坂 成人様，村田幸弘様，角 舘聡様に感謝申し上げ

６．
４ 各技術における商用炉に向けた戦略

ます．

① 安全技術安全技術では一貫して述べたように原型炉運転中に得ら

参考文献

れる放射性物質の管理実績データ（計画値と実測値との比［１］D.J.Campbell, The ITER Research Plan, Town Meeting
IAEA Fusion Energy Conference (2012).
［２］K. Tobita et al., Fusion Sci. Technol. 72, 537 (2017).
［３］Y. Someya et al., Fusion Sci. Technol. 68, 423 (2015).
［４］M. Kondo et al., Plasma Fusion Res. 11, 2405077 (2016).
［５］H. Utoh et al., Fusion Eng. Des. 124, 596 (2017).

較分析を含む），ディスラプションの発生頻度データ，安全機器等の故障確率データを蓄積し，商用炉に向けた見通
しを得ることが重要である．
② 放射性廃棄物処理技術
廃棄物処理技術では，減容化に向けた開発が商用炉の社
表２

安全技術・放射性廃棄物処理技術・プラント保守技術の運転計画．

運転サイクル

建設・運転
準備段階

炉内放射線環境Cold

1 cycle（試運転）

2 cycle 3 cycle 4 cycle 5 cycle 6 cycle 7 cycle 8 cycle 9 cycleHot【安全技術】
環境モニタリング実績の取得
従事者被ばく管理
放射性物質及び放射線管理
炉心プラズマ・冷却系・発電系の安全性確認
真空容器の安全性確認
一次冷却系の安全性確認
トリチウム回収／処理系の安全性確認【放射性廃棄物処理技術】
処理施設での廃棄物管理シナリオの工程検証
定期保守時及び廃炉時に発生する廃棄物
特性の実績データの検証
放射化計算の検証
定期保守時で交換する機器の再利用技術開発【プラント保守技術】
大型ブランケットセグメント交換技術の実証
ダイバータ交換技術の実証
炉内機器支持構造設計データ取得
保守機器の故障率等のデータ取得
プラント設備の保守・状態監視技術の実証及びデータの取得
稼働率向上に向けた保守交換技術実規模試験

５５９10cycle以降

J. Plasma Fusion Res. Vol.94, No.11 (2018)５
６０‐５６１

小特集 核融合原型炉における運転計画と商用炉に向けた戦略

７．まとめ
7. Summary
日 渡 良 爾１，２）
HIWATARI Ryoji１，２）１）

原型炉設計合同特別チーム，２）量子科学技術研究開発機構（原稿受付：２
０
１
８年８月１
６日）

７．
１ 運転計画と原型炉概念との関係なる前に，真空開放を行い，第一壁・ダイバータ板の確認
ならびに，実機での遠隔保守最終確認，安全機器最終確認

ここまで，各課題項目の運転計画を解説してきた．今回作成した運転計画により原型炉の運用方法の具体的な検討を行う．プラントとしては，DD パルス運転での炉心調整が可能となった．この運転計画と原型炉概念は相補的な関運転後に DT パルス放電にて原型炉単独による発電実証係にあると考えられる．図１に示すように原型炉のミッ（送電は行わない）を行う．DT 定常運転では，徐々に非誘ションを具現化する原型炉概念と運転計画があり，運転計

導電流駆動割合を高めて最終的には完全非誘導電流駆動運画で想定された計画，例えば，パルス運転から定常運転へ転を実証し，定常的な発電を行う．

の移行方法を原型炉概念のパラメータで具体化するプラズ

次に２サイクルでは，１サイクルでの発電実績を踏ま

マ設計が必要である．また，逆に概念検討による結果，例

え，系統への送電（系統連係）を開始する．定常運転の長

えば，保守期間や交換サイクルを運転計画に適用し，定量時間化を図ると共に，ブランケットの増殖トリチウムを燃的な稼働率を運転計画として目標設定する必要がある．こ料サイクルに定常導入することで，トリチウム燃料の自己のような相補的な関係を保ちながら，原型炉概念と運転計

充足性について実証を行う
炉内機器の交換については，ダイバータを基本的に各サ画の完成度を高めていくことが今後必要である．

イクルで交換する．そのため，ダイバー タ カ セ ッ ト は

７．
２ 原型炉の運転計画全体

２セットを準備する．一方ブランケットに関しては，こち

表１に各課題項目の運転計画から主要項目について取りらも運転開始時には２セット用意して，１サイクル目に一まとめた全体の運転計画を示す．はじめにこの運転計画で部のブランケットセグメントを試験用に交換する．最初のの特徴としては，トリチウム燃料システムは，炉心が放電

ブランケットの全セグメント交換は２サイクル目に実施すする前に本格稼働状態とする点である．これは，炉心運転る．その後，２回目の全セグメント交換は４サイクル目に中にトリチウム燃料システムに不具合があれば，全ての運実施する計画とする．

転工程に影響を与えるという判断からである．

３サイクル以降に炉心プラズマについては，ダイバータ

１サイクルにおいては，H 放電，DD 放電，DT パルス定

熱負荷を 5 MW/m2 以下をめざした高不純物放射運転の開格放電，DT 定常定格放電と順次定格放電に向かって実証発を実施し，性能向上運転の実施ならびに運転点の最適化実験を進めていく．ここで，炉内放射線環境が HOT 状態にを７サイクルまでに完了する．その後，８サイクル目から後期ダイバータ（銅合金配管系を用いない F82H 配管系のみのダイバータ）を装荷し，炉内機器交換期間を１年毎から数年毎に延長することで稼働率向上をめざす計画となっている．

７．
３ まとめと今後の課題
現状検討されている原型炉の運転計画全体像では，原型炉のミッションである（１）発電実証を１サイクル，２サイ
ク ル 目 で 実 証 し，（２）ト リ チ ウ ム 自 己 充 足 性 に つ い ては，２サイクル目の定常プラズマの長期間運転において実
図１

証する．
（３）実用に供しうる稼働率については，寿命の長運転計画と原型炉概念の相補的な関係．

い後期ダイバータを装荷することで，７サイクル以降に実Joint Special Design Team for Fusion DEMO, National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology
author’s e-mail: hiwatari.ryoji@qst.go.jp

５６０!2018 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Special Topic Article

7. Summary

R. Hiwatari

証する計画となっている．最終的には，商用炉にむけた模をどの程度準備して，真空容器内や冷却水中のトリチウム

擬運転を実施し，実用化に向けた目処を得る計画となってインベントリ管理をどのようにすることで，定量的に燃料いる．

の自己充足性を把握するかといったこと．さらに，実用に今後の課題としては，今回提案された運転計画の実行性供しうる稼働率の実証に関しては，遠隔保守時間や供用中のある具体化と考える．図１に示したように原型炉の基本

検査時間の具体化による稼働率の定量化が必要である．

概念と運転計画を相補的な関係と考え，例えば，発電実証

そのためには，基本概念と運転計画間のフィードバックの観点からは，核融合出力をどのような制御方法で上昇さを行いながら，継続的に原型炉概念設計活動を進めていく

せるのか，パルス運転から定常運転にどのように移行させことが重要であると考えられる．

るのかといった制御手法の具体化といったこと．また，ト

最後に原型炉設計合同特別チーム運転計画 WG にご協力

リチウム充足性の実証の観点からは，初期装荷トリチウム

頂いた研究所・大学・産業界の皆様にお礼を申し上げます．

表１

今回検討された原型炉の運転計画の全体概要．
運転サイクル

機器・機能に関する分類項目トリチウム
炉心プラントダイバータ
炉心プラント
ダイバータ
ダイバータ
プラント保守炉心プラント
炉心プラント
安全性
ダイバータ
炉心プラント
炉心プラント
ダイバータ
トリチウム
炉心プラントブランケットブランケットダイバータ
炉心プラント
炉心プラズマ
トリチウム
トリチウム
炉心プラント
炉心プラントプラント保守炉心プラント
炉心プラント
炉心プラント
炉心プラント
トリチウム
トリチウム
ダイバータ
プラント保守
ダイバータ
プラント保守ブランケットプラント保守ブランケットプラント保守ブランケットブランケットブランケットトリチウム
ブランケットトリチウム
プラント保守プラント保守
安全性
廃棄物
廃棄物
炉心プラント
炉心プラント
炉心プラントダイバータ
炉心プラント
炉心プラント
炉心プラント

主な試験・実証項目
炉内放射線環境
トリチウムシステム試運転・本格運転
本格放電前試験（H 調整運転）
ダイバータ配位形成
HH パルス運転
非接触ダイバータ制御の事前実証
真空開放炉内状態確認
実機での遠隔保守最終確認
H-He パルス運転
H-mode 放電の実証
安全機器の動作確認
H-mode でのダイバータ配位形成
DD パルス運転
中性子発生量予測確認試験
ダイバータ配位と排気粒子制御の事前確立
DD 放電に対する燃料サイクルシステムの運転実証．DD 生成トリチウムの回収
DT パルス運転（単独運転での発電実証）
パージガスの流動確認充填体の健全性確認
供用中の筐体内部温度確認!加熱条件でのダイバータ配位形成の実証
核融合出力上昇試験
数時間パルスによる定格発電実証試験
DT パルス運転での燃料システム運転実証
ブランケットから燃料サイクルへのトリチ
ウム導入
DT 定常運転完全非誘導電流駆動運転の達成
実機・放射線下でのBLK/DIV交換技術の実証
定常運転の長期化（送電開始）
定常での H-mode 他各種放電特性の検証
長期運転の監視・制御技術
DT 定常運転による定格出力運転実証
DT 定常運転での燃料サイクルの運転実証
ブランケットからトリチウムを燃料サイクルへ定常導入．自己充足性の実証

建設・
1Cycle
運転準
（試運転）
備段階
Cold

2
Cycle

3
Cycle

4
Cycle

5
Cycle

6
Cycle
Hot

ダイバータ１セット目
ダイバータ２セット目
ブランケット１セグメント取り出し・交換
ブランケット全筐体取り出し・交換
１Cycle に取り出したブランケット筐体・材
料・充填材の試験
２Cycle に取り出したブランケット筐体・材
料・充填材の試験
トリチウムバランスの確認および定常運転
維持の確認
故障率データの取得
ホットセル内保守交換技術の確認実証
環境放射線・被爆管理
ホットセルで廃棄物管理シナリオ工程検証
廃棄物管理シナリオの実証
性能向上運転の実施
運転点最適化
稼働率向上期間（後期ダイバータ運転）
商用炉目標設定
商用炉模擬手法検討
商用炉模擬運転

５６１

7
Cycle

8
Cycle

9
Cycle

10
Cycle

10Cycle以降

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.11 November 2018!!
ひわたりりょう

小特集執筆者紹介

じ""かた

日 渡 良 爾量子科学技術研究開発機構六ヶ所核融合研究
所．研究分野は，核融合炉概念設計．１９９９年東京大学大学院工学系研究科博士課程中退．同
年電力中央研究所入所．核融合概念設計，エネ
ルギー社会需要性評価，電気自動車用交通シミュレータ開発，軽水炉過酷事故解析を経験し，現在に至る．その他，東京大学・東京都市大の客員准教授にて教育活動，プラ核・広報委員会にてアウトリーチ活動の経験もあり．
ざき

すぐる

増 崎

貴

むら

よし

なり

とう

ひろ

やす

宇 藤 裕 康量子科学技術研究開発機構 六ヶ所核融合研
究所 核融合炉システム研究グループ 主幹
研究員．２
０
０
９年東北大学大学院博士後期課程
修 了．博 士（工 学）．主 な 研 究 分 野 は，炉 構
造・遠隔保守設計，超伝導コイル設計を中心とする核融合炉
システム設計．
「原型炉設計合同特別チーム」所属．アウト
リーチ活動に携わることも増え，どうしたら核融合の魅力を多くの人に伝えられるか，まずは身近な家族を対象に実験中．

１
９
６
７年生まれ．１
９９
５年に名古屋大学大学院工学研究科博士後期課程修了．核融合科学研究所・教授．研究分野は周辺・ダイバータプラ
ズマ物理およびプ ラ ズ マ・壁 相 互 作 用 研 究で，主として核融合研の大型ヘリカル装置における実験研究を行っている．
かわ

かず

九州大学大学院総合理工学研究院エネルギー科学部門准教授．専門分野は，核融合工学，ト
リチウム理工学．箱崎から伊都へと移転した
トリチウム実験室も漸く片付いてきました．
今後もトリチウムを活用した研究と教育を積極的に行っていきます！旧温泉郡中島町出身．みかんが美味しい島です．是非
ご賞味あれ．
うますやま

片 山 一 成のり河 村 繕 範

そめ

や

よう

じ

染 谷 洋 二

平成６
（１
９
９
４）
年，九州大学大学院工学研究科を学位取得の上修了し日本原子力研究所 入所，トリチウム工学研究室（現，量子科学技術
研究開発機構トリチウム工学研究グループ）
にて核融合炉ブランケットにおけるトリチウムの研究に携わ
る．平成２
６
（２
０
１
４）
年，ブランケット工学研究グループのグルー
プリーダーに就任．ITER テストブランケット 計 画 に お いて，日本の TBM のリーダーとして設計製作を主導 し て いる．出身地の赤いヘルメットの球団が最近強いのでちょっと嬉しい．

量子科学技術研究 開 発 機 構・核 融 合 エ ネ ル
ギー研究開発部門・核融合炉システム研究開発部，主任研究員．２
０１
０年に東京都市大学大学
院工学研究科・後期博士課程を修了（博士（工学））．主な研究分野は核融合原型炉の炉内機器設計，発生す
る放射性廃棄物の管理方針並びに安全性に関する研究に従事しています．５月に二女が生まれ，二人の娘の成長に驚きつつ癒される毎日です．

５６２