J. Plasma Fusion Res. Vol.94, No.8 (2018)３
８５‐３９３

解説

先進的ろう付接合法を用いたタングステン／銅合金
ダイバータ受熱機器の開発
Development of the Divertor Heat Removal Component with W and ODS-Cu
by the Advanced Brazing Technique
時谷政行
TOKITANI Masayuki
核融合科学研究所（原稿受付：２
０
１
８年３月１
９日）

DEMO炉や将来の核融合炉のダイバータ受熱機器には，高熱流束に耐え得る様々な概念の設計が検討されている．その中でも，タングステンをアーマー材料に，銅合金をヒートシンクあるいは冷却管材料とした設計（タングステン／銅合金ダイバータ）は，これまでの開発・製造および使用実績から考えて，現在最も信頼できる概念の一つである．一方で，タングステン／銅合金ダイバータ受熱機器を核融合炉に適用するにおいては，「銅合
金の中性子照射効果の理解と整理」，「最適な銅合金の選定及び開発」，「タングステンと銅合金の信頼性のある接合技術の開発」が未だ解決できていない課題として残されている．本解説では，これらの課題解決に対する現段階での研究開発実績を，主に核融合科学研究所での核融合工学研究プロジェクトの研究成果を基に解説すると同時に，プロジェクト研究で生まれた信頼性のある接合技術である「先進的ろう付接合法」によるタングステン／
銅合金ダイバータ受熱機器の開発について紹介する．
Keywords:
fusion reactor, divertor, copper alloy, tungsten, brazing, radiation effect, heat removal

１．はじめに仮定しても，ダイバータ受熱機器への総熱負荷は 500 MW

ダイバータは核融合炉のプラズマ対向機器の中で唯一，となる．例えば，核融合科学研究所で設計が進められてい閉じ込め磁場周辺の磁力線と積極的に交差する位置に設置

るヘリカル型核融合炉（FFHR-d1）では，上記の見積もりされ，核融合反応を持続させるための重要な役割が二つ与により，ダイバータ受熱機器の平均熱負荷は 10 MW/m2

えられる．一つ目は，磁力線に沿って入射する荷電粒子をを 超 え る こ と が わ か っ て い る［１‐５］．一 方，ト カ マ ク

中性化し，その中に含まれる不純物ガスを排気ポートに導DEMO 炉の場合，ダイバータ・ストライクポイントの総延くことで，プラズマの純度を保つ役割．二つ目は，入射す長距離がヘリカル型核融合炉と比較して単純に約 1/10 以る荷電粒子が表面に衝突する際に粒子の持つ運動エネル下となるため，単位面積当たりの熱負荷値は，ヘリカル型

ギーがダイバータ表面で熱に変換されるため，その熱を取核融合炉よりも厳しい条件となる．そのため，日本原子力

り除く役割，である．本解説では，一つ目の役割について

研究開発機構（現量子科学技術研究開発機構：QST）を中は他の書物に譲るとして，二つ目の役割，つまり，「ダイ

心 に 行 わ れ た 核 融 合 出 力 3 GW の ト カ マ ク DEMO 炉

バータ受熱機器」としての役割について，現状の課題と最SlimCS では［６，７］，ダイバータ周辺領域での放射損失によ新の研究開発状況を紹介する．

る冷却を９０％程度のレベルに設定することを必要条件とし

まず，核融合炉におけるダイバータ受熱機器にどの程度て，10 MW/m2 程度のダイバータ熱負荷を目指す設計が進の除熱性能が要求されるのかについて，一般的な見積もりめられた．また，近年では，核融合出力を 3 GW レベルからを行う．1 GWの定常核融合利得を得るには，３３％のエネル

1.5 GW レベルに下げることで，ダイバータを含めた周辺プ

ギー変換効率を仮定した場合，約 3 GW の核融合出力が必

ラズマ領域へ流入する総熱量（ダイバータ受熱機器への総要となる．利用する核融合反応は熱負荷に相当 す る）を 300 MW 以 下 に 制 限 す る と 同 時に，ダイバータ領域での放射損失による冷却設計を見直

D＋T→4He（3.52 MeV）
＋n
（14.06 MeV）

し，ダイバータ受熱機器への熱負荷を 10 MW/m2 以下に維持するトカマク DEMO 炉の設計も検討されている［８］．

であるとする と，全 プ ラ ズ マ 対 向 機 器 へ の 総 熱 負 荷は
3 GW×3.5/（14＋3.5）〜600 MW となる．このうち，プラズ

ここまでの話で，定常状態において，ダイバータ受熱機

マのコアおよび周辺部で 100 MW 程度が放射損失されると器が要求される除熱性能が理解されたと思う．次に，熱をNational Institute for Fusion Science, Toki, GIFU 509-5292, Japanauthor’s e-mail: tokitani.masayuki@LHD.nifs.ac.jp

３８５!2018 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

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

取り除くための受熱機器設計の話に移る．近年のトカマクあり，銅合金（例えば，CuCrZr）の降伏強度 %"〜400 MPa

DEMO 炉のダイバータ受熱機器設計では，プラズマと直接と比較して十分に低い値である．CuCrZr の熱伝導率は Cu

接触するアーマー材料にタングステンモノブロック，そのと 大 き く 変 わ ら な い た め，銅 合 金 を 使 用 す る こ と で中心部に熱伝導率の高い銅合金（CuCrZr）
製の冷却管を接10 MW/m2 以上の熱負荷を想定したダイバータ受熱機器の合する組み合わせ（タングステン／銅合金ダイバータ）が設計が可能となる．この結果を招く根本的な理由は言うま計画されている［８‐１０］．この組み合わせは，フランスのサでも無く，RAFM と Cu や銅合金（例えば，CuCrZr）とのンポ ー ル・レ・デ ュ ラ ン ス に て 建 設 が 進め ら れ て い る

熱伝導率の差である．核融合炉のダイバータ受熱機器のITER（国際熱核融合実験炉）のタングステン／銅合金ダイ

ヒートシンク（ダイバータヒートシンク）もしくは冷却管バータで採用されている構造を踏襲したものである（ダイバータ冷却管）材料には，耐中性子負荷特性の観点か［１１，１２］．ここで気が付くのは，ITER のみならず，中性子

ら見ればRAFMを選択したいところではあるが，上述の見照射環境がさらに苛酷になる DEMO 炉において，なぜ，耐積もりから熱設計として成り立たないため，銅合金（例え

中性子負荷特性に有利な低放射化フェライト鋼（RAFM:

ば，CuCrZr）製ヒートシンク（もしくは冷却管）材料でのF82H など）製冷却管での設計［６］が姿を消しつつあり，逆設計が主流になっている．また，ITER のダイバータ受熱に不利とされている銅合金（CuCrZr）製の冷却管での設計

機器では，熱負荷として，最大 20 MW/m2 に１０秒間耐えるが主流になっているのか，という点であろう．その答えのことが要求されている［１１，１２］．図１の結果を見ると，この一端が図１によって理解される．図１（a）は，２種類の厚さ要求を満たすには，CuCrZr 製冷却管が必須であったことの RAFM と Cu 板 材 表 面 に 定 常 熱 負 荷 を 入 力 し た場 合が示唆される．

に，入力熱負荷に応じて各材料内部に生じる入熱面（表面）

ここまでで，ダイバータヒートシンク（もしくは冷却管）と冷却面（裏面）の温度差（#!）の計算例である．計算に用に銅合金を使用する必然性が理解されたと思う．その背景いた各種パラメータを表１に示す．例えば，10 MW/m2で，核融合炉でのダイバータ受熱機器設計では，最適な銅の熱負荷では，1〜1.5 mm の厚さの Cu で #!!50℃ となる合金の選択が次なる課題となるであろう．というのも，のに対し，RAFM では 1.0 mm で #!"300℃，1.5 mm でITER で採用された CuCrZr が DEMO 炉や将来の核融合炉#!"500℃ となる．これらの場合で，材料内部に生じる熱において最適な選択であるとは現段階では言えないからで応力を完全拘束の条件で計算した例を図１（b）に示す．図ある．どのような銅合金を選択するべきかについては，新中の式にある E はヤング率［Pa］，$は熱膨張係数［1/K］
でたな銅合金の開発を含めて議論の余地があるが，商業ベーある．RAFM の降伏強度（%"）は 500 MPa 前 後 で あ るが，スで入手可能な一般的な素材では，CuCrZr に代表される

10 MW/m2 で600 MPaを上回る内部応力が生じることとな析出強化型銅合金（PH-Cu），GlidCop!に代表される酸化る．完全拘束条件はかなり厳しい条件設定ではあるが，実物分散強化銅（ODS-Cu）が候補として考えられる［１３］．

際には 1 mm ほど薄い厚さの冷却管の使用は考えられない

ITER で CuCrZr が採用された経緯には，ODS-Cu の低い破ため，現実的に 10 MW/m2 以上では使用できないことがわ

壊靱性値への懸念が影響しており［１４］，特に中性子照射環

2かる．一方，Cu の場合には，20 MW/m で 100 MPa 程度の境下においては，室温〜300℃ 程度までの幅広い温度範囲

熱応力に抑えられる．この値は純銅の降伏強度（%"）程度でで，破壊靱性値の顕著な劣化が問題視されている［１５，１６］．
一 方 で，CuCrZr は 中 性 子 照 射 の 有 無 に よ ら ず，一 度〜400℃ の温度を経験すると急激に強度が低下し，焼きな
まし→溶体化クエンチ→時効処理を施さなければ二度と元の強度に戻すことはできない［１３］．ダイバータ受熱機器として使用開始した後では，強度回復の熱処理が不可能であることは言うまでも無い．この性質は，ダイバータヒート
シンク（もしくは冷却管）として運用するにおいて十分な
温度マージンを確保できないというデメリットである．さらに，タングステンとのろう付熱処理時には，最後に必ず融点近傍からのガスによる急速冷却行程が必要となり，ダ

図１ （a）
厚さ 1 mm と 1.5 mm の RAFM および Cu 板材表面に定常熱負荷を入力した場合，入力熱負荷に応じて各材料内部に発生する入熱面（表面）と冷却面（裏面）の温度差．（b）
入力熱負荷に依存して発生する表面と裏面の温度差から誘起される厚さ 1 mm の RAFM および Cu 板材の内部熱応力［３］．

イバータ受熱機器構造体（タングステン母材，銅合金母材，タングステン／銅合金の界面）に望まれない熱歪みの影響を与えかねない．これに対して，先に述べた ODS-Cu の代
表的な素材である GlidCop!は，本来の強度が CuCrZr よりも高いだけでなく，たとえ融点近傍（約 1000℃）まで温度

表１

図１の計算で用いた各種パラメータ．

Thermal conductivity [W/m・K]
Young's modulus [GPa]Coefficient of thermal expansion [μ/K]

RAFM
30
200
10

上昇したとしても，温度が下がれば元の強度がほぼ維持される特性を有している．この特性は，ダイバータの安全性

Cu
350
120
16.5

確保だけでなく，タングステンとのろう付熱処理時の最終冷却速度を極限まで遅くでき，望まれない熱歪みの影響を極力排除できるという利点に繋がる．もしも，中性子照射
３８６

Commentary

Development of the Divertor Heat Removal Component with W and ODS-Cu by the Advanced Brazing Technique

M. Tokitani

量の制御や急激な熱応力発生の抑制などの工夫により，破

示す［４，
１３，
１７‐２４］．この表からわかるように，まず，銅合壊靱性値への懸念が緩和されれば，GlidCop!に代表される

金が中性子負荷に対して弱いとされる要因は，0.1−1 dpa

ODS-Cu のダイバータヒートシンク（もしくは冷却管）へ程度で訪れる照射誘起硬化／軟化にある［１３，１７‐１９］．材料の適用の道が見出せることとなり，ダイバータ受熱機器開が機械的健全性を保つためには靱性の確保が重要である

発の自由度が広がる可能性が考えられる．

が，照射誘起硬化／軟化は靱性の低下を招く主要因であ!

本解説では，GlidCop に代表される ODS-Cu が持つ上述

る．銅合金は，面心立方格子（fcc）のマトリクスであるがしたような優位性を再び見直して利用するアイデアから端故に潜在的に優れた延性を有しているが，析出あるいは分!

を発し，タングステンと銅合金（GlidCop ）のこれまでに散されたナノレベルの強化粒子が平均的にマトリクス中のない信頼性のある接合技術である「先進的ろう付接合法」

加工転位の動きの障害物となることで高い強度も兼ね備えを開発した経緯を，以下の章立てにおいて述べる．まず，ている．照射誘起硬化は，マトリクス中に飽和状態まで形

第２章では，銅合金が中性子照射損傷を受けた場合の具体成された転位ループや積層欠 陥 四 面 体（SFT: Stacking

的な材料の特性劣化機構について解説し，核融合炉のダイ

Fault Tetrahedra）などの点欠陥集合体が加工転位の動き

バータヒートシンクにおける最適な銅合金選択の考え方

を不均一に阻害し，均一変形能力が失われることで発生すと，選択した銅合金をできるだけ長期間使い続ける方策にる［１８］．つまり，外部から変形応力が印加されたとしてついて解説する．第３章では，「先進的ろう付接合法」にも，点欠陥集合体密度が高く，それらによって動きを阻害

ついて，開発の経緯とその特 長 を 述 べる．第４章では，された加工転位が存在する領域（マトリクス）からは，フ「先進的ろう付接合法」により製作した小型ダイバータ受

ランクリード機構による新たな加工転位の生成が抑制され熱機器試験体（小型ダイバータ試験体）の除熱性能試験結るため，点欠陥集合体密度の低いマトリクスだけで加工転果について述べる．最後の第５章では，本研究内容をまと位が可動・生成することになる．この場合，降伏点以降のめ，今後の展望について述べる．

応力−歪み曲線は加工硬化を示さず，加工（変形）量の増加とともに応力の減少が生じることとなる．これに対して２．銅合金の選択と中性子照射効果

照射誘起軟化は，分散強化粒子が中性子照射によって粗大核融合炉のダイバータヒートシンク材料として候補に挙化することに加え，照射誘起再結晶により転位密度や分散げられる銅合金は，第１章で述べたように PH-Cu および

粒子密度までもが減少することで，加工転位の障害物とな

ODS-Cu に分類される．核融合炉の中性子照射環境下におるものが失われることに起因して発生する［１３］．照射誘起

いて，銅合金の使用限界照射量を定量化することは極めて硬化／軟化は温度に敏感であり，その境界温度は表２に示

難しい．なぜならば，照射欠陥の形成には中性子のエネル

した通り CuCrZr で約 280℃，GlidCop!で約 300℃ である．

ギースペクトルが影響を及ぼすが，当然ながら核融合炉環

つまり，中性子負荷を受ける温度が境界温度よりも下であ境を再現できる中性子照射場は現時点で存在しないからでれば照射誘起硬化が生じ，上であれば照射誘起軟化が生じある．一方で，原子炉などの中性子照射施設を利用した基るというわけである．GlidCop!の場合，分散強化の目的で礎研究は，特に１９８０〜１９９０年代をピークとして実施されて用いられるアルミナ（Al2O3）が CuCrZr 中の析出物よりもきており［１３］，それらの基礎研究データを参照すること

中性子照射に対して安定であるため，照射量増加に伴う照で，核融合炉における使用限界照射量を以下のように４つ

射誘起軟化の発生が，CuCrZr と比較して緩やかであるこの物理特性変化に分類しつつ，ある程度定量的に把握するとが報告されている［２４，２５］．この事実から考えると，高温ことが可能である．基礎研究データによると，中性子照射

下で照射誘起軟化を抑制したい場合には CuCrZr よりもにより銅合金に現れる物理特性変化は，①照射誘起硬化／

GlidCop!の方が有利であると言える．

軟 化［１３，
１７‐１９］，② 核 変 換 ヘ リ ウ ム に よ る 照 射 脆 化

照射誘起硬化／軟化の次に問題となる照射限界は順に，［２０，２１］，③核変換生成物による熱伝導率の低下［２２］，④6 dpa 程 度 で 訪 れ る 核 変 換 ヘ リ ウ ム に よ る 照 射 脆 化

ボイドスウェリング［２３，２４］，に大別できる．①，②，③，［２０，２１］，10 dpa 程度で訪れる核変換生成物による熱伝導④の順に，低照射量から高照射量まで dpa で規定される各率の低下［２２］，100 dpa（ピーク温度：〜400℃ にて）程度

限 界 照 射 量 が 存 在 す る．ODS-Cu（GlidCop!），PH-Cu

で訪れるボイドスウェリング［２３，２４］，となる．機械的な（CuCrZr），Pure-Cu の①〜④の限界照射量（dpa）を表２に健全性を保った状態で使用を続けたい場合，照射誘起硬

表２

中性子照射に伴う ODS-Cu，PH-Cu，Pure-Cu の各種物理特性変化の限界照射量と照射誘起硬化／軟化の境界温度
［４，
１
３，
１
７
‐
２
４］
．

Materials

Yield
Threshold temp. of Dose limit for
Dose limit for
Embrittlement Degradation of the
Void swellingstrength at radiation-induced
radiation-induced radiation-induced by transmuted thermal conductivity by properties
room temp. hardening/softening hardening
Hetransmutation products
softening

GlidCop! ＞400 MPa（ODS-Cu）

３００℃〜0.2 dpa

１〜2 dpa(slowly)

CuCrZr（PH-Cu）＞400 MPa

２８０℃〜0.2 dpa〜1 dpaPure-Cu〜60 MPa---〜0.1 dpa

---

３８７

6 dpa
@350℃
(assumed at
40appm limit
with
7appm/dpa)

20%(10 dpa)

100dpa @400℃
below 1%20%
(10 dpa)

100dpa @400℃
below 2%20%
(10 dpa)

50dpa @400℃
25%

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

化／軟化の限界照射量である約1 dpaが使用限界となるが，粉末をメカニカルアロイング（MA）とその後の熱間等方

この特性には先に述べたように温度依存性（境界温度）が圧加圧法（HIP）により合金化する方法が提案され，最適化!

あ る こ と が わ か っ て お り，GlidCop の 場 合 で あ れ ば，に向けた改良が進められている［２８］．このような素材開発

300℃ に維持した状態で温度変動無く使用することができ過程において，GlidCop!を凌ぐ素材が開発されることがあれば，照射誘起硬化と軟化がバランスし，原理上は 1 dpa

れば，高性能でかつ安全性の高いダイバータ設計に大きくを越えても使用限界に達しないと考えられる．以上のこと

貢献することになるであろう．

から，核融合炉でのダイバータヒートシンクの銅合金にはGlidCop!を使用し，できる限り 300℃ を維持することが好

３．先進的ろう付接合法

ましい方法の一つであると言える．この調査結果を踏まえ３．
１ ヘリカル型核融合炉（FFHR-d1）の基本ダイバータ構造て，核融合科学研究所で設計が進められている FFHR-d1

FFHR-d1 は，核融合科学研究所の核融合工学研究プロのダイバータヒートシンクでも，GlidCop!を 300℃ に近い

ジェクトを中心に設計および R&D が進められている．ダ

温度で使用することが，基本オプションとして提案されてイバータ受熱機器の構造は，平板のタングステンアーマー

いる［４］．特に，FFHR-d1 では，ダイバータ受熱機器をブラ

タイルを２章で述べた GlidCop!製のヒートシンクに接合

ン ケ ッ ト の 背 後 に 設 置 す る こ と で，低 い 場 所 で はする方式を基本オプションとしている［３，４，２９］．GlidCop!

〜0.1 dpa/year まで中性子負荷を抑制できる設計が取り入には，アルミナ添加量が異なる素材がいくつか製造されてれられており［２６，２７］，トカマク炉のダイバータ冷却配管

いるが，現段階では熱伝導率を優先させて，アルミナ添加用銅合金で予測されている２‐6 dpa/year［８］と比較して機量が 0.3 wt％の AL-15 グレードを採用している．平板タン

械的健全性の寿命を延ばせる可能性がある．中性子照射をグステンアーマー構造を候補とした理由は，複雑な３次元受けた後の ODS-Cu で生じると考えられる破壊靱性値の低形状のヘリカルダイバータへの適用に向いていること，大下については依然として懸念材料ではあるが，ヘリカル型

部分が銅合金となり，除熱に有利であること，ヘリカル型

核融合炉は潜在的にディスラプションの無い運転が可能で核融合炉であるが故にディスラプションが無く，熱衝撃にあるため，設計の工夫なども取り入れてできる限りその懸より平板タングステンアーマーが脱落する危険性が少ない

念を回避したいと考えている．

こと，などが挙げられる．

一般的には，0.1−1 dpa 程度が銅合金の使用限界として現在製作が進められている ITER のタングステン／銅合考えられているが，一方で，銅合金の中性子照射下での使金ダイバータでは，国内実施機関（JADA）が担当する外用におけるチャレンジングな考え方としてここで述べてお側ターゲット部（OVT）においては，タングステンモノブ

きたいことは，「照射誘起硬化／軟化による機械的健全性

ロックに予め接合されている無酸素銅（Cu）緩衝層内部の劣化が銅合金の使用限界と捉えるべきかどうか？」であに，ろう材と CuCrZr 冷却管を挿入することで接合される．

る．つまり，ダイバータ受熱機器の支持や応力緩和構造な

OVT 受熱部の代表的なタングステンモノブロックの寸法

どは耐中性子負荷特性に優れた低放射化フェライト鋼で担は幅 27.8 mm，高さ 28 mm，軸方向厚 さ 12 mm で あ り，保し，銅合金はヒートシンクとしての役割に徹するという

CuCrZr 冷却管は外形 15 mm，内径 12 mm である［１１］．こ考え方に立てば，照射誘起硬化／軟化の問題は無視できるの無酸素銅（Cu）緩衝層は，ろう付接合時の高温熱処理時ことになり，中性子負荷による使用限界は，核変換ヘリウ

およびその冷却過程で熱膨張率の違いにより接合部に生じムによる照射脆化が訪れる 6 dpa 程度まで許容されること

る残留応力の緩和を目的としたものであり［３０］，直接鋳造となる．さらに，核変換ヘリウムによる照射脆化も照射誘法などの接合技術を用いて事前にタングステンモノブロッ

起硬化／軟化と同様に，機械的健全性に係る問題であるとク 側 に 接 合 さ れ て い る．ろ う 材 は Ni-Cu-Mn 合 金 系 箔

包括的に捉えるならば，核変換生成物による熱伝導率の低（NiCuMan-37，融点：925℃）が使用される．CuCrZr は析

下が訪れる10 dpa程度まで使用限界を拡大することができ

出強化型の銅合金であるため，ろう付温度 980℃ に保持しるかもしれない．加圧水を使用する場合には，配管に印加た後，1℃/s 以上の冷却速度で冷却の後，480℃ で時効処理

される水圧も考慮する必要があるため，6 dpa や 10 dpaが行われる［１１］．

に使用限界を定めるのは少々極端な飛躍であるかもしれな

３．
２ ろう付試験体の製造

いが，中性子照射に伴う材料学的な問題を定量的に認識

FFHR-d1 の平板タングステンアーマー構造に おいてし，ダイバータ受熱機器の設計にフィードバックすることも，GlidCop!製ヒートシンクとの接合にはろう付を採用す

は，ダイバータ設計の幅を拡げる重要な方策である．

るが，銅合金の種類が異なることと，核融合炉では無酸素

一方で，ダイバータヒートシンクに適用可能なGlidCop!

銅（Cu）緩衝層の使用は中性子負荷の観点からできるだけ以外の ODS-Cu の素材開発を現時点で行っておくことも重避ける必要があり，３．
１節で述べた ITER のろう付接合技術要である．GlidCop!素材は，アトマイゼイションによる内をそのまま適用することはできなかった．そこで本研究で部酸化・還元過程により作成されたアルミナ（Al2O3）混入は，信頼性のある接合技術である「先進的ろう付接合法」の Cu 素材粉末をカプセルに封入し，熱間押し出しとそのを新た に 開 発 し た．図２に，本 接 合 法 の 構 造 概 念 図 を後の冷間圧延工程を経て生成される．これに対して，例えITER の外側ダイバータターゲット部（OVT）と比較してば，核融合科学研究所の核融合工学研究プロジェクトで開示す［１１］．（実際の ITER ダイバータはタングステンモノ

発中の ODS-Cu では，Cu 素材粉末と Al 粉末あるいは Zr

ブロックとパイプ形状の CuCrZr を使用しているが，本概３８８Commentary

Development of the Divertor Heat Removal Component with W and ODS-Cu by the Advanced Brazing Technique

図３
図２ （a）ITER の外側ダイバータターゲット部（OVT）に採用されるろう付接合構造［１１］と，（b）
本研究で開発した「先進的ろう付接合法」の構造概念図．（実際の ITER ダイバータ
はタングステンモノブロックとパイプ形状の CuCrZr を使用しているが，本概念図では比較説明のため，平板形状に単純化している．
）

M. Tokitani

先進的ろう付接合法で用いるろう付熱処理過程［４］．

傍の走査型電子顕微鏡（SEM）像を図５に示す［４］．図５（a）で は，接 合 界 面 の 左 側 が タ ン グ ス テ ン，右 側 がGlidCop!である．全体 SEM 像中の上方にある長方形の窪みは，断面の詳細観察のため，集束イオンビーム加工観察

念図では比較説明のため，平板形状に単純化している．）

装置（FIB）により微細加工を施した領域である．FIB で加図からわかるように，ITER 構造との大きな違いは，無酸工を施した領域の接合界面近傍の拡大 SEM 像を同時に示素銅（Cu）緩衝層を必要としないタングステンと銅合金のしている．これらの SEM 像から，マイクロレベルにおいて

ろう付接合（直接ろう付接合）であり，これが 先進的 とも亀裂や空隙の無い緻密な接合界面であることがわかる．

表記する最大の理由である．直接ろう付接合の利点は，先また，驚くべきことに，タングステンと GlidCop!の結晶粒に述べた耐中性子負荷特性の観点に加え，異種材料の接合が互いに入り組んでおり，あたかも当初から連続していた点数と接合面積が減ることによる熱伝導性能の向上や製造材料であるかのように見える．ここで気になることは，タ

コスト削減が挙げられる．この直接ろう付接合法を実現す

ングステンと GlidCop!の間に挿入されていた BNi‐６ろう!

るための第一条件は，①銅合金に ODS-Cu である GlidCop

材はどこに行ったのか，そして，なぜタ ン グ ス テ ン と（Cu-0.3 wt%Al2O3）を用いること，②ろう材に Ni-P 系のGlidCop!の界面が結晶粒レベルで緻密に入り組んだ接合

BNi-6（Ni‐１１％P）を用いること，である．BNi-6 ろう材の構造となれたのか，という点である．それを確かめるため

厚さは 38 μm が最適である．第二条件は，第一条件を満たに，FIB 加工領域に対してエネルギー分散型 X 線分析装置した上で，真空中で③図３のろう付熱処理を行うことであ（EDS）の元素マッピング機能により組成分析を実施した．

る．この熱処理には，図中に示すように，（１）960℃ のろう

その結果が図５（b）である．見てわかるように，タングス付接合温度で，（２）
１０分間保持した後，（３）自然炉冷却で長テン中には特に 目 立 っ た 元 素 侵 入 は 認 め ら れ な い が，い時間を掛けて 100℃ 以下まで冷却させるという３つの要

GlidCop!側にはタングステン（W）に加えて BNi‐６ろう材の素があり，これらを満たすことが良好な接合界面を得る必成分である Ni，P が侵入・分布していることが明らかに要条件となる．960℃は先に述べたITERのろう付接合時のなった．Ni，P の主要な分布深さは〜120 μm，深い場所で温度よりも 20℃ 低い温度であるが，BNi-6 の融点は 875℃

はその数倍以上の深さまで達しており，固体中の移動としで あ り，ろ う 付 温 度 と し て は 十 分 に 高 い 温 度 で あ る．

ては長距離なものである．可能な移動機構としては二つの

CuCrZr の場合は，材料全体をできる限り融点（約 1100℃）説が考えられる．一つ目の説は，主に結晶粒内を単純に拡に近い温度で均一保持した後，急速冷却で室温近傍まで降散した説である．例えば，文献値より Cu 中の Ni の拡散係

下させなければ必要な強度が得られないため，（１）〜（３）の数を仮定し［３１］，図３の熱処理過程中の Cu 中への Ni の拡要素を取り入れることはできない．一方で，タングステン

散深さを見積もると，EDS で検出された深さ程度の単純拡と銅合金は熱膨張率が異なるため，「（１）できる限り低い温散が起きても全く不思議では無い．二つ目の説は，移動後度」で「（２）短時間のろう付熱処理」，その後は「（３）遅い冷却速度」であるほうが，接合界面への望まれない熱応力の発生を回避することが可能となる．このように考えると，失敗することなく，健全な接合界面を得るにおいて，図３の熱処理過程は理にかなっていることが理解されるであろう．本研究での試験体製造では，960℃ から 100℃ 以下までの冷却時間を４８時間程度確保している．
３．
３ 接合部の微細構造
以上の方法により製造されたタングステンと GlidCop!
の直接ろう付接合部（W/BNi-6/GlidCop!）の写真を図４に示す［４］．極めて薄く，巨視的な欠陥が無い良好な接合層が形成されていることがわかる．同時にろう付熱処理を行った３体全ての試験体において，同様な接合部が得られ
図４ている．接合部のより詳細な組織観察のため，接合界面近３８９W/BNi-6/ GlidCop!のろう付接合部付近の写真［４］．

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

図５ （a）
ろう付接合部の SEM 像．接合界面（Bonding interface）の左側がタングステン（W），右側が GlidCop!．SEM 観察領域の上側は FIB で加工した断面観察用の領域．接合界面付近の断面観察領域を拡大表示した SEM 像を同時に示している．（b）
FIB で加工した領域の全体 SEM 像と対応する EDS 元素マッピング像［４］．

のNiやPは塊で存在するものもあれば結晶粒内に拡散して過程を経て，接合層がほとんど認められないタングステン

存在するものも認められることから，液層になったろう材と GlidCop!の真の直接接合界面が得られる結果 となっ!

成分（Ni，P）が GlidCop 中の結晶粒界に優先的に侵入し，た．この事実も，本接合手法を

毛細管現象を伴って深部まで拡散した説である．粒界拡散の一つである．両材料が緻密に入り組んだ直接接合界面がの末に辿り着いた先で塊となったものもあれば GlidCop!

得られたことは，後に述べる機械的強度特性や熱伝導特性

結晶粒中に粒内拡散して留まったものもあるのではないか

にとって大きな利点となった．

!

先進的と表記する理由３．
４ 接合継手の機械的強度特性と考えられる．タングステンとGlidCop の界面が結晶粒レ
ベルで緻密に入り組んだ接合構造となれた理由は，ろう材接合部の機械的強度特性評価（継手強度評価）を行うた

成分の P が Cu 中に固溶することで共晶反応を伴う Cu の融めに，ブロック状の接合試験体から接合界面を中心に点降下が 生 じ，界 面近 傍 の GlidCop!素 材 が 僅 か に溶融

36×5×1.5 mm3 の試験片を切り出し，図６（a）で模式的にし，タングステン素材側の凹凸に柔軟に馴染むことで，緻図示するように，接合層に対して３点曲げ試験を実施し密に入り組むことが可能となったのではないかと推察された．（この図では接合層を強調するように厚めに描いている．融点降下を引き起こした後のろう材成分は，上述したる．）６本の試験片（No.1−6）の室温時の応力−歪み曲線!

移動機構によりGlidCop 深部まで拡散したため，接合界面を図６（b）に示す．多くの試験片で 200 MPa 近傍の最大強近傍にはほとんど残留しなかったことになる．当初の計画度が得られているだけでなく，明瞭な降伏点も確認できでは，図２（b）に示すように BNi‐６ろう材が界面に残る形

る．一般的に，ろう付接合界面は脆性であると予想され，での直接ろう付接合を想定していたが，実際には，上記の200 MPa の継手強度で降伏点が得られることは驚くべき事
３９０Commentary

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M. Tokitani

実である．純タングステンの延性−脆性遷移温度は室温以るダイバータ熱負荷の増大時に，接合部に印加される熱応上であり，GlidCop!の降伏強度はろう付熱処理後において力を吸収することで，ダイバータ受熱機器を信頼性の高い!

も300 MPa程度であるため，タングステンとGlidCop の純状態で維持できる可能性を示唆するものである．

粋な素材自体が変形に寄与している可能性は低いと考えら

４．小型ダイバータ試験体の除熱性能評価

れる．本変形機構の詳細については，変形・破断箇所の微細構造解析により調査中であるが，図５に示すように，接上記の経緯に基づき，「先進的ろう付接合法」により，合層がほとんど認められなくなったタングステンとW/BNi-6/GlidCop!の接合構造を有する小型ダイバータ試

GlidCop!の接合部組織に関係があるものと考えられる．降験体を製作した．図７に（a）写真と（b）製作図面を示す［４］．

伏点が得られるということは，接合継手が外部からの変形

図中の CH1〜8 は，ろう付熱処理後に放電加工にて施工しエネルギーを吸収できる靭性を獲得しているということでた熱電対挿入用の穴である．ろう付熱処理後の外観においある．この特性は特に，ろう付熱処理時の冷却過程で生じて，特に目立った亀裂や変形などは確認されず，製作図面

る接合界面への残留応力の緩和に対して有効であると考え通りの健全な状態で接合することに成功した．この試験体

られ，先進的ろう付接合法の成功率が高い要因であると理に 対 し て，核 融 合 科 学 研 究 所 の 超 高 熱 負 荷 試 験 装 置

解され る．図６（b）中 で は，例 え ば No. 2 の 試 験 片 な ど，

（ACT2）を用いた熱負荷試験を実施した．ACT2 は，核融150 MPa 程度で破断しているものも存在する．この理由と合炉ダイバータでの熱負荷を定常的に模擬するために開発しては，接合部の大部分は継手強度 200 MPa 程度で靭性をされた装置であり，ダイバータ試験体を水冷にて強制冷却有しているが，接合部の場所依存性により 150 MPa 程度のしながら，最大で 300 kW の熱負荷を印加することができ継手強度になっているところも存在すると考えられる．さる．ACT2 の代 表 的な装 置 パラメータを 表３に示 す［３２］．

らに，核融合炉でのダイバータ受熱機器の使用温度を想定

図７の小型ダイバータ試験体への熱負荷は定常状態とし，３し，高温での接合継手の強度評価も，同じく６本の試験片

枚のタングステン平板表面に均一に最大で15 MW/m2 までへの曲げ試験で実施した．その結果を図６（c）に示す．各試印加した．電子ビームのタングステンへのエネルギー付与

験片の評価温度は図中に示す通りである．試験機の都合で

率は，Ref.［３２］を参照した．熱負荷中は図（a）中の"Water"

最高で 205℃ の試験温度となっているが，少なくとも約の表記通りに銅合金パイプに冷却水を流した．冷却水の圧200℃ までの温度において，継手強度は 200 MPa 程度から力，流 量，温 度 は そ れ ぞ れ，〜0.3 MPa，〜52 L/min，

ほとんど劣化することが無いことに加え，高温になるにつ
表３

れて靭性の発現が顕著になっていることがわかる．この結ACT2 の代表的な装置パラメータ［３２］．

果は，核融合炉運転中の予期しないエクスカージョンによParameter
Max. beam power
Acceleration voltage
Beam diameter (FWHM)
Beam deflection frequency in x direction
Beam deflection frequency in y direction

図６ （a）
３点曲げ試験前後での試験片模式図．（b）
室温および
（c）
高温での３点曲げ試験による応力−歪み曲線［４］
．

図７

３９１

Value
300 kW
40 kV DC
〜9 mm
500 Hz5000 Hz

W/BNi-6/GlidCop!小型ダイバータ試験体の（a）
写真，およ
び（b）
製作図面［４］．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.94, No.8 August 2018までは照射誘起硬化が材料の機械的特性劣化の主要素となるが，20 MW/m２の熱負荷に至るにつれて徐々に照射誘起軟化が発現する状況に変化することとなる．また，温度上昇に伴うタングステンの再結晶脆化に関しては，15 MW/m2
までは気にする必要は無いが，20 MW/m２の熱負荷に至る
につれて部分的に再結晶脆化が生じる可能性がある．
次に，図８の小型ダイバー タ 試 験 体 熱 負 荷 試 験 結 果を，３．
１節で述べた ITER 用のタングステン／銅合金ダイ
バータへの熱負荷時の有限要素法解析結果と比較してみる．Ref.［１２］によると，ITER ダイバータでは，熱負荷時間
に対する温度上昇のフラット・トップは約１０秒程度で訪れると見込まれており，冷却水温度を 100℃ と設定した場合，20 MW/m2 のフラット・トップでのタングステン最表面の温度は約 2000℃ に達するとの解析結果が得られている．冷却水の条件や構造体の形状が異なるため直接的な比較は好ましいとは言えないが，図７のダイバータ試験体はおおよそ ITER ダイバータの冷却性能と同等あるいはそれ以上であることが示唆される．また，FFHR-d1 のダイバータで見込まれる10 MW/m2 の熱負荷に対しても十分な冷却性能であることも明らかである．
図８ （a）
定常熱負荷中の W/BNi-6/GlidCop!小型ダイバータ試
験体の温度分布（シンボルは熱電対による計測結果，破線
は ANSYS によるシミュレーション結果）
（b）
図７（b）
より
構築した有限要素モデルと 15 MW/m2 定常熱負荷中の温度分布の計算結果［４］．

５．まとめと今後の展望
本解説では，「先進的ろう付接合法」を用いたタングス
テン／銅合金ダイバータ受熱機器の開発について，主に核融合科学研究所での核融合工学研究プロジェクトの研究成

2〜25℃ とした．入力熱負荷（MW/m ）に対する CH1〜8 に果を基に解説した．

挿入した熱電対の温度計測結果を図８（a）中にシンボルで除熱性能の観点から，核融合炉のダイバータヒートシン2示す．15 MW/m 時においてもタングステン内部の温度

クや冷却管は銅合金を使用せざるを得ない状況であり，（CH1，2，3）は〜650℃ 程度に抑えられた．650℃ は，BNi-6

FFHR-d1［１‐４］，トカマク DEMO 炉［８‐１０］のダイバータ

ろう材の融点（875℃）やタングステンの再結晶脆化温度

受熱機器設計では，実際に銅合金の使用が計画されてい（1100〜1500℃ 以上）に比べて十分に低い温度であり，除る．銅合金は耐中性子照射特性に不利と考えられている

熱能力にはまだ余裕があることがわかる．熱負荷後の小型が，中性子照射に伴う材料学的な問題を定量的に認識し，ダイバータ試験体を確認したところ，亀裂などの損傷は見ダイバータ受熱機器設計にフィードバックすることが，設られず，健全な状態が保たれていた．

計の自由度拡大と冗長性確保にとって重要である．本解説

また，有限要素法解析（ANSYS: ANSYS, Inc.）によってでは，商業ベースで利用可能な銅合金の中から，GlidCop!

導出した熱電対と同位置での温度値を図８（a）中に破線でが本来有する優位性に着目し，その耐中性子照射特性を調2示す．さらに，15 MW/m の定常熱負荷時における有限要査した．その結果から，300℃ に維持した状態で温度変動

素モデルと温度分布を図８（b）に示す．熱負荷領域は３枚無く使用することができれば，最初に訪れる照射誘起硬の タ ン グ ス テ ン 平 板 表 面 に 均 一 と し，接 合 界 面 に は化／軟化の問題をある程度回避することができ，材料の使60 W/m・K の熱伝導率を持つ薄膜があると仮定し，タング用寿命を延ばせる可能性を示した．FFHR-d1 のダイバータ

ステン平板表面からの放射率（!）は 0.3 とした．タングステ

受熱機器では，このような銅合金の中性子照射特性を認識

ンと銅合金の熱伝導率が温度上昇に伴って連続的に減衰すし，ヒートシンクに GlidCop!を，アーマー材は平板構造のる効果も含めている．ANSYS の計算結果は実験値と良い

タングステンを採用することを基本オプションとしてい一致を示している．この結果から，小型ダイバータ試験体

る．タングステンとGlidCop!の信頼性のある接合技術の確の構造がどれほどの熱負荷まで許容できるかどうかを冷却立のため，新たに「先進的ろう付接合法」を開発した．一

水温度が室温の場合を仮定して外挿してみる．解析の結果

般的に，緩衝層を必要としない直接ろう付接合法は，除熱から，例えば 20 MW/m２では，タングステン平板最表面の性能や製造コストの面から優位性が高いが，ろう付熱処理

温度は約 1400℃，GlidCop!製ヒートシンクの温度（CH4，時に接合界面に生じる残留応力の緩和が難しく，接合継手

CH5，CH6）は約 400℃ となり，材料の使用限界としてはま強度の確保が困難と考えられてきた．しかしながら，「先だ許容範囲内である．一方，この結果を第２章で述べた中進的ろう付接合法」では，緩衝層を介していないにもかか性子照射環境下における銅合金の機械的健全性評価に適用

わらず，優れた強度と靭性を有する信頼性の高い接合継手

すると，接合界面に近い位置の GlidCop!では，15 MW/m2を得ることに成功した．この理由は，マイクロレベルで亀３９２

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裂や空隙の無い緻密な接合界面が得られたことに起因して参考文献いる．本接合法を用いて小型ダイバータ試験体を製造し，［１］A. Sagara et al., Fusion Eng. Des. 89, 2114 (2014).
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熱負荷試験を実施した結果，最大 15 MW/m2 までの定常熱
負荷時において良好な除熱性能が確認された．ANSYS による熱解析結果を含めて，本小型ダイバータ試験体は，
FFHR-d1 ダイバータで想定される熱負荷に対しても十分な除熱性能を有していることが示された．一方で，ディスラプションによる熱衝撃を想定しておかなければならない
トカマク炉の場合は，GlidCop!の破壊靱性値の低さは許容できない可能性もあり，破壊靱性値が改善された新たなODS-Cu の素材開発も並行して進めておく必要がある．
今後の計画では，曲げ試験によって破断したタングステ
ン／GlidCop!接合継手部の微細構造解析を実施すること
で破壊の開始点を突き止め，更なる継手強度の増強には何が必要なのかについて研究を進める．また，小型ダイバー
タ試験体においては，20 MW/m2 以上での熱負荷試験を実施し，限界熱負荷値を見極める．一方で，小型ダイバータ
試験体の構造を基本とした大型ダイバータ試験体の製造を行い，FFHR-d1 ダイバータの実規模ダイバータ受熱機器製
造時に何が課題となるかを抽出する．現時点で考えられる
代 表 的 な 課 題 と し て は，冷 却 流 路 設 計 が 挙 げ ら れ る．
GlidCop!製ヒートシン ク に 冷 却 流 路 を 形 成 す る 場合には，GlidCop!同士の接合が必要な箇所が出てくる可能性があるため，その接合方法の検討も開始する．以上の結果を基に，FFHR-d1 ダイバータの実規模ダイバータ受熱機器の製造方法の確立を目指す．

謝辞本稿を執筆するに当たり，核融合科学研究所の核融合工学研究プロジェクトの皆様のご協力に深く感謝いたします．岡山理科大学の平岡裕教授との有意義な議論に深く感謝いたします．金属技研株式会社の皆様には熱処理においてお世話になり，深く感謝いたします．本稿の内容の一部
は科学研究費補助金（１７K０６９９７）の助成を受けました．

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

とき

たに

まさ

ゆき

時 谷 政 行
自然科学研究機構 核融合科学研究所 ヘリ
カル研究部 核融合システム研究系 高熱流
プラズマ対向壁研究部門 助教 博士（工
学）
．２
０
０
７年九州大学大学院総合理工学府!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

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

博士課程修了．専門は照射損傷学，核融合炉材料学．現在は，
高熱流プラズマ対向機器の開発研究，プラズマ・壁相互作用の研究に従事．核融合科学研究所での核融合工学研究プロ
ジェクト発足と同時に，独自の方法でタングステン／銅合金
ダイバータ受熱機器の開発を始めました．最初の頃は失敗ばかりでしたが，最近は納得できる受熱機器試験体が作れるよ
うになりました．趣味はコーヒー，ドライブ．

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

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