日本原子力学会「水化学部会」第41回定例研究会
令和3年11月18日
Zoom

核融合炉における構造材料の腐食課題
中島 基樹, 黄 彦瑞, 野澤 貴史
量子科学技術研究開発機構
核融合炉構造材料開発グループ

発表の構成1. 核融合炉内機器の概要と材料

2. 国内外の取り組み
3. 構造材料の腐食特性評価

4. 国内メーカー、大学への期待

2

1. 核融合炉内機器の概要と材料

核融合炉内機器の概要➢ 国内機関としてQSTが中心となって進めている核融合炉開発

ITER→日・欧・米・露・韓・中・印の協力のもと進められている。
構成機器は各国が分担して調達。
ブランケットに関わる機器は日・欧・中・印が各国の設計のものを持ち込む。
ダイバータは日・欧・露で調達。
原型炉ダイバータ

原型炉→日本が中心となって設計、調達
原型炉増殖ブランケット
中性子の遮蔽
熱の取り出し燃料の生産✓ ブランケットの運転条件
・入口温度: 290℃
・出口温度: 325℃
・冷却水圧力: 15.5 MPa
・最大流速：～5 m/s
・水化学条件：純水

Coolantpipes

プラズマ中不純物の除去

Mixed tritium breeder

Tungstencoating

N. Asakura et al 2017 Nucl. Fusion 57 126050

Ribs

0.74 m

ZX

1.44 mY

Coolant pipes
Y. Someya et al 28th IAEA FEC✓ ダイバータの運転条件
低放射化鋼配管部
・ 入口温度: 290℃
・ 出口温度: 322℃
・ 圧力: 15 MPa
・ 最大流速： 8 m/s
・ 水化学条件： TBD

銅合金配管部・ 入口温度: 200℃
・ 出口温度: 231℃
・ 圧力: 5 MPa
・ 最大流速： 13 m/s
・ 水化学条件： TBD

4

核融合炉内機器の腐食課題
材料

腐食課題の３要素

F82H
SUS316
CuCrZr
引張、靭性、疲労、etc.

衝撃力FACCFSCC繰返し力応力

静水圧
内部応力

水素脆化

溶存酸素
溶存水素

中性子
トリチウム
磁場環境

⚫ 材料腐食評価による基盤DB/MPH整備• 核融合中性子・磁場影響、流れの影響、水化学影響、腐食後特性、異材接合部健全性など⚫ 水素同位体挙動理解を通じた放射性腐食生成物（ACP）の予測• ACP/トリチウム挙動（透過・吸着・拡散など）、ラジオリシス、モデリング・シミュレーションなど
5低放射化フェライト鋼F82H
F82H： Fe-8Cr-2W-0.2V-0.04Ta• 旧原研と旧NKKが開発した低放射化フェライト鋼• Mod9Cr耐熱鋼（T91：９Cr-1MoVNb)をベースに、低放射化を図った鋼（Mo→W、Nb→Ta, N低減、高純度化）• 焼戻しマルテンサイト鋼（熱処理条件によって強度特性を調整できる）• 溶接性に留意しつつ、高温クリープ特性および靱性に優れるように設計• 細かい境界・粒界（ラス・ブロック・パケッ
ト・旧γ）に析出物（M23C6）を細かく析出させることで耐熱性・高靭性（＆耐照射性）を実
現• 相安定性の維持がポイント：
WはM23C6の安定性＝境界・粒界安定性に寄与• δフェライト相は耐熱性・高靭性（＆耐照射性）確保の観点から忌諱する• 最も長く研究に供されてきた材料であり、データベース（照射・非照射）が豊富

パケット境界

ブロック境界50mm

旧オーステナイト（γ）粒界
マルテンサイトラス境界

M23C6
MX
M23C6：Crリッチの主要析出物 500 nm
MX : Ta、Vリッチの析出物

6

°°°°
ダイバータ用クロムジルコニウム銅合金

22mm
22mm

5mm

5mm

9mm9mmクおよびCu合金冷却管
WモノブロッWモノブロック及びCu合金冷却管のデザイン（QST朝倉）のデザイン （JAEA朝倉）

強度、熱伝導性、破壊靭性の観点より、ITERでは析出物時効析出硬化型の銅合金であるクロムジル
Max.1021°C
Max.1021°C
1000°C
コニウム銅（CuCrZr-IG）を用いる事となっている。
1000°C⚫ 接合温度の最適化および冷却速度の精密な制御
Max.373°C（1℃/s）が要求される。
Max.$331°C$
Max.373°C
ダイバータ
on$CuCrZr→ 特性データのバラツキが大きいことの原因？

ダイバータ

モノブロックおよびCu合金冷却管Element Cu Cr
Sample Bal. 0.81
デザイン （JAEA朝倉）Criteria

topMax.$331°C$
on$CuCrZr

Zr
Co
Nb
Ta
Impurities
0.07<0.003 <0.003 <0.003
Bal. 0.6~0.9 0.07~0.15 <=0.05 <=0.1 <=0.01 Total<0.15

side• ASTM E3 method. Avg. grain sizeof top/side surface: 33.1/30.3 um
7

2. 国内外の取り組み

核融合炉内機器開発スケジュール（腐食課題）
2020

2015

★2nd C&R★1st C&R

2030●ITER‐FP

ITER-TBM

2040

★移行判断

PFPO-2 TBM (#1)
●ITER‐DT Q=10
FPO-1 TBM (#2)

BA

FPO-2 TBM (#3)

BA Phase-II
A-FNS
2020

ITER-TBM

2021

2022

2023

2024

2025

2026

DEMO Construction
2027

2029

水質管理仕様検討

2030年代

基盤DB整備

原型炉開発

2028

照射DB整備（原子炉照射試験含む）

BA Phase-II

ACPコード実証試験• A-FNSやITERTBMでコード実証• A-FNSでニュークリア試験

MPH整備とモデル検討

9

ITERテストブランケットシステム
固体増殖水冷却ブランケット

冷却水条件
Temp.: 285-325℃
Flow rate: ~5m/s
Max Re: 3.7E+5

水冷却システム=>オーステナイト系ステンレス鋼(SUS316L)

2015

F82H製筺体
→TBR確保のため極力薄肉

2020●ITER‐FP

2030

○FDA
○FDA

2020

ITER-TBM20212022

水質管理仕様検討
基盤DB整備

2023

2024

2040

PFPO-2 TBM (#1)
●ITER‐DT Q=10
FPO-1 TBM (#2)
○FDA
FPO-2 TBM (#3)

2025
• A-FNSやITERTBMでコード実証10

アクションプランにおける腐食研究 (原型炉BLK)
2018.7.24、第14回核融合科学技術委員会資料より抜粋

腐食・共存性課題

11アクションプランにおける腐食研究 (原型炉DIV)
2018.7.24、第14回核融合科学技術委員会資料より抜粋

直接的な言及は無いものの、材料そのものの劣化（腐食減肉）や運転中に発生する放射性腐食生成物の観点から、耐照射性ダイバータ材料の開発だけでなく原型炉設計や安全性の項目にも関わる

12

工学設計段階（～2035）までの開発項目• 水質管理方針の決定✓ 水素添加水環境での低放射化フェライト鋼とオーステナイト系ステンレス鋼のSCC特性、腐食疲労特性についてデータ拡充を進め、ブランケットと水冷却システムともに健全性を確保できる水質条件を明らかとする。
✓ 同様に、銅合金を始めとするダイバータ冷却水系材料の腐食・共存性データを蓄積し、ダイバータ水質条件を明らかにする。

• 照射影響の明確化✓ 照射に関して、「酸化皮膜への照射影響」、「照射材の腐食特性の変化」、「水の放射線分解による水質変化」の観点から検討を進める。

• 腐食関連データベースの構築✓ 必要な腐食試験データ>>装置数のため、国内協力の下で腐食試験データを取得し、全体を俯瞰できるようなデータベース構築を目指す。

✓ 腐食データベースを元にしたACPコード開発・実証試験（まずは要素試験、将来的にはITER-TBS、A-FNSを利用）• その他懸念事項の検討✓ 腐食挙動への磁場影響、トリチウム影響、水素脆化など
13

基本・概念設計段階（～2025）までの研究開発項目
原型炉概念設計に向けて...:1. 腐食データベースの構築（流れ加速腐食、水質影響...）2. 核融合環境を模擬した試験体系での要素試験
3. 放射性腐食生成物（ACP）評価手法の構築
国内で実施
項目:
• 腐食データベースの作成• トリチウム影響を考慮したACP評価
モデル検討• 腐食試験体系の整備
2020～共同研究項目• 材料腐食、水素同位体挙動理解を通じた放射性腐食生成物の予測• 異材接合部における健全性評価

国際協力の下に実施（BAフェーズ2）
項目:• 核融合特有環境（磁場や中性子照射）、流動、水化学、環境強度特性をキーワードに腐食材料特性ハンドブックの作成を目標としたタスク• 放射性腐食生成物評価モデル構築を目標としたタスク

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BAフェーズ2活動における腐食課題
Metal Ions
Task2-1 トリチウム
挙動DBの整備Ion exchange resin

Task1-1 腐食ハンドブックの整備

Filter

Dissolution

Tritium

Deposition

Outer oxide
Precipitation

ErosionInner oxide

Metal
Task2-2 ACPモデルの構築

腐食に関わる活動では大きく2つのタスクがあり、核融合特有環境（磁場や中性子照射）、流動、水化学、環境強度特性をキーワードに腐食材料特性ハンドブックの作成を目標としたタスクと放射性腐食生成物評価モデル構築を目標としたタスクに分けられる。昨年度は基礎的なデータ取得を中心に2024年度までの計画立案および欧州との合意を進めた。
2022年末のホールドポイントまでの実施項目
・ACPモデル構築のパラメータや評価ツールの検討
・腐食データベースのうち重点検討課題の抽出

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EUのACPコード開発・利用実績（@ENEA）
ITER-PHTS（Primary heat transfer system） loops→FW/BLK、DIV、VV、NBI
heat sink

PHTS Vaults
FW/shield/Inbo ard baffle
PHTS: 10 loo ps

FCSC

BY1VV PHTS:
2 loo ps

5857

HPSC OUCS SSC524

Cryo statOutb oard b affle& limiter PHTS:
4 loo psheatsink

5655

SSC4

SSC3535251

SSC2SSC1SFW2SFW1 INCS DHPS

50484746

HPOC OUCO OSC544434241

OSC4 OSC3OSC2OSC1OFW2 OFW1 INCO DHPO

454039BY364

resins &filters

3876
HX4BY2 6349modules 10-14

BY432

HX2

HX1BY5SNDD

FDSD

FSTD

12111066
CL2P
96061
HXB2Pump
835343332313029

TPUC OUCU USC5USC4USC3USC2USC1UFW2

UFW1 INCU DTPU

36

5

HX3465

HXB137

heat
sink

HX6
HX554

modules 6-9

VV62

shield plugs
59

FSTC

2626

heat
sink

Heat
Exchanger

HOL

SNSC

2528

27

CL1modules 1-5
23

2221

2019181716

151413TPIC

OUCI

ISC5ISC4 ISC3ISC2ISC1IFW2IFW1INCIDTPIUNDER FLUXVV

IN VESSEL
Dive rtor
PHTS: 4 loop s

Exte nsions of PHTS
guar dpipes within cryostat

OSCAR（70年台）PWRの運転・停止時のシステム中ACP移行↓PACTOLE-ITER（1995）PWR用のPACTOLEをITER-PHTS用に改良↓PACTITER（1998）PACTOLEの適用範囲をダイバータ用銅合金まで拡大↓OSCAR-Fusion（2016）

解析に必要なインプットデータ
・評価対象形状に関するデータ
水の体積、接液面積、材料の種類、水の状態（乱流、層流など）、表面粗さ、流速
・材料腐食に関するデータ
化学組成、表面粗さ、密度、初期表面酸化物密度、溶出速度、付着速度

・ACPコード開発においては日本よりも大きく先行。
・SUS316LやCu合金への適用例はあるものの、低放射化鋼での利用実績はない（インプットデータがない）。
・日本はITER・原型炉用に水腐食ループの整備が進んでいるため、日本は低放射化鋼のMPHを提供し、EUのACPコードを利用・解析、日欧共同でコード実証することも検討する。

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3. 構造材料の腐食特性評価～ブランケット、ダイバータ用低放射化フェライト鋼日本のブランケットシステムの課題
固体増殖水冷却ブランケット

冷却水条件
Temp.: 285-325℃
Flow rate: ~5m/s
Max Re: 3.7E+5

水冷却システム=>オーステナイト系ステンレス鋼(SUS316L)

F82H製筺体
→TBR確保のため極力薄肉

Fig. 1 Schematic illustration of ITER-TBS• PWR相当の高温高圧水を利用: 15.5 MPa, 285-325℃• 水化学条件は純水ベース（BWR相当）• 一つの系に低放射化鋼とステンレス鋼が共存し、溶接で接合→核融合特有の水質条件での共存性評価が重要18流動腐食試験
回転円盤腐食試験装置@QST
Ion-exchange
resin

Autoclave for rotateddisk corrosion test

回転円盤腐食試験装置@A社

coolingtower

Heat exchanger
Pre-heater
Band heater

DOConductivity
pH。 Conditioning tank。
。 。
。
。

N2 gasDry air

Pump
Pre-heater
Autoclave forstatic corrosion test

試験条件
◼ 温度 : 300℃
◼ 圧力 : 15 MPa◼ 溶存酸素濃度 (DO):20 ppb, 8 ppm◼ 時間： <1000 h◼ 試験片サイズ：
f100mm X 5mmt
◼ 回転速度： 0rpm, 1000rpm（Vmax=5m/s）

Specimen
f100mm x 5mmt

Heater

Motor

試験条件◼ 温度 : 270℃
◼ 圧力 : 6.3 MPa◼ DO: <5 ppb◼ 溶存水素濃度 (DH): 3.5 ppm◼ 時間： 250, 500 h◼ 試験片サイズ： ODf275mm,IDf130mm X 3mmt
◼ 周速度： 5m/s
19

流動腐食特性へのDOの影響
Weight change, mg/cm20.5300℃, 15 MPa○ DO8ppm, Static● DO8ppm, Disk
◇ DO20ppb, Static◆ DO20ppb, Disk

0270℃, 6.3 MPa▲ <DO5ppb, DH3.5ppm, Disk

-0.5-1Formation of the protective film on the surface
may affect the FAC property.

DO8ppm

-1.5-2DO20ppb

流動腐食へのDHの影響は小さい（DOの影響のほうが大）5 mm

0200400

600

8001000

5 mmFig. Effect of DO on the surface oxide

Time, hFig. Effect of DO on FAC property✓DO20ppb以下では水素添加しさらにDOを下げたとしても過度な重量減少は生じない。
✓DO増加による腐食抑制は表面の保護性被膜の有無と関係している。
20腐食試験後の酸化皮膜の状態
静水試験

外層酸化物:
Fe3O4
流動試験

内層酸化物:
FeCr2O4

Fe2+

Fe3O4の溶出または剥離により金属イオンが連続的に溶出✓酸化物形成への水素の影響は小さい→流動下では環境中水素の有無にかかわらず、金属イオンが連続的に溶出し試験後の重量が減少する。
21Reduction in thickness, mm

腐食速度評価

試験前

試験後

酸洗後

F82H

4W = 0.149 t

32100200
400Time, h600

✓上式から仮に10年間の運転を考慮して減肉量を計算すると44umとなり、従来のITER-TBMの設計で考慮している腐食代の0.4mmと比較しても十分な裕度が有ることが確認できた。

クロマイト

F82H

5F82H
22腐食疲労特性評価
Total strain range, %10.0○ RT, in air● 300℃、in water○ 300℃、in air○ 400℃、in air

JSME 発電用原子力設備規格 環境疲労評価手法（2009年版）
高温高圧水条件
300℃、13～15.5MPa
DO: <5 ppb
DH: 3.5 ppm
Cond. : <1uS/cm
pH: 5.6~8.6

1.0
大気中と比べて1/16に寿命低下

0.1
1.E+02

1.E+04
1.E+06
Number of cycles to fracture, cycle

Fig Effect of test environment on fatigue property

高温水中では大気中と比較し、疲労寿命が1/16に低下する。
✓ F82Hの疲労特性への環境の影響は炭素鋼・低合金鋼に劣り、オーステナイト系ステンレス鋼と同程度。
✓ 疲労限の有無の確認など、データ拡充が必要。
✓

上記式より算出した同条件での各種材料のFen
炭素鋼・低合金鋼 Fen=3
オーステナイト系ステンレス鋼 Fen=1323応力腐食割れ（SCC）評価
試験条件
SCC発生試験法: 逆U字曲げ試験
SCC進展試験法: くさび開口変位法
温度 : 300℃
圧力: 13～15.5MPa
DO: <5 ppb
DH: 3.5 ppm
伝導度 : <1uS/cm
pH: 5.6~8.6
時間: 1491.3 h✓

1500 時間 ま で はSCC は発生も進展もしないことを確認。

24

低放射化鋼腐食まとめ
1. 溶存水素添加環境においても脱気水中と同様に試験片重量が減少するものの、減肉量は小さく、既存の設計では問題とならないことを確認した。
2. 大気中と比べ高温水中では疲労寿命が1/16に低下することが明らかとなり、今後重点的にデータ取得を行う必要がある。
3. 1500時間までのSCC試験の結果、SCC発生・進展ともに生じないことを確認した。
上記の結果と軽水炉での実績から、減肉やSCCの観点からは冷却水条件として溶存水素添加脱気高温水条件も適用できる十分な見通しが得られた。

25

3. 構造材料の腐食特性評価～ダイバータ用クロムジルコニウム銅

原型炉ダイバータシステムの課題*N. Asakura et al 2017 Nucl. Fusion 57 126050

R. Hiwatari et al., FED 143 (2019) 259-266

baffle target dome target baffle

Independent cooling channel thatmade of Cu alloy and F82H pipe

原型炉ダイバータは高熱負荷 ( > ~10MW/m2) と中性子照射(max. 2dpa/yr)に晒され、冷却管材料であるクロムジルコニウム銅合金は入口温度/出口温度がそれぞれ200/231oC (5MPa, max 13.4m/s)で用いられる。
27

腐食試験条件
試験条件◼ 温度 : 200～250℃◼ 圧力 : 15 MPa◼ 水質：酸素添加条件（DO100ppb、DH<5ppb）
水素添加条件（DO<5ppb、DH1.6ppm）
脱気条件（DO<5ppb、DH<5ppb ）◼ 時間： <1000 hφ2Thickness:1unit: mm

101.752028

溶存酸素濃度の影響
試験条件:250℃、100h
溶存酸素：100ppb
溶存水素：<5ppb

30 μm-0.26 mg/cm2

溶存酸素：<5ppb
溶存水素：<5ppb

30 μm-0.11 mg/cm2

溶存酸素：<5ppb
溶存水素：1.6ppm

15 μm-0.04 mg/cm2• 腐食試験後の重量変化は溶存酸素添加＞脱気＞水素添加の順で大きい。
• 溶存酸素添加すると結晶粒が目視できる程度に腐食が生じていた。
• 溶存水素添加条件では表面に粒子が認められた。
29

水素添加の影響

DH(230oC)
DH(200oC)

Degassed(200oC)

Degassed(230oC)• 脱気条件では時間増加に伴い重量が減少するのに対して、水素添加条件では1000時間までほとんど重量の変化が認められない。
30

試験片表面の違い
脱気条件（DO,DH<5ppb）

水素添加条件（DO＜5ppb、DH1.6ppm）

230oC,500hr

230oC,500hr

500 nmCuWCrZr

O

500 nm

500nm

••

BF

脱気条件では溶出痕のみ確認できたが、水素添加条件では試験片表面に純銅粒子が析出していた。
水素添加条件で重量変化が小さかったのは溶出した銅イオンが粒子として再析出したことによる可能性示唆された。

31

銅合金静水腐食まとめ• 静水腐食試験後の重量変化は溶存酸素添加＞脱気＞水素添加の順で大きい。水素添加条件では1000時間までほとんど重量の変化が認められなかった。
• 溶存酸素添加すると結晶粒が目視できる程度に腐食が生じていた。
• 溶存水素添加条件では表面に純銅の粒子が認められ、溶出した銅イオンの再析出により、重量減少が小さかった可能性が示唆された。

• 流動腐食環境では銅の再析出が抑制されることが想定されるため、早急に流動腐食試験を実施し、水素添加の優位性を確認し、ダイバータシステムの水化学条件決定の見通しを得る。
32

3. 構造材料の腐食特性評価～QST装置開発状況

QSTが所有する腐食試験装置

CBBオートクレーブ
台数: 4
最大温度: 600℃
最大圧力: 25MPa
容量: 750mL

SSRT試験装置、DOーSSRT試験装置
台数: 3
最大温度: 600℃
最大圧力: 25MPa
容量: 750mL
試験片形状: Round-bar(φ4 mm),SS-J3
最大荷重: 20kN
クロスヘッド速度: 0.0001~1 mm/min

回転円盤試験装置
台数: 1
最大温度: 350℃
最大圧力: 16MPa
容量: 1.23L
試験片形状: φ100 mm X 5 mmt
最大回転速度: 2000 rpm

水質条件
ベース: 純水 (薬品添加不可)
溶存酸素濃度: <0.005~8 ppm
溶存水素濃度: Max. 1.6 ppm

34

磁場環境腐食試験装置の開発（静水磁場腐食）

観察窓

磁場解析条件＜腐食試験条件＞
温度300℃
圧力15MPa
試験時間 1000時間＜磁場解析ソフトウェア＞
ソフトウェア名 SIMULA Opera Managerプリ/ポストプロセッサ Opera-3d Modeller/Post-Processor
ソルバー名 TOSCA （静磁場解析）＜磁石＞
サマリウムコバルト磁石、鉄クロムコバルト磁石

サマリウムコバルト→0.68T

磁石径を変えることで磁束密度を調整する
鉄クロムコバルト→0.79T

静水磁場腐食試験のための磁石内蔵試験体の設計を進めている。
2020年度は磁石の選定、磁場解析まで完了し、今年度より製作中
35

磁場環境腐食試験装置の開発（流動磁場腐食）
温度：300℃
圧力：15MPa
内径: 1.3 mm (流速: 1 m/s)
長さ: 50 mm
肉厚: 3 mm
試験体内面の磁束密度1.30T

ネオジム磁石二重ハルバッハ磁気回路を用いることで発生磁場の調整が可能

磁場発生装置を用いて磁場を付加しつつ流動腐食試験を実施できる装置の設計を進めている。
36
2020年度までに磁石の選定、磁気回路の設計、磁場解析まで完了し、今年度製作中

過酸化水素注入装置の開発

薬液注入口

薬液タンク

過酸化水素注入装置スペック
タンク容量：２０L
注入速度範囲：0.16~4.8mL/min
最大圧力：20MPa

超臨界環境中腐食試験装置（SSRT試験装置）

注入ポンプ

薬液注入口

超臨界環境中腐食試験装置（CBBオートクレーブ）

回転円盤腐食試験装置

既設装置に過酸化水素注入ラインと注入装置を増設し、過酸化水素注入（=水の放射線分解模擬水）環境での静水腐食試験、流動腐食試験、SCC試験、SSRT試験が可能となった。
37高温高圧水腐食試験ループ
低放射化フェライト鋼F82H製筐体（核融合炉用に開発された鉄鋼材料）

試験部
入口
出口

サブモジュール内の水の流れ

流速分布

パラメータ
流量
温度
圧力
過酸化水素
溶存水素
溶存酸素
電気伝導度
pH

制御範囲
計測範囲
540～1527 kg/h
~325℃
~15.5 MPa
~10 ppm
0~200 ppm
~3.5 ppm
0~10 ppm~0.2 ppm
0~5 ppm
0.02~50000 μS/cm
0~14[m/s]
0.0

1.02.0

3.0

4.0

5.0

・ITER-TBM安全実証試験の一環として、実験室規模まで小型化した水冷却システムと実物大のTBM要素を用いて、実際の運転状態を模擬した腐食試験システムを構築。

38

4. 国内メーカー、大学への期待

今後のスケジュール
主要課題• WCCB用基盤DB整備に基づく水質管理方針の検討、要素試験 →ITER-TBM（QST→メーカー、大学）• 腐食生成物（ACP）評価コードのためのMPH整備、腐食機構のモデル化→BA Phase-II（QST→メーカー,EU）• ブランケット＆ダイバータ用基盤DB、照射DB整備（原子炉照射試験含む） →原型炉開発（QST、大学）• 環境（磁場・照射・トリチウム）影響に関する挙動理解→ BA Phase-II 、原型炉開発（QST、大学、EU）• 腐食生成物（ACP）評価コードの開発・実証 →原型炉開発（QST→メーカー、大学）※コード実証はA-FNSやTBMを想定
対象とするシステム： ブランケット（WCCB）、ダイバータ
対象とする材料： RAFM（母材・接合材）、RAFM/SS316L異材接合、Cu合金など

2020

2015
ITER-TBM
BA★2nd C&R★1st C&R

2030●ITER‐FP

2040
★移行判断

PFPO-2 TBM (#1)
●ITER‐DT Q=10
FPO-1 TBM (#2)
FPO-2 TBM (#3)

BA Phase-II
A-FNS
2020

ITER-TBM

2021

2022

2023

2024

2025

2026

DEMO Construction
2027

2029

水質管理仕様検討

2030年代

基盤DB整備

原型炉開発

2028

照射DB整備（原子炉照射試験含む）

BA Phase-II
MPH整備とモデル検討

ACPコード実証試験• A-FNSやITERTBMでコード実証• A-FNSでニュークリア試験40

まとめ
大学との共同研究やメーカーの協力を立ち上げ全日本体制で実施
ITER-TBM

原型炉開発

BA Phase-II

水・液体金属
管理仕様• WCCB-BLK（水）• ダイバータ（水）• 液体金属BLK（水、液体金属）

基盤DB整備• WCCB-BLK（水）• ダイバータ（水）• 液体金属BLK（水、液体金属）• MPH整備

環境影響評価• 放射線影響（H2O2模擬水）• 放射線・照射損傷影響DB整備（原子炉・核融合中性子源照射）• トリチウム影響DB整備• 磁場影響DB整備• 炉内環境影響モデル• 要素試験

ACP評価• 簡易評価• 安全実証試験• 統合モデル• コード実証• モデルコンポーネント試験によるコード実証• 腐食機構モデル• コード入力データ整備• 要素試験

• 当面の研究活動の中心はITER-TBM活動とBA Phase-IIとなる。学術的な研究開発要素
は大学との共同研究、炉内機器設計や運用（水化学含む）については学協会や国内メーカーとの協力のもと開発を進める。
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