1. はじめに

平成10年６月１０日
核融合会議
計画推進小委員会

　増殖ブランケットは、核融合炉の真空容器内部においてプラズマを取り囲むように設置され、主に、1)DT反応の燃料となるトリチウムの生成回収（増殖機能）、2)中性子の運動エネルギーを変換して、良質の熱エネルギーとして回収（除熱・発電機能）、3)放射線に対する周辺機器・生体の保護（遮蔽機能）の３つの重要な機能を果たし、核融合炉がエネルギー発生システムとなるための中核的な機器であり、原型炉や実用炉を目指した長期的な研究開発が必要である。

　原型炉に向けた主要な炉工学課題は、十分なトリチウム増殖性能を有する発電ブランケットの実証と中性子照射に耐え得る材料の開発であり、これらの開発には長期間の研究開発を要するため、早期に着手する必要がある。また、原型炉の前段階である実験炉に増殖ブランケットのモジュール試験体を設置し、核融合環境下でトリチウム生成・回収機能等の試験を行うことが不可欠である。実験炉の研究開発や炉工学技術が順調に進展する場合、原型炉の運転開始は2020年代と見込まれている。

　1)トリチウム生成・回収特性：増殖ブランケットは、核融合反応の燃料となるトリチウムの自己供給が可能となるよう十分高いトリチウム増殖特性を有すると共に、生成・放出されるトリチウムが合理的な規模の系統で回収可能である必要がある。

　2)良好な除熱・発電特性：核融合反応で生成される中性子の運動エネルギーを熱エネルギーに変換し、信頼性高く、かつ効率良く系外に取り出す必要がある。特に、高い発　　電効率を達成するためには、高い冷却材の出口温度を達成する必要がある。

　3)十分な遮蔽特性：増殖ブランケットは、真空容器等と共に、超伝導コイルを始めとする周辺機器や生体に対する放射線防護の役割を担うため、十分な遮蔽性能を有することが必要である。

　4)健全性の保持：増殖ブランケットには、高い熱負荷や中性子負荷、強大な電磁力等の機械荷重が作用するため、それらに対して十分に耐え得ると共に、運転中に想定される高い中性子照射量や運転サイクル、及び化学的環境効果に対しても健全性を保持する必要がある。従って、増殖ブランケットは、信頼性高く、かつ豊富なデータに基づいて設計がなされると共に、その製造に関しては、一般工業技術レベルに基く産業基盤が存在することが不可欠である。

　5)高い安全性、信頼性及び環境適合性：増殖ブランケットは、非正常時においても事故の起因事象とならないように高い信頼性と設計裕度を持つと共に、内包する化学的エネルギーや放射性物質保持量を可能な限り低減することが望ましい。また、安全性や廃棄物の処理処分を軽減するために、誘導放射能を軽減することが望ましい。

　6)高い経済性：より経済的に魅力ある核融合炉を実現するため、増殖ブランケットによる発電効率を高めると共に、製作コストの低減や増殖材料等の再利用に関する見通しを得る必要がある。

　過去に提案された増殖ブランケット方式は多岐に渡るが、これまでに実施されてきた設計検討や研究開発の成果を反映して、大きく、固体増殖方式（水及びヘリウム冷却方式）と液体金属増殖方式（リチウム鉛増殖方式、液体リチウム自己冷却方式）に絞り込まれている。第１表は実験炉（ITER）を用いたモジュール試験としてITER参加４極（日本、EU、ロシア、米国）から提案されている方式と、それらの主要な構成と特徴をまとめたものであり、開発の主流は固体増殖方式になりつつある状況である。

　従来の研究開発は、材料開発（照射試験含む）、増殖材からのトリチウム生成放出基礎過程の研究、増殖材・増倍材ペブルの製造技術開発等が主であったが、ITERでのモジュール試験に向けてより工学的な研究開発が必要な段階に至っており、各極とも研究開発を進めている。特に、EUでは98年までの５ヵ年計画では毎年約27億円の予算規模で開発を実施しており、引き続き2010年までの長期計画を提案している段階である。

　３．で述べられた各種候補概念の内、我が国では、高い安全性、豊富なデータベース、及び実用炉への見通しと高性能化の可能性に重点を置いて、開発を進めるための方式の選定を行うべきと考えられる。この視点に基き、我が国では、ITERでのモジュール試験への適用性や限られた開発期間を考慮して、高い固有の安全性を有し、比較的データベースが豊富である固体増殖ブランケット方式を主な開発目標として研究開発を進めることが妥当であると考えられる。本方式は、高い実用炉への見通しを有すると共に、一層の高性能化の可能性を有している。一方、液体増殖ブランケットは、一般的に増殖材の放射線損傷が軽微であり、かつシンプルな構造が採用できる可能性が高いことから魅力ある方式であり、平行して基礎研究を実施すると共に、国内外の研究開発の動向を適切に評価することにより、技術的な見通しを得るものとする。

　1)固体増殖方式の選択：基本的に使用される構成材料の化学的活性度が低く、系統内部のトリチウム保持量も低く抑えることが可能である。また、トリチウムの生成・放出特性や照射特性に関するデータベースが比較的豊富であると共に、トリチウム回収技　　術の開発が最も進んでおり、基盤技術はほぼ確立されている。

　2)ペブル形状での増殖材・増倍材の使用：固体増殖方式で懸念される中性子照射損傷の緩和や耐熱応力性も良好であることが期待でき、世界の開発概念の主流となっている（EUも数年前にブロック方式からペブル方式に変更）。

　3)冷却材として加圧軽水が主案：軽水炉で豊富な実績があり、高い信頼性を有する基盤技術が確立している。

　4)構造材として低誘導放射化フェライト鋼の使用：フェライト鋼は、良好な耐照射特性と高温特性を有すると共に、広範な産業基盤を有する材料である。また、低誘導放射化特性を具備することにより、廃棄物処理処分のシナリオを軽減できる可能性を有している。

　5)高性能化の可能性：冷却材としてヘリウム・ガスを使用し、構造材料としても先進材料（SiC/SiC複合材、TiAl金属間化合物等）を用いることにより、より高い発電効率の達成が可能となると共に、固有の安全性をより高めることが可能となる。また、これらの先進構造材料を使用することにより、より魅力ある低誘導放射化特性を実現することが可能である。なお、これらの高性能化に関しては、基本的な炉形や開発項目の大幅な変更は不要である。

　液体増殖ブランケットとしては、第１表に示す通り、世界的には、液体リチウム自己冷却方式（構造材料：バナジウム合金）、リチウム鉛増殖方式（構造材料：フェライト鋼、加圧軽水冷却）の開発が進められてきている。これらの方式は、放射線損傷がない、もしくは軽微である（リチウム鉛の場合、照射核変換に伴う組成の変化、ポロニウムの生成等が課題）特徴を有する。また、基本的に増殖材の温度を制御する必要がないことから、ブランケット内部の構造が簡素化される可能性がある。一方、液体増殖ブランケットの一方式として検討が進められている溶融塩方式は、液体金属方式の利点の多くを共有すると共に、液体金属方式固有の課題である高いMHD圧力損失や化学的活性度による安全性の問題が大幅に軽減できる可能性を有している。

　増殖ブランケットの開発課題は、一般的に大きく、1)製作技術開発、2)トリチウム増殖・回収技術の開発、3)除熱技術の開発、4)照射特性を中心とする健全性保持に係る開発、及び5)安全性や環境適合性を高める開発に分類できる。以下に、先ず固体増殖方式に係る開発課題と開発の現状を記述し、次に液体増殖方式について課題と現状をまとめる。

　1)製作技術開発：開発課題は、さらに、構造材料の製造技術、それを用いたブランケット容器（第一壁を含む）の製造技術、及び増殖材、増倍材ペブルの製造技術に分類さ　　れる。４．で述べた通り、フェライト鋼は広範な産業基盤を有すると共に、候補材料である低誘導放射化フェライト鋼F82Hに関しても、既に素材の化学成分の最適化は　　ほぼ完了しており、５トンレベルの溶解インゴットの製作実績を有している。また、　　F82Hを用いたブランケット容器の製造技術開発に関しても、拡散接合を適用した技　　術開発が進められつつあり、既に接合条件の選定が終了し、第一壁パネルの製造に成　　功している。一方、増殖材や増倍材ペブルの製造技術に関しても、これまでの材料開　　発の成果として、転動造粒法やゾルゲル法（いづれも増殖材ペブル）、回転電極法（増　　倍材ペブル）等の製造技術が開発されてきている。

　2)トリチウム増殖・回収技術の開発：固体増殖材から生成されるトリチウムをその場回収するためには、運転中の増殖材の温度を適正範囲に保持する必要があり、そのためにはペブル充填層の熱特性を正確に把握する必要がある。また、増殖材中で生成されるトリチウムを適切に放出させ、回収する技術を確立する必要がある。これまでに行われてきているペブル充填層の熱特性試験により、増殖材・増倍材ペブル充填層の熱特性データが蓄積されつつある。一方、トリチウムの生成・放出特性に関しては、IEAの下での国際協力として実施されたBEATRIX-II実験や生成放出機構に係る基礎研究等により、生成されたトリチウムを固体増殖材から有効に回収するためには回収ガス（ヘリウム）に水素を添加することが効果的であることが明らかにされると共に、5%リチウム燃焼度（原型炉条件：約10-15%）までの照射下でも良好な放出特性が保持されることが明らかにされている。また、回収技術に関しては、TPL（原研）やTSTA（米国ロスアラモス国立研究所）でのトリチウム燃料循環系統の運転経験から、基盤技術はほぼ確立している。

　3)除熱技術の開発：高磁場中でのMHD効果等の困難な課題を有する液体金属増殖方式と異なり、加圧軽水及びヘリウム冷却技術は、各々軽水炉及び高温ガス炉で培われた技術が基本的に転用でき、基盤技術はほぼ確立している。

　4)健全性保持に係る開発：想定される使用環境下において増殖ブランケットの健全性を保持するためには、材料の照射劣化、熱サイクルや長期高温運転による材料の劣化、高熱負荷に対する第一壁健全性、及び化学的環境効果（腐食、質量移行等）に対する健全性を十分に評価し、必要な対策を講じる必要がある。F82Hに関しては、HFIR炉等での照射試験により、既に約30dpa（原型炉条件：100dpa）までの照射によっても良好な引張り特性が保持されることが確認されると共に、低照射ながら破壊靭性試験からも良好な特性を示唆する結果が得られている。また、増殖材（酸化リチウム）に関しても、BEATRIX-II実験により5%リチウム燃焼度までの照射健全性が確認されると共に、アウトパイル熱サイクル試験により１万サイクルまでの耐久性が確認されている。

　5)安全性や環境適合性を高める開発：安全性や環境適合性を高める観点からの開発課題として、系統内でのトリチウム保持量の低減、非正常時や事故時の挙動評価、低誘導放射化特性を有する材料の開発、及び廃棄物量の低減と再利用技術の開発が上げられる。前述の通り、増殖材を適切な温度範囲に保持することにより増殖材中で生成されたトリチウムをその場回収することが可能であり、系統内での保持量は200グラム以下に抑え得る見通しが得られている。また、低誘導放射化フェライト鋼の開発も、前述の通り５トン溶解のインゴットの製造実績があり、ほぼ製造基盤は確立されている。　

　1)製作技術開発：大型ブランケット容器の製造技術の開発を行うと共に、増殖材・増倍材ペブル製造技術の低コスト化を図る。

　2)トリチウム増殖・回収技術の開発：固体増殖材からのトリチウム生成回収機構に係る現象の理解をさらに深めると共に、より高バーンアップ領域での増殖材からのトリチウム生成回収特性を評価し、原型炉条件への見通しを得る。また、ペブル充填層の温度制御に重要な充填層の熱機械特性評価を進め、その成果の基にインパイル機能試験を実施し、中性子照射下での温度制御性やトリチウム生成回収特性の実証を行う。

　3)健全性保持に係る開発：構成材料の重照射特性や化学的環境効果の評価を進めると共に、第一壁の高熱負荷試験を行い、使用環境下での構成要素の健全性の確保に見通しを得る。さらに、実規模レベルの試験体を用いたアウトパイル試験により総合性能を実証する。

　4)安全性や環境適合性を高める開発：中性子増倍材からのトリチウム放出特性や冷却材とブランケット材料との相互作用の評価を進め、安全性の評価につなげると共に、長期的には、先進構造材料の開発や構成材料の再利用技術の開発を進め、高性能化や環境適合性を高める開発に見通しを得る。

　一方、液体金属増殖方式に関しては、これまでに、先進構造材料としてのバナジウム合金の開発や評価、MHD圧力損失の評価（以上、リチウム自己冷却方式）、トリチウム透過防止用コーティング膜の開発、構造材と増殖材との共存性（以上、リチウム鉛増殖方式）等の基礎研究において進展を見ている。一方、これらの方式には、以下の技術的な課題があり、実験炉でのモジュール試験に向けて技術的な見通しを得るための研究開発を進める必要がある。

　1)リチウム自己冷却方式

　・MHD圧力損失を軽減するための自己修復性のある電気絶縁コーティング膜の開発

　2)リチウム鉛方式

　４．で述べた通り、我が国では、ITERでのモジュール試験への適用性や開発期間を考慮し、かつ、高い固有の安全性を有し、比較的データベースが豊富であることから、固体増殖ブランケット方式を主な開発目標として研究開発を進めることが妥当であると考えられる。また、放射線損傷が軽微であり、かつ高いトリチウム増殖特性を達成できる可能性がある魅力ある方式である液体増殖ブランケットに関しても、平行して基礎研究を実施すると共に、国内外の研究開発の動向を適切に評価することにより、技術的な見通しを得るものとする。

　材料の開発や照射データの取得、増殖材からのトリチウム生成放出機構を中心とした増殖材・増倍材の基礎研究と平行して、製造技術の開発や設計の基本となる各種工学データの取得を進める。特に、ブランケット容器の製造技術開発と高熱負荷に対する健全性評価及びペブル充填層の熱機械特性や健全性評価を早急に進める。さらに、それらの成果を反映し、小規模な部分モジュールを用いたインパイル機能試験を実施することにより、中性子照射下での増殖材の温度制御性及びトリチウム生成回収特性に係る機能の検証を行う。インパイル試験は、日本原子力研究所の材料試験炉JMTR（試験体の設置空間：直径約10cm、長さ約1m）を中心的な試験設備として実施する。また、実験炉に装荷するモジュール試験体のプロトタイプに関してもアウトパイル総合性能試験を実施し、増殖ブランケットの伝熱流動特性、熱機械特性、疲労寿命及び安全性に係る総合特性を実証する。これらの炉工学技術の開発においては、IEA核融合炉工学協力協定を始めとする国際協力も有効に活用し、同様の開発を実施する極との協力、競合により、成果の信頼性を高めることも重要である。また、より魅力ある核融合炉を目指して、先進構造材料の開発や先進的な冷却方式の基礎研究等も継続して実施する。

　増殖ブランケットの開発においては、実験炉を用いたモジュール試験が重要なマイルストンである。この観点から、増殖ブランケットの開発は、実験炉でのモジュール試験を中間目標として進めることが適切である。2000年過ぎに想定される実験炉（ITER）のモジュール試験計画の策定に向けて、製作技術開発や各種材料データ及び設計基礎データの取得を進めると共に、インパイルでの機能試験を実施する。これらのデータに裏付けされた我が国の試験計画案を提示することで、国際協力の下で実施されるITERでのモジュール試験に主体的に参画することが可能となる。

　さらに、引き続き、2010年頃と想定されるITERの運転開始に向けて、プロトタイプの製作と総合性能試験を進め、実機モジュールの製作へと展開する。ITERでは、その運転の全期間を通して、中性子照射環境下における増殖ブランケットの機能・寿命試験が実施される予定であり、原型炉に向けた増殖ブランケットの各種特性データの取得と総合的な機能の実証が図られる。

　一方、これらと平行して、液体増殖方式の基礎研究を進めると共に、高性能化研究や他の方式に係る研究開発も推進する。2000年過ぎに想定されるITERモジュール試験計画の策定に向け、核融合会議の下の計画推進小委員会において、適切な段階においてチェック・アンド・レビューを実施する。チェック・アンド・レビューでは、それまでの増殖ブランケット開発で得られた各種増殖ブランケット方式の成果と以降の見通しに関して評価を行うと共に、我が国の核融合開発長期計画や核融合炉材料開発計画との整合性の視点からも評価を行い、モジュール試験計画に対する増殖ブランケット方式や以降の増殖ブランケット研究開発に対する方針を明らかにする。

　我が国では、ITERでのモジュール試験への適用性や開発期間を考慮して、高い固有の安全性を有し、比較的データベースが豊富である固体増殖ブランケット方式を主な開発目標として研究開発を進めることが妥当であると考えられる。一方、液体増殖ブランケットは、電気絶縁コーティング膜の開発やトリチウム回収技術の開発等の技術課題はあるものの、本質的に増殖材の放射線損傷が軽微であり、かつ構造が簡素化できる可能性が高く、魅力ある方式であることから、平行して基礎研究を実施すると共に、国内外の研究開発の動向を適切に評価することにより、技術的な見通しを得るものとする。

（参考）