3.4　安全技術の現状と今後の課題
3 4.1核融合炉の安全上の特徴
　核融合炉の安全上の特徴として、以下に示すような特徴が存在している。核融合炉においては、原子炉の安全確保として重要な、反応を「止める」、反応停止後にも構造物を「冷やす」といった機能の確保は、固有の安全性といわれる性質によって比較的容易に達成されるため、技術的には課題としての重要度が低い。核融合炉の安全確保は、閉じ込め障壁の健全性を確保するという点に尽きる。これらは基本的にはプラズマ閉じ込めの方式によらず核融合一般に特徴的なものである。
1) 核的暴走、臨界事故がない
　核分裂炉および核分裂性物質を扱う施設ではおこり得る核的暴走を防ぐため、臨界量を超えないような量的管理が極めて重要であり、燃料加工の段階から廃棄物処理に至るまで、特段の注意を払う必要がある。これは、反応により発生した中性子が次の核分裂反応を引き起こす、いわゆる連鎖反応があるためである。これに対し、核融合では反応によって発生する中性子やα粒子が次の反応を連鎖的に引き起こすことはないため、燃料である重水素やトリチウムについては臨界量が存在せず、したがって臨界事故は原理的に起こり得ない。
　磁気閉じ込め核融合は、通常の化学燃焼と類似した熱的なエネルギーバランスで維持される過程である。こうした反応にも爆発や火災のように、反応が制御できなくなるかも知れないという懸念に対しては、以下の特質から、この反応についても核的暴走のおそれがないことが示される。

図3.4-1　核融合反応の固有の安全性

・プラズマ圧力と磁気圧力との相関
　磁場閉じ込め方式においては、プラズマ圧力(プラズマの温度と密度の積)と磁気圧力(磁場の2乗)の比(「ベータ値」という)が磁気流体力学的に所定の値(通常数%)以下に制限される固有の性質がある。
　例えば、何らかの原因で反応が促進され過出力状態に至った場合には、プラズマ圧力が増大し、上記のベータ値に至るとプラズマを閉じ込める磁場の篭からプラズマ粒子が逃げて出力低下に至る。
・プラズマ密度と核融合出力との相関
　プラズマ密度にも限界が存在する。例えば、燃料の注入率が過大な場合、プラズマ密度が過度に増加し、密度限界に達して閉じ込め性能の劣化を招き、核融合出力が低下する。反応の停止にも至る。
・不純物等の混入による反応の停止
　プラズマの希薄さは地上の大気の10万分の1以下であり、微量の不純物の混入によってもプラズマ温度が低下し、その結果核融合反応が停止する特性をもつ。例えば、仮に過出力状態に至った場合、第一壁材料の一部が蒸発してプラズマ中に混入することでプラズマ温度の低下を招き、受動的に核融合反応が停止する。空気や水蒸気が混入した場合も同様である。
2) 冷却機能の喪失による事故が起こりにくい
　核融合炉では運転停止後にも継続して放射性物質の崩壊に起因して発生する、いわゆる「崩壊熱」は、中性子により放射化した核種によるものだけなので、核分裂生成物を伴う核分裂炉に比較すると一般的に小さい。一方その崩壊熱の発生する部分は、磁場閉じこめ方式では例えば真空容器や第一壁などプラズマを囲む炉心の構造物であって、比較的物質量は多い。この結果、発熱密度が小さくなるので、核融合炉では熱除去機能の維持は容易になり、異常事象においても受動的方法によって安全機能の確保が可能となる。崩壊熱に対する安全確保のために、例えば軽水炉においては緊急炉心冷却装置のような、能動的な対策が必要である。これに対し、例えばITERでは、冷却水の循環が停止しても、自然対流によって必要な冷却が得られる。
3) 可動性の放射性物質が分散して存在する
・燃料の生成、供給、回収、精製のプロセスをプラント内で行うため、放射性物質であるトリチウムがプラント内に分散して存在する。また、放射化生成物も存在する。これらのため、異常事象時の炉外への放射性物質の放出を想定した安全対策が必要であり、これが核融合炉における安全確保のための工学的課題の中心となる。
・放射性物質の閉じ込めは、一般的にはバウンダリーの健全性の確保と、工学的な放射性物質の除去や移動の抑制・防止、また受動的に起こる現象の利用などの方法により多重に行われる。核融合炉では、放射性物質が分散して存在しているためその閉じ込め領域が広く、境界が複雑になる傾向がある一方、単一の異常事象による放出可能量を制限しやすい。また前述のように内蔵する放射性物質の潜在的な危険性が核分裂炉に比べると相対的に極めて小さい。このことは、内蔵する放射性物質量に対して個々の工学的な放射性物質じ込め／除去機能の要求が困難にならないという可能性を示唆している。
4) 人為的ミスに対する懸念
　JCO事故などのような人為的ミスがもたらす安全性に対する懸念については、以下のように纏めることが出来よう。核分裂反応の制御で最も重要なことは反応が制御不能になる暴走や、そこにいたる事象の拡大を未然に防ぐことである。核分裂ではこれを工学的な安全措置によって行っているため、人為的 な誤操作によりそのようなインターロックを解除したり停止した場合には、事象の拡大により重大事故をひきおこす恐れがある。フェールセーフ、フールプルーフはこのような事態を防止するための概念であり、核分裂プラントでも採用されているが、それを超えた事例が現実に起こっている。
　核融合の場合も、放射性物質を取り扱う以上当然のことではあるが、作業や運転に従事する人達は適切な教育訓練により知識と判断力を持っている必要がある。しかし、使用する燃料である重水素、トリチウムは冒頭にも記述したように、核的暴走が本質的に起きないため、どの段階に於いても臨界量の管理を必要としない。また、炉の運転中は運転員の操作ミスが炉の出力変動や停止をもたらすことはあっても、事象が拡大して暴走に結びつくことはない。炉の周辺の機器や配管は万一人為的ミスによって、或る箇所で漏洩や放出が生じたとしても、その単一の事象で収束し、多重の閉じ込め機能によって環境への放出は防止されるか、または影響が十分規制値以下に抑えられるよう設計出来ることが示されている。
　さらに、核融合炉はプラント全体が持っている潜在的放射線リスク指数が小さいため、仮に幾つかの人為的ミスが多重に生じて放射性物質の放出が生じたとしても、環境や作業者に対する影響を小さく押さえることが設計上比較的容易であり、例えば十分広い敷地を確保することにより、境界外の住民にとっては、設計上想定される以上の放出事故でも避難する必要は生じないようにできる。もちろん、このことは作業者や運転従事者の安全意識の向上を怠って良いと言うことではなく、組織全体としてより高い安全性を目指す姿勢は大きなエネルギーシステムを動かしていく上で欠かすことができない。

3.4.2 安全確保の課題
　以下に、ITERを例にとって、核融合炉における安全確保の課題と技術的な対応を記述する。上記のように、基本的な考え方は、放射性物質の閉じ込めの確保である。

3.4.2.1 トリチウム等の放射性物質の炉内分布
　ITERの施設内における主要な放射性物質の存在場所と存在量は、1998年7月までのITER工学設計活動における最終設計報告書(FDR)によれば、次のとおりである(図3.4-2)。なお、現在のITERの設計に基づく諸元は、現在のITERがFDRをコンパクトにした設計となっているので、FDRで評価された最大値を下回るものと予想される。

図3.4-2 トカマク建屋内の主要放射性物質の分布(FDRに基づく) ＊なお、現在検討中のITERでは真空容器内のトリチウムはほぼ半減する見通し

① 真空容器内
・プラズマ中のトリチウム：約1g以下
・真空容器内機器に吸蔵されるトリチウム：約1.2kg以下
・放射化ダスト：タングステン　最大100kg、ベリリウム　最大100kg、炭素　最大200kg、
(放射化されたプラズマ対向壁表面がエロージョン等によって微細化されたものであって、真空容器の底にたまる)
・ クライオポンプ中のクライオパネルに吸着されるトリチウム：約200g以下・
② トリチウム系内
・水素同位体分離系のトリチウムガス：約230g以下
・燃料貯蔵供給系で金属に吸蔵されているトリチウムガス：約320g以下
・燃料注入系のガスや固体ペレット状のトリチウム：約85g以下
・その他のトリチウム系サブシステム内のトリチウム：100g以下

3.4.2.2 トカマク型核融合装置に固有の熱及び磁気エネルギー
　ITERには、他の装置では従来経験の少ない特殊なエネルギーが存在しており(表.3.4-1)、異常事象においてこれらのエネルギーが放射性物質の閉じ込め機能を損なわないよう、安全対策が講じられる。以下に、例としてITERの中に存在するエネルギーを示す。これらのエネルギーは核融合反応に起因するものではないが、それ自体としてかなり大きなものもあり、閉じ込め障壁を構成する真空容器やクライオスタット等に損傷を与える可能性のあるときには安全上の技術課題となる。具体的には、電磁力、真空容器内に漏洩した冷却材の蒸発による圧力上昇、超伝導磁石を冷却するためのヘリウムの漏洩による圧力上昇などが考えられている。

表3.4-1 ITER施設内のエネルギー源の分布(暫定値)

①プラズマの保有するエネルギー
　プラズマは極めて高い温度の希薄な気体として熱エネルギー、およびプラズマ電流による磁気エネルギー(いずれも4×108 J程度)を有し、通常は真空容器中に保持されている。プラズマが急速消滅(ディスラプション)する事象においてダイバータ等の真空容器内機器にこれらのエネルギーを放出するが、全て運転期間に過剰な回数のディスラプションが起きても十分耐えるよう考慮した設計になっている。なお、トリチウムの閉じ込めは真空容器によってなされるので、これらの真空容器内の機器にはトリチウム閉じ込めに係る安全機能の担保は求められていない。
②超伝導コイル中の磁気エネルギー
　超伝導コイルの磁気エネルギーは 5×1010 J程度である。このエネルギーは超伝導状態が維持できなくなった場合(クエンチ)、熱的エネルギー及び機械的エネルギーは、保護回路により抵抗の発熱として安全に放出するよう設計されている。それにもかかわらずコイルが大きく損なわれても、プラントの放射性物質の閉じ込め機能には影響しないよう考慮した設計となっている。
③水素同位体(重水素及びトリチウム)が有する化学的エネルギー
　元素状の水素同位体は、化学的には酸素との燃焼反応を起こし得る。ITER全体で取り扱う水素同位体量のうち、真空容器内及び燃料循環系で取り扱われる水素同位体は基本的にはDT燃料であるため全部で高々キログラム程度以下と評価されている。この全体が燃焼すると仮定した場合に発生するエネルギーは1×108 J程度以下で、かなり小さなものとなる。さらに、水素が酸素と接触するまでには2種の独立した閉じ込めバウンダリーの機能喪失が発生する必要があり、水素の発火はほとんど起こり得ず、またあったとしても施設の安全機能には影響がないように考慮して設計されている。

3.4.2.3 ITERにおける放射性物質の閉じ込め
　核融合炉の安全上の課題は、以上のように、固有の安全性を最大限有効に利用しつつ、装置の故障や内部のエネルギーに起因する異常事象に対し、可動性の放射性物質の放出を可能な限り抑制して従事者と公衆の被曝を、あらかじめ定められた数値以下に制限することである。
　FDRにおいては以下のような放射性物質の閉じ込めに関する解析評価と対策が講じられている(図3.4-3)。
・プラント全体では4kgのトリチウムを保有する。
・炉心に最大1.2 kgのトリチウムが金属中に吸蔵された形で存在する。
・トリチウムの閉じ込め障壁に影響を与えるおそれのあるエネルギー源が存在する。
・中性子によって放射化される材料は、最終的には廃棄物となる。
　ITERの安全性に関する技術課題は、作業者及び周辺公衆の放射線の被ばくを未然に防ぐということであり、さらに、将来の核融合動力炉の高い安全性を実証することである。
　ITERでは、以下の基本方針により安全を確保する。
①　平常時においては放射性物質の周辺環境への放出をできる限り低く抑えるように管理するとともに、従事者に係る適切な被ばく管理を行う。
②　万一の事故に際しては除去系により放射性物質が周辺環境に著しく放出されるのを防ぐ。

図3.4-3　ITERトリチウム閉込めの概念
　(主な一次閉じ込め障壁は真空容器、トリチウムプロセス系機器、配管等)

3.4.2.4 ITERにおける安全解析
　安全確保のためには、工学的な安全対策の実施と並んで、客観的な安全性の解析評価が必要である。ITERにおいては、先に述べた核融合炉の原理的安全性を十分に活用しつつ、安全確保にとって最も重要な閉じ込め障壁を多重に設置し、深層防護の考えに基づいてその健全性を維持することで安全の確保を図ることとしている。設計の中で異常事象を起こり難さによって発生頻度10-6回／年までの4つのカテゴリーに分け、11種類、合計25の事象を想定し、個々の事象の進展について定量的な解析を行って異常時の放射性物質の漏洩やその影響を評価し、ITER設計の安全に関する妥当性を確認している。この結果として、ITERの安全設計においては、想定したすべての異常事象においても周辺公衆に影響を与えない量として設定したトリチウムの放出限度量である100gを十分下回ることが確認されている。
　なお、トリチウムの放出量とその被ばく線量(実効線量当量)の試算を行った結果では、排気筒(高さ100 m)からトリチウムがHTOの形態で短時間に放出された場合の線量は、我が国の気象条件を仮定して試算した場合、約10 μSv／g-Tと評価されている。また、想定しうる事象の範囲をこえる状態を仮想しても、物理的に極端な結果にいたらず施設が耐性を有しており、公衆の被ばく線量がIAEAの提唱する避難を要しない範囲(50 mSv以下)にあることを確認した。
　放射化ダストについても同様な解析を行い、放出限度を金属で500 gと設定して、放出量はそれを十分下回ることを確認した。これらから、核融合炉の潜在的なハザードが、かなり小さな物であることがわかる。
　ITERの通常運転時の放出については、設計上の目安としてトリチウム放出量自主基準年間1g以下、放射化ダストは0.5gを設定した。これらについても性能評価を行い、トリチウムの年間放出量は約0.3g、放射化ダストは0.4gと、自主基準を満足する設計であることが示されている。
　以上の安全解析は、あくまでもITERの設計の一環として行われているものであり、実際に我が国での建設を想定した場合の許認可で求められる解析や基準とは、現時点において直接の関係は想定されていない。しかし、核融合炉の持つハザードポテンシャルに対して、設計上十分な安全を担保することが具体的に可能であることを、ITERの設計は示しているといえる。

3.4.3 ITERにおける安全研究の現状
　今後ITERの建設を考えると、国の許認可を得る際に要求されるデータの整備が重要かつ緊急な課題となる。また、設計に当たっての技術基準となる規格・基準や指針類の整備はデータの蓄積とともに重要である。
　機器の健全性確保のためにITERにおいてはこのために多くの工学R&Dが行われてきた。また、安全解析を実施するために必要なデータの蓄積、コードの開発・検証が必要で、安全に関する工学R&Dの多くはこのために行われている。 さらに、ITERにおける安全R&Dが、安全審査に必要な全ての課題を網羅しているとは言えないため、下記の5つの課題は重要性が高いと判断し、わが国独自のR&Dを進めている。①トリチウム放出模擬試験、②真空容器内熱流動安全総合試験、③真空二重壁健全性評価試験、④超伝導コイル安全性実証試験、⑤免震装置安全性評価試験。
　一方、核融合炉の安全研究は、その詳細な安全解析が可能な状況へと進展してきたが、使用している解析コードの多くは原子力用あるいは汎用に開発されたものを核融合炉での条件に適合させたものである。核融合炉環境への変更が適切に行われているか、使用しているデータの信頼性は十分かについてはさらに検討が必要である。R&Dの実施やデータベースの蓄積によってモデル化の妥当性やコードの検証を行って解析の精度を高め、ITERの建設に必要な安全審査に備える必要がある。

3.4.4 原型炉以降の安全性関連研究課題
　エネルギー生産を目的とする原型炉や実用炉は、本格的な高温トリチウム増殖ブランケットを装荷するなどITERとは異なる状況にあり、その部分については新たな安全確保のための工学的研究開発課題ということができるが、核融合炉の安全性の本質は大きくは変わらない。ITERの建設、運転、解体の各フェーズを通じてその安全性が確認されれば、それは原型炉以降の装置の安全性確保の技術的な基盤となり、またその方法論の実証となる。
　原型炉以降では、 以下の部分がITERと異なる状況である。トリチウムを生産し、発電を目的とする増殖ブランケットが本格的に装備され、この装置のトリチウムインベントリーが大きくなると予想される。定量的にはブランケットの形式により一概に言えないが、現在の設計例では、高々数100gレベルと見られている。ただし、閉じ込めバウンダリーはITERと異なり、真空容器を貫通し、トリチウム回収系と冷却系について考慮が必要となる。一方、ITERにおける炉心でのトリチウム吸蔵は主として、炭素系材料へのコデポジションであると考えられるのに対し、原型炉以降炭素系材料は使用されないと考えられるので、炉心内、特にプラズマ対向材料のトリチウム吸蔵量は大幅に減少できる可能性がある。
　また、原型炉以降は、システムの高温化と経済性の向上も課題の1つであり、ここから新たな安全性の課題も生まれる。さらには、低放射化材料の開発と、長寿命核種を生成する不純物の更なる除去が可能となれば、廃棄物は大幅に減少する。
この他に、原形炉以降の段階では、トリチウム増殖サイクルの実証がプラントサイトで行われ、増殖ブランケットからのトリチウム回収処理、使用済ブランケットなどの、放射性／トリチウム含有廃棄物からのトリチウム回収と廃棄物処理が行われ、総合的に核融合炉プラントの環境影響と安全性が実際に評価されることとなる。これは、一方では核融合炉の燃料サイクル上の長所を示す機会であると同時に、現在ではほとんど未着手の技術課題の完成を要求するものであり、R&D課題としては大きなものである。
　このように、原型炉以降の安全確保に関する課題は、ITERに比べ容易になるものもあれば厳しくなるものもあるが、核融合炉の安全技術に特有な課題はITERにおいてほぼ完成されると考えることができる。ブランケット、燃料サイクルはそれら自体がトリチウムなど放射性物質の処理系であり、システム開発の段階で安全確保は基本的な要請であるが、技術的には核融合に特徴的というよりは、熱的、化学的に特有な課題をプロセスごとに解決することになると考えられる。
　以上をまとめると、原型炉以降の安全性の課題は以下の通りである。
①　経済性の向上
　・高出力密度：崩壊熱の積極的除去
　・高稼働率　：効率的な保守・保全
　・高効率　　：高温材料＋高温冷却材⇒個別の課題
②　環境・安全性の向上
　・トリチウムの透過防止
　・トリチウムインベントリーの低減
　・材料開発⇒低放射化、低廃棄物量