特集 核融合実験炉ITER 建設最前線
テストブランケットモジュールの開発と調達の現状
ブランケットとは
フュージョン（核融合）エネルギー利用のための核心技術
ブランケット、およそ機械的なイメージのないこの言葉は、将来核融合発電を行うための中核をなす機器の名称である。現在開発が進められている磁場閉じ込め型核融合炉は、燃料である重水素（D）とトリチウム（T）を融合させるDT反応を使う。その反応場であるプラズマを包むように配置されるがゆえの名称である。図1にブランケットの概念図を示す。
図1 ブランケットの概念図
DT反応では、DとTが融合してヘリウム（He）の原子核と中性子（n）が生成する。発生するエネルギーのおよそ8割は中性子に運動エネルギーとして与えられる。電荷を持たない中性子を物理的に受け止められるように、ブランケットは真空容器内壁の大半を覆うように配置される。
その機能は、以下三つである。
①中性子の遮蔽、すなわち中性子を遮蔽することで真空容器の外側にある機器や作業員を守ること。
②発電のための熱の取り出し、すなわち中性子の動きを止めることでエネルギー保存の法則に従い発熱するブランケットに冷却材を流通させて、中性子の運動エネルギー（フュージョンエネルギー）を熱として取り出すこと。この熱で蒸気を発生させ、タービンを回して発電するのが核融合発電の仕組みである。
③燃料Tの自己充足、すなわち、天然にはほとんど存在しないTを製造するために、ブランケットにベリリウム（Be）とリチウム（Li）を入れておき、核融合中性子とBeの反応で中性子を増やし、その中性子とLiとの反応で生成するTを回収して燃料として使うが、DT反応で失われる以上のTをつくること〔トリチウム増殖比（TBR）で１を超えること〕。
ちなみにLiからTを製造するので、DとLiが核融合炉の燃料と言っていい。いずれも海水に含まれ、ほぼ無尽蔵といえる。核融合炉がエネルギー問題を解決するかもしれないと言われるのは、発電の過程で地球温暖化の要因となる炭酸ガスを発生しないこと。我が国が海に囲まれており、燃料が手に入りやすいことからであるが、ブランケットが核融合で発電するための重要な機器であることは理解いただけると思う（1）（2）。そのブランケット設計の考え方を示したのが図2である。
例えばT増殖性能を向上させるために増殖機能材料を増やすと、構造材や冷却材が減って耐圧性や除熱性能が低下する。構造を維持するために材料を厚くすると、機能材が減って増殖性能が落ちる。ブランケットの設計は、T増殖性能、構造健全性、除熱性能が高いレベルで成立することを目指すもので、難しいと同時に醍醐味でもある。
図2 ブランケット設計の考え方
ITER-TBM計画とは
ブランケット開発のためのITERの利用計画
フランスに建設中のITERは、核融合反応を起こすために投入するエネルギーの10倍のエネルギーが発生するプラズマの生成・維持を目指す炉であり、燃料増殖ブランケットを含む燃料サイクルの工学実証は、ITERの次の核融合原型炉が担うことになる。
一方で核融合炉早期実現のため、発電に向けた核心技術である増殖ブランケットの試験を核融合環境が実現される実験炉で行うのがテストブランケットモジュール（TBM）計画であり、ITER計画の初期段階から検討されてきた。
ITERの利用計画であるTBM計画は、試験を主導する参加極がITER機構と調達取決めに相当するTBM取決めを個別に結んで実施する。取決めには知財の取扱いや、事故の際の責任の所掌、廃棄物の責任分担などが規定されている。日本、中国、欧州、韓国の4極が最初にTBMの試験を実施することになっており、我が国はQSTを実施機関とし、水冷却セラミック増殖（WCCB）TBMの試験を主導する取決めを2014年に結んだ。他極のTBMは、欧州が主導する水冷却リチウム鉛増殖（WCLL）、欧州と韓国が共同ですすめるヘリウム冷却セラミックペブル増殖（HCCP）、中国が主導するヘリウム冷却セラミック増殖（HCCB）である。
TBMはITER参加極がそれぞれの国内の核融合原型炉の計画の一環として実施するもので、原型炉ブランケットのモックアップ試験である。ITERにて同時に試験できるTBMは上記4つ。最も優れた性能を示すTBMがその後のブランケットの標準となる可能性がある。開発の対象はブランケットのモックアップたるTBMだけでなく、補機と呼ばれる熱回収のための冷却システム、燃料Tの回収システムなども含まれる。全体配置を図3に示す。
ブランケットのモックアップであるTBMセットは、真空容器の外側赤道面上に18ある水平ポートの一つに外側から挿入され、真空容器にボルト締結され真空境界を形成する。TBMセットからは冷却水配管や燃料Tを回収するために流すHeガスの配管などが引き出され、パイプフォレスト、補機ユニット（以後、AEU）を通り接続配管に接続される。冷却水系の接続配管は縦坑を通って垂直に4階まで敷設され、4階部分でトカマク建屋から隣のトリチウム建屋にある水冷却システム本体に配管が引きまわされる。
一方、T回収系の接続配管と中性子計測システムの接続配管は、AEU後方からポートセルを出てギャラリーを経て、建屋境界を2階まで上り、建屋境界を貫通してトリチウム建屋2階のトリチウムプロセスルームにてトリチウム回収システム、中性子計測システム本体と接続される。両接続配管はギャラリーを通過する際、ガードパイプと呼ぶ配管に収められる。TBMには駆動部分がないが、冷却水、Heガスの循環のためのポンプや弁は、計測機器からの情報に基づいて遠隔操作され、ITERの運転に同期する必要がある。
また、TBMセットはプラズマの運転期間に合わせて約2年に1回のペースで交換する。試験後のTBMは放射化しているため、交換、解体、廃棄まで遠隔操作で実施される。このように、TBM計画はブランケットシステムのそのものを試験する計画である（3）。
図3 ITERに持ち込むTBMシステムの配置
テストブランケットモジュール（TBM）
核融合原型炉ブランケットのモックアップ
ブランケットは駆動部分がなく、燃料Tを製造するための増殖機能材料が詰め込まれ、T回収のためのガスや熱を取り出すための冷却水を流せる構造なので、固定層の反応器と言える。図4にTBMセットの構造を示す。
TBMセットは、TBMと遮蔽体で構成される。各極が独自開発する低放射化フェライト鋼で製作され、各極が独自開発する冷却システムで冷却されるTBMに対して、遮蔽体はオーステナイト系ステンレス鋼で製作され、ITERの1次冷却水で冷却される。日本のTBMは、F82Hという低放射化フェライト鋼で製作される円筒型をしたサブモジュール（SM）14行4列、合計56本の集合体である。
SMは最も重要な構造体で、プラズマに対向する第一壁は半球殻の形状をしている。筐体の円筒部には冷却水流路が設けられ、流路は先端半球殻の流路（外殻と内殻の隙間）につながる。冷却水はSM後部の入口水室から筐体円筒部流路の下半分を通過して半球殻で折り返し、上半分の筐体円筒部流路を経て出口水室から出ていく。
筐体のすぐ内側にはT増殖材であるチタン酸リチウム（Li2TiO3）微小球の充填層が配され、充填層厚さは5mm。この充填層はF82H製の内側円筒筐体によって、中央の大半を占める中性子増倍材Be充填層と隔てられる。Be充填層には冷却のため3本のU字型冷却水配管が配置され、U字管は各々が入口水室と出口水室に接続される。
Heパージガスは、ダクトが水室を貫通して、チタン酸リチウム、Be各充填層の先端付近でガスを噴出し、充填層後方流路から排出される。冷却水はヘッダーから14行に分岐し、4SMをシリーズで流通したのち出口側のヘッダーに集められTBMからでていく。Heパージガスも同様だが、増殖材領域を流れるパージガスとBe領域を流れるパージガスは並行しており、出口側ヘッダーに至るまで混ざらない。これは、増殖材領域で生成する水蒸気成分をBeと接触させないためである。このような複雑な流路をしているため、各SMに均一に流体を流すのは容易ではなく今後の課題である。
さて、ヘッダー側面を囲う形でバックプレートと溶接されるのがサポートと呼ばれる部品で、上下左右各辺中央にキーと呼ばれる突起が設けられ、これが遮蔽体側の溝と嵌合になっている。このキー構造により、電磁力によって生じるポロイダル-トロイダル平面上の回転を防止する。また、ピンをサポートの外側から遮蔽体に差し込むことで、プラズマに向かって引っ張られる電磁力を押さえ込む。TBMは、このキーとピンによって遮蔽体に固定される。
一方の遮蔽体はその名のとおり中性子の遮蔽に特化しているもので、鉄と水の層構造で中性子を止める。TBMの冷却配管やHeパージガスの配管は遮蔽体に接触させることなく貫通させる。隙間を中性子が通過しないように90°曲げるドッグレッグと呼ばれる配置とする。配管はシールドケース後方の真空フランジを貫通するが、こちらは真空境界になるため溶接される。そのため、スリーブを採用して熱伸びを吸収する構造である。TBMセットはTBMフレームに挿入され、（もう一方のスロットに入る中国のTBMセットとともに）TBMポートプラグ（PP）を形成する。TBMフレームとTBM、TBMフレームと遮蔽体の隙間は各々9mmと7mmを確保するよう製作精度が求められる。真空容器に外側から挿入されるTBM-PPは片持ち支持であり、遠隔操作で取り付けられることから、乾燥重量は7.5t以内、プラズマを閉じ込める磁場に与える影響を少なくすることから、磁性体であるF82Hの使用量は1.3t以内に抑えなければならない。
TBMはまだ設計段階なので、設計の妥当性を示すにはフランスの圧力機器に関する指令、規制、規格に沿って構造健全性を評価する。ITER環境下でTBMセットが受ける負荷は熱（熱負荷0.3 MW/m2, 中性子壁負荷0.78MW/m2）、冷却水圧力（運転時15.5 MPa）、電磁力、自重、地震である。これらの負荷をかけた際の歪みや応力の分布から、破壊の発生が想定される箇所を特定し、応力の値が基準値以内に収まることを確認していく。単荷重として影響が大きいと目されているのが電磁力で、磁場閉じ込め核融合に特有の負荷である。普通、磁力勾配のある場に磁性体を配置することは考えにくいため事例がなく、有限要素解析での評価が正しいのかわからないという問題に直面している。今後、実験も行いつつ電磁力の問題を解決していくと共に、複合荷重の場合の評価を進める（4）。
このように設計を進めているTBMはフランス規制の第三者認証機関による適合性検査を受けることになる。先にも述べたようにTBMは低放射化フェライト鋼で作成されるが、フランスの規格であるRCC-MRxには日本のF82Hは登録されていないため、特別認証を得るべく材料データの整理などを進めている。例えばF82Hの溶接性については、第三者認証機関候補の会社の立ち合いのもとで溶接を行い、継手の試験を行って母材並みの強度を有することなどを確認してもらい、溶接手順を確立した。SMを流れる冷却水はおよそ150気圧、300℃であるため、圧力境界を形成する部分は完全溶け込み溶接が要求される。SMの試作により完全溶け込み溶接の実施が可能であることを確認したが、水室の一部で非破壊検査が困難であることが判明しており、改善の必要があることがわかった（5）。
図4 TBMセットとサブモジュールのCAD図
水冷却システム（WCS）
発電のための熱の取り出し
我が国が、水冷却ブランケットを主案としたのは、加圧水型原子炉の1次冷却システムとしての実績とノウハウがあり、発電を最短で実現できるとの考えに基づく。図5に示すWCSの主要な機器はトリチウム建屋の4階に設置され、緊急遮断弁のみが、ポートセルのAEU内に設置される。TBMを流路に含む1次冷却系は、加圧器にて冷却水を加熱して蒸気とすることで、所定の系統圧を保つ。通常運転での冷却水の圧力は15.5 MPa、TBMに280℃の水を供給し、TBMから325℃の水を受け取る。流量は3.62 kg/s。流路を分岐させ、中間熱交換ループを介してITERの2次冷却系である機器冷却水システム（CCWS-1）へ放熱する。除熱量は832kWである。
当初は発電システムを設置する予定だったが、1次冷却系の熱交換器が破損して河川につながるCCWS-1に直接冷却水が漏れた場合、水中の放射性物質の濃度基準を満たせないことから、中間熱交換ループを設置することとなった。結果として割り当てられた空間に発電システムが収められないため、現在のWCSには発電システムが含まれていない。
冷却水はTBMを通過する際放射化され、窒素16と17が生成する。特に窒素17は中性子放射体だが、半減期はそれぞれ約7秒と4秒と短い。そこで、流路に滞留タンクを設けて10半減期程度の時間を稼ぐことで、放射能を1/1000とし、周辺機器や人への影響を抑える。
また、TBM内ではTが透過して冷却水に入る一方で、流路は鉄鋼材料であるため放射化腐食性生物（ACP）、いわゆる錆が生じる。冷却水中のTの分離回収はITERの設備に任せるが、ACPの除去と水質（溶存酸素濃度）調整は冷却材純化システム（CPS）で行う（4）。
図5 WCSの外観のCAD図
トリチウム回収システム（TES）
生成トリチウムを取り出し測る
TBM内で発生するTは水蒸気と水素の化学形が混在しており、Heガスを流してTBMから追い出す。そのためTESは、TBMを介してHeガスを循環する主循環系に対し、化学形別に回収操作を行うサブシステムが付属する構成で、図6に示す主要機器はトリチウム建屋2階のトリチウムプロセスルームに設置され、緊急遮断弁のみがポートセルのAEU内に設置される。
増殖材Li2TiO3からのTの脱離過程の移動抵抗を同位体交換反応で軽減するため、Heガスに最大1％までのH2を添加する。He気流に乗ったTはまず合成ゼオライトの充填カラムである乾燥塔に導入して、水蒸気成分を吸着分離する。流出するのはHeおよびTを含む水素同位体で、これらは続くパラジウム膜拡散器に導入し、水素同位体だけがパラジウムの薄膜を透過するのでHeが流出する。
これにH2の添加量を調整して再びTBMに導入する。TESは配管破断やリークがあってもTによる汚染が拡大しないように系統圧は弱負圧に維持され、必要に応じてグローブボックス内に設置される。Heから分離回収したTはITERのトリチウムプラントに送る前に量を測ることが設計要求事項として定められている。Tの計量にはPVTC法（圧力、体積、温度、濃度を測定し、気体の状態方程式から量を求める）を用いる。温度と圧力はセンサを用いて測定する。
濃度については、ガスクロマトグラフ、質量分析計、電離箱などが用いられる。体積は流量計の出力の他、系統内の各所の容積をあらかじめ測っておいて利用する。
特にトリチウムプラントに送る系統には一時的にガスを集める容積のわかった計量タンクを設け、回分処理で計量を行う。トリチウムプラント側の受け入れ条件に合致するよう運転できるかは試作試験を行い確認する予定である（4）。
図6 TES（左）とNAS（右）の外観のCAD図
中性子計測システム（NAS）
トリチウムの生成量を知る
生成したTをHeで追い出しTESで回収するが、あくまで取り出せたTを測るに過ぎない。TBMの設計の妥当性を検証するには、生成T量を把握する必要がある。NASはTBM中の中性子束分布やエネルギー分布を測定するために、放射化箔をTBMに出し入れする気送管システムである。図6のNAS本体はTESと同じトリチウムプロセスルームの割り当てられた領域に設置し、緊急遮断弁のみAEUに設置される。放射化箔を封入したカプセルの送り先はTBMの内部に位置し、照射端と呼ばれる。プラズマ運転前にカプセルを駆動ガスで照射端に送り、プラズマ運転終了後に逆向きにガスを流してカプセルを引き戻し、Ge検出機でガンマ線を測定して、中性子の情報を得る。
駆動ガスにはヘリウムを用い、ガス圧は常温で0.3MPa、気送管の内径は9mm、曲げ半径は150mmと定められている。カプセルは直径8mm長さ24mmのドッグボーン型でCFC（炭素繊維強化炭素）製の重量3g、放射化箔には10mgのニオブ93と1mgの金197を用いる。配管長は約40mで高低差は8m。モックアップ試験を行いカプセルの送受を確認した。
ITER機構が所掌する接続配管の調達の進捗に伴い、直径7.5mmの球体の通過しか保証できない可能性が指摘されたことを受け、カプセルの設計変更を含めたモックアップ試験の追加実施を計画している（4）。
開発と調達の現状
取り合い条件を確定する予備設計段階
TBMと補機を合わせたTBMシステム（TBS）は、他の調達機器同様の品質保証体制のもと、概念設計、予備設計、最終設計の3段階の設計レビューを受け、ITERの承認を得ることで次のステップへ進む。最終設計の承認が得られて初めて製作期に入ることとなる。
WCCB-TBSは2016年に概念設計承認を得た後、TBMの形状を他極と同様の箱型から、円筒型に変更するためのレビューを受け、2019年に承認を得た。現在予備設計段階にある。
予備設計活動は、ITERとの取り合い条件を確定させる設計活動である。ITER本体の計画変更で長い予備設計活動となっているが、2024年度に設計レビュー準備会合を開催し、2025年度中に予備設計レビューを受ける予定である（3）。
参考文献
（1） 六ヶ所研究所/ブランケット研究開発部｜研究・活動内容, 国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構, https://www.qst.go.jp/site/rokkasyo/4744.html（参照日2023年11月30日）.
（2） 河村繕範, 小特集 ITERテストブランケットモジュール計画の進展 1.はじめに,プラズマ・核融合学会誌, Vol.99, No.6（2023）, pp.247-249.
（3） 河村繕範, 小特集 ITERテストブランケットモジュール計画の進展 2.TBM計画の経緯,プラズマ・核融合学会誌, Vol.99, No.6（2023）, pp.250-255.
（4） 管文海,片桐拓也,染谷洋二, 他, 小特集 ITERテストブランケットモジュール計画の進展 3.TBS構成機器の詳細,プラズマ・核融合学会誌, Vol.99, No.6（2023）, pp.261-271.
（5） T. Hirose, W. Guan, T. Katagiri et.al., Functional tests for water cooled ceramic breeder blanket system using full-scale mockups, ps2-38, 15th Int. Symp. on Fusion Nucl. Technol., Las Palmas de Gran Canaria, Spain, 10-15 Sept. 2023.
河村 繕範
◎量子科学技術研究開発機構 ブランケット研究開発部 ブランケット工学研究グループ グループリーダー
◎専門：ブランケット工学、化学工学、トリチウム回収システム
キーワード：特集 核融合実験炉ITER 建設最前線