フェライト鋼

フェライト鋼は、体心立方格子の鉄を主相とする鋼材であり、核融合炉の構造材料、とりわけブランケットや第一壁の候補材料として、最も重点的に開発が進められてきた金属材料である。融合炉環境では高温・高中性子束・冷却材との接触という過酷な条件が同時に課されるため、材料の選択は炉の成立性そのものを左右する。以下では、なぜフェライト鋼が選ばれたのか、その低放射化設計と強化手法、そしてトカマク炉内での磁気的影響という、この材料に特有の課題を順に説明する。

融合炉構造材料としてのフェライト鋼

核融合炉の構造材料には、(1) 高速中性子による損傷に耐えること、(2) 高温で十分な強度を保つこと、(3) 中性子照射後の放射能が低く廃棄物管理が容易なこと、(4) 冷却材やプラズマに対して化学的に安定であることが求められる。オーステナイト系ステンレス鋼は加工性や照射下での延性に優れるが、熱膨張が大きく高温強度で劣るうえ、照射スエリング(体積膨張)が生じやすい。一方、フェライト鋼およびマルテンサイト鋼は熱膨張係数が小さく、熱伝導率が高く、照射スエリングが極めて小さいという構造材料として本質的な利点を持つ。このため日本と欧州の融合材料計画は、デモンストレーション炉(DEMO)以降を見据えて低放射化フェライト/マルテンサイト鋼の研究開発を最優先課題に位置づけ、国際エネルギー機関(IEA)の融合材料作業部会を通じた共同試験プログラムによって、核融合炉適用に必要な資格認定のための広範な試験が進められてきた。代表的な工業規模で製造された8–9Cr-2W系の低放射化鋼について、設計者がブランケット構造の機械設計に用いられる予備的な材料データ一式を整備するデータベース構築が進められている。

低放射化フェライト鋼(F82H、JLF-1)

通常の鋼にはニッケル、モリブデン、ニオブなど、中性子照射によって長寿命の放射性核種を生成する元素が含まれる。低放射化の考え方は、これらを炉心近傍での使用が許容される元素に置き換えることにある。具体的には、モリブデンをタングステンで、ニオブをタンタルで置換した8–9Cr-2W-V-Ta系の組成が国際的な標準となった。日本ではこの系に基づくF82H(JAEA系)とJLF-1(約9Cr-2W)が代表的な低放射化フェライト鋼として開発され、溶製・加工・溶接の各工程を含む工業的な製造技術がほぼ確立されている。さらに、窒素の同位体組成(窒素14と窒素15)を制御して炭素14の生成を抑えるという手法も検討されており、炉の解体後の放射性廃棄物の分類をより低いレベルに引き下げ、環境負荷と廃棄コストを削減する方向性が示されている。材料データベースの整備、核分裂炉(例えば米国の高フラックス同位体炉)での高照射量試験、国際核融合材料照射施設(IFMIF)による14 MeV中性子照射試験、そしてITERの試験ブランケットモジュールへの適用という段階を経てDEMO設計に必要なデータを供給するという道筋が、日本の研究開発ロードマップとして明示されている。

析出強化型(ODS)フェライト鋼

フェライト鋼の高温強度は、約550 ℃を超えるとマルテンサイト組織の回復によって急速に低下する。ブランケットの熱効率を上げるには600 ℃以上での使用が望ましく、これを可能にするのが酸化物分散強化(ODS)鋼である。これは、微細な酸化物(例えばイットリウム・チタン系の複合酸化物)を母材中に数ナノメートルの間隔で均一に分散させ、転位の運動を析出物でピン止めすることによって高温強度を確保する材料である。製造は、機械的アロイング(MA)と呼ばれるボールミルによる粉末混合・合金化から始まり、得られた粉末を熱間静水圧プレス(HIP)などで固化成形する。ミリングの条件(時間、回転数など)は酸化物の分散状態と結晶粒径を左右し、それがシャルピー衝撃値などの靭性に直結するため、プロセス最適化が材料性能の鍵となる。また、ジルコニウムの微量添加が酸化物の微細化と組織の均質化に有効であることが15Cr-ODS鋼のHIP固化材で示されている。14%Cr-ODS鋼では、製造後の熱処理(焼鈍)が組織と磁気特性に影響を与えることも調べられている。ODS鋼は高温強度に加えて照射抵抗性と耐食性の向上も期待されており、ブランケット系の高温運転に向けた最有力の発展形と位置づけられている。

強磁性とトカマク炉内での使用

フェライト鋼が構造材料として残す最大の懸念は、それが強磁性体であることである。トカマクの磁場は極めて精密に制御されており、強磁性体が炉内に置かれると、(1) 主磁場を歪めて誤差場(error field)を生み、プラズマの回転を阻害してロックモードを誘発する、(2) トロイダル磁場コイルの本数が有限であることに起因するリップル(磁場の周方向の凹凸)を局所的に増大させ、高エネルギー粒子の閉じ込め損失を増やす、という二つの影響が懸念された。この問題を炉の規模で検証するため、日本のJFT-2Mでは先進材料トカマク実験(AMTEX)が段階的に実施され、真空容器内面をフェライト鋼板で完全に覆う炉内壁(FIW)を設置した第三段階に至った。その結果、プラズマの生成、不純物放出、運転領域、Hモード特性のいずれにも負の影響は観測されず、内部輸送障壁と定常Hモードエッジを併せ持つ正規化ベータ約3の高ベータプラズマが得られた。特に重要なのは、リップル閉じ込め損失の低減である。炉内壁の板厚分布を最適化することで、フェライト鋼なしで0.26 MW/m²だった高エネルギー粒子のリップル損失が0.01 MW/m²未満まで減少し、強磁性体がむしろリップルを打ち消す効果に転じうることが実証された。三次元磁場構造を考慮した高速イオン損失計算コードの結果は実験と良く一致した。同様の評価はEASTにおけるフェライト鋼インサートによるリップル・誤差場の解析や、ITERでのフェライト鋼インサートによる高エネルギー粒子損失の低減検討にも広がっており、ASDEX Upgradeでは炉内壁へのフェライト鋼の実装を含む長期計画が進められている。また、低放射化フェライト鋼壁とホウ素化壁を組み合わせたJFT-2Mでの重水素保持の評価も行われ、炉壁材料とプラズマの相互作用の観点から互換性が調べられている。

照射・腐食とDEMOブランケットへの資格認定

構造材料の資格認定は、個々の特性試験ではなく、実際の炉環境を模した複合条件での検証によって初めて完了する。照射面では、MeV級の鉄イオン照射を受けた低放射化フェライト鋼の表面近傍でのナノインデンテーション硬さの深さ分布測定により、照射硬化の空間的な広がりが評価されている。イオン照射は中性子照射の加速代替試験として広く使われるが、損傷分布が深さ方向に不均一であるため、この種の深さ分解測定がデータの解釈に不可欠である。化学環境面では、冷却材候補ごとに異なる課題がある。鉛ビスマス共晶のような液体金属中では、酸素濃度を制御して表面に保護酸化膜を形成させることで腐食を抑える方針が取られており、酸素を含む鉛中での予備拡散酸化処理が機械特性に与える影響が調べられている。溶融塩(Flibe、Flinak)中でのJLF-1の腐食特性も評価されている。超臨界圧水冷却を採用する場合には、水の熱効率の高いブランケット系に向けてフェライト鋼の耐食性向上が図られている。さらに、DEMO炉のブランケット条件を模した環境下でのF82H表面への酸化層形成、長パルス運転時の過渡クリープによる第一壁のき裂成長、ODS鋼上への真空プラズマ溶射によるタングステンコーティングの界面組織と硬さ分布など、第一壁・ブランケットとして実際に使うための要素技術が幅広く検証されている。これらのデータベースとITER試験ブランケットモジュールでの実証を経て、フェライト鋼はDEMOの構造材料として設計に組み込まれる段階へ進みつつある。