核融合発電所

核融合発電所とは、重水素と三重水素の核融合反応で生じるエネルギーを電力へ変換する発電所の構想であり、現在稼働中の実験装置ではなく、実証機(DEMO)を経て今世紀後半の実現が目指される次世代のエネルギー施設である。その全体像を最もよく示すのが、プラズマを囲む磁場コイル・増殖ブランケット・ダイバータなど主要機器の配置を示した断面図である。

図はEUのDEMO計画における2017年基線設計の二次元断面であり、中央のプラズマ、それを取り囲むブランケット(BB)と真空容器、外周のトロイダル場コイル(TFC)やポロイダル場コイル(PF1〜PF6)、下部のダイバータ、上部・赤道面・下部のポート配置が描かれている。このように核融合発電所は、プラズマ物理・材料・中性子工学・熱流体制御・燃料サイクルといった異分野の要素が相互に強く結合した「動く部品」の集合体であり、個々の機器性能だけでなく、それらの統合設計が成否を左右する。

設計統合とシステムコード

核融合発電所の設計では、プラズマの運転シナリオが発電所全体の電力収支や保守・廃棄物戦略にまで影響を及ぼすなど、当初独立と見なされていた要素間に強い相互作用が現れる。このため設計は、必要な発電出力・閉じた燃料サイクル・長パルス(または定常)運転といった目標から逆算して行われ、プラズマ物理の運転限界と工学上の制約を同時に満たす構成を探索する必要がある。

その中心的な道具がシステムコードと呼ばれる計算ツールである。システムコードは、反応堆の主要半径・磁場・核融合出力・半径方向の構造(build)などを、簡略化された(主に零次元・一次元の)物理・工学モデルに基づいて高速に評価し、発電コスト最小化などの評価指標のもとでトレードオフを定量的に扱う。PROCESS(欧州)やSYCOMORE(仏)、ARIES(米)・JAERI(日)など各国のコードがこの役割を担い、その出力がより精緻な輸送計算や三次元工学設計コードへ引き渡される。ただし零次元のシステムコードと三次元・時間依存の設計コードとの間には大きなモデル化の隔たりがあり、反復が増えて設計フローが滞る原因となる。この隔たりを埋めるため、MIRAやBLUEPRINTのように、コンポーネント単位で三次元に近い粒度の解析をしつつ発電所全体を俯瞰できる中間的な「システム/設計コード」が開発されている。設計統合は早すぎると革新を阻害し、遅すぎると矛盾が後工程で噴出するため、そのバランスが課題となる。また、設計は実験データに乏しい段階で理論モデルに大きく依存するため、不確かさの同定・定量化・管理そのものが設計プロセスの内在的要素となっている。

三重水素燃料サイクルと自給自足

重水素・三重水素(D-T)燃料を用いる発電所では、燃焼で消費する三重水素を炉内のリチウム反応で増殖する必要がある。この自給自足は、発電所設計における最も厳しい制約の一つとされる。必要な三重水素増殖比(TBR)は、燃料投入効率と燃焼率の積(三重水素燃焼効率)に強く依存する。例えば燃料投入効率25%、燃焼率0.36%というITER級の想定では、必要TBRは1.82に達するが、ブランケット設計で実現可能な最大TBRは1.1〜1.2程度にすぎない。このギャップを埋める鍵は、プラズマに入れた三重水素が実際に燃える割合、すなわち三重水素燃焼効率(TBE)を上げることにある。

重要なのは、燃えなかった三重水素は直ちに排気されるのではなく、ダイバータ内で中性化・再電離を繰り返して何度もコアプラズマに再突入するという点である。真空容器を系の境界とみなすと、TBEはダイバータから排気される未燃燃料の割合を下げることで向上する。ただしヘリウム灰の排気と未燃燃料の排気は同じポンプ系で行われるため、灰を効率的に除きつつ燃料を保持するには、ヘリウムと燃料の排気速度比(Σ)を大きくする必要がある。ヘリウム濃度を高めるとTBEは上がるが、コアでの灰希釈が核融合出力密度を下げるため、燃料利用の最適化と高出力密度の維持は競合する。このため、排気した未燃燃料をトリチウムプラントへ回さず直接再投入する直接内部再循環(Direct Internal Recycling, DIR)などの手法が、プラント規模の三重水素処理量と在庫を削減する手段として検討されている。

外部供給に頼ることは持続可能でない。世界の三重水素はカナダのCANDU重水素炉で生産されるものが大半であり、供給は2027年頃に約27kgでピークを迎えると予測される。ITERがD-T運転で約12.3kgを消費することを踏まえると、2050年以降に稼働する発電所の起動に理論上利用できるのは約15kgにとどまる。したがって起動在庫の最小化と増殖・抽出系の効率確保が、最初期の発電機群にとって死活的な設計目標となる。ARC級やSTEP級といったコンパクト・球状トカマク構成でも、燃料サイクルの動的解析を通じて起動在庫と処理流量の定量的設計目標が導かれている。

図はARC級発電所の燃料サイクルのブロック図であり、ブランケットと冷却材チャネルで三重水素を増殖する外側燃料サイクル(OFC)、それを燃料へ加工してプラズマへ供給する内側燃料サイクル(IFC)、そしてDIRや熱交換器での三重水素抽出といった設計次第で存在が変わる経路(点線)が区別して描かれている。

電力収支、再循環電力とプラント効率

核融合出力のうち、プラズマ中のアルファ粒子がもたらす加熱分を除く大部分は中性子としてブランケットに運ばれ、リチウムとの反応(例えば⁶Li)の発熱と合わせて熱エネルギーに変換され、発電系統へ送られる。一方、発電所自身の運転には、トカマクの定常運転に不可欠な非誘導電流駆動、冷却材ポンプ、クライオプラントなどへの電力が絶えず必要であり、これらは総出力から差し引かれる再循環電力である。再循環電力割合が高いとプラント効率と経済性が大きく損なわれるため、高効率な電流駆動系の開発が重要となる。

図はトカマク発電所の電力の流れを模式的に示したものであり、プラズマでの核融合出力が中性子を介してブランケットへ伝わり発電される経路(緑)と、電流駆動・プラント機器・クライオプラントへ再循環される電力(赤字の再循環)および低温の廃熱(青)が描かれている。

さらに見落とされがちな要素として、設備利用率(容量係数)がある。通常の発電所では再循環電力が小さいため、平均出力が定格を下回っても効率への影響は軽微だが、核融合発電所では出力を下げても再循環電力はほぼ定格のまま消費され続ける。定格出力の半分で運転し、かつ再循環電力が総出力の半分を占める場合、正味の発電はゼロになる。プラント効率は、変換効率・再循環電力割合・容量係数を用いて η_プラント = η_変換(1 − f_再循環/χ) と書け、効率の低下幅は因子 F_低下 = 1 − f_再循環/χ で与えられる。定常トカマク型の第一世代発電所では、再循環電力割合が高く、ブランケット交換などの長期停止を含む運転サイクルで容量係数が中程度にとどまるため、この二つの組み合わせが正味出力を名目値より大幅に下げる可能性が指摘されている。

図は横軸に容量係数、縦軸に再循環電力割合をとり、効率低下因子 F_低下 の等高線を示したものである。再循環電力が大きく容量係数が中程度の領域(楕円で示した第一世代定常トカマクの予想範囲)で効率低下が顕著になる一方、再循環電力の小さい従来型発電所や再生可能エネルギーでは容量係数の影響がほとんど現れないことが読み取れる。

安全性、廃棄物と経済性

核融合発電所の安全性は、核分裂炉とは質的に異なる前提に立つ。炉心溶融のような臨界事故の可能性がなく、放射性物質の主な発生源は三重水素と中性子照射による構造材の放射化である。したがって安全設計の基本は、材料選択と設計判断を通じて放射能インベントリを抑え、エネルギー源がそれを移動させる経路を遮断することにある。事故時の公衆線量の最小化、運転員の被ばく管理、そして仮想事故解析が主要な検討項目であり、ITERの認可手続きが初の代表的核融合装置の許認可事例として、将来の発電所の安全基準・許認可の枠組みを形づくることが期待されている。

廃棄物の観点では、低放射化材料(低活性鋼など)の採用により、照射後の構造材を最終処分ではなくリサイクルやクリアランス(規制除外)へ導く可能性が研究されている。ブランケットやダイバータなど炉内機器は中性子照射を最も強く受けるため、その材料開発は欧州をはじめ各国の材料研究開発計画の中心課題であり、廃棄物の発生量・分類・再利用シナリオの評価が発電所概念設計に組み込まれている。また、照射されたベリリウム中へのプルトニウム生成の可能性とその最小化といった、一見副次的な放射化学的問題も廃棄物管理に影響する。

経済性の面では、資本コスト・運転コスト・生涯コストの評価が設計の初期段階から求められる。発電所の稼働率(可用率)は保守期間の見積もりに直結し、ブランケット交換のような大型保守に要する停止期間が容量係数を通じて発電経済性を左右する。競合技術(他の低炭素電源)との比較の中で発電コストが評価され、設計の複雑さ・公差・製造難易度といったコストの代理指標を設計段階で考慮することが不可欠とされる。供給鎖(濃縮リチウム、低活性耐照射鋼、大型トロイダルコイルの製造能力など)の構築可能性が設計選択を制約甚至決定しうる点も、発電所研究が指摘する重要な視点である。