ヘリウム冷却ペブルベッド

ヘリウム冷却ペブルベッド（HCPB、helium-cooled pebble bed）は、核融合炉の増殖ブランケット概念の一つで、増殖材と中性子増倍材を直径1 mm程度のペブル（小球体）の充填層として詰め、高圧ヘリウムガスで冷却する方式である。欧州ではリチウム鉛冷却方式（HCLL）と並ぶDEMO炉用ドライバーブランケット候補として開発が進められ、ITERでは試験ブランケットモジュール（TBM）として実機環境での検証が計画されている。ブランケットとは、プラズマを囲む第一壁の背後に置かれる機器で、プラズマから逃げた中性子のエネルギーを熱として回収するとともに、リチウムとの核反応で消費した以上のトリチウムを炉内で生産する役割を担う。HCPBの特徴は、固体増殖材を用いる点と、冷却に不活性で放射化の影響が小さいヘリウムを使う点にあり、構造材には低放射化フェライト／マルテンサイト鋼（EUROFER-97など）が採用される。

ブランケットの構造と分割

HCPBブランケットは、トロイダル方向に分割されたセグメントの集合として構成される。各セグメントは第一壁（FW）と呼ばれるプラズマ面側の板と、その背後に積み重ねられた増殖ブランケットモジュールからなり、セグメントは支持シェルを介して真空容器に固定される。図に示すように、セグメントはインボード（IB）とアウトボード（OB）の二種類があり、それぞれ複数のモジュール（COB、RIB、ROB、LOBなどの呼称で区別される）に分けられている。この分割は、製造・輸送・保守の実現可能性と、中性子遮蔽・熱負荷の空間分布の両方から決められる。

図は参照設計におけるHCPBブランケットの全体構成を示す。左側にセグメントが真空容器（VV）に取り付けられた様子、右側に第一壁と増殖ユニット（ペブルベッド層と冷却板）の断面、下に第一壁ユニットの軸方向断面が描かれ、アーマー、冷却チャネル、増殖材（BZ）領域、パージガス配管などの構成要素が確認できる。

セグメント内部はさらに増殖ユニット（breeder unit）と呼ばれる繰り返し単位に分かれる。第一壁はプラズマからの熱流束（数MW/m²オーダーのピーク値）と中性粒子ビーム加熱を直接受けるため、鋼製の板にヘリウム冷却チャネルを加工した構造となっており、熱流束の空間的な偏りを考慮した三次元熱流動解析によって設計が最適化される。モジュール間の接続部やマニホールドは、冷却材と増殖材の両方の供給系を担う複雑な構造であり、製造性の観点から設計が繰り返し更新されてきた。

増殖ユニットの設計と材料

増殖ユニットは、固体増殖材ペブルベッドと中性子増倍材ペブルベッドを鋼製の冷却板で挟み込んだ多層構造である。増殖材にはリチウム系セラミックス（ペブル径1 mm程度に球状化したもの）、中性子増倍材にはベリリウムのペブルが用いられる。リチウム中の⁶Li濃度を濃縮することで増殖比が調整され、⁶Li濃縮度は設計最適化の主要なパラメータの一つである。

ペブルベッドという形態を採る理由は主に二つある。第一に、セラミックス増殖材は中性子照射による膨張や熱的制約を受けるため、剛体ブロックではなく小球の充填層にすることで、照射膨張や熱応力をペブルの再配列と微小破壊で吸収できる。第二に、ペブル間の隙間を通るパージガス（低圧ヘリウム）を流すことで、生成したトリチウムを連続的に系外へ取り出せる。ペブルベッドの有効熱伝導率は充填率やペブル径、圧縮状態に依存するため、その熱的特性の評価は設計の基礎データとして重要である。

構造材には低放射化フェライト／マルテンサイト鋼が標準とされるが、その許容温度（約550 ℃）が冷却材温度の上限を制約し、発電効率を相対的に低く抑える。この制約を突破する方向として、炭化ケイ素複合材（SiCf/SiC、許容温度約1300 ℃）を構造材に用いる先進的HCPB概念が提案されてきた。SiCf/SiCは中性子吸収が小さく放射化も低いという利点があり、ペブルベッドを第一壁に平行に配置する構成と組み合わせることで、ベリリウム使用量の削減、増殖比の改善、許容中性子フルエンスの増大、冷却系圧力損失の低減が見込まれる。ただしこの先進概念は研究段階にとどまり、欧州の参照設計は鋼構造に基づいている。

ヘリウム冷却回路と熱流動

冷却系は一次熱輸送系（PHTS）として構成され、高圧ヘリウム（設計圧力は8 MPa級）が第一壁と増殖ユニットの冷却板を順次冷却した後、熱交換器へ送られる。図の流れ模式図に示すように、冷却材は第一壁チャネル（FW channel）からマニホールドを経て増殖領域（BZ）のピン型流路へ分配され、出口プレナムを経て系外へ排出される。この多段の流れ構成は、第一壁の高い熱流束を確実に除熱しつつ、増殖領域の核発熱を回収するためのものである。

図はHCPBブランケット内の冷却材流れの模式図で、第一壁チャネル、BZピン流路、出口プレナム、マニホールド（MF1〜MF4）の順に冷却材が流れる経路と、パージガス系が独立している様子が示されている。

熱流動設計の中心課題は、多数の並列流路への流量配分と圧力損失の制御である。プラズマ側の熱流束は位置によって大きく異なるため、三次元CFD解析による全体セグメントの流動評価（流量分布と圧力損失の予測）が行われ、設計の健全性が確認されてきた。増殖ユニット単位でも、モックアップを用いた熱流動・熱機械試験と設計基準との照査が進められている。冷却材温度は構造材の許容温度に律速されるため、発電系の熱効率向上は構造材開発と一体の課題であり、蓄熱システムを組み込んだプラント運用の検討も行われている。

トリチウム増殖と抽出

トリチウムは増殖材中のリチウムが中性子と反応することで生成される。増殖比（生成量と消費量の比）を1以上に保つことが炉の燃料自給の必須条件であり、⁶Li濃縮度、ベリリウム量、増殖領域の配置がこれを決める主要パラメータである。中性子学的解析は、ブランケット全体の増殖比と核発熱分布を評価するために設計の各段階で実施され、ITERのTBMモックアップを用いた中性子測定実験によって計算手法の検証も行われている。

生成したトリチウムは、ペブルベッドに低圧のパージガスを流すことで回収される。パージガスは増殖材ペブルの隙間を通り、トリチウム（主にHT水素分子とHTO水の形態）を系外へ運び、トリチウム抽出・回収システムで分離・濃縮された後、燃料サイクルへ戻される。パージガス中の水素分圧や酸素分圧の制御は、トリチウムの化学形と増殖材からの放出率を左右するため重要な設計変数である。一方、構造材を透過して冷却材側へ漏出するトリチウムの輸送も評価対象であり、冷却材中のトリチウム濃度を抑えるための浄化系と、透過障壁の設計が検討されている。トリチウム輸送解析コードを用いたDEMOブランケット全体のトリチウム収支評価が、設計の整合性確認に用いられている。

安全性、放射化と保守

HCPBの安全設計は、冷却材が不活性ガスであり、構造材が低放射化鋼であることに大きく依存する。想定事故としては、冷却材喪失事故（LOCA、炉内・炉外の破断）、熱除去喪失、真空容器真空喪失（LOVA）などが確定論的に解析される。LOCAでは一次系の高圧ヘリウムが真空容器内へ噴出する炉内破断が特に重要であり、真空容器の圧力抑制システム（VVPSS）が圧力上昇を抑える役割を担う。真空喪失事故では空気が真空容器へ大量に侵入し、高温の第一壁（タングステン面）と水蒸気の反応による水素生成や、トリチウムおよびタングステンダストの環境への移行が評価項目となる。これらの解析は、事故シーケンスを包括的に評価できるシステムコードを用いて行われ、放射線源項（トリチウム、ダスト）の環境移行と線量評価まで一貫して実施される。

放射化の観点では、運転中の中性子照射による活動度インベントリと崩壊熱が、保守計画と事故時の熱除去設計の入力となる。ブランケットモジュールごとの活動度・崩壊熱の算定は、HCPBとHCLLの比較評価を通じて概念間の特性差を明らかにするためにも行われてきた。照射損傷（高線量照射）を考慮した構造の非線形破壊解析や、プラズマディスラプション時の電磁力を含む構造評価も、設計基準との整合を確認するために実施されている。

保守は、セグメント単位での交換を基本とする。ブランケットは炉心に最も近い機器であり、照射損傷と疲労の蓄積により定期的な交換が前提となるため、遠隔操作での取り外し・搬出・廃棄を含むライフサイクル全体が設計段階から考慮される。ITERのTBM計画では、増殖・冷却・トリチウム抽出の各機能に加え、安全性・信頼性・保守・解体が検証項目として明示されており、DEMOに向けた設計原理の実証が目的とされている。