中性子工学

中性子工学（ニュートロニクス、neutronics）とは、核融合炉をはじめとする核融合装置において、プラズマ中の核融合反応で生じる中性子が装置内でどのように輸送され、どこで反応し、どれだけのエネルギーや放射化生成物をもたらすかを定量的に予測・評価する工学分野である。D–T反応で生じる14 MeV中性子はプラズマ磁気閉じ込めを素通りして第一壁やブランケット、遮蔽体、超伝導コイルにまで到達するため、その振る舞いの予測は炉設計の根幹をなす。中性子工学の対象は、トリチウム増殖、核発熱、放射線遮蔽、材料の放射化と損傷、計測機器への中性子負荷など多岐にわたり、設計の各段階で解析と実験検証を反復することで炉の成立性が確認される。

核融合炉設計における中性子工学の役割

D–T核融合炉の成立条件の多くが中性子工学に依存する。第一はトリチウム自給である。D–T反応の燃料のうちトリチウムは天然にはほぼ存在しないため、炉内でリチウムを含む増殖ブランケットによって中性子と反応させてトリチウムを自ら生産し、消費量以上に増殖させる必要がある。その指標がトリチウム増殖比（TBR）であり、設計上は1を確実に上回ることが要求される。第二は遮蔽である。14 MeV中性子は超伝導磁石の超伝導状態を破壊しうるほどのエネルギーを運ぶため、プラズマとコイルの間に置かれるブランケットと遮蔽体で中性子束を十分に減衰させなければならない。コイルとプラズマの距離は、トリチウム増殖とコイル遮蔽という二つの中性子工学的制約から決まるため、ヘリアカルトン型炉のようにコイル形状が複雑な装置では、この距離が炉全体の寸法と経済性を直接左右する。第三は核発熱と放射化である。中性子は構造材中でエネルギーを沈降して冷却材が回収すべき核熱を生み、同時に核変換によって放射化生成物を作る。炉心の半径方向構成（半径方向に何をどの厚さで積み重ねるか）の設計は、増殖・遮蔽・発熱・寿命・廃棄物分類という要求の妥協点として中性子解析から導かれるものであり、発電炉概念の設計研究ではこの半径方向構成の決定が主要な成果の一つとされてきた。

このように中性子工学は炉設計の「制約を与える側」であると同時に、設計が制約を満たすかを「判定する側」でもある。そのため設計反復の速度そのものが中性子計算の計算コストに結びつき、後述する計算手法の開発が工学開発と並行して進められている。

計算手法：モンテカルロ法、CADベース幾何、決定論モデル

現代の核融合中性子解析の主力はモンテカルロ法による中性子輸送計算である。中性子の飛行と衝突を確率的にサンプリングして三次元の中性子束分布を直接求める手法で、複雑な三次元幾何をそのまま扱えることが核融合炉との相性の良さに他ならない。代表的なコードとしてMCNP系が広く用いられ、核融合炉設計ではFENDLのような核融合向け核データライブラリと組み合わせて使われる。近年は設計用CADモデルから輸送計算用の幾何モデルを自動生成するツール（CADベース幾何）の整備が進み、設計図面と解析モデルの乖離を減らすとともに、複数のコード・ソフトウェア基盤（Attila-MCNP、OpenMC-DAGMC、Shift-DAGMCなど）で同一のCADモデルを用いて計算結果を突き合わせるマルチコード検証も行われるようになった。同一炉モデルでのコード間比較では、中性子束の分布や体積発熱・トリチウム増殖の値がコード間で1%未満の相対差で一致するなど、計算基盤自体の信頼性は高い水準にある。

一方でモンテカルロ法には設計研究での弱点がある。統計誤差を十分に下げるには大量の粒子履歴（10^8〜10^9規模）が必要で、最適化のように設計を繰り返し変更しながら解析する用途には計算コストが過大になりがちである。また確率的な手法では設計感度（目的関数の設計パラメータに対する微分）の計算が本質的に難しい。これに対して、中性子の分布関数を離散化して直接解く決定論的手法が再び注目されている。決定論法は多群断面積と体積メッシュを必要とするものの、三次元中性子束をモンテカルロ法より大幅に高速に求められる場合があり、微分との親和性も高い。さらに決定論計算からモンテカルロ計算の分散低減パラメータ（ウェイトウィンドウ）を自動生成するワークフローも提案されており、両手法は競合ではなく補完の関係にある。ヘリカル型炉のブランケット設計では、パラメトリックな幾何生成から決定論解析、必要に応じた高精度モンテカルロ検証までを一連のワークフローとして組み、設計反復の中に中性子工学的制約（トリチウム増殖、核発熱、コイルへの高速中性子束）を組み込む試みが進んでいる。

核データ、ベンチマーク実験、検証

計算の信頼性は最終的に核データと実験検証に依存する。中性子輸送計算はリチウム、鉄、鉛、ベリリウムといった構成元素の核断面積データに基づいており、データの不確かさがそのままTBRや放射化計算の不確かさになる。このため、14 MeV中性子源を用いた模擬ブランケット（モックアップ）実験による検証が国際的に重ねられてきた。代表的な実験形態は、D–T中性子発生装置の前にブランケットの一部を模した大型の模擬体を置き、内部のトリチウム生成率（TPR）と中性子スペクトルを測定して計算値と比較するものである。トリチウム生成率の測定にはリチウム化合物ペレットやリチウムガラス検出器が、中性子束の測定にはジルコニウムや金の活性化箔が用いられ、同一実験を複数機関が異なる測定技術で行う国際比較も実施されてきた。ヘリウム冷却固体増殖（HCPB）とヘリウム冷却液体リチウム鉛（HCLL）の模擬体を用いた実験では、計算と測定の一致が全不確かさ（1σで約6%）の範囲内にあることが示されており、計算手法と核データの妥当性が実証されている。近年は過冷却二酸化炭素冷却のリチウム鉛ブランケットのように、新しいブランケット概念ごとに専用の模擬体実験が計画され、設計に用いたコード・核データの一貫性を保ったまま検証が行われている。

模擬体実験の様子を次の図に示す。実験では中性子発生装置のビーム入口から模擬体表面までの距離が既知に保たれ、計算モデルと同じ配置で照射が行われる。

図は照射実験の全体写真（a）と、それに対応する中性子輸送計算モデル（b）を並べたものである。模擬体前面に設置された測定系と、右側から入射するD–T中性子ビームの幾何が、計算モデルでも同じ配置で再現されている。このように実験と計算の幾何を厳密に一致させることが、検証実験の精度を左右する。

トリチウム増殖・遮蔽・放射化への応用

中性子工学の成果は、ブランケット・遮蔽・安全評価という三つの設計領域に直接反映される。トリチウム増殖では、増殖材（リチウム系セラミックスまたはリチウム鉛合金）の配置と厚さ、中性子増倍材の有無、冷却材の種類がTBRを決める。固体増殖ブランケットと液体増殖ブランケットでは中性子の減速・反応経路が異なるため、概念ごとに独立した解析と実験検証が必要である。遮蔽では、ブランケットと真空容器、さらにバイオシールド（生体遮蔽）に至るまでの中性子・ガンマ線の減衰を評価し、超伝導コイルの中性子フルエンス、作業員の被ばく、炉停止後の線量を制限値以下に抑える。遮蔽体は単なる防護壁ではなく、運転中の核熱の回収や、事故時の崩壊熱の熱シンクとしての役割も担うため、その設計は中性子解析と熱・機械設計の統合問題となる。放射化評価では、中性子が構造材中に生じる放射性核種の種類と量を計算し、廃棄物の分類、材料の再利用可能性、炉の安全報告に必要なデータを与える。発電炉概念の設計研究では、高レベル廃棄物の発生を最小化する材料選定が中性子解析と連動して行われてきた。

模擬ブランケット内部の測定系の構成を次の図に示す。

図は模擬体中央断面の模式図であり、中央の増殖領域（BZ）内にオンラインのリチウムガラス検出器とオフライン測定用のリチウム炭酸ペレット、さらに金・銅・ジルコニウムの活性化箔が配置されている。増殖率と中性子束の両方を同じ照射条件下で測定できるよう、測定器の位置が計算モデルの評価点と対応づけられている。

このほか、中性子工学の手法は炉プラズマ計測（トリチウム・堆積モニタや中性子束モニタの校正）、加速器ベースの中性子源（IFMIF-DONESのような材料試験施設）の遮蔽設計、核融合駆動の未臨界システムでの核変換評価など、核融合開発の周辺領域にも応用されている。いずれの場合も、三次元中性子輸送計算と14 MeV中性子源による実験検証という二本柱が、核融合炉の中性子工学を支える基本構造である。