テストブランケットモジュール

テストブランケットモジュール(TBM)は、国際熱核融合実験炉ITERの赤道ポートに設置され、発電炉で用いられる増殖ブランケットの技術を実機環境で検証するための試験モジュールである。ITER本体は増殖機能を持たないため、重水素・三重水素(D-T)燃焼プラズマを長パルスで運転する際に生じる中性子を利用してトリチウムを増殖し、その抽出・回収・安全取り扱いまでを含む一連のブランケット技術を、実際のプラズマ条件・中性子環境・熱流束の下で試験する役割を担う。TBMは各参加国が独自の概念を持ち寄る「プラグ」として運転され、DEMO炉(実証炉)に向けたブランケット設計の検証の場となっている。

ITERにおけるTBMの位置づけと増殖ブランケット計画

核融合炉を自立的に運転するには、燃料であるトリチウムを炉内でリチウムとの核反応により生産し、消費量を上回る増殖比を達成しなければならない。この増殖ブランケットは、中性子増倍材(ベリリウムや鉛)とトリチウム増殖材(リチウム系セラミックスまたは液体リチウム鉛合金)を炉心に近接して配置し、核発熱を冷却材で取り出すという、核融合炉で最も工学的に難しい機器の一つである。ITERは増殖を目的としないため、この技術を実証する機会をTBMが補う。

TBM計画の枠組みでは、各参加国はモジュール本体に加え、冷却系・トリチウム抽出系・計測系からなる付帯システム(TBS)を整備し、ITER運転計画に沿って段階的に試験を行う。試験項目は、増殖比の実測、トリチウム抽出技術、高熱流束下での第一壁の健全性、長期にわたる材料の照射挙動などに及ぶ。欧州では今後10年程度の技術計画としてTBMプロジェクトを体系化しており、インドや中国、日本もそれぞれの概念について設計統合、モジュール認定、安全評価という一連のマイルストーンを進めてきた。日本では実績のある水冷固体増殖概念を主候補とし、実縮大第一壁の製作と流動・照射試験、予備安全報告書の作成までを進めた経緯がある。

TBMの概念と各国設計

TBMには増殖材の形態と冷却材の組み合わせにより複数の概念があり、各参加国が自国のDEMO構想に対応する概念を選んでいる。固体増殖材を用いる系統では、セラミック増殖材(オルトケイ酸リチウムやチタン酸リチウムなどのリチウム系ペブル)とベリリウム増倍材を充填し、ヘリウムで冷却するヘリウム冷却ペブルベッド方式(HCPB)、同じく固体増殖材を水で冷却する水冷固体増殖方式(WCSB、WCCB)がある。液体増殖材を用いる系統では、リチウム鉛合金を増殖材と増倍材の両方として用い、ヘリウムで冷却するヘリウム冷却リチウム鉛方式(HCLL)、リチウム鉛を水で冷却する水冷リチウム鉛方式(WCLL)、そして両者の特徴を併せた複合方式(LLCB、DFLL)がある。インドはLLCB概念を中心に、中性子学的性能や熱流動性能を高めるための構成変更の検討も行っている。中国はヘリウム冷却セラミック増殖方式(HCCB)について2015年に概念設計が承認され、以降、予備設計段階で設計最適化、材料開発、実縮大モデルの製作、試験施設の建設を進めている。

液体リチウム鉛を用いる概念では、強磁場中を流れる導電性流体に生じるMHD圧力損失と流れの制御が設計上の鍵となる。WCLLやLLCBのTBM模擬体を用いたMHD流動実験が進められており、電磁流体損失の評価とポンプ動力の見積もりが設計の妥当性を左右する。一方、固体増殖概念ではペブル充填層の熱伝導とトリチウムの抽出ガス流が設計の中心課題となる。

モジュール工学：第一壁、増殖ユニット、製作と材料

TBMの構造材料には、照射による脆化や誘導放射能を抑えるため低活性化フェライト・マルテンサイト鋼(欧州のEurofer97、日本のF82Hなど)が用いられる。第一壁はプラズマ面から大きな熱流束を受けるため、冷却チャネルを鋼材中に埋め込む拡散接合(熱間静水圧プレス法など)で製作され、実縮大モデルによる流動試験や照射試験で製作法の妥当性が確認される。増殖ユニットはペブルベッドやリチウム鉛流路を収める内部構造であり、増殖材と構造材の化学的・機械的適合性も設計要件となる。

製作上の実務課題も多く、溶接変形を最小化するためのHCLL構造の溶接順序の最適化、低活性化鋼用の溶加材の開発、溶接後熱処理が鋼材とペブル充填材に与える影響の評価などが進められている。また、運転中に生じる黒鉛ダストの生成量を有限要素法で見積もる研究など、モジュール内の粒子挙動の評価も安全設計の一部となっている。

赤道ポートへの統合：フレーム、配管群、付帯システムと保守

TBMはITERの赤道ポートを通じて真空容器内に挿入され、共通のフレームと背面遮蔽体に支持される。ポート内には複数のモジュールとその冷却・トリチウム抽出配管が集中し、この配管群は「パイプフォレスト」と呼ばれる。モジュールの交換は遠隔操作で行われ、ホットセル施設での検査・返送までが計画に含まれる。欧州ではTBMフレームとダミーTBM(試験前の機能確認用モジュール)の製作可能性の検証、遠隔交換作業を支援するデジタル技術の実証実験などが行われている。

付帯システムはポートセル内の補助機器ユニット(AEU)に設置され、冷却系、トリチウム抽出系、計測・制御系からなる。これらの系統の信頼性・保全性・保守性(RAMI)の評価は、HCPBやHCLLの付帯システムについて実施されており、ITERの運転計画との整合が図られている。なお、TBMやフレームの強磁性体がITERのプラズマに及ぼす三次元磁場擾乱の評価も、統合設計上の重要な検討項目である。

トリチウム抽出、中性子学検証と安全

TBMの中心的な試験目的はトリチウム増殖の実証であり、その成否は中性子学の予測精度にかかっている。増殖比の設計値はモンテカルロ法や決定論的手法による輸送計算で評価され、感度・不確かさ解析により核データの不確かさが結果にどう伝わるかが定量化される。計算手法の検証には、FNG(フラッタネグローニ)加速器中性子源での銅ベンチマーク実験の模擬計算や、リチウムダイヤモンド検出器によるトリチウム生成率の実測との比較が用いられる。

安全面では、トリチウムの閉込めが最大の課題である。トリチウムは透過性が高く、高温の配管や機器から一部がポートセル内に放出されるため、運転停止後12時間以内にポートセルの空気中トリチウム濃度を人間の立入りが可能な規制値(1 DAC、トリチウムでは空気1立方メートルあたり3.4×10⁵ベクレル)まで低減することが除染システムに求められる。トリチウムは水素と同様に酸化されると水(HTO)として振る舞い、多孔質表面への吸着やコンクリートへの浸透(ソーキング効果)によって長期の滞留在庫を形成するため、ポートセル内の三次元的な流れ場と壁内拡散を結合した解析が行われている。トリチウム透過障壁コーティングを施した閉込め境界により、環境への透過放出量は全出力運転日あたり数キュリー未満に抑えられると評価されている。さらに、HCPBの基準事故系列に対する決定論的安全解析や、故障モード影響解析(FMEA)と想定起因事象の同定を含む予備安全報告の作成など、TBM固有の安全評価がITER全体の安全性と整合する形で進められている。

図は、TBMポートセルにおけるトリチウム挙動解析の計算の流れを示したものである。左から順に、ポートセルの三次元モデルの作成、空気中の温度・流れ場の計算、それを入力としたセル内の三次元トリチウム輸送解析、さらに壁面のエポキシ塗膜とコンクリート中への一次元トリチウム拡散モデルとの結合、そして長期運転での壁内トリチウム在庫の時間変化の算出、という手順が描かれている。このように、TBMから放出されるトリチウムの挙動は、炉心物理だけでなく空気流動・表面吸着・材料中拡散をまたぐ多物理・多次元の問題として扱われている。