核融合テクノロジー最前線

核融合炉の自立運転を支える：トリチウム増殖ブランケットの工学的挑戦

Tags: 核融合炉, トリチウム, ブランケット, 材料科学, 工学的挑戦, ITER

核融合エネルギーの実用化に向けては、安定したプラズマの維持、高熱流束耐性材料の開発、そして燃料サイクルの確立が不可欠な課題として認識されています。特に、燃料サイクルの中核を成すトリチウムの確保と管理は、核融合炉の自立運転を実現するための鍵となります。本稿では、この重要な役割を担う「トリチウム増殖ブランケット（Tritium Breeding Blanket: TBB）」に焦点を当て、その原理、多様な設計概念、そして克服すべき工学的挑戦について深く掘り下げて解説いたします。

トリチウム増殖ブランケットの機能と重要性

核融合炉の燃料である重水素（D）とトリチウム（T）のうち、重水素は海水から無尽蔵に供給可能ですが、トリチウムは天然にはほとんど存在しない放射性同位体であり、外部からの供給には限りがあります。このため、核融合炉自身がトリチウムを生産する能力、すなわち「自己燃料供給能力」を持つことが、商業炉の経済性と持続可能性を担保する上で不可欠となります。

トリチウム増殖ブランケットは、プラズマ反応によって発生する高速中性子を吸収し、その内部に含まれるリチウム（Li）と反応させることでトリチウムを生成する装置です。同時に、中性子の運動エネルギーを熱エネルギーとして回収し、発電に利用するという重要な機能も担います。この熱回収機能により、ブランケットは熱電変換の「ボイラー」としての役割も果たします。

トリチウム生成の主な反応は以下の通りです。 * $^6Li + n \rightarrow ^3H + ^4He + 4.8 \text{ MeV}$ （低速中性子反応） * $^7Li + n \rightarrow ^3H + ^4He + n' - 2.47 \text{ MeV}$ （高速中性子反応）

特に高速中性子による$^7Li$反応では、新たな中性子（$n'$）が放出されるため、中性子の数を増倍させる効果があります。さらに、鉛（Pb）やベリリウム（Be）といった中性子増倍材をブランケット内に配置することで、中性子利用効率を高め、より多くのトリチウムを生成することが可能となります。

主要なブランケット概念と設計思想

トリチウム増殖ブランケットには、増殖材や冷却材の種類、構造によって複数の設計概念が存在し、それぞれが異なる特徴と課題を抱えています。主要な概念としては、以下のものが挙げられます。

これらの概念は、国際熱核融合実験炉（ITER）において、TBM（Test Blanket Module）として実機環境での性能検証が進められています。例えば、日本と欧州はそれぞれ独自のTBMをITERに導入し、実証試験を通じてブランケットの技術課題克服に取り組んでいます。

トリチウム増殖ブランケットの工学的挑戦

トリチウム増殖ブランケットは、核融合炉の過酷な環境下で複数の複雑な機能を同時に果たすため、以下に示す多岐にわたる工学的挑戦に直面しています。

1. 材料開発と健全性維持

ブランケットは、プラズマからの高熱流束、14MeV高速中性子の照射、そしてトリチウムやリチウムとの化学的相互作用という極めて厳しい環境に晒されます。 * 中性子照射耐性: 高速中性子照射による材料の脆化、スエリング、クリープといった損傷は、構造健全性の維持を困難にします。耐放射線性を持つ先進的な鋼材（例: 酸化物分散強化型鋼 ODS鋼）やSiC/SiC複合材料などの開発が進められています。 * 高温強度と耐食性: 高温で運用されるブランケットは、冷却材や増殖材との良好な適合性、高温での強度維持が求められます。特に液体金属ブランケットにおいては、液体リチウム鉛による構造材の腐食が深刻な課題となります。 * トリチウム透過抑制: 増殖したトリチウムが冷却材や環境へ漏洩することを防ぐため、トリチウム透過バリア（Tritium Permeation Barrier: TPB）の開発が不可欠です。セラミックスコーティングなどが研究されています。

2. 熱水力学と冷却技術

ブランケット内部では、中性子減速により熱が発生し、これを効率的に回収して発電に利用する必要があります。 * 高熱流束除去: プラズマ対向壁には1MW/m$^2$級の高熱流束が加わるため、これを効率的かつ均一に除去する冷却構造が求められます。複雑な冷却チャネル設計や、伝熱促進技術の導入が進められています。 * MHD効果: 液体金属ブランケットでは、強い磁場下での液体金属の流動が、MHD効果により流動抵抗を増加させ、ポンプ動力の増大や冷却材流量の不均一を引き起こす可能性があります。これを抑制するためのMHDフローチャネルの最適化や、絶縁材の適用が研究されています。

3. トリチウムの回収と管理

ブランケット内で生成されたトリチウムは、炉心に再供給されるため、高効率かつ安全に回収されなければなりません。 * 低濃度トリチウムの効率的回収: ブランケット内で生成されるトリチウムは非常に低濃度であるため、これを効率的に分離・回収する技術（例: 透析膜分離、コールドトラップ、ガス透過膜）の開発が重要です。 * トリチウムインベントリの低減: 炉内、ブランケット内、燃料サイクルシステム全体でのトリチウム滞留量（インベントリ）を極力低減し、安全性と経済性を確保するためのシステム最適化が求められます。

4. 中性子工学と遮蔽設計

ブランケットの設計は、トリチウム増殖率の最大化だけでなく、超伝導マグネットやその他の構造材への放射線損傷を抑制し、遠隔保守を可能にするための適切な中性子遮蔽も考慮する必要があります。 * 中性子輸送計算: 複雑な幾何学的構造と多様な材料が組み合わさるブランケットシステムにおいて、正確な中性子輸送計算に基づいた設計最適化が不可欠です。 * 放射線損傷の最小化: ブランケットは、炉心内部の主要コンポーネントを中性子から保護する役割も担います。これにより、機器の寿命を延ばし、放射性廃棄物の発生量を低減することが期待されます。

最先端の研究開発動向と将来展望

上記の工学的課題を克服するため、世界中の研究機関では活発な研究開発が進められています。 * 材料分野では、ODS鋼、SiC/SiC複合材料、高機能セラミックスの改良に加え、自己治癒機能を持つ材料や、プラズマ対向材料との統合的な開発が注目されています。 * 熱水力分野では、MHD効果を抑制する新たな流路設計、粒子状材料を利用した冷却技術、そして高精度な数値シミュレーションによる熱伝達最適化が進められています。 * トリチウム技術分野では、リチウム鉛ブランケットからのトリチウム回収効率を向上させるための真空分離技術や、LiPb中のトリチウム透過挙動を詳細に解析する研究が進行しています。

国際協力プロジェクトであるITERにおけるTBM実証試験は、ブランケット技術の成熟度を高める上で極めて重要です。ここで得られる実機データは、次世代の核融合実証炉（DEMO）の設計に直接反映され、商業炉実現への道を拓くことになります。DEMO炉では、トリチウム増殖率が1を超えることが絶対条件であり、ブランケットの設計と性能は、その成否を左右する決定的な要素となります。

まとめ

トリチウム増殖ブランケットは、核融合炉の燃料サイクルを自立させ、持続可能なエネルギー源として確立するために不可欠なコアコンポーネントです。その実現には、材料科学、熱工学、中性子工学、化学工学といった多様な専門分野の深い知見と、それらを統合するシステムエンジニアリングが求められます。

この分野における研究は、基礎科学から応用工学まで多岐にわたり、新たなブレークスルーが常に期待されています。複雑なシステム理解、最先端技術への探求心、そして未解明な現象に対する挑戦意欲を持つ研究者や技術者にとって、トリチウム増殖ブランケットの研究開発は、極めて魅力的かつやりがいのあるテーマと言えるでしょう。核融合エネルギーの未来を切り拓くため、今後もこの分野における挑戦が続けられることになります。