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核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開(田辺 哲朗)

研究領域名

核融合炉実現を目指したトリチウム研究の新展開

研究期間

平成19年度~平成23年度

領域代表者

田辺 哲朗(九州大学・大学院総合理工学研究院・教授)

領域代表者からの報告

(1)研究領域の目的及び意義

 DT核融合炉を実現する上で、経済的かつ安全なトリチウム燃料サイクルの構築は、プラズマ閉じ込めと並び立つ2本柱のひとつである。放射性同位元素である燃料トリチウム(T)の安全性を確保した上で、稀少資源であるTの生産・増殖を経済的に成立させる燃料システムを構築しなければ核融合炉はエネルギー源とはなり得ない。核融合炉で循環使用されるT燃料は、重量ではわずか数 kgであるが、放射能レベルでは1017Bq(ベクレル)という莫大な量になる。このような多量のTの核融合炉内での挙動の理解、及びその安全取り扱い技術の確立は、核融合炉実現のための緊喫の課題である。
 上記課題を克服するためには、Tを含むすべての水素同位体(H, D, T)挙動のより詳細な科学的な理解が不可欠であり、研究者を結集して横断的、かつ集中的に基礎研究を行い、核融合炉内の多量のTの挙動やその特性を予測し、Tを安全に取り扱えるシステムの構築を図らねばならない。具体的には (1)炉内へのDとTの導入量を、核融合反応を継続するために制御しつつ供給すること、(2)それらを排気回収し不純物を除去した上で、Tを分離・再利用すること、(3)ブランケットによりTを増殖回収、利用すること、さらに(4)安全・高効率なTの燃料処理及び閉じ込めシステムの構築並びに制御を可能にするための技術開発をすること、である。同時に、Tに関する正しい理解に基づいた新しい「トリチウム科学」ともいうべき学問分野を確立し、トリチウムに対する正しい理解を社会に広めようとするものである。

(2)研究の進展状況及び成果の概要

 炉内のトリチウム(T)挙動解明を目指したA研究項目では、JT-60Uでの水素同位体蓄積の詳細な測定をほぼ終え、蓄積量の評価と除去法の開発へと進めている。また、独自開発した周辺プラズマのシミュレーションコードと原子力研究開発機構のダイバータ総合コードSONICとの統合化も進めており、JT-60SAの壁材料選択とITER運転シナリオの策定と謳った当初目的は2年後には達成できそうである。
 ブランケット燃料サイクル確立を目指したB研究項目では、T移行挙動解明のための計算コードを整備する一方、X線CT画像法による固体ブランケットその場観察に成功した。これらの研究によってブランケットT増殖比を1.05程度以上に出来る見通しを得た。液体ブランケットでもTの蓄積評価や回収装置設計のための基礎研究を進め、Tの漏洩低減化、T回収実証へと進展させている。
 Tの安全閉じ込め、透過/漏洩制御を目指したC研究項目では、Tの透過を1/1000以下にする透過防止膜の開発にほぼ成功し、実際の系での使用に耐える膜の開発に軸足を移している。物質表面に付着するTと内部に存在するTとの弁別にもほぼ成功しており、両者の除染・除染に及ぼす影響を明らかにしつつある。
 稀少資源であるT経済の観点から見ると、炉内T蓄積予想量はあまりに多く、増殖比1.05では不十分で、炉内のT蓄積量の低減、Tの回収率向上、系からのTの透過漏洩の低減が必須であることを見いだし、新たな課題に取り組みつつある。
 研究は3つの研究項目の相互連携のもとで進められ、その成果は欧文専門論文誌にすでに200編を超える発表がなされている。国際会議等での招待講演も7件以上、ITER夏の学校講師への複数名複数回の招へいなど、国際的にも認知され、高い評価が得られている。これに基づき来年度トリチウム国際会議を共催する。

審査部会における所見

A (現行のまま推進すればよい)

 本研究領域は、国際的研究の一翼でもある核融合研究で重要なトリチウムの扱いに尽力しており、所期の予定どおり研究が進行している。採択当初には、開発的要素が大きく、学術的側面が希薄になるおそれが指摘されていたが、トリチウムの挙動の解析と炉内外の振る舞いについてのデータベース的な整理が進められる等、学術的な側面も進んでおり、今後の研究成果が期待できる。ITERへの適用も視野に入れており、これまでのところは順調と考えられる。今後、システムとしての研究成果を見込んでいるが、炉内のトリチウムの除去・回収についての研究を進めることを強く期待する。

お問合せ先

研究振興局学術研究助成課

-- 登録:平成22年01月 --