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資料3 核融合エネルギーフォーラム提言「原型炉に向けた核融合研究開発の具体化について」

平成23年1月

核融合エネルギーフォーラム

  

現在日本は、核融合エネルギーの実現に向けて、他6極と協力して実施するITER計画及び欧州と協力して実施する幅広いアプローチ(BA)活動を本格的に推進している。ITER計画及びBA活動で培う高度なエネルギー技術の獲得並びにそれを担う人材の育成と活用は、2020年代後半以降の核融合研究開発ばかりでなく、その裾野の拡がりから日本の技術戦略においても極めて有用である。日本の取り組みとしては、それらの成果を取り入れながら、原型炉の建設に至る過程を着実に進むことが重要である。すなわち、原型炉概念を構築することで、ITER及びJT-60SAの建設と試験に貢献するとともに、その成果を有効に活用して合理的かつ効率的な原型炉開発を可能にする。同時に、核融合反応で発生する炉心からのエネルギーを取り出す工学基盤を構築することで、ITER以後に来るべき原型炉の製造設計・建設段階への円滑な移行を可能にする。また、ITERで核融合燃焼が実現する時期(2020年代後半の見込み)に、次段階の主テーマとなる核融合エネルギーの利用を含めた総合的な技術戦略を社会に明示することは、核融合研究開発の意義を説明しその理解を得る上でも重要である。一方、日本のエネルギー政策の基本は国産エネルギーの安定確保と環境への適合にあり、また、産業技術の育成とこれを基軸とする経済成長にあることを踏まえ、国際協力に基づく開発に加えて、日本独自の研究開発活動も着実に実施する必要がある。

このため、ITER計画とBA活動に並行して、原型炉開発に向けた技術戦略及び概念設計を構築し、そのために必要不可欠な工学R&D項目を厳選し、実施する活動「原型炉設計作業活動」を速やかに開始することを提案する。本活動の前半を「原型炉概念設計活動」と呼び、ITERの運転が開始され、BA活動に続く研究開発を実施する後半を「原型炉工学設計・R&D活動」と呼ぶ。本活動の終了時期は、ITERの燃焼プラズマ試験結果及びJT-60SAの定常高圧力プラズマ試験結果が得られる2020年代後半をめどとする。併せて、本活動の当面の実施主体として、「原型炉戦略設計コアチーム」の早期立ち上げを提案する。

核融合エネルギーフォーラムでは、従来からトカマク型原型炉に向けた検討を進め、平成20年6月には求めに応じてITER・BA技術推進委員会報告書「核融合エネルギー実用化に向けたロードマップと技術戦略」を文部科学省に提出した。今回の提言は、それ以降の検討を含めトカマク型原型炉に向けたこれまでの検討内容を整理統合し、ITER計画及びBA活動と同時に進めるべき原型炉開発に向けた研究開発の取り組みについて、その内容と時期及び組織について提案するものである。必要な研究開発課題のうち、特に緊急性と重要性が高い課題を以下にまとめる(技術的な詳細は、本提言の別添参照)。

【原型炉概念の構築と設計作業】 

緊急を要する理由: 原型炉概念を先ず構築してR&Dに着手

BA活動では日欧共通の課題を国際協力で扱うため、日本固有の条件に基づく国内活動(設計作業)は「原型炉戦略設計コアチーム」を軸に実施する。本チームは、原型炉概念構築に必要な設計作業及びR&D及びコード開発を行うとともに、ブランケット開発に向けた「炉工学試験装置」の設計開発をも視野に入れる。そのため、本チームは以下に述べる研究開発課題に対して責任を以て進める最前線の司令塔であり、将来の「原型炉工学設計・R&D活動」を担う組織でもあることを想定して、優秀な若手人材を中心とした構成を全日本的に早急に具体化する必要がある。

【超伝導コイル用新線材開発】 

緊急を要する理由: Nb3Alなど高性能線材の見通しを得て経済性に優れる原型炉を設計

Nb3Snによる線材の高度化研究を進めるとともに、Nb3Al、高温超電導材を使用した線材開発の基礎研究を進め、原型炉に採用可能な線材の選択判断を行えるまでR&Dを進める。

【ブランケット開発】 

緊急を要する理由: ITERとの整合性と安全性を確認し、ITER計画の工程に合せて早期に実施

日本の主概念である固体増殖・水冷却方式のテストブランケットモジュール(TBM)開発を早急に具体化して実施し、ITER計画の工程に沿った補機設備の整備も進め、滞りなくITERに装着する。

【ダイバータ開発】

緊急を要する理由: ダイバータ性能は原型炉の出力や大きさに制約を与える大きな要因

原型炉に向けたダイバータ設計を目的に、既存装置と「炉工学試験装置」(「原型炉工学設計・R&D活動」期)での試験及びシミュレーション解析により研究開発を進めると同時に、高密度プラズマと壁表面との相互作用(PSI)に関わる試験を学術研究の主要装置であるLHDを利用して進める。BA活動に引き続き、それらの成果を統合した試験をJT-60SAで実施する。ダイバータは装置としての特殊性から原型炉と異なる特性を持つので、相補性の高い研究開発を進める。

【理論・計算機シミュレーション研究】

緊急を要する理由: 原型炉設計の解析手段と制御手法の予測精度をITERとJT-60SAで確認

「原型炉概念設計活動」期において、原型炉の設計開発に不可欠なシミュレーション解析による予測手段を確保する。理論研究及びその工学的な展開の基礎技術となるシミュレーション研究を進め、それを効率良く活用したディジタルデザイン技術の確立を図る。その予測精度はITERとJT-60SAで事前に確認しておく必要がある。

【炉心プラズマ研究】

緊急を要する理由: 経済性に優れた原型炉設計に向け高圧力定常プラズマをJT-60SAで開発

JT-60SAの運転はBA活動後に本格化し、ITER及び原型炉に必要な炉心プラズマ研究を行う。特に、ITERでは実現が困難な高圧力プラズマの定常化研究を国内重点化装置として行う。日本の立地条件に適した原型炉を開発する上で、ITERで燃焼プラズマの長時間運転及び定常運転を達成するだけでなく、JT-60SAにおいて高圧力プラズマの定常運転を実現させ、物理的な理解を明確にすることは極めて重要かつ必須である。同時に、LHDにおける磁場閉じ込め研究成果と併せ、両装置から理解されるプラズマ解析研究の成果も重要である。その一方、JT-60SAでの研究開発を通じて、ITERでの実験・運転を主導し、原型炉開発を担う国際性を有する若手研究者・技術者を育成する役割も極めて大きい。

他に下記の課題があり、詳細は次頁の別添で触れる。

【規格・基準・安全性】

【核融合燃料工学と周辺機器開発(環境安全性評価を含む)】

別添

原型炉に向けた核融合研究開発の具体化について

核融合エネルギーフォーラム

本提言は、ITER計画とBA活動の目標である「核融合原型炉」(以下、原型炉)の実現を目指して、その設計と建設のスムースな着手のために必要であるが、ITER計画とBA活動に並行して研究開発しておくべき課題について、それらを整理して提案するものである。ITER計画とBA活動とともに本提言に記載された研究開発を遅滞なく進めることにより、核融合エネルギーの実現に今後必要となる人材と技術を育成しつつ、核融合原型炉の実現に進むことができる。

1.    提案の背景

核融合エネルギーの実現に向けて、日本は現在ITER計画と幅広いアプローチ(BA)活動を積極的に推進しているが、その先にある原型炉の建設に至る過程を着実に進むことが重要である。原型炉概念をしっかり把握することで、ITER及びJT-60SAの建設と試験をより有効に活用して、より優れた成果を上げることができる。並行して炉心からのエネルギー取り出しのための工学基盤構築のために必要な作業を実施することで、ITER計画以後に来るべき原型炉の製造設計・建設段階へスムースに移行することができる。特に、ITERで核融合燃焼が実現する時期(2020年代後半に予定)に、次の段階である核融合エネルギーの利用を含む総合的技術戦略を社会に明示することが、核融合研究開発の意義の説明の上でも重要である。近年、急速に地球規模でその重要性が認識されているエネルギー環境問題及び発展途上国での需要拡大に伴うエネルギーと資源の需給ひっ迫の懸念に対して、核融合が具体的な回答を示しつつ、ITER計画とBA活動という大きな開発研究を進めることで、将来のあるべきエネルギー環境問題への解決の道筋を示すことができる。また、核融合開発の人材という視点でこの問題を見れば、BA活動がITER運転開始前に終了することと、BA活動では欧州との合意に基づく研究開発が実施されることを考慮すると、BA活動及びITER計画による技術と人材を発展的に活用して、2020年代後半以降の原型炉開発に進むべきことの重要性は明らかである。

このため、ITER計画とBA活動と並行して、2010年代からここに提案する原型炉の実現を目指した「原型炉設計作業活動」を開始することは必要不可欠である。本活動は、BA活動終了時期頃までの「原型炉概念設計活動」及びそれ以後の「原型炉工学設計・R&D活動」から構成されるが、後半の活動にはITER計画でのプラズマ試験やTBM試験も含み、全体の終了時期は燃焼プラズマ試験の結果が得られる2020年代後半と目される。原型炉の製造設計・建設活動に入る前までに必要な技術課題を解決又はあるいは解決の見通しを立てるために、以下のような作業が必要である:

・原型炉の製造・建設設計に着手するために必要な技術基盤を整備し、技術選択を行う。

・原型炉の製造・建設設計の基本となる主要装置の概念設計を構築し、概略仕様を決定する。

・「原型炉工学設計・R&D活動」への円滑な移行に必要な最低限の工学設計は「原型炉概念設計活動」段階で終える。

・原型炉と核融合エネルギーの意義、安全性及び環境特性並びに開発の必要性及び重大性について、その技術コンテンツと評価結果を国民に理解が得られる形で示す。

この中で特に緊急性と重要性が高い課題は、5分野の技術課題(原型炉設計、装置工学、ブランケット工学、ダイバータ工学、核融合燃料工学及び核融合材料工学)を含む以下の8課題である。

    i)  原型炉の概念設計及びそれに続く工学設計

    ii) 装置工学:超伝導磁石、遠隔保守、加熱電流駆動のR&D及び実機の概念設計

    iii)    ブランケット工学:核融合炉模擬環境でのモジュール試験

        特に、BA活動後のIFMIF/EVEDA事業施設を利用したbeam on target試験による高フラックス中性子照射装置の整備と試験。

    iv) ダイバータ工学:10MW/m2レベルの高温除熱機器概念の選択及び技術的成立性の評価試験

    v)  核融合燃料工学:熱媒体トリチウム制御、リチウム関連研究及び初期装荷トリチウムの確保と評価

    vi) 核融合材料工学:炉構成材料の技術基準確立及び信頼性確保

    vii)    環境安全性評価

    viii)   炉心プラズマ研究

ここに挙げた課題は、「原型炉設計作業活動」のベースとなるものである。後半の「原型炉工学設計・R&D活動」においては、これらの課題のうち、技術課題について、工学R&Dによる技術実現性の確認及びそれを全ての装置設計と矛盾しない形で取り込んだ原型炉概念設計との相互調整による設計作業を煮詰めて、2020年代後半に想定される原型炉製造設計・建設活動に入る準備を整える。そのためには、「原型炉概念設計活動」においてR&D装置の設計製作を可能とする基礎学術基盤と知見、少なくとも、大きな技術選択となる幾つかの課題について必要な判断を可能とする根拠データを確認し、「原型炉工学設計・R&D活動」を経て、原型炉製造設計・建設段階に向けた活動につなぐことが重要である。次章において、「原型炉設計作業活動」を実施するに当たっての当面の組織・枠組み及びそれぞれの課題の詳細について述べる。

2.「原型炉設計作業活動」の進め方

2-1 当面の組織・枠組み

「原型炉設計作業活動」を進めるに当たって、独立行政法人日本原子力研究開発機構(以下、JAEA)を中心に全日本的な取り組みを可能とする枠組みの組織化が必要である。当面の「原型炉概念設計活動」期間においては、ITER計画及びBA活動と連携しつつ、原型炉開発に向けた技術戦略及び概念設計の構築を主眼に、「原型炉戦略設計コアチーム」を早急に立ち上げることが望ましい。本チームは、将来的には「原型炉設計作業活動」後半の「原型炉工学設計・R&D活動」を担う母体組織につながることが想定され、工学R&D全体を調整して必要不可欠なR&D項目を厳選するといった、言わば上記8課題について責任を以て進める最前線の司令塔の役割も果たす組織でもあることから、若手人材を中心とした構成を全日本的に早急に具体化する必要がある。

2-2 緊急性と重要性が高い課題の内容と進め方

i) 原型炉の概念設計とそれに続く工学設計

1) 原型炉設計とR&D調整

国内原型炉設計は、「原型炉概念設計活動」では概念設計を構築し、「原型炉工学設計・R&D活動」では工学設計作業の実施と工学R&Dの総合調整を行う。

「原型炉概念設計活動」での課題

概念設計の構築に当たっては、日本のトカマク原型炉の概念を一つの方向に定め、R&Dの進め方を調整する役割を果たす。したがって、R&D実施主体とは独立して行い、概念設計活動を一つの組織体として統合した形で実施する必要がある。このため、本活動の実施主体は上述の「原型炉戦略設計コアチーム」であり、原型炉概念構築に必要な設計作業を行い、そのために必要なコード開発やR&D調整及びその一部を実施して、「原型炉工学設計・R&D活動」に向けて必須となる工学R&D項目を絞り込む。

「原型炉工学設計・R&D活動」での課題

工学設計作業では、工学R&D全体を調整して必要不可欠なR&D項目を厳選するとともに、R&D実施主体と密接に連携し、上記8課題について責任を以て進める最前線の司令塔の役割も果たすべきことから、指揮権限を持った組織であることが望ましい。このため、「原型炉戦略設計コアチーム」を発展継承させるとともに、「原型炉工学設計・R&D活動」全体を総覧して次段階への円滑な移行に必要な基盤構築に指導的な役割を果たす必要がある。

2) 新たなエネルギー利用体系に対応する原型炉の検討

概念設計を進めるに当たっては、これまでのように電力市場だけを考えるのでなく、核融合が日本及び世界の将来の一次及び二次エネルギーとしてどのような市場分野を担うかを検討し、新しい利用体系の検討も含め、それらに応え得る原型炉概念を追及することが重要である。

「原型炉概念設計活動」での課題

原型炉の概念設計を従来の電力供給を主眼にしたものを主案としつつ、新しいエネルギー利用体系へ対応しやすい概念も加えた原型炉概念を確立する。

「原型炉工学設計・R&D活動」での課題

新しいエネルギー利用形態の原型炉案も含めた複数の概念案から一つの概念に絞り込んで工学設計作業を実施する。

3) 遠隔保守の開発

原型炉の炉構造は、遠隔保守性と併せて概念を確定する必要がある。

「原型炉概念設計活動」での課題

原型炉の炉構造を遠隔保守性と併せて遠隔保守概念を確定する。稼働率に大きく影響を及ぼす炉内機器として第一壁・ブランケット・ダイバータなどが挙げられ、仕様の策定においては炉停止後の炉内の誘導放射能レベルによって、遠隔保守装置に搭載されるセンサー、電子部品、潤滑剤などが汎用技術製品で対応できるようにしておくことが必要である。また、これまではプラズマ性能の確保が優先され、炉心回りの主要機器の製作精度及び据付精度が従来技術に比べ、桁違いに高く要求されてきた。炉の稼働率、コスト削減及び遠隔保守の容易性の観点から、既存の原子力機器と同程度の製造技術にて製作可能で、その製造及び据え付け精度が従来の工業製品並みに設計することが必要である。

したがって、概念設計活動の初期の段階から、初期組立と運転開始後の遠隔保守装置開発のために適正な予算規模で開発を進めていく必要がある。

「原型炉工学設計・R&D活動」での課題

上記を十分に考慮して、コスト、製作性、保守性などの観点から遠隔保守装置の仕様を定める。

4) 理論・シミュレーション開発研究

「原型炉概念設計活動」での課題

概念設計の一環として、学理としての理論研究及びその工学的な展開の基礎技術となるシミュレーション研究を精力的に進める。また、シミュレーションを効率良く活用したディジタルデザイン技術を確立する。

「原型炉工学設計・R&D活動」での課題

ディジタルデザイン技術を多用して工学設計を進める。また、ダイバータや炉心プラズマをITER及びJT-60SAのデータを活用して、原型炉プラズマの予測に外挿可能なモデル・シミュレーションを確立する。

ii) 装置工学(原型炉・実用炉に向けたR&D、特に超電導コイル)

「原型炉概念設計活動」での課題

超伝導コイル用新線材の開発研究に注力し、従来型のNb3Sn線材を使用した高度化研究を進めるとともに、Nb3Al、高温超電導材などの新しい線材の基礎研究を進め、原型炉に採用可能な線材候補、それに必要なR&D,その中から要求性能に最適の素材の選択の手順と時期を見通す。この段階での研究は、既存設備にてJAEAや大学共同利用機関法人自然科学研究機構核融合科学研究所(以下、NIFS)など各研究機関で実施するが、人材育成も包含した研究計画とすることによって、工学設計活動への円滑な移行を図る。

「原型炉工学設計・R&D活動」での課題

上記で選択した候補材に基づく大型モックアップ試験を含めた実機用超電導コイルの製造に必要な開発を実施する。

iii) ブランケット工学

1) ITER-TBMの開発

ITERの建設運用に必須の開発課題

初期の原型炉に向けたブランケット開発はその多くをITER-TBM開発を基盤としつつも、それの開発と並行して進める。日本の主概念である固体増殖・水冷却のブランケットモジュールの開発を早急に具体化し、実施するとともに、そのITERへの装着と補機設備の整備についても滞りなく実施する。後述する「炉工学試験装置」での開発及びブランケットの総合的機能確証を行い、原型炉に向けたブランケット技術の基盤を整備する。ITERではトカマク環境での技術統合及び総合的機能確証を目指す。固体増殖・水冷却方式と並行して液体ブランケットのモジュールレベルまでの研究を進め、液体方式の技術的可能性に見通しをつけるとともに、その設計概念を確立させる。また、ITERでは小規模でも水・蒸気系を整備して発電実証を行うことが非常に重要である。

「原型炉概念設計活動」での課題

原型炉においては、増殖ブランケットの遠隔保守性が炉の稼働率に大きな影響を及ぼす。したがって、ここでの構造設計を遠隔保守性の観点からレビューし、原型炉概念設計に反映する必要がある。ITERでは初めてトリチウム増殖とエネルギー取り出し、機能を備えたブランケットが装備されるので、この工学的技術統合が極めて重要なマイルストーンであるが、一方、フラックス、フルエンスとも原型炉には大きな隔たりがあること、また、信頼性や総合的な核工学技術の成熟には別途開発努力が必要であることを認識する必要がある。

2) 原型炉TBMの開発(「炉工学試験装置」の整備)

ITER-TBMの開発と並行して原型炉BMの試験開発を行うために「炉工学試験装置」を整備し、原型建設段階に進むために必要な原型炉ブランケットの技術的確証を行う。

「原型炉概念設計活動」での課題

ITER-TBMの開発と並行して原型炉TBMの試験開発を行うために「炉工学試験装置」を整備する。

原型炉は、運転初期から、トリチウムの自給が必須であるので、三重水素増倍率(TBR)のプラント全体での1以上の確保が不可欠である。一方、エネルギー利用としては、初期的には発電実証など最低限のエネルギー利用技術の可能性の実証を行うとともに、段階的な性能向上によって、最終的には商業的なエネルギー発生を可能とするまでの技術開発を継続して行うことも必要とされる。したがって、固体増殖・水冷却方式及び先進方式と高温化は並行して進めることが必要となる。すなわち、固体増殖では確実に十分に大きなTBRを確保したフルブランケットとする一方、高温化と先進技術研究開発をモジュールにより段階的に実施するという戦略が必要となる。ITER-TBM照射試験だけでは、原型炉に向けたブランケット性能の全てが検証可能ではないことに留意する必要がある。ITERでは大型モジュールのトカマク本体への工学的統合が課題となるが、中性子負荷、熱負荷、トリチウム増殖比などにかかわるブランケット構造内での核反応確証試験が別途必要である。

「原型炉工学設計・R&D活動」での課題

「原型炉工学設計・R&D活動」での研究開発は、ここで提案するブランケットの「炉工学試験装置」が中心的存在になる。これは、BA活動IFMIF/EVEDA事業の加速器関連施設(RFQ)などを利用し液体リチウムターゲット、中性子照射室を整備した非常に経済的な高速中性子科学開発装置、イオンビーム、電子ビーム及び高強度レーザーによる材料照射高熱負荷試験装置から構成される。本施設は原子炉内には持ち込めないサイズの試料を中性子照射して並行して熱負荷試験、イオンビーム試験を実施できるものとする。これにより、ブランケット研究開発、材料開発研究、トリチウム増倍試験など、多目的な利用が可能で、原型炉工学研究に新分野を切り開く画期的な装置である。BNCTなど広範囲の波及研究への適用も簡単であり、社会に与えるインパクトは極めて大きい。「炉工学試験装置」の整備は、「原型炉概念設計活動」の一部として設計検討を行うとともに、「原型炉工学設計・R&D活動」では、具体的な建設と試験を行って、原型炉ブランケット設計に対する十分な技術的確証を行う。

iv) ダイバータ工学

ダイバータシステムは、ITERでの開発と並行して、既存装置での試験とシミュレーション解析を併用するとともに、今後「炉工学試験装置」を整備して開発を進める。

「原型炉概念設計活動」での課題

ITERタングステンダイバータの開発と並行して、既存装置(JAEA及びNIFS)でのダイバータシステム試験及びシミュレーション解析による設計開発を進める。ダイバータ機器とその要素については、既存研究設備(JAEA、NIFS及び大学)を活用した研究で開発を進める。ダイバータ要素については、冷却材の選定が炉概念設計上、重要な課題で、それらの結果を受けてダイバータカセットとしての中性子照射試験及び熱負荷試験を実施する。

「原型炉工学設計・R&D活動」での課題

中性子照射のため前述の「炉工学試験装置」を新設しダイバータ要素の開発試験を行う。また、要素レベルでの高密度プラズマとのPSIはLHDで開発試験を進め、それらの開発成果を統合したダイバータの全システム試験をJT-60SAにて実施する。

冷却材候補としての水、ヘリウムガス及びその他の熱媒体について、それぞれ原型炉の設計可能なウィンドウを特定する必要がある。一方、原型炉に適用可能なダイバータプラズマ制御がセミデタッチとなるか、デタッチとなるかについても早急に見極め、それに対応したダイバータ概念の構築と工学的なR&Dを実施する必要がある。

v) 核融合燃料工学(トリチウム、リチウム関連と周辺機器開発)

概念設計活動の段階から、原型炉の初期装荷トリチウムの入手や管理及びリチウム同位体回収の方法を検討しておく必要がある。

「原型炉概念設計活動」での課題

1) トリチウム関連技術

原型炉の完成時点で必要なトリチウムが入手できないと、当初からDT運転を実施することはできない。ITERで使用するトリチウムは、現在、CANDU炉で生成されたトリチウムの精製回収に依存している。しかしながら、カナダ製造分のトリチウムはITERに供給され、原型炉へ供給するだけの余量はないものと予想される。

トリチウムを国内で製造するには、技術的には原子炉などの中性子源 (JMTR、J-PARCなど) を用いたLi試料照射とバッチ処理による回収精製処理が考えられる。そのための技術は過去にJAEAにて小規模には確立されているが、その技術は継承されておらず、再度、確認試験を実施しておく必要がある。また、トリチウムの外国からの入手及びその国際管理についても可能性を幅広く検討しておく必要がある。一方、原型炉自身を使用したDD運転によるトリチウム自給シナリオも検討されており、その場合は、トリチウム工学技術の枠を超えた研究開発や組織運営、実施の在り方などを事前に検討しておくことが必要となる。

炉工学としてのトリチウム技術は、ITERで確立される技術を活用し、BA活動の国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)事業などでの安全管理、環境挙動及び計量管理技術開発に継承し、原型炉につなげて行くことになる。一方、実用的な安全技術、環境技術などについては、国内設備を別途活用して経験を積む必要がある。

2) リチウム関連技術

原型炉ブランケット用のリチウム同位体回収は、現在のリチウム電池研究と並ぶ重要課題である。このため、核融合研究開発の枠にとどめず、産業応用など関連他分野とも連携協力し、国家基幹技術としての開発戦略を別途構築する必要がある。日本の主案である固体増殖・水冷却方式のブランケットシステムは、トリチウム増倍係数が小さいので、トリチウムの継続的生成を行う上でリチウム同位体を高効率で回収することが重要となる。原型炉では、ブランケットをモジュール化して定期交換をする方式となることを考慮すると、小規模な回収施設を整備する必要がある。ベンチ規模の技術基盤を確立すること、少なくともその技術的な見通しを得ておくことは、「原型炉工学設計・R&D活動」を開始する上で重要である。

一方、将来的なリチウム元素戦略として、海水からのナトリウム生成と並行してリチウムを抽出する技術を確立しておくことは、電池用リチウム資源を確保するための対抗策としても重要である。海塩から抽出する場合は、同位体回収工程を容易に併設することが可能であるが、国レベルでの総合的な検討が別途必要であろう。

vi) 核融合材料工学(「炉工学試験装置」による規格基準策定のためのデータベース構築)

「原型炉工学設計・R&D活動」での課題

iii)-2)で提示した「炉工学試験装置」及び原子炉での照射データを解析することにより、原型炉に使用される材料の強度特性と安全性確保のための使用基準を原型炉設計の進展と合わせながら詰め、その過程を通じて原型炉設計及び安全性確保のための規格基準の整備を進める。

核融合炉の工学的な規格基準は、必ずしも現在の原子炉規制法の考え方と同一である必要はないものと考えられているが、その一方、核融合固有の安全上の特徴に留意した規格・基準の策定は長期の検討を要することから、「原型炉工学設計・R&D活動」の当初から検討作業に着手する必要がある。特に、この検討作業には産業界の関与及び安全研究を支える学協会の協力が不可欠である。核融合装置は、原型炉が建設される時期には国際的な統一基準が構想されることは十分予想されることであり、この段階で日本が国際的なデファクトスタンダードを確保するためにも、遅延なく検討し、その策定作業を進める必要がある。

vii) 環境安全性評価など

「原型炉概念設計活動」での課題

この段階から、総合的なトリチウムの安全性、環境安全評価手法あるいは交換したブランケットモジュールなどの解体処理と廃棄物の処理処分のために、必要なR&Dを実施する。核融合プラントは、核分裂炉と異なり、通常運転において一定量のトリチウムを放出する。その管理は、技術的には十分な見通しが得られており、また、大規模施設としてはITERがその技術を実証することが期待されている。しかし、放出されるトリチウムは環境において十分測定可能な量であり、その挙動や社会的な受容については、十分な理解と社会への説明が必要となる。固体廃棄物も、また、核融合炉の運転に伴って、低い放射能レベルでありながら大量の発生が想定され、それらの多くはトリチウムを含んでいる。これらの処理処分と長期的な安全管理も、また、原型炉を通じて核融合エネルギーの実用化を構想する段階では十分な見通しが得られていなければならない。今後本格化する既存原発の廃止措置に係わる技術開発と共同して、ピーニング技術や安全解体及び廃止措置技術研究を進めておく必要がある。

viii) 炉心プラズマ研究

原型炉の設計概念の確立には原型炉で運転されるプラズマの設計が基本的要件であり、そのための情報はITERとJT-60SAとLHDなどのプラズマ研究及び理論シミュレーション研究から供給される。特に、ITERでは実施が困難な高圧力プラズマの定常化研究を国内重点化装置の研究として進め、より経済性に優れ、我が国の立地条件に適した原型炉を開発することが重要である。また、LHDにおける磁場閉じ込め研究成果、これら両装置から演繹されるプラズマの理論解析研究の成果も重要であり、人材育成と併せてそれらの活性化と発展を図って、本格的な開発につなげていくことが重要である。

3.    おわりに

本提言では、ITER計画及びBA活動が目標とする核融合原型炉の製造設計・建設段階への円滑な移行がなされるために必要な研究で、BA活動が実施される期間内に並行して研究開発を進める必要がある課題を整理し、「原型炉に向けた核融合研究開発の具体化について」として提案した。ITERの建設と試験及びBA活動とは別に、このように具体的な研究開発を進めておくことにより、ITER計画及びBA活動が目的とする核融合エネルギーの利用に向けた将来戦略を世界に先駆けて社会に明示することができる。さらに、この「原型炉設計作業活動」によってITER計画、BA活動の終了による技術及び人材を有効に育成し活用し続けて、次の段階に円滑に進むことができる。したがって、この原型炉に向けた研究開発の具体化について早急に着手することは極めて重要であり、本提言に沿って、適切な予算規模での「原型炉設計作業活動」の開始が望まれる。

付属資料 本提言における留意事項

1)国際協力で進めるITER計画とBA活動との依存関係について

ITER計画の最大のミッションである燃焼プラズマの長時間生成を達成することは、原型炉の建設に不可欠なマイルストンとして位置づけられており、原型炉の建設はITER計画と全く独立に進められるわけではない。また、核融合のような長期に亘る計画においては安定性の確保が極めて重要で、それは円滑な技術継承や優れた人材の育成と確保に繋がる。このため、本提言で提案する「原型炉設計作業活動」は、国際協力で進めるITER計画とBA活動と密接に連携して実施するとともに、国民の理解と共感を得る取り組みを常に行いながら国内活動としての独立性も保って推進する必要がある。

一方、本提言で提案する「原型炉設計作業活動」は、BA活動とはその補完及び後継活動としての依存性がある。JT-60SAについても、そこで得られるプラズマ物理の新しい知見は原型炉のプラズマ設計の合理化に寄与し、さらにJT-60SAで改良が予想される範囲で原型炉の運転可能範囲に幅を持たせた設計にしておくことで、運用中の性能改善に反映させることができる。

2)核融合研究開発と地球環境課題への政府対応策の整合について

今後の核融合研究開発との係わりにおいて、地球環境課題への長期的な政府対応策で留意すべき点は、時系列上大きな矛盾があることである。もし温暖化ガス排出抑制が2050年までにほとんど完了した場合、その時点でわが国の一次エネルギー需要は現在と比べても大幅に減少しており、またその供給は核融合エネルギーなしで成立しているはずである。それが非化石エネルギーによるエネルギー代替によって実現しているのであれば、核融合エネルギーの2050年以降投入を前提とした原型炉計画の必要性は希薄となる。しかし、2050年までに温暖化ガスの大幅削減を実現するには既存技術が主力であることが必要であり、供給の安定性にも配慮すれば先進軽水炉プラントとCO2回収付きの火力プラントの普及が早期に実現可能な技術として大きな役割を果たしている可能性は高い。そうであれば、化石燃料からの脱却に向けた恒久的対策としての核融合エネルギーの意義は2050年以後も存続する。日本のみならず途上国も含めた世界的なエネルギー供給構造の脱化石燃料化を考えた場合、現在想定されている二酸化炭素削減策が具体的な方策を欠いていることも事実であり、これに向けた解決オプションとして、核融合エネルギーの導入の可能性を考えた場合には、一刻も早い核融合エネルギーの実現とその世界レベルでの供給可能性を検討することが必要である。

3)原型炉とITERを含む既存装置の性能相違に対する取り組み方について

日本の原型炉開発の特徴は、経済性に優れた高圧力定常燃焼プラズマを前提とする点にある。そのため、ITERにおいて誘導電流での300-500秒のプラズマ燃焼を確認し、かつ高圧力プラズマの定常運転をJT-60SAにおいて確認するとともに、両者の物理的理解を明確にすることで、原型炉における高圧力定常燃焼プラズマの実現可能性を見極めることによって、原型炉の製造設計・建設段階へ円滑に移行する。

また、原型炉に向けたダイバータとブランケットの開発において、熱負荷と中性子負荷を並行して試験できる装置は現在存在しない。そのため、iii)-2)で述べた「炉工学試験装置」を整備する必要がある。しかしITERでも「炉工学試験装置」でも原型炉相当のフルエンスを得ることは難しいものと考えられることから、原型炉運転の初期段階では、ダイバータとブランケットを定期的に交換することや必要な改良を行うことを前提に、原型炉の製造設計・建設段階に進むことになる。

上述の点については説明責任を十分果たして、国民の理解を得ることが肝要である。

4)人材の育成・確保を含む資源確保について

原型炉開発を進める上で大きな前提となる上記3)の2件に対しては、人材の育成・確保など資源の確保が必要となるが、長期的に取り組むための留意点を関連する分野を含めて以下にまとめる。

1) シミュレーション研究

原型炉とITERの性能ギャップを埋める一つのアプローチとして、シミュレーション研究に基づく予測設計を併用することが重要である。この分野の拡充をはかるため、大型計算機の整備だけでなく、人材の育成も視野に入れる必要がある。

2) 設計基準及び並行する許認可の準備検討

原型炉の設計作業へのフィードバックも念頭に、設計基準及び並行する許認可のための準備検討を効率的に進めるため、ITERの規格・基準と安全規制分野との人的交流や若手担当者の派遣などを通じて人材の育成をはかる必要がある。

3) 「原型炉戦略設計コアチーム」

本チームは、原型炉開発の最前線の司令塔であり、将来「原型炉工学設計・R&D活動」を担う組織であることも想定されることから、若手中心の構成として人材を育成する運営が望ましい。その際、関連研究機関、大学や産業界などからの人材を確保する上で、人材の流動性の確保についての留意も必要である。

4) JT-60SA

ITERでの実験・運転を主導し、原型炉開発を担う国際性を有する若手研究者・技術者をJT-60SAでの研究開発を通じて育成することは、JT-60SAが果たすべきもう一方の大きな役割であることに留意する必要がある。

5) 多角的な理解確保

核融合エネルギーの研究開発を進めてその実現を目指す目的には、エネルギー確保だけでなく地球規模の環境問題への寄与がある。後者において、二酸化炭素削減や環境適合性能を評価して国民や関係府省に強く訴え、多角的な理解の確保に努める必要にも留意すべきである。

5)核融合エネルギー実現に向けた継続的な産業界の関与について

産業界は、核融合の研究開発が超長期にわたることから、人材や資金などの投入には慎重である。産業界の継続的な関与を得るためには、本提言の「原型炉設計作業活動」、すなわち、前半の「原型炉概念設計活動」をITER計画とBA活動と並行して、また後半の「原型炉工学設計・R&D活動」をITER計画とともに適正規模で実施することが不可欠である。

6)核融合エネルギーの将来的な研究開発戦略について

今後の原型炉開発に向けて、ITERでの燃焼プラズマの長時間運転及びJT-60SAでの高圧力プラズマの定常運転の確認を前提とするとともに、ブランケットやダイバータの研究開発に時間的制約があり、本提言で提案する「炉工学試験装置」のフルエンス能力も原型炉での要求に対して小さいことは、研究戦略としての脆弱性を与え得ることを対応策とともに3)で指摘した。核融合研究開発を将来に亘って進めるにあたっては、本提言の「原型炉設計作業活動」を適切に実施しつつ、地球環境やエネルギー需給ないしエネルギー安全保障など環境・エネルギー施策全般に係わる外的要因やその変化をも視野に入れ、必要な代替戦略を幅広い立場から適宜検討する余地を残していることは特記しておきたい。

7)必要不可欠な施設

1) 炉工学試験装置

BA活動IFMIF/EVEDA事業での開発や必要な実証試験を中心に2010年代中葉まで行い、その後は当該施設を最大限活用して中性子工学を中核とする炉工学研究を進めるなかで、トリチウム管理技術や規制関連の工学開発までカバーする。IFMIFは材料照射試験装置としての位置付けが強調されてきたが、加速器を低エネルギー側から段階的に整備しつつ、中性子工学関連試験を低線量時期に行うことで、原型炉開発に向けた工学基盤装置として整備する可能性と意義を再検討、再評価する必要がある。「炉工学試験装置」の重要性は原型炉開発を進める上明らかであり、中性子工学は原子力研究やエネルギー研究の大型プロジェクトとして位置づける重要なキーワードでもある。多目的中性子源とすることで、BNCTなど医療工学への適用も可能で、設置サイトでのがん治療利用をも見込む。

2) JT-60SA

JT-60SAでの炉心プラズマ開発は、ITERでの実験や運転に貢献しつつITERでは実施が難しい定常高圧力プラズマを実現しその物理的理解を含めて制御手法を確立することで原型炉設計に貢献することにある。既存の大型トカマク装置であるJETの運転停止も見込まれることから、国際的な炉心プラズマの研究開発拠点としての重要性はますます高くなることも考慮し、JT-60SAでの炉心プラズマ開発を「原型炉工学設計・R&D活動」が終了するまで遅滞なく実施することは重要であり、国際的な責務とも言える。また、高熱流束ダイバータ試験やブランケットとプラズマの整合性試験など、JT-60SAで実施することで効率的な開発が可能となる項目は多い。DT中性子の存在を除けば、ITERや原型炉に近い領域でのダイバータ試験環境が提供されることは留意されるべきである。

3) LHD

LHDの特性を生かした研究開発を実施する。プラズマ閉じ込めの学術研究による貢献が重要であり、高密度プラズマ領域におけるダイバータ機器の要素レベルでのプラズマと壁表面相互作用(PSI)に関連する長時間確証試験を実施し、JT-60SAでのダイバータの全システム試験に反映する。

 

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