雛一 ■ 解説核融合炉のためのトリチウム確保（1）一核融合炉燃料トリチウムの製造施設について一棚瀬正和（日本原子力研究所）（1997年5月22日受理） Procurement −A Design Study of of Tritium Faci趾y for Fusion Production TANASE To々α〃〜636α70h for Reactor of Fusion Fuel Tritium一 Masakazu Es如61ゑsh規6フ循ノのαπ・4∫o％z記E％怨y R6s6α76h／iπs！2伽陀，乃αzo玩3ヱ9一ヱヱ，ノ砂oπ （Received22May1997） Abstract Tritium，a developmental tors in Japan sign of a tus of by large−scale tritium fuel extraction for from pro（luction pro（iuction technology use in fusion reactors，has been neutron−irradiated6Li−targets．This facility in Japan capable is of also pro（lucing500g pro（iuce（l paper of in丘ssion describes tritium the research reac− preliminary annually．The present de− sta− discusse（i． Keywords： fusion fuel，tritium，neutron irradiation，tritium production，500g，production facility，design 生成する核反応は種々あるが，実用的には2H（n，γ）T（反 1．はじめに平成4年7月に6ヵ年計画で開始された国際熱核融合応断面積5×10−4バーン），6Li（n，α）T （反応断面積9．5 実験炉（ITER）の工学設計活動（：EDA）は順調に推移して ×102バーン），3He（n，γ）T （同，5．33×103バーン）いる．この計画が発展しわが国でITERを建設する必要の核反応があげられる．実際には，現在の所，前者2つが生じた場合，その燃料である重水素とトリチウムの確による反応で多量のトリチウムが生成されている．しか保は必要不可欠となる．この内，重水素は比較的容易にし，最近になりトリチウム（半減期12．3年）の崩壊生成得られるが年間に数kgが必要とされるトリチウムを確物である3Heが大量にトリチウムから分離されており，保することは輸入などの措置を含めて非常に重要とな最後の反応による方法も検討され始めた．この3つの反る．ここでは，トリチウムの大量確保を念頭に置きつつ応はどれも中性子により引き起こされる反応で，原子炉トリチウムの生成法について外国も含めて簡単に述べたや加速器，また，将来的には核融合炉で生じる中性子が後，年間500g規模のトリチウム製造施設の予備的検討利用される．について紹介する． 2．1原子炉による方法 2．トリチウムの生成どさまざまのタイプの炉があるが，重水（2H20）炉では，原子炉には，軽水炉，重水炉，新型転換炉，研究炉なトリチウムは天然にも極低濃度で存在するが，大量に特に新たなターゲットなしに重水と中性子の反応で重水得るためには人工的につくる必要がある．トリチウムを中に大量のトリチウムが生成する．そのため，重水炉を 666 解説核融合炉のためのトリチウム確保（1）棚瀬多く持つカナダでは，重水から大量のトリチウムを定常ターゲットを材料試験炉で照射してトリチウムを生成さ的（年間2．5kg程度といわれている）に回収している．せ，ターゲット中に生成したトリチウムを回収，精製し重水を使用しない原子炉を用いて多量のトリチウムを生ている．この一貫した工程を経て得られる0．l 成させる方法として，6Li（n，α）丁反応によるものがあり，度トリチウムの製造技術開発の概要を次に述べる［4］． gの高純内容に不明な点も多いが欧米で広く利用された．日本（原原子炉照射に使われるターゲットは3％のリチウム研）では研究炉，材料試験炉でこの方法で生成させてい（6Li，95％濃縮）を含むアルミニウムの合金板をアルミるが，その量は年間数10g程度が限界である．しかし，別な炉（新型転換炉など）を用いることができれば課題ニウム板で被覆したもので外形寸法100mmL×20 mmW×2mmTである．このターゲットを材料試験炉も多いが年間500g程度は可能であると思われる［1］．（2×1014cm91s『1）で2〜3ヵ月問照射する．ターゲッ 2、2加速器による方法ト内に生成したトリチウム量はカロリメータで測定し，アメリカでは，APT（AcceleratorProductionofTri− tium）計画として加速器によるトリチウムの生産方法がターゲット数10枚（0．l 抽出炉に入れる．系内を真空にし，ターゲットを700℃ 検討されている［2］．この方法は，数百MeVからGeV で融解してトリチウムを抽出する．抽出したトリチウムオーダの陽子を重い原子核に照射しスポレーション反応ガスは，循環ポンプにより，活性化したウラン・ゲッター gのトリチウムを含む）を真空（核破砕反応）を起こさせ，10〜100個／陽子の大量の中に回収する．回収したトリチウムガスは99％以上が水素性子を発生させ，これと3Heや6Li原子と反応させトリ形で，トリチウムの同位体純度は90％以上（不純物の軽チウムを得ようというものである．使用する加速器は陽水素Hを含む）である．しかし，実用上トリチウムガス子をi．6GeVまで加速し電流は250mAにすることがでの純度は99％以上が必要である．そのため，ラジオガス・きる非常に強力なものである［3］．クロマトグラフィによる同位体濃縮法を開発し，0．l g 規模でのトリチウム濃縮を達成させることができた．こ 3．日本（原研）におけるトリチウム製造技術の操作によりトリチウムの純度は99．9％以上となる．こ日本（原研）では，原子炉と加速器によるト．リチウムのようにして得られたトリチウムガスは，理研（ラザフ生成の内，前者による方法を採用している．6LシAl合金ォード・アップルトン研究所）で実施しているミュオン Targe†Preparation （U A l O2） Pe目et FissionReactorlrradiation ＝ φ10×10 mmH 5×10−3g−T2／pellet，50peHets／capsule ドの ■一幽轍網一鞠｛ TranSpOrtatiOn i surfacedose：〈2mSv／hr l I I ヨ l 1 ｛コ 1 1 l l I l l 6capsules／vessel×2vessels／day，3g一丁2／day GB ： g I◎ve 一一一榊一幽一醐儒幡口楠需一幽一一甲『 1 lロI I ｝ l l I bOX Cave Capsule Openin9（N賎1） Toploading 24capsuies／day，39−T2 TritiumExtractlon（N巳2） 600pellets／day（100pellets／batch×6times／day） 3 9／day x 1了days ≒ 50 g−T2／RUN Analysis（GB2） Ca I or i meter，Gaschromatograph Massspectrometer，lonizationchamber Reduction，Purification l ＆Recovery（GB1） Reductionoftritiatedwater，Zr−sponge Purificationoftr川㎝gas ZrCo509一丁2（1getter） Recoveryoftritiumgas，ZrCo50g一丁2（1get之er） l TemporaryStorage，Zrα）1009−T2（2getters） 1 Waste T『eatment ヒ l I I l l ヒ Enrichment（GB4） Thermaldiffusioncolumn， En r i chment facto r ＝＞99％ Cave（N巳1），Carrying−outthroughtop loading （lrradiatedpins＆targets） GB 5， L i qu i d waste， Meta l bed Storage＆Distribution（G83） ZrCo1009一丁2（5getters）ー一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一一・TRITIUM Fig。1 T醐um productbn processes ln tわe facility deslgned 667 PRODUCTlO閥 pre踊minarily FAC匿LITY for producing500g of tritium in a year，プラズマ・核融合学会誌第73巻第7号 1997年7月 900 Ex士ract i on Fu 1300 rnace Electrode CooI ed wi th 6ateVaive Water ／Therm。c・uple Preparat甚on ／Shutter飴teValve i臼1 Room Crucible Ekt ract i on ＆C◎nt ract i on Rod 一〇譜藷 i ノ Ref l ec to r Plate Heater．銭皇く謝賑， 1 GaugePort Heatlnsulator Fig．2 Tritium extraction apparatus；Fiftyneutron−irradiated pe ets taken in the crucible are introduced intothe extraction fur− nace and tritium is extracted byheating tわe pellets at800。C undervacuum． 555 349 ，0 6 Z凶b《＋Cu、 ater 照croheater ぐ〆一一軸一『一一一一〇〇〇｝一｛一・ O O o ・一〇couple D 一一 o一醗薫簾蘇薫庶蕉矯鴬嶽繍篇｝も玉基 ●㎜一一一〇一の．猟柵冊柵総柵矧・燃r猟 ●．・鰻騒灘澤難黙灘灘響 li寿騨＿一 o 9 HeatReflectorZrC。PackedContainer Water略ooledJacket 9 Fig．3 ZrCogetter；Purified tritium gas（ねydrogen form）is absorbed and stored in the getterthrougれtbe reaction witれZrCoat an ambient temperature、Tritium gas is taken out from the getter by heating ZrCo containing重ritium at temperatures below400℃． 4．トリチウムの大量製造施設触媒核融合反応実験用トリチウムターゲットの調製にも上記のように日本（原研）で独自に開発したトリチウ利用している［5，6］．ム製造技術の成果を受けて，1回50g規模（年間500g） 668 解説棚瀬核融合炉のためのトリチウム確保（1）した）ためそれを除く必要がある．そのため，熱拡散筒のトリチウムの製造が可能な施設を予備的に検討した．トリチウムの製造工程としては，ターゲットの製作に［9］を備えた同位体濃縮装置により1回分の50gを5日始まり，ターゲットの原子炉（または加速器）での照射，（上記17日間の中で実施可能）で処理する．99％以上にターゲットからのトリチウムの抽出，化学的精製（化学濃縮されたトリチウムガスはZr−Coゲッタ（Fig．3）に貯形の変換を含む），トリチウムガスの回収，トリチウム蔵する．ここまでの操作を1サイクル（1回）とし年間の貯蔵，トリチウムから軽水素（H）を除く同位体濃縮 10回実施すれば500gのトリチウムを得られることになる．一方，これらの工程を実施するために最も重要なことがある．その工程（装置類を含む）と内容の概略をFig．は，放射性物質を安全に取り扱うことである．トリチウ 1に示す．原子炉照射用のターゲットとしては，高温の照射場にムは水素の同位体であり，特にガスとして扱う場合は飛も適用が可能な融点の非常に高いセラミックであるアル散しやすく，いかに閉じ込めるかということが課題となミン酸リチウムを選択し，キャプセルに封入する．原子り，ここでは多重格納システムを採用した．また，ター炉照射されたキャプセル（ターゲット）は輸送容器でトゲットやキャプセルなどの被照射物はガンマ線放出核種リチウム製造施設に運び込む．キャプセルはケーブ内のも生成するためその放射線からの防御も必要となる．そ開封装置で一部を切断してターゲットを取り出す．ターのために，これらの放射性物質を扱うために，グローブ・ゲットは抽出装置（Fig．2）で加熱しトリチウムを放出さボックス，ケーブなどを備えた．さらに，放射性物質（特せる．この工程で1日3g（17日で1サイクル，1回とにトリチウム）の装置類からの漏洩に備えて，グローブ・する）のトリチウムが放出してくる．ターゲットから取ボックス内などの雰囲気（空気）を浄化する装置を設置り出したトリチウムは水素形であればそのままで，また，するとともに，グローブ・ボックス外に万一漏洩したト水の形であればZrスポンジで水素形に還元し，Zr−Co リチウムが建屋外に異常放出されるのを避けるために必ゲッター［7，8］に一時貯蔵する．貯蔵されたトリチウム要な箇所の建屋内空気の浄化装置を設けている（Fig．4）．には同位体不純物の軽水素が含まれる（H：Tニ1：9とこの図の排出ガス浄化装置は，50m3／h，緊急時空気浄鋤rting ㎞s for PipiR傷lSQlat哺， etc． Tritl㎝R㈱val ㎞rgency Cave（南，2） Cave（南．1〉 Transportati㎝Vessel lrradiatedτarget 郎隔一日 CapsuleΦener Tritiun㎞val E）φausting 泳tractionハpparatus Syst㎝f◎r Syst㎝sfor gas Area（1） forぬ畑i㎎〉O．1g of Tritl鳳「 ApParatuses Gbve％x（5） Glo》e恥x（4） Glove恥x（3） Glove恥x（2） Gbve騰x（1）紘ti㎝，恥rification＆RecQvery Waste Storage＆Distribut㎞Apparatuses Analyzers ゴゴ Disposal㈱aratus Enric㎞nt加paratus 二」L±二二 Area（2）forHandling＞0，1gofTriti㎝ Fig．4 Tritium removal system oftritium production 669 facility designed preliminarily．プラズマ・核融合学会誌第73巻第7号 1997年7月 Area（2）for卜恰ndli㎎〉ωgofTr旧㎝ R6cept。ra㎡Distri㎞t。rf。rElectricP。wer 幽chineryRocmforVen創ation αriti㎝Area） oδ5 口 Cave Nα1 P・omfor梅副i㎎qlgofTriti㎝晦chinery㎞forVentiiation ＆Na2 （晦Tritl㎝Area）㊤口 o 漁chinery㎞nforCooiingWater Room for Waste Storage 肋chineryR∞mforPressure（めntrol R㏄mforLiquidWasteTanksandTransferF㎞ps Fig．5 Conceptual design for tritium 化装置は300m3／hで系内のトリチウムを除去する． production facility，［3］G．P．Lawrence，研gh ∫∂7丁沈伽〃z 以上の予備検討で得たトリチウム製造施設全体の概念 Poω67L初6α7／10cε1ε7ζz置o猟3 P704％o！♂oπ伽4Tz伽s別勿如だo鋸げ翫6− 16α7防s云6，LA−UR−90−3315（1990）．図をFig．5に示す．［4］棚瀬正和：プラズマ・核融合学会誌70，32（1994）．［5］M．Tanase，M．Kato，K 5．おわりに Matsuzaki，K 核融合炉燃料の高純度トリチウムを年間500g製造す Ishida and Kurosawa，M．Hashimoto，T． K Nagamine，1〜60副S渉％一 4σ6sげP70ζ！％oあoπ伽4P％プ舜加渉♂oπげT7ぢ枷〃zづn ることができる製造施設の予備的検討を実施した．日本ノ丑E五〜ノl P706． oゾ乃z陀刀zαあoπθl T7露♂z6〃z におけるトリチウムの製造量は，課題も多いがある程度盈云6解oあoκS伽認6s，Toyama，July，p85（1996L ［6］K．Nagamine，T．Matsuzaki，K．Ishida，1．Watanabe，の見通しは得られたのではないかと考えている．核融合炉の研究開発計画としても進められているEDA（工学設計活動）も終わりに近づきつつあり，これから次のス S．N．Nakamura，R．Kadono，N．Kawamura，S，Saka− moto，M．Iwasaki，M．Tanase，M．Kato，K．Kurosa− テップに向けどうするかの検討がなされるだろう．この wa，G．H．Eaton，H．」．Jones，G 経緯との関連で日本でのトリチウム製造の進め方も考慮 Williams．HyperHne ［7］S されていくものと思われる． W．G． N．Yokokawa E％8ゴ％6ε万7zgαπ4Z）εs⑫フz and Y。Naruse， lO，355（1989）． and K．Okuno，Fusion Technology28，1015（1995）．［9］T．Arita，T．YamanishL Y。Iwata and K．Okuno，Fu− ［1］加∂魏60勉灘競φoπ Advisory and ［8］T．Hayashi，M．Yamada，T．Suzuki，Y．Matsuda 参考文献 Research Thomas Interaction101／102，521（1996）。 Konishi，T．NagasakL Ez6sぢ07z ［2］Energy 四〇7ゐshoρ oπP7εsε撹S如伽s伽4Pプoψ副げT7痂％解一1吻齢乞α1 Board，z40081ε名諺oプPプo− sion 4％漉oηoゾ丁痂劾〃z（24P『），DOE／S−0074（1990》． 670 Technology30，864（1996あ