核融合研究開発 9-4 核融合炉条件を作り出す強力中性子源の建設に向けて－リチウム施設の工学実証研究と工学設計の構築－工学実証研究遠隔操作系・日本は一体型ターゲットアセンブリ交換方式・欧州は背面壁のみ交換方式 EVEDA Li 試験ループ建設・運転・試験損耗・腐食（1）各種機器の機能性試験（2）真空下での自由表面を持つ高速流動試験（3）長時間試験（EU 側は欧州機器による試験）ノズル・欧州の小型 Li ループによる１０００∼ 8000 h 試験（F82H, Eurofer 97）図 9 - 10 IFMIF の Li 施設の工学実証と工学設計活動の内容 Li 施設の工学実証としてプロトタイプの Li 試験ループの建設と運転及び試験などの実証試験を実施し、これを基に IFMIF の中間工学設計書を作成しました。計測系 Li 取扱い安全・高速 Li 流の波高計測・阪大 Li ループで計測適用性評価等・Li 取扱技術，消火試験等・水試験ループによる補助解析 Li 流れターゲットアセンブリ Li 純化系レーザヘッド・Li 中の不純物除去，不純物モニター Arガスノズル電磁ポンプ N ダンプタンク H 工学設計不純物コールド不純物モニタートラップトラップ（O，Be 等）（H， N， O， C 等）（単位：mm） Li 流入口 0 65 φ1 357.64 200 観測窓 300 610 背面壁（流路）出口管 15 m/s 30 390 2段ノズル図 9 - 12 ファイバーレーザによる溶接と切断の実証大阪大学接合研との協力下で、ファイバーレーザによる溶接の実証試験を実施した様子です。この時のレーザの出力は 5 kW で、溶接速度は毎分 3 m で制御しました。 0 250 149 整流器 100 SUS316 鋼（厚さ 2 mm）の円板を 2 枚重ねている 552 図 9-11 自由表面を持つ高速 Li 流（左）と流路（右） Li 試験ループの最重要な実証試験として 1/2.6 スケール（横幅 100 mm，厚み 25 mm）の安定した高速 Li 流を示したものです。（真空中（約 370 Pa）で 250 ℃）核融合炉では、核融合反応（D-T 反応）により生成した 14 MeV 中性子によって材料中では弾き出し損傷や核変換生成物（H や He 等）により、材料の照射硬化や照射脆化などの現象が生じます。現在、建設が進められている国際熱核融合実験炉（ITER）による材料への中性子照射量は原型炉目標の数 % 以下のため、原型炉の材料開発の評価には十分ではありません。このため、核融合原型炉の材料開発には、国際核融合材料照射施設（IFMIF）のような高強度の 14 MeV 中性子相当の照射環境場で、材料やコンポーネント等の照射量依存性評価が不可欠です。 IFMIF では 40 MeV，125 mA の 2 本の重陽子ビーム（形状：横幅 200 mm，縦幅 50 mm）を、真空中（約 10-3 Pa）で自由表面を持つ 250 ℃の液体リチウム（Li）ターゲット（横幅 260 mm, 厚み 25 mm）に入射させ、中性子を発生させるシステムです。現在、IFMIF の工学実証・工学設計活動（EVEDA）が、日欧協力のもと幅広いアプローチ活動のひとつとして実施されています。私たちは、図 9-10 に示すような IFMIF の Li 施設の工学実証試験の課題評価とその工学設計を実施しています。この中で IFMIF の Li 施設のプロトタイプである世界最大の流量（3000 ℓ/min）を持つ EVEDA Li 試験ループを建設・運転し、IFMIF の建設などの判断に必要になる Li 施設の工学実証試験データの取得を積み重ねているところです。この高速 Li 流の評価においては、図 9-11 に示すようなビデオカメラによる高速観察法や、開発を進めてきた非接触型のレーザー波高計測器による計測によって正圧だけでなく、負圧においても安定した流れを形成することが分かりました。また、遠隔操作系技術の工学実証試験として、Li 施設の構成要素であるターゲットアセンブリと呼ばれる機器の交換方法に対して、ファイバーレーザを利用した切断と溶接の適用性試験（図 9-12）を実施し、良好な結果を得ています。そして、これらの工学実証試験を基にして、IFMIF 施設全体として約 6500 ページにも及ぶ中間工学設計書を 2013 年度に作成しました。 ●参考文献 Wakai, E. et al., Engineering Validation and Engineering Design of Lithium Target Facility in IFMIF/EVEDA Project, Fusion Science and Technology, vol.66, no.1, 2014, p.46-56. 原子力機構の研究開発成果 2014 113