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- 1 -核融合フォーラム全体会合：「フォーラム活動の近況報告」於学士会館、平成16年12月27日
炉工学クラスターH16年度活動状況(2)「ITERテストブランケット試験に向けた
炉工学課題の整理」検討会
代表世話人：田中知（東京大学）、香山晃（京都大学）
発表：秋場真人（原研）
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我が国におけるブランケット開発
１．我が国のブランケット開発の方針は「核融合研究開発の推進について」（平成４年５月、原子力委員会核融合会議）や「核融合炉ブランケットの研究開発の進め方」（平成１２年８月、原子力委員会核融合会議）にまとめられている。
２．その中で、発電実証プラントに向けて、実験炉（ITER）にモジュール規模のテストブランケットを設置して、核融合炉環境下でトリチウム生成・回収や発電に適する高温の熱の取り出し等の総合的な機能試験を実施することが重要な中間目標とされている。
３．ブランケットの方式としては、構造材料には低放射化フェライト鋼を使用し、冷却方式には加圧軽水を用いた固体増殖方式ブランケットを主案とし、原子力研究所を中核的な機関として研究開発を推進する。
４．国立研究機関及び大学等においては、従来から固体増殖方式及び液体増殖方式の両者に係る広範な材料開発や基礎研究が有機的に実施されてきており、引き続き、液体増殖方式の見通しを得るための基礎研究、及び固体・液体増殖の両方式に係る先進的な概念につながる応用研究や高度安全性研究を実施する。
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本検討会の活動方針
本検討会では、 低放射化フェライト鋼の協力研究会と連携しつつ、ITERブランケット工学試験作業グループ(TBWG)＊活動を支援するとともに、主体的かつ全日本的に参画するための具体的な取り組みを検討する。産業界や国内研究機関に対し、ITERの有効利用やITERテストブランケットに関する情報を共有する場を提供する。
ＩＴＥＲ工学試験研究
テストブランケット
増殖材Li2TiO3
（直径0.2~2mm）
増倍材Be、Be12 Ti （直径0.2~2mm）
プラズマからの負荷
冷却管
(第１壁) 低放射化フェライト鋼
- 4 -「ITERテストブランケット試験に向けた
炉工学課題の整理」検討会発電実証プラント用増殖ブランケットを開発するためには、そのテストモジュールを実験炉（ＩＴＥＲ）に取り付けて核融合炉環境下での総合性能試験を実施することが必要燃料となるトリチウムの生産機能を実証する熱エネルギーを取り出して発電機能を実証する放射線から炉内機器や生体を保護する遮蔽機能を実証する
真空容器
プラズマ
加圧水冷却系
タ︱ビン
テストブランケットモジュール
約2m
約1m
原型炉
実験炉(ITER )
テストブランケット
モジュール開発要素開発 工学実証
プラント規模での発電実証
発電試験熱の取り出し トリチウム生産
テストブランケット・
モジュール試験
~ 2010 ~ 2030西暦
現在
~ 2020
システム総合機能実証 改良研究
ITER断面図
テストブランケットモジュール概念図
トリチウムを生産する増殖材
トリチウムの生産効率を改善する増倍材
冷却水の流路
〜0.6m
〜0.5m
プラズマに面する壁（第一壁）
開発スケジュール
発電実証プラント
●水平３ポートを利用●１ポートに２モジュールを設置予定
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ITERブランケット工学試験作業グループ（TBWG）の活動
ITERの目的の一つは、「核融合エネルギーを実用の目的で利用するために必要なnuclear componentsの統合された試験を行うこと」（EDA協定第１条）
具体的には、ITER用いて核融合炉ブランケットの試験を行い、トリチウム増殖機能や発電機能を実証することが、ITERの建設・利用の目的の一つ
TBWGは、平成6年12月の第7回ITER理事会(IC-7)において、ITERを用いて各極が試験を実施するテストブランケット・モジュールの開発試験計画を国際的に調整・統合するために設置されたワーキンググループ
TBWGは、各極の委員（各極3名）とJCTの委員（4名）で構成
ITER工学設計活動(ITER/EDA)の中で唯一ITERの利用計画について具体的な検討を実施。
EDA期間中に10回開催され、報告書をまとめた。
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TBWG活動の緊急性
テストブランケット・モジュールの設計が、ITER本体・建屋設計と物理的に整合がとれていることを確認すること。
テストブランケット・モジュールの設計が、ITERの安全確保の方針を満たしていることを確認すること。
テストブランケット・モジュールの試験計画が、ITERの運転・実験スケジュールと整合がとれていることを確認すること。
以上をうけて平成15年10月から活動を再開。これまでに３回会合を開催。来年春までに報告書をまとめる予定。
これまでの経緯H15.10 第11回TBWG開催（ガルヒング）H16. 3 第12回TBWG開催（那珂）H16. 7 第13回TBWG開催（ガルヒング）H16.12 第14回TBWG開催（那珂）
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TBWGに向けたフォーラムの活動
(1) 今後のブランケット工学試験に係る作業を進めるに当たり、2001年TBWG最終報告書を基本とすることを確認。暫定的な配置案は以下の通り。
ポートA：He冷却・固体増殖方式を2モジュールポートB：水冷却・固体増殖方式とHe冷却・液体リチウム鉛方式ポートC：液体ﾘﾁｳﾑ冷却・液体ﾘﾁｳﾑ増殖方式と溶融塩冷却・増殖方式
(2) 上に示した5つのブランケット方式についてサブグループを作り、作業を進めることとした。
● サブグループへの参加について全日本的な対応が求められた● 炉工ネット幹事会、核融合フォーラム炉工学クラスターの活動の一
環として「ITERテストブランケットの選択と具体的な炉工学課題の整理」検討会（H16年2月17日）を開催
● 今年3月9-12日、ITER那珂共同サイトで開催された第12回TBWGに大学、核科研、原研が協調して対応。
第11回TBWG(H15.10)の主要成果
参加極が興味を示したテストブランケット・モジュールの方式
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極 日本 EU 米国 RF 中国 韓国 発電実証プラント
○PPCS-BA-SSTRPPCS-C
ARIES-ATVectorSSTR
DEMO2001
ARIES-RS
FFHRARIES-AT＋Flibe/AFS
○
○
○
○
○
○ ○
○
○
○
○
○
○
○
○
WSG-1:固体増殖/He
WSG-2:LiPb/He ○
WSG-3:固体増殖/水
WSG-5:溶融塩
WSG-4:液体Li/V ○
○
○
○
原研 大学
＊５つのブランケット方式についてサブグループをつくり、議論・調整を進めることとした。サブグループの活動は電子メール等による情報交換が主
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各極が指名したサブグループメンバーEU JA US
WSG-1 Helium-cooledCeramic
L. BOCCACCINI,FZK
A. HASEGAWA, Tohoku U.A. SHIMIZU,Kyushu U.M. ENOEDA, JAERI
A. YING, UCLA
WSG-2 Helium-cooledLiPb
Y. POITEVIN,CEA
S. KONISHI, Kyoto U.A. KOHYAMA, Kyoto U.
C. WONG, GA
WSG-3 Water-cooledCeramic
A. KIMURA, Kyoto U.M. ENOEDA, JAERI
WSG-4 Self-CooledLithium
T. MUROGA, NIFSS. TANAKA, U. TokyoH. Matsui, Tohoku U.
D.K. SZE, UCSD
WSG-5 Self-CooledMolten Salt
S. TANAKA, U. TokyoA. SAGARA, NIFST. Terai, U. Tokyo
D.K. SZE, UCSDD. PETTI, INEEL
China KO RFWSG-1 Helium-cooled
CeramicK. FENG, SWIPZ. LI, SWIP
K.W. SONG, KAERI V. KOVALENKOV. DEMIDOV
WSG-2 Helium-cooledLiPb
Y. WU, ASIPPG. ZHANG, AWIP
Y. KIM, KAERI I. DANILOV
WSG-3 Water-cooledCeramic
H. WANG, SWIP
WSG-4 Self-CooledLithium
Q. HUANG, ASIPPH. WANG, ASIPP
B.G. HONG, KAERI I. KIRILLOV,Efremov
WSG-5 Self-CooledMolten Salt
サブグループリーダー
- 10 -平成16年度第1回「ITERテストブランケット試験に向けた炉工学課題の整理」検討会（平成16年7月1日開催）
第13回TBWG（H16/7/6-9,@ガルヒングITERJWS）に向けて、各WSGの成果をとりまとめた。
第13回TBWGの主な成果は以下の通り。
今後の設計作業を進めるに当たり暫定的な配置案を決定。
補機設備からポートまでの主要配管の本数案を整理。
配管の配置についてITER国際チームが検討することとなった。
暫定配置案
ポート 想定WSG 想定TBM方式 次点方式
WSG1（He冷却固体増殖） EU提案（KO、US参加希望）
WSG1（He冷却固体増殖）日本提案
（US、KO参加希望）
WSG2（He冷却LiPb増殖） EU提案 中国提案Dual Cool He/LiPb
WSG3（水冷却固体増殖） 日本提案 ITER増殖BLの試験可能性
WSG4（液体Li自己冷却） RF提案(日本参加希望)
WSG5（溶融塩）US提案Dual Cool Liq. Bl.
(Flibe or LiPb)(日本参加希望）
WSG1（He冷却固体増殖）
RF提案、CN提案
ポートC
ポートB
ポートA
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テストモジュールの補機系設置案
TCWSボールトの一隅にTBM冷却システムを設置する。
トリチウムプラント室にTBMとリチウム回収システムを設置する。
ポートエリアに、TBM用トリチウム計測システムを設置する。
垂直シャフトにTBM冷却システムトリチウム回収パージガス配管を設置する。
- 12 -平成16年度第2回「ITERテストブランケット試験に向けた炉工学課題の整理」検討会（平成16年12月6日開催）
第14回TBWG（H16/12/14-17,@那珂ITERJWS）に向けて、設計の進捗状況、各サブグループの活動状況をとりまとめた。
TBWG14の主な成果
各極のＴＢＭ（詳細）設計の進捗状況をレビュー
各サブグループの活動状況をレビュー
ＩＴＥＲ冷却系室(TCWS)からTBMポートまでの配管数に関して合意
ＴＢＷＧ報告書を来年4月を目処にまとめることで合意
Port A2 He-lines + Heat Rejection + 1 Components Cooling H2O line+ 4 Purge lines
Port B2 He-lines +1 H2O-line + Heat Rejection + 1 Components Cooling H2O line + 4 Purge lines
Port C3 He-lines + Heat Rejection + 1 Components Cooling H2O line+ 4 Purge lines
合意したTCWS VaultからTBMポートまでの主要配管数
ま と め- 13 -
ITERを工学的に利用するテストブランケット試験計画は、発電実証プラント実現に向けたブランケット開発計画の重要なマイルストーン。
核融合フォーラムにおける全日本的な議論を踏まえつつ、テストブランケット・モジュール （ TBM ） 設計 、 R&D を 進 め る と と も にTBWG活動に主体的に参加。
近未来の発電実証プラントに向けて最も有望と考えられている低放射化フェライト鋼製の固体増殖／水冷却方式のTBM開発のスケジュールについては、ITER運転初期に炉内に装着することを目指して,実機大モックアップを用いたアウトパイル試験や既存炉を用いたインパイル照射試験、増殖／増倍 材 料 開発、14MeV中性子によるブランケット核特性評価、トリチウム回収システム開発を進める。
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Time Schedule of JA TBM Development
ITERProject
FY 2020
JA TBMDevelopment
20102000
Out-pile R&Ds
Neutronics/Tritiumu Production with 14MeV neutrons
#1 Module
2005 2015
BasicTechnology Engineering R&Ds Demonstration Tests
Tritium Recovery System
Construction Operation
TBM Experiments
EDA
#2 Module
Out-pile overall Demonstration Tests
Start Fabrication
Elemental R&Ds on Fabrication Tech.
Engineering R&Ds with large scale mock-ups
In-pile R&Ds Elemental R&Ds on Irradiation Tech.
Elemetal R&Ds
Engineering R&Ds on Irradiation Tech., Pebble
Fabrication TechIrradiation Tests on Functional Modules
TPR Evaluation with a full module structure
Overall systemTests
IFMIF
Irradiation in Fission Reactors
CTA/ITA
Start Fabrication
TPR evaluation with simulated blanket structure
Prototype Tests
参考資料
