Nuclear fusion reactor

Japanese: 核融合炉 - かくゆうごうろ

A system that extracts energy generated by nuclear fusion reactions. It is expected to become a key energy source in the future.

Fusion reactor core and structure

The typical reactions used in nuclear fusion reactors are:
D＋T → ^4He ＋n(14MeV)
This is due to the DT reaction. Here, D, T, and n are heavy hydrogen (deuterium), tritium (tritium), and neutrons, respectively. In other words, the nuclear fusion of deuterium and tritium produces helium (He) and neutrons, which have an energy of 14 megaelectron volts. In order to cause the above nuclear fusion reaction, D and T need to collide with energy, and in order to efficiently sustain a large-scale reaction, D and T need to be heated to ultra-high temperatures (about 100 million degrees Celsius) to create a plasma state in which the nuclei and electrons are separated, and to maintain a certain density and time. For this reason, research into heating and confining plasma is being conducted as essential research to realize a nuclear fusion reactor (for details, see the chapter on plasma physics in the "Plasma" entry).

Fusion reactors are broadly divided into magnetic confinement reactors and inertial confinement reactors, depending on the method of confining the plasma. Magnetic confinement reactors use the property of plasma particles moving along magnetic field lines to create a magnetic cage inside a vacuum vessel, and confine the plasma within that magnetic field. Inertial confinement reactors instantaneously apply a large amount of energy to solid pellets (targets) of D and T using a laser or other device, causing them to expand inward (implode), generating high-temperature, high-density plasma for a certain period of time.

Representative magnetic fusion reactors include the tokamak type, which uses a toric coil to generate a magnetic field, and the helical type, which uses a helical coil. The tokamak type, which has been the first in research and development, has undergone scientific demonstration research by the Japan Atomic Energy Agency's JT-60 (currently being upgraded to JT-60SA), the US's TFTR (project ended), and the EU's JET in the UK, and as of 2013, the International Thermonuclear Experimental Reactor ITER (Latin for road or journey) is under construction in France through international cooperation. On the other hand, the helical type has advantages over the tokamak type, such as ease of steady-state operation, and the Large Helical Device (LHD) at the National Institute for Fusion Science is currently in operation. In addition, a test plan for the W7-X device is underway in Germany.

Research aimed at inertial fusion reactors is being conducted using facilities such as Osaka University's Gekko Ⅻ, and plans are also underway for an ignition demonstration experiment using the NIF ignition facility at the Lawrence Livermore National Laboratory in the United States.

As of 2013, fusion reactor designs using each of these plasma confinement methods are underway. In magnetic fusion reactors, both the tokamak type ( Figure A ) and the helical type ( Figure B ), the core plasma is surrounded by a blanket (described below) and a superconducting magnet, while inertial confinement reactors ( Figure C ) have a structure in which a blanket surrounds the high-density plasma generated by firing a beam at the target.

Many technological developments are required to confine plasma and generate the necessary fusion reactions. In magnetic fusion reactors, this requires technology to heat the plasma to high temperatures and keep it stable, while in inertial confinement fusion reactors, this requires technology to accurately and repeatedly hit the target with a heating beam, such as a laser. In addition, common to both methods, measurement to accurately diagnose the state of the plasma in the reactor core is also an important technology. The behavior of plasma in magnetic fusion reactors and the changes in the state of matter in the target of an inertial confinement fusion reactor are cutting-edge research topics in the field of fundamental physics, with theoretical research and simulations playing a large role (see "Plasma Physics" above).

[Muroga Takeo]

Blanket and materials

The fuel tritium is almost non-existent in nature, so it must be produced in a fusion reactor. Tritium has a half-life of about 12 years and is prone to diffusion, just like hydrogen, so it is necessary to develop technology to efficiently produce, collect, store, and use it. Tritium is produced by the following reaction with neutrons from a metal called lithium (Li):

⁶ Li + n → ⁴ He + T + 4.8 MeV
⁷ Li＋n→ ⁴ He＋T＋n－2.47MeV
In a fusion reactor, neutrons generated in the reaction in the core plasma are used to react with the surrounding lithium to generate and recover fuel tritium, and they must be surrounded by equipment that converts the neutron energy into heat and extracts it. This equipment is called a blanket, and it is the core of a fusion reactor as an energy production device. As most of the energy generated in a fusion reaction is contained in neutrons, the most important engineering challenge is to convert the neutron energy to generate electricity with high efficiency. Figure D is a schematic diagram of the blanket and power generation system.

The blanket is primarily composed of the following materials:

(1) Tritium breeding material: A material that reacts with neutrons to produce tritium. Ceramics or high-temperature melts (liquid metal or molten salt) containing lithium are used. The former are called solid breeding materials, and the latter are called liquid breeding materials. The structure of the blanket differs greatly depending on which is used.

(2) Neutron multiplier: A material that has the function of increasing neutrons to promote tritium breeding. Beryllium or its compounds are mainly used.

(3) Coolant: A material that removes heat generated by nuclear thermal reactions from the reactor. In blankets that use liquid breeding materials, in addition to water and helium, there are also plans for a type in which the liquid breeding material doubles as a coolant (self-cooled blanket).

(4) Structural materials: Materials used to maintain the strength of the blanket as a whole (described below).

(5) Shielding material: Materials that protect surrounding equipment from radiation. Materials that have boron added to steel to increase the neutron shielding ability, as well as hydrides and carbides, are being considered.

Of the above-mentioned constituent materials, the structural materials in (4) must be able to maintain their strength for long periods in high-temperature, neutron irradiation environments. In addition, taking into consideration the need for simplified processing and disposal after use and the need for reuse, they must have properties that allow low induced radioactivity or rapid decay when neutron irradiated (low-activation materials). Progress is being made in the development of steel materials, vanadium alloys, and SiC-based materials from which elements that are easily activated have been removed.

Blanket designs that optimize the combination and structure of these materials are being widely pursued. Elemental technologies for each blanket are being developed, and the ITER-TBM (Test Blanket Module) project is underway to install a test module in ITER to conduct comprehensive functional tests in a neutron environment. Since the strength properties of structural materials deteriorate when neutrons are irradiated, it is necessary to evaluate them, and the engineering design of the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF) as a test device for this purpose is being carried out through international cooperation.

[Muroga Takeo]

Diverter

In a magnetic fusion reactor, when plasma particles diffuse, they collide with the surrounding walls, causing wear on the walls and the release of a large amount of impurities. To prevent this, a device called a divertor is installed that collects the diffusing particles along the magnetic surface, guides them away, and receives them on a heat-resistant plate. Since the divertor is hit by high-density plasma particles, it needs to withstand thermal and particle loads and have sufficient heat removal performance. Until now, graphite-based materials, which have excellent thermal shock resistance, have been mainly used for the divertor plate, but there are concerns about the large amount of fuel tritium retained, deformation due to neutron irradiation, and reduced thermal conductivity, so expectations are growing for metallic materials such as tungsten.

[Muroga Takeo]

Superconducting magnet

Magnetic confinement devices require the fabrication of large superconducting magnets. Magnet technology development that enables high magnetic fields and high current densities is progressing, and wires and coils made of niobium-titanium alloy (NbTi) and niobium-tin alloy (Nb ₃ Sn) are in practical use. In the future, the use of niobium-aluminum alloy (Nb ₃ Al) and various ceramic superconducting materials is also being considered for even higher magnetic fields and currents. In addition to the technology for fabricating superconducting magnets, comprehensive progress is being made in related technologies such as refrigeration and control.

[Muroga Takeo]

Safety of fusion reactors

Fusion reactors have inherently superior safety features compared to fission reactors, including (1) no nuclear runaway and (2) no high-level waste. However, there are safety issues, such as tritium being a radioactive material that emits weak beta rays and therefore needs to be managed, and the equipment is activated by neutrons, and cooling is required even after operation due to decay heat (heat from materials that continues due to nuclear reactions even after the reactor is shut down). Fusion reactors are designed to avoid accidents such as internal meltdowns even in the unlikely event of a loss of coolant or vacuum, but designs and technological developments are being made to further increase safety by using low-activation materials and low-decay heat materials and by improving the natural cooling function of decay heat.

[Muroga Takeo]

Prospects for a prototype fusion reactor

Regarding magnetic fusion, research and development of each equipment is being carried out, along with plasma heating and confinement research. Furthermore, through nuclear combustion tests that cause DT reactions using ITER, material irradiation tests, blanket function tests, etc., the aim is to design, construct and operate a DEMO reactor that will demonstrate power generation in the 2030s. Regarding inertial confinement fusion reactors, after ignition demonstration, the plan is to achieve high efficiency and high implosion repetition rate, aiming for a DEMO reactor.

[Muroga Takeo]

Cross-section of a tokamak type nuclear fusion reactor (Figure A)
©Takashi Aoki

Cross-section of a tokamak type nuclear fusion reactor (Figure A)

Cross-section of a helical fusion reactor (Figure B)
©Takashi Aoki

Cross-section of a helical fusion reactor (Figure B)

Cross-section of an inertial fusion reactor (Figure C)
©Takashi Aoki

Cross-section of an inertial fusion reactor (Figure C)

Schematic diagram of the blanket and power generation system (Fig. D)
©Takashi Aoki

Schematic diagram of the blanket and power generation system (Fig.

Source: Shogakukan Encyclopedia Nipponica About Encyclopedia Nipponica Information | Legend

Japanese:

核融合反応によって発生するエネルギーを取り出すシステム。将来の基幹エネルギー源として期待されている。

核融合炉の炉心と構造

核融合炉で用いる代表的な反応は、
D＋T→⁴He＋n(14MeV)
によるものである（D-T反応）。ここでD、T、nはそれぞれ重水素（ジュウテリウム）、三重水素（トリチウム）、中性子である。つまり、重水素とトリチウムの核融合により、ヘリウム（He）と中性子が生じ、その中性子は14メガ電子ボルトのエネルギーをもつ。上記核融合反応を起こすには、DとTがエネルギーをもって衝突する必要があり、効率的に大量の反応を持続させるには、DとTを超高温（1億℃程度）に加熱することにより、原子核と電子が分離したプラズマ状態とし、一定密度、一定時間保持する必要がある。このため、プラズマを加熱して閉じ込める研究が核融合炉を実現するため必須(ひっす)の研究として進められている（詳しくは項目「プラズマ」の「プラズマ物理学」の章を参照）。

　核融合炉はプラズマを閉じ込める方法により、磁場核融合炉と慣性核融合炉に大別される。磁場核融合炉は、プラズマ粒子が磁力線に沿って移動する性質を利用して真空容器内に磁場の籠(かご)を作り、その磁場の中にプラズマを閉じ込めるもの、慣性核融合炉は、D、Tの固体ペレット（ターゲット）にレーザーなどにより瞬間的に大きなエネルギーを与え、内側への膨張（爆縮）によって高温高密度のプラズマを一定時間発生させるものである。

　磁場核融合炉には代表的なものとして、磁場の発生に円環状のコイルを用いるトカマク型と、らせん状のコイルを用いるヘリカル型がある。研究開発が先行したトカマク型は、日本原子力研究開発機構のJT-60（現在JT-60SAへ改修中）、アメリカのTFTR（計画終了）、イギリスにあるEU（ヨーロッパ連合）のJETなどによる科学的実証研究を経て、国際協力のもとフランスで国際熱核融合実験炉ITER（イーター。道、旅を意味するラテン語）が2013年の時点で建設中である。一方ヘリカル型は定常運転が容易であることなどトカマク型にない利点があり、核融合科学研究所の大型ヘリカル装置（LHD＝Large Helical Device）が運転中である。また、ドイツではW7-X装置試験計画が進んでいる。

　慣性核融合炉を目ざした研究は、大阪大学の激光Ⅻ号などにより進められており、さらに、アメリカのローレンス・リバモア国立研究所の点火施設NIFによる点火実証実験計画も進みつつある。

　2013年の時点で、これらの各プラズマ閉じ込め方式を用いた核融合炉の設計が進められている。各方式による核融合炉は、磁場核融合炉では、トカマク型（図A）とヘリカル型（図B）ともに、炉心プラズマをブランケット（後述）と超伝導マグネットが囲み、慣性核融合炉（図C）では、ターゲットにビームを打ち込んで発生させた高密度プラズマの周囲をブランケットが囲む構造となっている。

　プラズマを閉じ込めて必要な核融合反応を起こすには多くの技術開発が必要である。磁場核融合炉では、プラズマを高温に加熱するとともに安定に保つ技術、慣性核融合炉では、レーザーなどの加熱ビームを正確に繰り返しターゲットに当てる技術などである。また、両方式に共通して、炉心のプラズマの状態を正確に診断する計測も重要な技術である。磁場核融合炉におけるプラズマの挙動や慣性核融合炉ターゲットでの物質状態の変化は基礎物理の分野でも先端的な研究テーマであり、理論研究・シミュレーションの役割が大きい（前出「プラズマ物理学」参照）。

［室賀健夫］

ブランケットと材料

燃料であるトリチウムは天然にはほとんど存在しないので、核融合炉で自ら生産する必要がある。トリチウムは約12年の半減期で失われ、水素と同様に拡散する性質をもつため、効率よく生産、回収、貯蔵、利用する技術開発が必要である。トリチウムの生産には、リチウム（Li）という金属の中性子との以下の反応を利用する。

⁶Li＋n→⁴He＋T＋4.8MeV
⁷Li＋n→⁴He＋T＋n－2.47MeV
核融合炉では、炉心プラズマにおける反応で発生した中性子を利用し、周囲でリチウムと反応させて燃料トリチウムを生成回収するとともに、中性子のエネルギーを熱に変えて取り出す機能を有する機器で取り囲む必要がある。この機器をブランケットといい、エネルギー生産装置としての核融合炉の中核となる機器である。核融合反応で発生したエネルギーの大部分は中性子がもつので、中性子のエネルギーを高い効率で変換し発電することが工学的にもっとも重要な課題である。図Dは、ブランケットと発電システムの概略図である。

　ブランケットはおもに、以下の材料で構成される。

(1)トリチウム増殖材　中性子と反応しトリチウムを生成する材料。リチウムを含むセラミックスあるいは高温融体（液体金属あるいは溶融塩）が用いられる。前者を固体増殖材、後者を液体増殖材とよび、どちらを採用するかにより、ブランケットの構造が大きく異なる。

(2)中性子増倍材　トリチウム増殖を促進するために中性子を増やす機能をもつ材料。おもにベリリウムまたはその化合物が用いられる。

(3)冷却材　核熱反応によって発生した熱を炉外に取り出す材料。水、ヘリウムのほか、液体増殖材を用いるブランケットでは、液体増殖材が冷却材を兼ねるタイプ（自己冷却ブランケット）も考えられている。

(4)構造材　ブランケット全体の強度を維持するための材料（後述）。

(5)遮蔽材(しゃへいざい)　周辺の機器を放射線から守る材料。鋼材に中性子の遮蔽能力を上げるためホウ素を添加した材料や、水素化物、炭化物などが検討されている。

　以上の構成材料のうち、(4)の構造材は、高温、中性子照射環境で長期間強度を維持することが必要であるが、それに加え、使用後の処理処分の簡素化や再利用の必要性を考慮し、中性子照射による誘導放射能が低いか減衰が早い特性が必要であり（低放射化材料）、放射化しやすい元素を除去した鉄鋼材料、バナジウム合金、SiC系材料などの開発が進められている。

　これらの材料の組み合わせと構造を最適化するブランケット設計が広く行われている。それぞれのブランケットの要素技術開発が行われているが、中性子環境下での総合的な機能試験を行う計画として、ITERに試験モジュールを設置するITER-TBM（Test Blanket Module）計画が進行している。構造材料は中性子照射により強度特性が劣化するのでその評価が必要であり、そのための試験装置としてIFMIF（国際核融合材料照射施設）の工学設計が国際協力で進められている。

［室賀健夫］

ダイバータ

磁場核融合炉では、プラズマ粒子が拡散すると周辺壁に衝突し、壁の損耗および多量の不純物放出が起こる。これを防ぐため、拡散する粒子を磁気面に沿って集めて、遠くに導き耐熱板で受け止めるダイバータという機器を設置する。ダイバータは高い密度のプラズマ粒子が衝突するので、熱負荷、粒子負荷に耐え充分な除熱性能を有する必要がある。これまでダイバータ板には耐熱衝撃に優れる黒鉛系の材料がおもに使用されてきたが、燃料トリチウムの保持量が多いこと、中性子照射による変形や熱伝導の低下などが懸念され、タングステンなどの金属系材料への期待が高まっている。

［室賀健夫］

超伝導マグネット

磁場閉じ込め装置では、大型の超伝導マグネットを製作する必要がある。高磁場、高電流密度を可能とするマグネット技術開発が進められ、ニオブ‐チタン合金（NbTi）、ニオブ‐スズ合金（Nb₃Sn）などによる線材、コイルが実用化している。将来的にはさらなる高磁場、高電流へ向けて、ニオブ‐アルミニウム合金（Nb₃Al）、各種セラミックス系超伝導材の使用も検討されている。超伝導マグネットの製作技術に加え、冷凍技術、制御技術など関連技術の総合的な進展が図られている。

［室賀健夫］

核融合炉の安全性

核融合炉は、核分裂炉に比べ、(1)核暴走が起こらない、(2)高レベル廃棄物を出さない、という本質的に優れた安全性の特徴を有する。しかし、トリチウムは弱いベータ線を発する放射性物質なので管理が必要であり、また中性子により機器が放射化するとともに、崩壊熱（炉の運転を停止しても核反応により継続する、材料からの発熱）のため運転後も冷却が必要という、安全にかかわる課題がある。核融合炉は万一の冷却材喪失や真空喪失が起こっても、内部の溶融などの事故につながらないよう設計されているが、低放射化材料、低崩壊熱材料などを用い、崩壊熱の自然冷却機能を高めることなどにより、さらに高い安全性を有するように設計の高度化と技術開発が行われている。

［室賀健夫］

核融合原型炉への展望

磁場核融合に関しては、プラズマ加熱・閉じ込め研究とともに、各機器に関する研究開発が進められている。さらに、ITERによるD-T反応を起こす核燃焼試験、材料照射試験やブランケット機能試験などを経て、発電を実証する原型炉（DEMO）の設計、建設、運転を2030年代に行うことを目ざしている。慣性核融合炉に関しては、点火実証ののち、高効率化、爆縮の高繰返しを達成し、原型炉を目ざす計画である。

［室賀健夫］

[参照項目] | 核分裂 | 核融合 | 原子力 | ジュウテリウム | トリチウム | プラズマ

トカマク型核融合炉断面図〔図A〕

ヘリカル型核融合炉断面図〔図B〕

慣性核融合炉断面図〔図C〕

ブランケットと発電システムの概略図〔図…

出典　小学館　日本大百科全書(ニッポニカ)日本大百科全書(ニッポニカ)について　情報 | 凡例

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