トリチウム取扱技術と核融合炉の安全研究

摘要

核融合炉で利用できる反応にはいくつか考えられるが、重水素（D）と三重水素（トリチウム：T）の反応を利用するのが最も容易である。重水素（D）は、水素の安定同位体であり海水中に約150ppm程度存在するため資源的には無尽蔵に近いが、トリチウムは半減期約12.3年で弱いβ線（最大18keV，平均5.7keV）を放出して~3Heに崩壊していく放射性同位元素である。自然界では宇宙線による大気の核破砕反応により生成し、水の循環とともに地球上に広く分布しているが、地球全体でも200kg程度しか存在しない。現在、日本を含む7極の国際協力に基づき進められている国際熱核融合実験炉（ITER）計画では0.5GWのパル子運転であり1日当たり17g程度の燃焼で済むが、核融合炉では、3GW程度の連続熱出力を想定すると1日当たり約0.45kgのトリチウムを燃焼する必要があり、ブランケットにて~6Li（n，α）Tなどの反応により常時トリチウムを生産·回収し利用する必要がある（表1参照）。本講演では、ITER計画におけるトリチウム取扱技術に基づき、特に①燃料循環処理技術（ブランケットトリチウム回収を含む）、②計量管理技術、③安全閉じ込め·除去技術などを中心として、原型炉にむけた課題や解決に向けた取り組みを整理するとともに、核融合炉の安全研究についても議論する。