東京大学大学院新領域創成科学研究科（工学部システム創成学科E&Eコース）

小川 雄一

「プラズマ・核融合が拓く世界」

（プラズマ，核融合、トカマク・ヘリカル・レーザー，ITER計画,安全性、開発戦略）

平成26年12月18日平成26年度冬学期総合科目「 レーザー・ビーム・プラズマ 」

核融合とは

2005年はEinstein100年記念(雑誌：Newtonより）

・核融合軽い元素（水素，，）ビッグバン後の元素生成

・核分裂重い元素（ウラン，，）

・化学反応

核分裂（２００MeV), 核融合（17.6MeV)

化学反応（～１０eV）

太陽のエネルギー源

核融合反応（核融合エネルギー）

＝＞水素の原子核同志が結合（融合）する反応

4 (水素） （ヘリウム） + 2 e+＋＋＋

p– p Chain① + -> + +

② + -> +

③ + -> + 2 ＋

＋

＋＋

＋

＋

＋＋

＋＋

＋＋

＋＋

e+

核分裂と核融合の違い

核分裂

＠ウラン原子核と中性子の反応＠中性子による連鎖反応＠臨界量

核融合

＠原子核（正電荷）同士の反応＠正電気同士の反発に打ち勝つ＠高温（1億度）プラズマ

4

核融合炉の条件とは

・プラズマ温度・プラズマ密度・閉じ込め時間

磁力線で高温プラズマを閉じ込める

電流

高温プラズマ・1億度以上・空気の約10万分の1磁力線のかご

磁力線

7

プラズマを閉じ込める

レーザー核融合

参加極

・日本 ・ヨーロッパ（EU）・米国 ・ロシア

・韓国 ・中国・インド

サイト決定・EU（フランス・カダラッシュ）

機構長決定・初代：池田要 現クロアチア大使・現在：本島修 前核融合科学研究所長

ITERラテン語の“道”

(International Thermonuclear Experimental Reactor)

11

超伝導コイル

冷却水またはガス送電

発電機タービン

熱交換器

熱水

超高真空ポンプブランケット

燃料注入・　プラズマ加熱装置

燃料

ブランケットより燃料のトリチウムを回収

核融合発電の原理図

超伝導コイル

冷却水またはガス送電

発電機タービン

熱交換器

熱水

超高真空ポンプブランケット

燃料注入・　プラズマ加熱装置

燃料

ブランケットより燃料のトリチウムを回収 超伝導コイル

冷却水またはガス送電

発電機タービン

熱交換器

熱水

超高真空ポンプブランケット

燃料注入・　プラズマ加熱装置

燃料

ブランケットより燃料のトリチウムを回収

核融合発電の原理図

Ｄ（重水素）＋Ｔ（三重水素）－＞ｎ（中性子）＋ He

(ブランケット） ｎ＋6Li －＞ He ＋ T12

核分裂炉（原子炉） 核融合炉

反応 中性子とウラン原子核 原子核同士(0) (+) (+) (+)

反応条件 臨界条件 1億度のプラズマ生成・保持（中性子の粒子バランス） （プラズマの温度バランス）

燃料 固体燃料 空気の約10万分の1の非常に薄いプラズマ

放射性 ウラン、プルトニウム 三重水素（トリチウム）物質 高レベル放射性廃棄物 低レベル廃棄物

核分裂炉と核融合炉

低レベル放射性廃棄物 13

＠ 核暴走はない

＠ 高レベル放射性廃棄物が無い

＠ 核拡散に対する抵抗性が高い

＠ 崩壊熱密度が低い

＠ 放射能レベルが低い

核融合炉の利点

14

核融合炉の崩壊熱と安全性確保の方針

核発熱率が大きい領域はプラズマ対向部分に限定 プラズマ対向部分から真空容器の外側まで伝熱の経路が存在 真空容器、超電導磁石、支持構造などの大きな熱容量

核融合炉の例（SlimCS）

設計上の工夫により、冷却材喪失時にも真空容器の健全性を維持できる可能性が高い

炉内機器の健全性確保も財産保全の観点から重要

「安全性」：安全の確保 「安心感」：潜在的なハザード

安全性と安心感

核融合プラント

トリチウム（4.5kg)軽水炉ヨウ素１３１（等価）

放射線の種類 18.6 keVのベータ線 610 keVのベータ線

放射能(A) 1.7x1018 Bq 5.4x1018 Bq

大気中濃度限界(B) 5000 (Bq/m3) 10 (Bq/m3)

潜在的放射線リスク指数(=A/B)

3.5x1014 m3 5.4x1017 m3

潜在的放射線リスク指数の相対比

1/1500 1

INES（国際原子力事象評価尺度）

1/150 1

16

=> ～1/3=> ～1/500

核融合会議開発戦略検討分科会の報告書より

ヨウ素等価増倍係数（Ｂ）

公衆～1/50

核融合炉の放射性廃棄物

潜在的放射線リスク指数

核融合炉

100年保管でほぼ減衰し、超長期の高レベル放射性廃棄物は発生しない

トリチウム 回収システム

核融合炉 本体

プラント敷地境界

ウラン鉱山

転換工場

精錬工場

再処理工場

海外処理施設

加工工場

日本国境界

重水素

ウラン 鉱石

プラント敷地境界

核融合炉 核分裂炉

核分裂炉 本体

未使用 ブランケット (リチウム）

使用済み ブランケット 冷却エリア

放射性 廃棄物

再転換工場

核物質の移送 転換工場

六フっ化 ウラン

濃縮 ウラン

六フっ化 ウラン

濃縮工場

二酸化ウラン

燃料集合体 使用済み燃料

プルトニウム

燃料サイクル

18

核融合原型炉工学設計活動

プラント設計

高熱流束機器設計

国産炉設計プラットフォームを実用化し、産業界と一体となって核融合原型炉の工学設計活動を展開核融合施設の全体設計データを提示

トリチウム制御技術

超電導技術

超高真空技術

耐中性子照射材料

核融合研究開発での工学課題

“はやぶさ”の再突入～ １５MW/m**2

プラズマからの熱の集中１０～２０MW/m**2

コアプラズマ

19

0

20

40

60

80

100

1800 1850 1900 1950 2000

一次エネルギー供給割合

木材

石炭

石油 天然ガス

原子力

米国におけるエネルギーシステムの導入速度

A. Grubler, et al., Dynamics of energy technologies and global change”, Energy Policy, 27 (1999) 247.

％

西暦（年）

最大建設可能速度制約ケース、導入時点2050年　（550ppm濃度制約）-導入初年度発電コスト66mill/kWhまで下げる必要がある-

-10000

0

10000

20000

30000

40000

50000

60000

70000

80000

2000 2010 2020 2030 2040 2050 2060 2070 2080 2090 2100

year

発電電力量（TWｈ）

Nucl. Fus.

Innovatives

Photovoltaics

Wind

Hydro&Geoth.

Ele. Storage

Nuclear

Methanol Fired

Biomass Fired

IGCC CO2 Rec.

Coal Fired

Oil Fired

Ngas Fired

H2 Fueled

21世紀における核融合エネルギー導入の可能性

＝＝＞２１世紀後半の環境問題に対して核融合が有為な貢献を果たすためには、核融合炉の21世紀中葉での実用化が必要

K. Tokimatsu, et al.,第18回ＩＡＥＡ核融合エネルギー国際会議（2000年10月）

核融合

石炭

核融合炉１号機

2000 2050 2100

21

核融合研究開発シナリオ

核融合炉条件達成を目指して・ITER装置の建設開始

２１世紀中葉

１億度以上のプラズマを実現

22

レポート課題

核融合に関する以下の点に関して、其々まとめよ。

課題（１） 21世紀のエネルギー源、エネルギー技術としてどのようなものが開発されており、それぞれの利点と問題点を列挙せよ。

課題（２）核融合エネルギーの特徴と問題点について、および核融合エネルギー開発に対する期待と疑問について。