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−

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。

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