国際核融合材料照射施設

国際核融合材料照射施設（IFMIF）は、エネルギー生成型核融合炉で使用する候補材料を完全に認定できる、計画中の材料試験施設です。IFMIFは、重水素-リチウム核反応を用いた核融合炉の第一壁で予想されるスペクトルに類似した高強度の高速中性子束を生成する加速器駆動型中性子源となります。IFMIFプロジェクトは、1994年に国際科学研究プログラムとして開始され、日本、欧州連合、米国、ロシアが実施し、国際エネルギー機関が管理しています。2007年以降は、核融合エネルギー研究分野における広範なアプローチ協定に基づき、日本と欧州連合がIFMIF/EVEDAプロジェクトを通じてIFMIFのエンジニアリング検証およびエンジニアリング設計活動を推進しています。^{[ 1 ] [ 2 ]} IFMIFの建設は、欧州研究インフラ戦略フォーラム（ESFRI）が発行した欧州研究インフラロードマップ報告書で推奨されている。^{[ 3 ]}

重水素-三重水素核融合反応は、 14.1 MeV のエネルギーを持つ単一エネルギー中性子を生成します。核融合発電所では、中性子は10 ¹⁸ m ⁻² s ⁻¹程度のフラックスで存在し、原子炉の材料構造と相互作用してスペクトルが広がり、軟化します。核融合に関連する中性子源は、核融合エネルギーの成功裡の開発に向けた不可欠なステップです。^{[ 4 ]}対応する原子力規制機関による核融合発電施設の安全な設計、建設、および認可には、核融合炉の寿命中の中性子照射によるプラズマ対向材料の劣化に関するデータが必要です。材料劣化の主な原因は構造的損傷であり、これは通常、原子あたりの変位(dpa)で定量化されます。 ^{[ 5 ]}現在建設中の大型核融合実験装置ITERでは、原子炉鋼の構造的損傷は運転終了時に2 dpaを超えないのに対し、核融合発電所では、運転1年あたり15 dpaの損傷が発生すると予想されている。^{[ 6 ]}

一般的に入手可能な中性子源は、様々な理由から核融合材料の試験にはいずれも適していません。材料の微細構造におけるガスの蓄積は、衝突する中性子のエネルギーと密接に関係しています。材料は照射条件の特殊性、例えば温度制御条件下での運転年あたり15 dpaを超える損傷レベルにおけるα粒子発生量/dpa比などに敏感であるため、材料試験には核融合炉環境に匹敵する中性子源が必要となります。

鋼では、生成される陽子とα粒子の大部分は^54Fe (n,α) ^51Cr反応と^54Fe (n,p) ^{54Mn反応によるものであり、これらの反応の入射中性子エネルギー閾値はそれぞれ0.9 MeVと2.9 MeVである。 [ 7 ] [ 8 ]}したがって、平均エネルギーが1～2 MeV程度の中性子を生成する従来の高速核分裂炉では、核融合材料の試験要件に十分対応できない。実際、脆化の主要因である核変換によるα粒子の生成は、現実的な条件とはかけ離れている（実際には約0.3 appm He/dpa）。^{[ 9 ]}核破砕中性子源は、数百MeVオーダーまでの幅広いエネルギースペクトルを提供し、潜在的に異なる欠陥構造をもたらし、合金の目標特性に本質的に影響を与える軽核変換核を生成する。イオン注入設備では、標準的な機械的特性試験に必要な照射体積（最大でも数百μmの層厚）が不足している。また、軽イオンの弾性散乱断面積が小さいため、10 dpaを超える損傷レベルは実用的ではない。^{[ 10 ]}

1947年、ロバート・サーバは、高エネルギー重水素が標的に衝突した際に陽子を剥ぎ取られ、中性子がそのまま進むというプロセスによって高エネルギー中性子を生成できる可能性を理論的に実証した。 ^{[ 11 ]} 1970年代には、この剥離反応を利用した高エネルギー中性子源の最初の設計が米国で開発された。^{[ 12 ] [ 13 ]} 1980年代には、高電流線形加速器技術の急速な進歩により、高フラックス・大容量の国際核融合材料試験施設の要件を満たすための加速器駆動型中性子源がいくつか設計された。^{[ 14 ] [ 15 ]}重水素-リチウム中性子源に基づく核融合材料照射試験（FMIT）施設が、核融合材料および技術試験のために提案された。^{[ 16 ] [ 17 ] [ 18 ] [ 19 ]}

IFMIFで利用されている重水素-リチウム反応は、IFMIFと他の利用可能な中性子源との比較で示されているように、適切な核融合中性子スペクトルを提供できる。^{[ 20 ] [ 21 ] [ 22 ] [ 23 ]}サイクロトロンからの40 MeVの重水素をリチウムに照射する実験では、中性子スペクトルとリチウム中の放射能生成が測定され、計算された推定値と十分な一致が見られた。^{[ 24 ]}

IFMIFは、加速器施設、Liターゲット施設、試験施設、照射後検査（PIE）施設、および従来型施設の5つの主要システムで構成されます。 ^{[ 25 ] [ 26 ] [ 27 ]}プラント全体は、国際原子力施設規制に準拠する必要があります。ビームのエネルギー（40 MeV）と並列加速器の電流（2 x 125 mA）は、中性子束（10 ¹⁸ m ⁻² s ^{−1 ）を最大化しつつ、核融合炉の第一壁と同等の照射条件を作り出すように調整されています。約1000個の小型}試験片を収容できる0.5 Lの高フラックス試験モジュールの容積では、1年間の運転で20 dpaを超える損傷率に達する可能性があります。^{[ 28 ]}開発された小型試験片試験技術は、候補材料の完全な機械的特性評価（疲労、破壊靭性、亀裂成長速度、クリープ、引張応力）を目的としており、核融合中性子誘起劣化現象の科学的理解に加えて、将来の核融合炉の設計、認可、および信頼性の高い運転に適した核融合材料データベースの主要要素の作成を可能にします。 IFMIF が核融合コミュニティにもたらすと期待される主な貢献は次のとおりです。^{[ 29 ]}

1. DEMOのエンジニアリング設計のためのデータを提供する、
2. 材料の性能限界を定義するための情報を提供し、
3. 既存データベースの完成と検証に貢献する、
4. さまざまな代替核融合材料の選択または最​​適化に貢献する、
5. 材料の放射線応答に関する基本的な理解を検証し、工学的応用に関連する長さスケールおよび時間スケールでの照射効果モデリングのベンチマークを行う。
6. ITER試験ブランケットモジュールの試験に先立ち、または試験を補完する形で、ブランケットの概念および機能性材料を試験する。

IFMIFプラントのエンジニアリング設計は検証活動と密接に関連しており、IFMIFエンジニアリング検証およびエンジニアリング設計活動プロジェクト（IFMIF/EVEDA）の第1フェーズ中に実施されました。IFMIF中間エンジニアリング設計レポートは2013年6月に作成され^{[ 26 ]}、2013年12月に利害関係者によって承認されました。IFMIF中間エンジニアリング設計では、主要システムの概要が定義されています。

IFMIFの建設におけるリスクを最小限に抑えるため、IFMIF/EVEDAプロジェクトは、核融合関連の中性子源を確立するための長年の国際協力を通じて特定された主な技術的課題に直面するシステムのプロトタイプを構築済み、または構築中です^{[ 17 ] [ 32 ]。}具体的には、1)加速器施設、2)ターゲット施設、3)テスト施設です。^{[ 33 ] [ 34 ]}加速器プロトタイプ (LIPAc) は、主にF4Eの調整の下、欧州の研究所CEA、CIEMAT 、INFN、SCK•CENで設計および構築され、 JAEA施設の六ヶ所に設置されており、最初の超伝導加速段階 (9 MeV のエネルギー、連続波 (CW) 電流で 125 mA の D+) までは IFMIF 加速器の設計と同一であり、2017 年 6 月に稼働開始予定です。^{[ 35 ]} IFMIF Li ターゲット施設のすべての要素を統合した JAEA大洗施設のLi テスト ループ (ELTL) は、2011 年 2 月に稼働開始し、^{[ 36 ]} ENEAのブラジモーネにある Li ループ (Lifus6) で実施された腐食実験によって補完されています。^{[ 37 ]}高フラックス試験モジュール（低放射化フェライトマルテンサイト鋼（RAFM）またはSiCに対応する 2 種類の設計）、^{[ 38 ] [ 39 ] [ 40 ]}小型試験片を収容するカプセルのプロトタイプとともに、SCK•CEN のBR2 研究炉^{[ 41 ]}で照射され、カールスルーエ工科大学（カールスルーエ）の冷却ヘリウムループ HELOKA ^{[ 42 ]}で試験されました。また、クリープ疲労試験モジュール^{[ 43 ]}もパウル・シェラー研究所で製造され、実物大で試験されました。進行中の検証活動に関する詳細な情報は、関連出版物で公開されています。^{[ 44 ] [ 45 ] [ 46 ] [ 47 ] [ 48 ] [ 49 ] [50 ]}

• ITER（国際熱核融合実験炉、ラテン語で「道」を意味する）

• ウィキメディア・コモンズにあるIFMIF関連のメディア