ベリリウム

ベリリウム（Be）は原子番号4の軽金属であり、核融合炉において二つの重要な役割を担う材料である。第一に、プラズマ対向材料（PFM）として第一壁やリミタを構成し、第二に、増殖ブランケット内で中性子を増倍する材料として用いられる。低い原子番号によるプラズマ希釈と放射損失の抑制、約200 Wm⁻¹K⁻¹という高い熱伝導率、水素同位体の保持が炭素よりはるかに小さいこと、そして酸素ゲッターとして働く性質が、その採用理由である。国際熱核融合実験炉（ITER）では主チェンバー壁にベリリウム、ダイバータにタングステンを用いる設計が採られ、その実証試験として欧州合同トカマク（JET）は2011年以降、炭素壁からベリリウム主壁・タングステンダイバータのいわゆるITER類似壁（ILW）へと転換した。以下では、ベリリウムが融合装置で果たす役割、プラズマ・壁相互作用、異常事象による損傷、増殖ブランケットでの利用、そして安全性の各側面を述べる。

融合装置におけるベリリウムの役割

ベリリウムの第一の役割はプラズマ対向材料である。プラズマに接触する壁材は、プラズマ中の不純物として振る舞うため、原子番号が小さいほど希釈と輻射損失が小さくて済む。ベリリウムはこの条件を満たす数少ない金属であり、さらに表面の酸化物を吸収して酸素不純物を除去するため、実効原子番号（Zeff）を低く保つ効果もある。水素同位体の保持量が炭素に比べて少ないことも、燃料（トリチウム）在庫管理の観点から決定的に重要である。

第二の役割は中性子増倍である。ベリリウムの核反応（n, 2n）は1個の高速中性子から2個の中性子を生み出すため、リチウムを用いたトリチウム増殖ブランケットにおいて増殖率を確保する鍵となる。この用途では焼結体ブロックではなく、直径数ミリメートル程度のペブル（小球体）形態が主流となりつつある。ペブル床は充填率が高く、熱的・機械的な緩和能力に優れ、照射による膨張を吸収できるためである。粉末冶金法による微細粒ペブルの製造や、三元系ベリリウム金属間化合物（ベリリド）の開発も進められている。なお、慣性核融合においても、ベリリウムは間接駆動実験のターゲット外殻材料として採用されている。

JETのITER類似壁では、主チェンバーのリミタや上壁にベリリウムが用いられた。ベリリウム製プラズマ対向部材の実際の姿を示す。

図はJET上壁セクタの全体位置と、鏡や遠隔保守機器用ボスとともに並ぶベリリウム製部材（メインリミタ、上部ダンププレート、いわゆるソーセージリミタ）を示し、ベリリウムの飛散が認められる領域も赤丸で示されている。このようにベリリウム部材は運転中のプラズマと直接相互作用し、後述の浸食・溶融・再堆積のサイクルに常時さらされる。

プラズマ・壁相互作用：浸食、輸送、再堆積

プラズマ対向材料の寿命と燃料保持を支配するのが、浸食・輸送・再堆積の物質移動サイクルである。主チェンバーが浸食源となり、放出された原子は磁力線に沿ったスクレイプオフ層の流れに乗って、主として内側ダイバータへ運ばれ、そこに堆積する。炭素壁では低温プラズマとの化学反応による浸食が支配的で、堆積層への水素同位体の共堆積により燃料保持が許容不能な水準に達したことが、炭素の放棄の直接の理由であった。

JETの金属壁への転換は、この理解を実証する格好の試験場となった。結果は明瞭で、金属壁化により燃料保持量は炭素壁時代に比べて一桁減少し、遠隔領域への物質輸送も大幅に減少した。ベリリウムは主チェンバーから浸食され、ダイバータのタングステン領域へ輸送されて堆積する。 ダイバータ配位でのベリリウムの移動経路と堆積分布を示す。

図は主チェンバーのベリリウム源からタングステンダイバータへの移動経路、内側ダイバータ脚における数グラム規模のベリリウム堆積分布、およびその堆積パターンを再現するモデリング結果を並べて示す。内側ストライクライン付近への集中した堆積が見られ、シミュレーションが実測の堆積分布を定性的に再現することが確認されている。

一方、主チェンバー内の保持機構については、残留炭素の役割が依然議論の対象である。金属壁化後も、旧炭素壁の残留物とタングステン被覆炭素繊維複合材タイルが炭素源として残る。イオンビーム分析によるリミタ表面の調査では、堆積物中の炭素と重水素の相関、およびキャステレーション（溝切り）溝側面への炭素堆積がイオン・電子のドリフト方向の向きに依存するか否かが調べられている。炭素がベリリウム表面の水素保持を増強するかどうかについては実験間で結論が分かれており、金属壁装置における残存保持の起源の解明がITER予測の課題として残されている。

異常事象による熱負荷と溶融損傷

ベリリウムの融点は約1287 ℃と比較的低く、ディスラプション（プラズマ急速崩壊）や逃走電子といった異常事象に対して脆弱である。ディスラプションは熱クエンチと電流クエンチの二段階に分けられる。熱クエンチでは数ミリ秒のうちに表面が閃光溶融し、急峻な磁場変化が誘起する渦電流によるローレンツ力がプラズマ側へ向くため、レイリー・テイラー不安定化が起こり溶融物の飛散が生じうる。電流クエンチでは数百ミリ秒にわたり熱流が溶融融層を維持し、ハロ電流など表面に平行なローレンツ力が溶融層を流動させる。部材表面のエッジや面取り部は流れの擾乱源となり、自由表面の破断と液滴の放出を引き起こす。

JETでは意図的に誘起した垂直変位事象（VDE）において、ベリリウム上部ダンププレートからの溶融物の飛散が実際に観測された。ダンププレートに見つかったベリリウム液滴の痕跡を示す。

図はダンププレート間の隙間に集積したベリリウム液滴の接写写真であり、数ミリメートルからセンチメートル級の金属滴がタイル間の溝に溜まっている様子が分かる。回収された「ダスト」の分析では、溶融事象に由来する数マイクロメートル級の球形粒子と、パンケーキ状ないし細長い形状のスプラットが確認されている。液滴ダイナミクスを追う数値シミュレーションは、事象後の堆積パターンと定性的に一致する再現を与えており、こうした研究はITERの核安全性審査に不可欠な金属ダスト発生量の定量評価につながっている。また逃走電子の衝突による局所溶融も、リミタ部材に特徴的な損傷形態として観測されている。ITERの想定では、ディスラプション緩和システムの運用経験が蓄積される初期運転段階において、無緩和ディスラプションの発生確率が相対的に高いため、ベリリウム第一壁の溶融損傷とダスト生成の評価は設計上の重要課題である。

増殖ブランケットにおけるペブルと照射挙動

増殖ブランケットでの中性子増倍材として、ベリリウムは強い中性子照射を受ける。照射の主な効果は、核反応で生成するヘリウムの蓄積によるスエリング（体積膨張）と、トリチウムのトラップおよび放出挙動である。ヘリウムは格子中で拡散して気泡を形成し、これがスエリングの原因となるとともに、トリチウムの捕獲サイトとしても働く。さらに酸化ベリリウムとの化学反応もトリチウムのトラップに関与する。ヘリウム・トリチウムの保持と放出の機構論的モデルに基づく計算コードは、照射実験データとの良好な一致により検証されており、これにより運転時のみならず事故時の挙動予測が可能となっている。

高ダメージ量での照射データも整備されつつあり、数十dpa規模の照射を受けたベリリウムおよびベリリドにおけるトリチウム放出と保持の比較、高温照射試料の微細構造解析などが進められている。ペブル床の工学的適格性については、非球形ペブルを含むベッドの熱機械スクリーニング試験や、微細粒構造を持つペブルの製造と評価が行われている。欧州のセラミック増殖ブランケット（HCPB）概念では、ベリリウムペブル床がリチウム系セラミック増殖材とともに配置され、増殖に必要な中性子を供給する。14 MeV中性子に対するベリリウムのKERMA因子（運動エネルギー移寄係数）の検証など、核データの整備も併行して進められている。

安全性：ダスト、水蒸気反応、トリチウム、廃棄物

ベリリウムの利用には固有の安全性課題が伴う。第一に毒性である。ベリリウム粉塵の吸入は慢性肺疾患（ベリリウム症）を引き起こすため、ダストの発生・移動・蓄積の評価は許認可上の必須項目であり、前節の溶融飛散研究はこの文脈でも重要である。

第二に水蒸気との反応性である。冷却材漏洩事故では高温のベリリウム表面が水蒸気と反応し、水素を発生して水素爆発のリスクとなりうる。プラズマ対向部材被覆におけるベリリウム・水蒸気反応の短期動力学の研究や、プラズマ焼結による固化処理がベリリウムの反応性に与える影響の評価などが行われている。液体リチウムやバナジウム合金との共存系における腐食挙動の研究も、液体金属ブランケット概念に関連して進められている。

第三にトリチウムである。運転中に生成・保持されたトリチウムは、部材交換時に炉外へ持ち出されるため、照射済みベリリウムの除トリチウム処理（デトリチエーション）が再利用の前提となる。第四に放射性廃棄物である。中性子照射によりベリリウム中には種々の放射化生成物が生じ、長期照射条件下ではプルトニウムの微量生成の可能性とその最小化も検討課題となる。資源の賦存量、不純物、照射後の除トリチウムの必要性を含めたベリリウム利用の総合評価は、融合炉の物質循環を考える上で不可欠であり、使用済みベリリウムの廃棄か再処理・再利用かの選択は、次世代装置の設計判断に直結する問題として研究が続けられている。