重水素-ヘリウム3（Deuterium-Helium-3、D-3He）は、核融合・プラズマ物理学の材料。重水素とヘリウム3を燃料とする核融合反応で、D-T反応と比べて中性子発生が著しく少なく、発生エネルギーの多くを荷電粒子として直接取り出せる。一方で、点火には高い温度と閉じ込め性能が必要であり、3Heの確保も実用上の大きな課題である。この用語集が追う論文のうち、タイトルにこの主題が現れるものは32本ある。比重が最も大きかったのは1990–1994年で、その期間の論文の0.20%を占めた。直近の2025–2029年では0.04%。
Fusion fuel mixture
解説
重水素-ヘリウム3 (D-3He) 炉心燃料とは、重水素 (D) と希ガス同位体ヘリウム3 (3He) を核融合燃料として混合したものであり、現在の主流である重水素-三重水素 (D-T) 燃料に代わる「先進燃料」(advanced fuel) の代表格である。D-3He 反応は陽子とアルファ粒子を生み、ほとんど中性子を出さないため「クリーンな核融合」と呼ばれてきたが、その代償としてはるかに厳しいプラズマ条件を要求する。本項では、この燃料の核反応と燃料サイクル、その利点と難点、点火条件、3He の供給問題、そして実験的検証の現状を概説する。
D-3He 反応とその燃料サイクル
主反応は
D + 3He → α (3.6 MeV) + p (14.7 MeV)
であり、生成物はすべて帯電粒子である。反応のQ値 (放出エネルギー) は約 18.3 MeV で、D-T 反応の 17.6 MeV に匹敵する。エネルギーの大半は陽子 (14.7 MeV) とアルファ粒子 (3.6 MeV) の運動エネルギーとして現れ、いずれも磁場や電場で直接扱える荷電粒子である。これに対し D-T 反応はエネルギーの約8割を 14 MeV 中性子として放出し、その利用はブランケットでの熱化に限られる。
ただし「無中性子」ではない。D-D 反応が同時に起こり、D(D,n)3He によって 2.5 MeV 中性子が、D(D,p)T 分岐によって三重水素も生じる。したがって D-3He 炉は完全に中性子フリーではなく、中性子出力を D-T 炉の数百分の一に抑えるという相対的な意味で「クリーン」である。古い設計研究では、D を意図的に少なく (3He を多く) した燃料混合比を採ることで、14 MeV 中性子を D-T 炉比で約100分の1以下、全中性子を約26分の1に、また炉内の三重水素保有量とその取扱い量を約1000分の1に抑えられると評価された。三重水素の増殖ブランケットが不要になる点も、炉設計と安全性の観点で大きな違いである。
D-3He 反応の断面積は D-T よりも低い温度域で優位になる性質を持つ。図は、この反応と副次的な D(D,n)3He 反応の断面積を入射重水素イオンのエネルギーに対して示したものである。
![Cross-sections of the 3He(D,p)4He and D(D,n)3He reactions [7].](https://fusionpapers-figures.s3.ap-northeast-1.amazonaws.com/ppcfac5d9ef5.jpg)
fig.5 Excitation of Alfvén eigenmodes by fusion-born alpha-particles in D-3He plasmas on JET (2022) · CC BY 4.0
Cross-sections of the 3He(D,p)4He and D(D,n)3He reactions [7].
図中、赤の曲線が 3He(D,p)4He 反応、青の曲線が D(D,n)3He 反応の断面積である。3He(D,p)4He の断面積は重水素エネルギー約 0.4 MeV 付近にピークを持ち、D(D,n)3He は単調に増加する。重水素イオンのエネルギーが約 0.15–1 MeV の範囲では D-3He の断面積が D-D 中性子生成分岐の3倍以上になり、アルファ粒子生成を中性子生成に対して相対的に増やすにはこのエネルギー帯に高速重水素イオンを用意すればよい。この性質は、後述の JET 実験でアルファ粒子源を強調する手法の根拠になっている。
「先進燃料」の魅力：中性子低減と直接発電
D-3He 燃料の最大の魅力は、エネルギーが荷電粒子の形で取り出せることにある。生成陽子 (14.7 MeV) とアルファ粒子は磁場に沿って運動するため、磁場を直接変調する行波直接エネルギー変換器 (travelling wave direct energy converter、TWDEC、行波直接発電) のような方式や、磁気ミラー端のカスプを用いた直接変換によって、熱サイクルを経ずに高効率で電力に変換できる可能性が研究されてきた。熱機関のカルノー効率の制約を逃れられる点は、D-T 炉では原理的に不可能な特徴である。TWDEC については、粒子ビームの集束・減速過程での損失機構や、D-D 副反応で生じる中性子・三重水素が変換効率に与える影響が数値シミュレーションで調べられている。
第二の魅力は放射化の低減である。中性子が少ないことは、炉構造材の放射化損傷、誘導放射能、廃棄物問題を大幅に緩和する。D-3He 炉の廃棄物処理に関する研究では、低放射化材料と組み合わせれば廃棄物の多くを浅地中処理可能なレベルに下げられると評価されており、環境面での優位性が D-3He 燃料提唱の主要な動機となってきた。ただし中性子がゼロではない以上、遮蔽は依然必要であり、D-D 反応由来の 2.5 MeV 中性子に対する遮蔽設計は D-T 炉とは異なる最適化を要求する。
点火条件と放射損失
先進燃料の最大の難点は点火条件の厳しさである。理由は二つある。第一に、D-3He 反応の断面積が D-T より低いため、同じ核融合出力を得るにはより高いイオン温度 (数十 keV、D-T の約2倍以上) が必要である。第二に、必要な高温で制動放射 (bremsstrahlung) 損失が急増する。制動放射損失は有効電荷と温度で決まり、3He は Z=2 と高いため D-T 燃料より損失が大きく、しかも高温では電子へのエネルギー伝達を介して損失が核融合出力に匹敵する規模に達する。つまり D-3He 炉では、アルファ粒子と陽子のエネルギーの一部が電子を経由して放射として失われる構造的な問題を抱える。
エネルギー収支の詳細なモデル (温度・密度の半径方向プロファイルと、制動放射・シンクロトロン放射の正確な評価を含むもの) による評価では、点火に至れる燃料混合比の選択肢は放射損失によって厳しく制限され、最も有利な仮定の下でも、点火に必要なエネルギー閉じ込め時間・密度・温度・ベータ値は D-T の要求を大幅に上回り、既存の磁気閉じ込め実験が到達した最良条件をはるかに超えると結論されている。また不純物とヘリウム灰の許容濃度上限が極めて厳しいことも共通の結論である。一方、NET/INTOR 級トカマクでの評価では、閉じ込めスケーリング則の選択に依存するものの、三重水素増殖ブランケットを撤去し内側遮蔽を薄く最適化すれば、プラズマ主半径とアスペクト比を縮小してベータと Q (核融合出力/入力加熱出力) を高め、Q ≈ 3 程度の損益分岐が近い将来の装置で達成可能とする見通しも示されている。つまり「点火」は困難でも「損益分岐」は条件次第で視野に入る、というのが定量的評価の大筋である。
この厳しさゆえに、D-3He 燃料に適した閉じ込め方式の検討は古くから行われてきた。磁気ミラー装置では D-D、D-T、D-3He の燃料選択を比較する研究が早くからあり、直接変換との相性が評価された。浮上超伝導コイルが作る双極子 (dipole) 磁場を用いる炉概念は、局所ベータが1を超えても低周波不安定に対して安定な高圧力プラズマを保持できることを根拠に、D-3He 燃料に適した概念として提案され、数十 MW 級の概念設計が示された。また、フィールドリバースドコンフィギュレーション (FRC) は高ベータで直線的な磁場幾何を持ち、核融合生成陽子の軌道分類やその確率論的拡散、核融合陽子による電流駆動・加熱、中性粒子ビーム入射などが D-3He 炉の文脈で研究されてきた。慣性閉じ込めについても、D-3He ターゲット圧縮での燃焼特性や、クヌッセン数が中程度から大きい領域でのイオン運動論的シミュレーションが行われている。これらはいずれも「高ベータ・高温を長く保てる閉じ込め」が D-3He の成否を握るという認識の表れである。
3He の供給
D-3He 燃料の実用化を考える上で、燃料そのものの供給は独立した難題である。3He は地球大気や天然ガス中に極めて希薄にしか存在せず、現在の入手源は主に三重水素の放射性崩壊 (半減期約12.3年) による副産物で、量は核兵器関連の在庫に依存する。大規模なエネルギー生産に必要な量 (年間数百 kg 以上) を賄える候補として月面表土 (太陽風による長年の 3He 堆積) がしばしば議論されてきたが、採掘・選別・輸送のコストと濃度の低さから、その実現性には強い懐疑がある。
このため、炉内で 3He を自給する燃料サイクルの研究が行われてきた。D-D 反応の D(D,n)3He 分岐が 3He を生むことを利用し、D-D 燃焼領域で生産した 3He を D-3He 燃焼に回す「3He 自給サイクル」の概念である。このサイクルでは 3He を外部から調達せずに済む一方、D-D 反応率が増えるため中性子出力は純粋な D-3He 燃焼より増加し、中性子低減という利点との間でトレードオフが生じる。それでも、適切な設計では高い発電効率と低い中性子収率を両立できると評価されており、3He 供給問題への現実的な応答として注目されてきた。ただし、世界規模の核融合エネルギープログラムを賄う量の 3He を D-D 連鎖で製造することの困難は、燃料実現性評価において一貫して指摘される重大な制約である。
閉じ込め実験と JET での D-3He 実験
D-3He プラズマは、反応炉燃料としての評価とは別に、核融合生成アルファ粒子の物理を研究する実験手段として重要な地位を占める。D-T 反応と D-3He 反応はいずれもアルファ粒子を生成し、そのエネルギーも近い (3.5 MeV と 3.6 MeV) ため、三重水素を使わずにアルファ粒子駆動の物理を研究できる。JET では、三イオン (three-ion) 加熱シナリオを用いた D-3He 混合プラズマ実験が実施された。これは、中性粒子ビーム (NBI) で入射した約 100 keV の重水素イオンを、高調波 ICRF (高周波加熱) で共鳴加速してさらに高エネルギーへ上げる手法である。3He 濃度を n(3He)/ne ≈ 20–25% に制御してイオン-イオンハイブリッド層をプラズマ中心に置き、RF パワーの大部分を中心部の高速重水素イオンに吸収させる。この結果、重水素イオンは約 2 MeV まで加速され、D-3He アルファ粒子生成率が約 2×10^16 s^-1 (核融合出力にして約 50–60 kW) に達した。これは同装置の従来の D-3He 実験の数倍であり、同時に観測される D-D 中性子率 (約 1×10^16 s^-1) の約2倍のアルファ粒子源を実現した。
JET のトカマク断面図と放電の概観を示す。
![(a) The poloidal cross-section of the JET tokamak showing the off-axis location of the cyclotron resonances of 3He- and D-ions and the core absorption of RF power by fast D-NBI ions in the close vicinity of the IIH layer, as calculated with the TORIC code [12], which accounts for the poloidal magnetic field and the resonance lines are not exactly vertical; (b) an overview of JET pulse #95679. The panels show the auxiliary heating power from NBI and ICRH, the central electron temperature, Te0, the measured D-D neutron rate (black solid line) vs the TRANSP simulation (black dotted line) and the TRANSP-simulated D-3He fusion alpha-particle rate (red dashed line). The bottom panel shows the 3He concentration controlled by the real-time feedback system.](https://fusionpapers-figures.s3.ap-northeast-1.amazonaws.com/ppcfac5d9ef1.jpg)
fig.1 Excitation of Alfvén eigenmodes by fusion-born alpha-particles in D-3He plasmas on JET (2022) · CC BY 4.0
(a) The poloidal cross-section of the JET tokamak showing the off-axis location of the cyclotron resonances of 3He- and D-ions and the core absorption of RF power by fast D-NBI ions in the close vicinity of the IIH layer, as calculated with the TORIC code [12], which accounts for the poloidal magnetic field and the resonance lines are not exactly vertical; (b) an overview of JET pulse #95679. The panels show the auxiliary heating power from NBI and ICRH, the central electron temperature, Te0, the measured D-D neutron rate (black solid line) vs the TRANSP simulation (black dotted line) and the TRANSP-simulated D-3He fusion alpha-particle rate (red dashed line). The bottom panel shows the 3He concentration controlled by the real-time feedback system.
図の左は JET の断面で、3He と重水素のサイクロトロン共鳴面が磁軸から外れた位置にあり、RF パワーがイオン-イオンハイブリッド層近傍の高速重水素イオンに集中吸収される様子を示す。右は放電 #95679 の時間波形で、NBI と ICRF の投入パワー、中心電子温度 (NBI 単独時の約 3.6 keV から複合加熱で約 7.6 keV へ上昇)、測定された D-D 中性子率と TRANSP 計算による D-3He アルファ粒子生成率、そして実時間フィードバックで制御された 3He 濃度が並んでいる。
この実験系で重要な成果は、核融合生成アルファ粒子がアルフベン固有モード (Alfvén eigenmode) を励起することの直接観測である。ICRF 加熱された高速重水素イオンはトロイダル (TAE)、楕円性 (EAE)、逆せん断 (RSAE) など多様なアルフベン固有モードを駆動するが、その一方で、高速重水素イオンでは説明できないトロイダルモード数 n = 0 と n = −1 のモードが観測され、解析の結果これらは核融合生成アルファ粒子そのものによって駆動されていることが示された。これは、自己維持燃焼プラズマでアルファ粒子が励起する MHD 不安定性が高速イオン輸送や熱閉じ込めを劣化させうるという、D-T 炉設計上の重要な懸念を、三重水素を用いない実験で検証できることを実証したものである。D-T 反応と同様の非単調断面積を持つ 3He(D,p)4He 反応の性質を利用して重水素イオンを 0.15–1 MeV 帯に置くことで、中性子生成に対してアルファ粒子生成を選択的に強調できる点が、この実験手法の鍵であった。
このように D-3He プラズマは、炉燃料としては依然点火条件と 3He 供給という壁を抱える一方、燃焼プラズマのアルファ粒子物理を地上実験で検証する手段として、また中性子の少ない炉概念の基礎として、研究が続けられている。
この解説が根拠にした論文から
- A D-3He fusion reactor based on a dipole magnetic fieldNuclear Fusion 1990
- Possibilities for breakeven and ignition of D-3He fusion fuel in a near term tokamakNuclear Fusion 1989
- D-3He as a "clean" fusion reactorNuclear Fusion 1978
- Evidence for Alfvén eigenmodes driven by alpha particles in D-3He fusion experiments on JETNuclear Fusion 2021
- Low-radioactivity D-3He fusion fuel cycles with 3He productionPlasma Physics and Controlled Fusion 2002
- The feasibility of using D–3He and D–D fusion fuelsPlasma Physics and Controlled Fusion 2005
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推移
研究の変遷
1970–19843本 · 0.12%
初期の炉概念と物性評価
D-3He燃料がクリーンな炉心として検討され、ミラーのような閉じ込め方式との組み合わせが論じられた。また、Cat-DやD-3Heプラズマにおける核弾性散乱の効果が解析された。
この時代の論文から
- Discrete nuclear elastic scattering effects in Cat-D and D-3He fusion plasmasNuclear Fusion 1984
- D-3He as a "clean" fusion reactorNuclear Fusion 1978
- Some factors in the choice of D-D, D-T or D-3He mirror fusion power systemsNuclear Fusion 1971
1985–19949本 · 0.16%
燃焼特性と点火可能性の検討
トカマクや慣性閉じ込め核融合を対象に、D-3He燃料のブレークイーブンや点火の可能性が評価された。イオンサイクロトロン加熱やFokker-Planck解析を用いた燃焼ダイナミクスや少数加熱効果も扱われた。
同時に語られた主題イオンサイクロトロン加熱、中性粒子入射、慣性核融合、点火、フォッカー・プランク
この時代の論文から
- A D-3He fusion reactor based on a dipole magnetic fieldNuclear Fusion 1990
- Burn characteristics of inertially confined D-3He fuelNuclear Fusion 1991
- Possibilities for breakeven and ignition of D-3He fusion fuel in a near term tokamakNuclear Fusion 1989
- Burn characteristics of D-T ignited D-D and D-3He fuel pellets for inertial confinement fusion reactorsNuclear Fusion 1988
1995–20046本 · 0.06%
FRCにおける粒子・燃焼解析
D-3He燃料を利用した逆転磁場配位(FRC)炉が主要テーマとなり、粒子軌道の分類と確率性、トリトン分布と14MeV中性子生成率が解析された。また、TWDECの数値シミュレーションや低放射能燃料サイクルも検討された。
同時に語られた主題磁場反転配位
この時代の論文から
- Classification of particle orbits and related stochasticity of plasma ion motion in a field-reversed configuration with D-3He advanced fuelNuclear Fusion 2002
- A D-3He fusion reactor with an edge radiating layerNuclear Fusion 1998
- Triton distribution function and 14 MeV neutron generation rate in D-3He field reversed configuration plasmasNuclear Fusion 2000
- Low-radioactivity D-3He fusion fuel cycles with 3He productionPlasma Physics and Controlled Fusion 2002
2005–20145本 · 0.03%
FRC炉と環境性の検討
FRC炉における中性粒子ビーム入射や核融合陽子による電流駆動と加熱が研究された。また、トカマク炉のアスペクト比依存性が評価され、D-3He炉の環境側面と実現可能性が論じられた。
同時に語られた主題磁場反転配位、中性粒子入射、中性ビーム、電流駆動
この時代の論文から
- Current drive and heating by fusion protons in a D–3He FRC reactorNuclear Fusion 2008
- The feasibility of using D–3He and D–D fusion fuelsPlasma Physics and Controlled Fusion 2005
- Neutral beam injection in a D–3He FRC reactorPlasma Physics and Controlled Fusion 2007
- Aspect ratio dependencies of D–3He fueled tokamak reactorsFusion Engineering and Design 2006
2015–20269本 · 0.04%
JET実験によるアルファ粒子物理
JETにおけるD-3Heプラズマ実験が中心となり、3イオン高周波加熱による高速重陽子と核融合生成アルファ粒子の生成と観測が行われた。アルファ粒子駆動のAlfvén固有モードやAlfvénカスケードの証拠が報告され、高エネルギー粒子物理の理解が進められた。
この記述以降に論文が追加されている
同時に語られた主題アルフヴェン波、重水素、アルファ粒子、アルヴェン固有モード、トロイダル・アルフヴェン固有モード、慣性核融合
この時代の論文から
- Generation and observation of fast deuterium ions and fusion-born alpha particles in JET D−3He plasmas with the 3-ion radio-frequency heating scenarioNuclear Fusion 2020
- Evidence for Alfvén eigenmodes driven by alpha particles in D-3He fusion experiments on JETNuclear Fusion 2021
- Fusion product studies via fast ion D–D and D–3He fusion on JETNuclear Fusion 2016
- Alfvén cascade eigenmodes above the TAE-frequency and localization of Alfvén modes in D–3He plasmas on JETNuclear Fusion 2022
よく登場する装置
この数字の作り方
- 数え方 —
- 同じものが別の名前で書かれていてもまとめて数えている（Deuterium-Helium-3、D-3He など）。綴りが変わった時期に推移が動いて見える、ということは起きない
- 割合 —
- その時代の収録論文全体に占める比率。コーパスは1970年代より2010年代のほうが9倍大きいため、本数のままではほとんどの主題が右肩上がりに見えてしまう
- 記述 —
- その時代の論文・共起する主題・登場する装置だけを根拠にAIが書いている
- 冒頭の定義 —
- 用語そのものの説明だけは、論文26本の要旨を読ませたうえでAIの分野知識で書かせている。ここだけは収録論文に書かれていることの要約ではない
- 解説 —
- では、7本の論文（うち全文2本）と2枚の図版を読ませたうえでAIが書いている
- 範囲 —
- 収録は6誌に限られる。ここで減っていることは、分野がその取り組みをやめたことを意味しない