重水素

重水素（deuterium、記号 D）は、水素の原子核に中性子を一つ加えた同位体であり、質量数が 2 である点で普通の水素（プロチウム）と異なる。核融合研究において重水素は燃料の主役である。重水素と三重水素（トリチウム、T）の反応 D–T 反応は、核融合炉で最も低いプラズマ温度で高い反応断面積を与えるため、現在計画されているほぼすべての磁場閉じ込め炉および慣性核融合炉が D–T 燃料を前提に設計されている。一方で重水素は非放射性であり、トリチウムを扱えない装置では D–D 反応による模擬実験や、D–T 運転に向けた準備実験の標準的な作動ガスとして使われている。

図は慣性核融合用の低温標的に用いられる重水素氷層の位相コントラスト像である。カプセル内壁（CH 層）の内側に形成された重水素氷層と、CH 層との界面が写っている。このように重水素は、極低温で固体の燃料層として標的に封入される形でも、また磁場閉じ込め装置にガスやペレットとして注入される形でも、核融合実験の物理的な出発点となる物質である。

重水素という核融合燃料

核融合燃料として重水素が選ばれる理由は、反応のしやすさと資源の両方にある。D–T 反応は 17.6 MeV のエネルギーを α 粒子（3.5 MeV）と中性子（14.1 MeV）に分けて放出し、その断面積は 10 keV 程度の温度で他の核融合反応より桁違いに大きい。重水素同士の D–D 反応は断面積が D–T 反応の約 100 分の 1 しかなく、放出中性子のエネルギーも数分の 1 に下がる。このため D–D 反応を主反応とする炉は実現がはるかに困難だが、逆にこの性質を利用して、D–T 燃料の代わりに純重水素燃料を用いれば放射化や中性子環境が大幅に緩和されるという利点が生まれる。実際、慣性核融合の間接駆動点火研究では、トリチウムを含まない低温重水素層カプセルの圧縮実験が、D–T 点火設計の代理実験（サロゲート）として位置づけられている。D–T 反応と比べて α 加熱の寄与が分離できるため、点火失敗の要因を切り分ける診断手段にもなる。

磁場閉じ込めの分野では、トリチウムを扱える装置が極めて限られている（これまで稼働したのは JET と TFTR のみ）ため、ほとんどのトカマクは水素または重水素プラズマで運転し、D–T 運転に向けた物理・技術の準備を重水素実験で進めている。重水素は中性子放出を伴う D–D 反応を起こすため、中性子源としての利用（例えば小型放電型中性子源）や、ビーム入射加熱・ペレット入射など燃料供給技術の開発にも使われる。

D–T 実験と同位体効果

重水素とトリチウムの混合比を変えた実験は、プラズマ閉じ込めが同位体質量にどう依存するかを調べるほぼ唯一の手段である。エネルギー閉じ込め時間や輸送係数の同位体質量スケーリングは、ITER や原型炉の性能予測を左右する重要な不確実性とされてきた。過去の実験結果は一様ではなく、L モードでは強い正の質量依存性（例えば閉じ込め時間が質量のべき乗で増加するという報告）が示された一方、H モードでは質量依存性が弱い、あるいはほぼ零という報告もあり、コアとペデスタルの結合の強さが結果を左右すると考えられている。無次元パラメータ（イオン・ラーマー半径、衝突頻度、ベータなど）を重水素とトリチウムの放電間で一致させた「無次元同位体スケーリング実験」では、温度・密度・電流・磁場を質量に応じてスケールさせた対放電が用いられる。

図はそのような無次元マッチング実験の一例で、重水素放電とトリチウム放電の電子・イオン温度、密度、安全係数 q、および無次元パラメータ ρ*、ν*、β_n のプロファイルを規格化された磁束座標で比較したものである。温度と密度は質量に応じたスケーリングを施して示されており、無次元量がよく一致していることが分かる。この種の比較により、コア輸送の同位体依存性を定量的に切り出すことができる。

同位体効果は閉じ込めだけではない。H モードへの遷移に必要な入力電力しきい値（P_LH）も有効同位体質量に依存し、水素プラズマは重水素プラズマよりしきい値が高く、しきい値が密度に対して極小を持つ密度も質量とともに移動する。トリチウムや D–T 混合プラズマでは、補助加熱なしのオーミック H モード遷移が観測されるなど、軽水素系では見られない挙動が報告されている。また D–T プラズマでは核融合で生じた α 粒子による自己加熱が加わり、損失電力の評価に α 加熱項が入る。エネルギー粒子（ビーム入射イオンや D–D 反応で生じるトリトン）が MHD 不安定性によって輸送される現象も、重水素プラズマで中性子やトリトンの計測を通じて研究されている。

燃料供給と D–T 燃料サイクル

プラズマへの燃料供給は、ガス注入とペレット入射に大別される。炉心まで効率よく燃料を届けるには、低温に凍結した重水素（またはトリチウム）ペレットを高磁場側から超高速で打ち込む方法が主流であり、H モードプラズマでのペレット入射は密度変動や MARFE（縁の局所的な高密度放射領域）の移動など縁プラズマの応答を伴いながら密度を制御する手段となる。一方、ガス注入は炉心の燃料効率が極めて低いものの、ダイバータの密度や熱負荷のフィードバック制御には有用であり、実際、炉心はトリチウムペレットで、縁は重水素ガスで制御するという運転が D–T 燃焼割合の向上に有効だとする解析がある。ペレットの破砕を利用したディスラプション緩和（shattered pellet injection）も重水素ペレットで開発が進められている。

D–T 燃料サイクルの観点では、重水素そのものは豊富で問題ないが、トリチウムの自給自足が最大の課題である。燃焼割合（プラズマ中で実際に燃えるトリチウムの割合）は ITER 相当の運転では 1% 未満と低く、排気プラズマの再処理時間、燃料供給効率、炉の稼働率がトリチウム在庫と自給可能性を決める鍵となる。排気ガスからトリチウムを回収する同位体分離系、水のトリチウム汚染を処理する水トリチウム除去設備（重水素運転の設計にも影響する）など、燃料サイクル全体が炉の成立性を左右する。重水素はこの燃料サイクル開発において、トリチウムを実際に消費しない試験運転の媒体としても使われる。

プラズマ対向材料中の重水素保持

重水素はプラズマ対向材料に侵入・蓄積するため、材料中の水素同位体保持（retention）は炉の安全性和よびトリチウム在庫評価の中心課題である。タングステンはダイバータ材料の第一候補だが、中性子や重イオン照射が作る格子欠陥（空孔など）が重水素のトラップとして働き、保持量を大幅に増やすことが知られている。例えば中性子照射を受けたタングステンでは、未照射材では無視できるほど小さかった重水素保持量が、773 K での重水素曝露後に 6.0 × 10^21 D m^-2 に達するという報告がある。損傷量（dpa）の増加とともに保持量が飽和に向かうこと、また欠陥中の空孔に重水素が占有されることが、保持機構の基本像である。

図は種々の前処理を施したタングステン試料の全重水素保持量を曝露フルエンスに対して示したもので、各試料のブリスタリング（表面のふくれ）面積比も併せて示している。鉄イオンによる損傷前照射を受けた試料では保持量が未処理材より大きく増加している一方、ヘリウムプラズマを先に曝露した試料では保持量の上昇が抑えられていることが読み取れる。

後者の効果は重要である。ヘリウムプラズマ曝露はタングステン表面近傍にナノスケールのヘリウム泡層を形成し、この層が重水素の拡散に対する障壁として働くことで、内部への侵入と欠陥への捕獲を抑制する。泡の周囲のひずみ場や、泡が連結してできる多孔構造が表面での再結合を促進し、重水素を速やかにプラズマへ戻す（リサイクルさせる）ためである。中性子損傷による保持増加とヘリウムによる保持低減という逆方向の効果が重なったときの相乗作用は、損傷誘起ブリスタリングとの絡みもあり単純ではなく、現在も活発に研究されている。同様の保持・透過の問題は酸化エルビウムコーティングなどのトリチウムバリア材料や、リチウム系トリチウム増殖材（ペブル床）の放出特性にも当てはまり、重水素はトリチウムの代替としてこれらの材料試験に広く用いられている。