重水素プラズマ

重水素プラズマとは、水素の同位体である重水素（デューテリウム、D）の原子核（重陽子）を主たるイオン種とするプラズマである。核融合研究において最も基本的な実験用燃料プラズマであり、水素プラズマに比べて核融合反応を実際に起こせる点が決定的な違いである。二つの重陽子が衝突すると、D(d,n)³He 反応で 2.5 MeV の中性子を、D(d,p)T 反応で 1.0 MeV の三重水素（トリチウム）をそれぞれほぼ同じ確率で生じる。このため重水素プラズマは、中性子発生源としてプラズマ診断の対象となると同時に、将来の D–T（重水素・三重水素）燃焼プラズマで支配的となる 3.5 MeV のアルファ粒子加熱を、その「模擬」として研究する場にもなる。磁気閉じ込め装置では水素実験で蓄積した運転経験を踏まえて重水素実験へ移行するのが標準的な流れであり、大型ヘリカル装置（LHD）では 2017 年に重水素実験が開始された。重水素プラズマの表面に何が見えるかを示したのが次の図である。

図は LHD 真空容器内の様子と、容器内に設置された高周波（ICRF）加熱アンテナの写真および配置を示したものである。重水素プラズマはこのような真空容器内で中性粒子ビーム入射（NBI）や高周波加熱によって生成・加熱され、壁材との相互作用を通じてプラズマ自身の性質にも影響を及ぼす。

重水素という核融合燃料と D–D 反応

核融合発電の最終的な燃料は重水素と三重水素であり、D + T → ⁴He (3.5 MeV) + n (14 MeV) の反応断面積が低い温度で最大となる。しかし三重水素は放射性で取り扱いが難しいため、現存する装置ではまず重水素だけを用いた D–D 反応による実験が行われる。D–D 反応は二つの枝をほぼ等しい確率で持ち、一方は中性子とヘリウム3、他方は陽子とトリチウムを生む。この反応の断面積は重陽子のエネルギーに対して急峻に増大するため、主プラズマの温度が低くても、入射ビームイオンのような高エネルギー粒子とバルク重陽子との間で反応が起こり、これが現行実験における中性子の主な供給源となる。

D–D 反応が生む 1 MeV のトリチウムは、D–T 燃焼プラズマ研究における重要な「代役」である。そのラーモア半径やドリフト周波数などの運動学的性質が 3.5 MeV アルファ粒子とほぼ同一であり、しかも生成時の速度分布が等方的でアルファ粒子と似ている。十分に閉じ込められたトリチウムは減速して約 100 keV 付近（D–T 反応断面積のピーク）を通過する際に二次の D–T 反応を起こし、14 MeV 中性子を放出する。このため、二次 D–T 中性子と一次 D–D 中性子の比（トリチウム燃焼比）が、アルファ粒子に相当する粒子の閉じ込め性能を示す指標として用いられる。なお、高密度・縮退した重水素プラズマでは連鎖反応的な増幅の可能性が理論的に議論されることがあるが、これはレーザー圧縮など特殊な条件下の話であり、磁気閉じ込め実験の範囲を超える。

磁気閉じ込め装置における重水素プラズマの生成と加熱

重水素プラズマの生成・加熱手法は水素プラズマと本質的に同じであり、NBI、ICRF（イオンサイクロトロン周波数帯）加熱、電子サイクロトロン加熱などが組み合わせて用いられる。ただし同位体置換に伴い、加熱の応答は変化する。ICRF 少数粒子加熱では、主イオン種に対して少量混入させた別種のイオンを波が共鳴加速する仕組みをとるが、加熱効率が少数粒子の混合比に強く依存する点が知られている。LHD では水素・ヘリウム主プラズマでの長年の経験を基に、2019 年度以降、重水素主プラズマ中への水素少数粒子加熱が開始された。重水素主プラズマでは、波が重陽子そのものを直接加速する第三高調波加熱も可能であり、この場合 JET や ASDEX Upgrade で見られたように中性子放出率の顕著な増大が観測される。実際、LHD で観測された中性子放出率は重水素プラズマの熱核融合反応率を用いた計算と一致しており、中性子測定を通じてバルク重陽子の情報が得られることを示している。

重水素運転への移行には工学的な側面もある。真空容器や壁の水素（軽水素）放出はプラズマ中の同位体比を乱すため、重水素実験では壁からの脱ガス制御が運転上の課題となる。また重水素運転後の真空容器内にはトリチウムが蓄積するため、運転終了後の除染（ガス吹き込み、グロー放電洗浄、大気暴露、ベークなど）が安全性・許認可の観点から重要な工程となる。

中性子放出と核融合生成粒子の診断

重水素プラズマが水素プラズマと決定的に異なるのは、それ自体が中性子線源となる点であり、これが診断の中心をなす。中性子はプラズマ中の荷電粒子と異なり磁場の影響を受けずに真空容器外まで到達するため、その総放出率、放出分布、エネルギースペクトルは、それぞれビームイオンの全体的な閉じ込め、径方向分布、エネルギー分布を直接反映する。NBI 加熱された重水素プラズマではビーム重陽子とバルク重陽子との反応が中性子の主要な供給源であるため、この対応が特に明瞭になる。

LHD ではこの診断体系が包括的に整備されている。中性子フラックスモニタによる総放出率の連続測定、垂直中性子カメラによる放出率の径方向プロファイル測定、飛行時間型中性子分光計によるエネルギースペクトル測定、中性子放射化システムによる放電積算測定などが組み合わされ、さらに容器外に設置された高速イオン損失検出器（FILD）やシンチレーティングファイバ検出器と同期して用いられる。シンチレーティングファイバ検出器はパルス幅が約 20 ns と狭く計数能力が高いため、時間分解測定に適する。一方、放射化システムはガンマ線や電気ノイズに強い代わりに放電積算の測定しかできないという相補関係にある。中性子スペクトル測定の感度は測定器の視線方向に対する粒子の速度空間内の位置に依存するため、JET や ASDEX Upgrade では速度空間感度の系統的な評価が行われている。また、プラズマ中の重陽子密度と電子密度の比を中性子測定から決定する手法も示されており、中性子診断がイオン組成そのものの測定手段にもなりうることを表している。

高エネルギー粒子の閉じ込め：トリチウム燃焼とアルフベン固有モード

D–T 燃焼プラズマの持続可能性は、アルファ粒子が自らのエネルギーをプラズマに渡して加熱を担うかにかかっており、その鍵は高エネルギー粒子の閉じ込めである。高エネルギー粒子はアルフベン固有モード（AE）をはじめとする磁気流体力学（MHD）不安定モードを駆動し、これが励起されると粒子の径方向輸送や損失が加速される。過去の TFTR や JET の D–T 実験では、アルファ粒子駆動の MHD 不安定性による損失増大は観測されなかったものの、これは励起振幅がビーム加熱プラズマのそれよりはるかに小さかったためであり、アルファ粒子駆動モードの直接観測は現在も挑戦的な課題である。

このため重水素プラズマ実験では、D–D 反応で生まれる 1 MeV トリチウムと NBI ビームイオンの二つを用いてアルファ粒子の挙動を模擬する。トリチウム燃焼比の測定から、LHD のトリチウム閉じ込め能力は同程度のマイナー半径を持つトカマクと匹敵しており、MHD が静穏なプラズマでは短パルスビームイオンの挙動は新古典理論で記述できることが示された。これはヘリカル装置がトカマクより高エネルギー粒子閉じ込めに不利とされてきた通念を見直す結果である。一方、MHD 不安定性が関与すると様相が変わる。DIII-D や ASDEX Upgrade ではフィッシュボーン不安定性によるビームイオン閉じ込めの全体的な劣化が時間分解中性子測定で捉えられ、JET ではセオソート活動によるトリチウム再分配が軸上で 10% 以下にとどまることが二次 D–T 中性子放出プロファイルから示された。LHD では、エネルギー粒子駆動の抵抗性交換モード（EIC）がそれを駆動するヘリカルトラップされたビームイオン自身の閉じ込めに重大な影響を与えることが、垂直中性子カメラによる密度プロファイル可視化と数値シミュレーションの比較から明らかにされた。

アルフベン固有モードの安定性は駆動力と減衰の競合で決まる。減衰はイオン・電子のランダウ減衰、放射減衰、連続体減衰、およびビームイオンによる減衰の和で構成され、JET の D–T 実験解析では準アルフベン速のビームイオンによる減衰が支配的であった。そこで「アフターグロー」手法が開発された。これは NBI を突然切った後の数百ミリ秒の窓を利用するもので、ビームイオン（入射エネルギー約 100–120 keV、減衰時間 100 ms 未満）は速やかに熱化して減衰項として消えるのに対し、アルファ粒子（減衰時間 300–400 ms）は高エネルギーのまま残留し、AE を駆動し続ける。重水素放電でこの手法を確立し、D–T 放電への外挿を行う準備が JET で進められている。損失過程そのものの性格も調べられており、損失流束とモード振幅の関係が線形なら対流的損失、二次的なら拡散的損失が支配的であると識別できる。

プラズマと材料表面の相互作用：重水素の保持

重水素プラズマに接する壁材、とりわけ核融合炉の第一壁・ダイバータ材の最有力候補であるタングステンは、高エネルギー重水素イオンの高フラックス照射にさらされる。この相互作用が材料側に引き起こす代表的な現象が表面ブリスター（水素泡）の形成と重水素の保持（リテンション）である。ブリスターは侵入した重水素が材料内部の欠陥や粒界に捕獲・集積して起こるもので、その形成は入射エネルギー（数 eV から MeV までの広い範囲で形成されうる）、フラックス、材料温度、結晶粒径・結晶方位に依存する。同一フルエンスでは高フラックス照射ほど小さく高密度のブリスターを生じ、温度が約 700 K を超えると重水素の拡散が促進されてフラックス 10²² m⁻²s⁻¹ 以下では形成が抑制される。ブリスターは材料の機械的・熱的特性を劣化させ、タングステンダストの生成を促すため、炉の壁の健全性と定常運転の両面で問題となる。

重水素の保持量そのものも炉の燃料収支と安全評価に直結する。中性子照射や重イオン照射で材料内部に生じた格子欠陥は重水素の捕獲サイトとなり、保持量を増大させる。このため中性子損傷を重イオン照射で模擬した試料を用い、重水素プラズマ暴露後の保持量と表面形態を調べる研究が進んでいる。損傷の影響は一様ではなく、予備照射を受けたタングステンではブリスターが大きく低密度になる傾向が報告されている。材料側の改良も進められており、カリウムドープタングステンやタングステン・タンタル合金、炭化物分散強化材など、ブリスター形成と保持を抑える合金開発が続けられている。次の図は、重イオン予備損傷の有無が重水素プラズマ暴露後のタングステン表面形態に与える影響を示したものである。

図は純タングステン（上段）とカリウムドープタングステン（下段）について、重イオン損傷量 0、0.05、0.5 dpa の各条件で重水素プラズマ暴露後の表面を走査型電子顕微鏡で観察した結果である。純タングステンでは損傷量に応じてブリスターの形態が変化し、カリウムドープ材ではブリスターの密度が顕著に低くなっている様子が読み取れる。

材料側の課題はタングステンに限らない。低活性フェライト・マルテンサイト鋼の腐食と燃料保持、バナジウム・ニオブ・タンタル膜を通じた重水素のプラズマ駆動透過、化学気相成長タングステン・銅複合材中の透過、リチウムコーティング表面の酸化層が重水素の保持・リサイクリングに与える影響など、プラズマ対壁相互作用は多岐にわたる。リチウムの場合、真空容器内の残留水蒸気により酸化リチウム層が成長し（LTX-β での推定で約 0.5 nm/時）、その厚さが重水素の保持とリサイクリング特性を変えることが分子動力学計算で示されている。さらに、重水素プラズマ実験で得られた保持データは、D–T 運転後の真空容器からのトリチウム除去（ベーク、グロー放電洗浄、大気暴露など）の設計に直接活用される。重水素はトリチウムの化学的・物理的挙動の代理物として、炉の燃料管理と安全設計の実験的基盤を与えているのである。