重水素-トリチウム（Deuterium-tritium、DT）は、核融合・プラズマ物理学の材料。重水素とトリチウムを等量程度混ぜた核融合燃料であり、D-T反応により3.5 MeVのアルファ粒子と14 MeV中性子を生む。トカマクや慣性核融合において最高の核融合出力を得る実用燃料として、JETやTFTRの実験、ITER計画の中核をなす。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304本ある。比重が最も大きかったのは1995–1999年で、その期間の論文の1.33%を占めた。直近の2025–2029年では0.98%。
DT denotes the deuterium–tritium fuel mixture or reaction.
解説
重水素-トリチウム(DT)混合燃料は、核融合炉の第一候補となる燃料系であり、重水素核と三重水素(トリチウム)核が融合してヘリウム4原子核(3.5 MeV)と中性子(14.1 MeV)を生じる反応、およびその反応に用いられる燃料混合物を指す。軽い核種の組合せの中で最も低い温度で反応確率が高くなるため、磁気閉じ込めでも慣性閉じ込めでも、最初の燃焼プラズマ実証はほぼ例外なくこの燃料で行われてきた。以下では、DT反応の物理、実機での燃焼プラズマ実験、アルファ粒子物理、そしてトリチウムを巡る燃料サイクルと安全の問題を概観する。
DT反応と第一燃料である理由
D + T → ⁴He (3.5 MeV) + n (14.1 MeV) という反応は、核融合反応の中で特に断面積が大きい。重水素同士の反応(DD反応)や重水素-ヘリウム3反応と比べ、DT反応は約10 keV程度という比較的低いイオン温度で反応率が最大に近づき、同じプラズマ条件で得られる融合出力はDD反応の数百倍に達する。このため、商用炉を想定した場合に必要とされるプラズマ温度・密度・閉じ込め時間の積(三重積)を、最も容易に満たせる燃料系がDTである。実際、JETやTFTRでのDD運転とDT運転の比較から、類似の放電でDD反応に対するDT反応の出力比が理論通り約210倍になることが確認され、DD実験からのDT性能外挿の妥当性を裏付けた。
反応の帰結はほぼ中性子である。14.1 MeV中性子はプラズマを素通りするため、磁気閉じ込めでは中性子計数(核分裂箱、放射化箔)が融合出力の直接的な測定手段となる。ただし中性子は周囲の物質と散乱・相互作用するため、装置環境が変わるたびに較正をやり直す必要がある。これに対し、DT反応のごく一部(分岐比で10⁻⁵程度)は16.7 MeVまたは12.5 MeVのガンマ線を放出する放射崩壊分岐を経由し、ガンマ線は物質との相互作用経路が限られるため環境依存が小さい。近年JETのDTキャンペーンでこのガンマ線収量の絶対測定が初めて行われ、ガンマ対中性子の分岐比が2.4×10⁻⁵と測定され、安全上二つの独立な出力測定法が求められるITERに向けた第二の直接測定法の可能性が示された。
中性子のエネルギースペクトルは燃料イオンの情報を運ぶ。熱平衡プラズマではスペクトルはガウス型に近く、その半値幅はイオン温度の平方根に比例する(DTプラズマで FWHM ≈ 177.2√Tᵢ keV)。外部加熱があるとビーム-熱、ビーム-ビーム成分など非熱的成分が現れ、スペクトル形状からイオン温度、燃料比 nT/nD、高速イオン分布を切り分けて読み取ることができる。
DT燃焼プラズマ実験:JETとTFTR
DT燃料を実際に燃焼させた磁気閉じ込め実験は、これまでTFTR(1995年頃)とJET(1997年のDTE1、2021-23年のDTE2/DTE3)に限られる。JETの1997年キャンペーンでは、ELMフリーHモード放電で16.1 MWの融合出力が得られ、一時的な融合増倍率Q(融合出力/入力加熱出力)が0.95に達した。このとき nτT の積は約8.7×10²⁰ m⁻³·s·keVで、約半分のエネルギー閉じ込め時間の間維持された後、エッジ圧力勾配を駆動源とするMHD不安定で放電が終了した。最適化シアー領域ではDTで初めて内部輸送障壁が形成され、イオン熱伝導率が中心部で新古典レベルに近づき、8.2 MWの出力が得られた。内部障壁とエッジ障壁を同時に持つ「二重障壁」放電では7 MWが準定常的に達成された。
DT放出の空間分布は中性子カメラによるトモグラフィーで再構成され、融合反応がプラズマ中心部に集中していることが直接示される。
fig.8 Absolute measurement of the deuterium–tritium reaction gamma-ray emission in magnetic confinement fusion plasmas (2025) · CC BY 4.0
Tomographic reconstruction of the DT emission profile of JPN 99 740 based on the JET neutron camera data. The JET poloidal section is shown overlaied together with the 19 neutron camera lines of sight and some magnetic equilibrium surfaces.
図はJETのDT放電におけるDT中性子放出のポロイダル断面トモグラムで、19本の視線データから再構成された放出強度が磁気平衡面と重ねて示されている。放出が中心部の高密度・高温領域に局在する様子が読み取れる。
2021年以降のJET第2次DTキャンペーン(DTE2)では、ITER様壁(ベリリウム-タングステン)の下で再びDT実験が行われ、診断技術が大幅に更新された。単結晶ダイヤモンド検出器による14 MeV中性子分光が導入され、熱成分と非熱成分の分離が可能になった。
fig.12 The single crystal diamond-based diagnostic suite of the JET tokamak for 14 MeV neutron counting and spectroscopy measurements in DT plasmas (2024) · CC BY 4.0
Energy spectrum measured in JET pulse number (JPN) 99346 by the oblique diamond detector in linear (top) and logarithmic (bottom) scale, together with the best numerical fit and the calculated neutron components. The TH component represents the thermal one. The NBI_D and NBI_T components represent the beam-thermal component of D and T beam ions interacting with the T and D thermal distributions, respectively. The BB neutron component is the beam–beam one, while the SCATT component is the scattered one. On the bottom, the distribution of the normalized residuals is shown.
図は斜め視線のダイヤモンド検出器で測定された中性子エネルギースペクトルで、熱成分(TH)、D・Tビーム-熱成分、ビーム-ビーム成分、散乱成分の数値フィットを重ねたものである。熱ピークの幅からイオン温度が、非熱成分の相対強度から外部加熱による燃料イオン分布の歪みが評価される。
アルファ粒子加熱と高速イオン物理
DT反応で生じる3.5 MeVアルファ粒子は、将来の炉では外部加熱に代わる主加熱源となる。アルファ粒子はまず主に熱電子とクーロン衝突で減速し、その後エネルギーが熱イオンに移る。したがってアルファ加熱が成立するには、アルファ粒子が十分長く閉じ込められることが前提である。
JETの1997年実験では、トリチウム濃度を変えた類似放電の比較により同位体効果を分離し、1.3 MWのアルファ加熱に対して電子温度が最大1.3 keV上昇することが古典的なアルファ閉じ込めの予測と整合する形で観測された。一方、TFTRのスーパーショットでは中心部の電子加熱は熱イオン-電子間の熱伝達が支配的で、アルファ加熱の寄与は全電子加熱の3割未満にとどまり、測定可能な水準ではなかった。アルファ加熱の明確な実証は、より高いQに達する次世代装置に持ち越された課題である。
アルファ粒子の閉じ込めを乱すのはMHD現象である。TFTRでは魚骨モード、ティアリングモード、セオティアなどによる損失が0.1-10%の範囲で測定され、プロンプト損失(軌道が壁に直接触れる損失)が5-10%あったが、アルフベン固有モードによる損失は観測されなかった。JETのDTE2では高速イオン損失検出器(FILD)を用いてDT生成アルファ粒子の損失が初めて直接測定され、低周波MHDによる損失の空間・ピッチ角依存性や、トロイダルアルフベン固有モード(TAE)との相関が解析された。また、アルフベン固有モードによる燃料イオン分布関数の歪みもDTプラズマで研究されており、高速イオンの損失は単に加熱を減らすだけでなく、第一壁への局所熱負荷という観点でも炉設計上の重要な制約となる。慣性閉じ込めでも、高エネルギーイオンの損失がペレット内のDT反応率に影響するという解析があり、またアルファ粒子と燃料イオンのノックオン衝突によるMeV級重水素イオンの生成が観測されている。
トリチウム燃料サイクルと自給自足
トリチウムは半減期約12.3年の放射性核種で天然にはほぼ存在しないため、DT炉は自分が出す中性子をリチウムブランケットで吸収してトリチウムを増殖する「自給自足」を達成しなければならない。これは融合開発における最も厳しい課題の一つとされる。燃料サイクル動学モデルによる解析では、自給自足の可否を支配する鍵となる無次元量はプラズマ中のトリチウム燃焼率 f_b と燃料注入効率 η_f の積であり、η_f·f_b > 2% と排気処理時間1-4時間が合理的な信頼度で自給自足を達成する条件とされる。ITERのようなQ=10運転を50:50のDTガス注入で行うと燃焼率は0.36%程度にすぎないが、コアはトリチウムペレットで、エッジ密度制御・ダイバータ保護は重水素で行うという分離燃料法により1.8-3.6%への改善が見込まれている。起動に必要なトリチウム在庫は融合出力にほぼ比例し、3 GW級炉でη_f·f_b=2%、処理時間4時間の場合に約11 kg、5%と1時間なら5 kg未満と見積もられる。さらに、自給自足は炉の稼働率に強く依存し、稼働率10%未満ではどんな燃焼率でも不可能、30%超で1-2%、50%超で2%超の条件で達成可能とされる。排気ガスを同位体分離系を経由せず直接燃料系へ戻す「直接内部再循環」の概念は処理時間と在庫の削減に有効とされる。
トリチウムの供給面では、核融合以外の源はCANDU型重水炉からの回収に限られ、起動在庫を賄うには既存の世界的トリチウム在庫に依存せざるを得ない。このため起動在庫の最小化は炉の経済性・実現性に直結する。なお、DT中性子源は核融合炉以外にも、核分裂炉の使用済み燃料の核変換駆動源や、FNSのような材料照射施設への利用が提案・研究されている。
トリチウムの保持・計量・安全
トリチウムはプラズマ対向壁に侵入・保持される。保持量は安全審査上の在庫制限だけでなく、燃料サイクル効率、ひいては炉の経済性を左右する。JETの1997年DTE1(カーボン壁)では、注入した35 gのトリチウムのうち運転終了時に14 gが炉内に保持され、重水素・水素放電による清掃で6.2 g、大気開放後には4.2 gまで減った。すなわち直後の保持率40%、燃料サイクル全体での長期保持率は11%である。この値はカーボンによる共堆積による保持が許容できないことを示し、金属壁への転換の根拠となった。実際、JETでカーボン壁と金属壁を比較すると、重水素放電一日あたりの全体的な燃料保持率は約20%から約2%へ一桁低下した。
運転後の炉内トリチウム除去(クリーンアップ)には、主室ベーキング(320 ℃への加熱)、イオンサイクロトロン波による同位体交換(ICWC)、リミター放電サイクルなどの組み合わせが用いられる。これらの工程で壁表面に保持されたDTが拡散・脱離し、D₂やDT分子として排気系へ回収される。
fig.12 Overview of fuel retention and recovery in JET deuterium–tritium operation (2025) · CC BY 4.0
Schematic showing change in concentration of fuel at different points during clean-up. Yellow dot = deuterium (D) atom, purple dot = tritium (T) atom, blue dot = matrix material. (a) Baseline prior to start of clean-up with vessel temperature at 200 °C (grey), (b) during main chamber baking at 320 °C (orange), after baking, ICWC and limiter cycling plasmas with vessel temperature at 200 °C (blue).
図はクリーンアップ工程における壁中の燃料濃度変化の模式図で、(a)ベーキング前の基準状態、(b)320 ℃ベーキング中、(c)ベーキング・ICWC・リミター放電後の状態を、重水素(黄)とトリチウム(紫)の分布で示している。加熱と同位体交換によりトリチウムが表面から追い出され、Dリッチな層へ置き換わる過程が描かれている。
保持量の計量には複数の手法が併用される。投入量と回収量の差から求めるガスバランス(粒子バランス)は運転中の全体的な保持の指標であり、排気ガスの四重極質量分析計と光学ガス分析(ペニング放電のHα/Dα/Tα輝線、波長6562.79/6561.03/6560.44 Å)による同位体比測定がこれを支える。D₂と⁴He、TとHDのように質量数が重なる成分の分離には高分解能が要る。近年JETではレーザー誘起脱離-四重極質量分析(LID-QMS)が導入され、大気開放なしに炉内壁の局所燃料保持をその場で測定できることがDT運転中に実証された。一方、運転後の機器撤去による事後分析では、ガスバランス値(約2%)より一桁小さい約0.2%という保持率が得られており、この差は時間経過と大気開放時の脱ガスによるものと考えられる。
安全面では、DT運転に先立って遮蔽・停止線量率評価、機器の放射化、光ファイバーなど診断機器の放射線損傷評価まで含めた包括的な安全ケースの構築が必要となる。JETのDTキャンペーンでは安全ケースの準備と実施そのものが主要な成果の一つであり、トリチウム在庫の最小化、材料透過の抑制、廃棄物処理のための除染といった一般的安全方針が整理されている。DT中性子を用いたブランケットからのトリチウム回収実験(FNSなど)も、増殖ブランケットの工学的成立性を検証する上で継続的に行われている。
この解説が根拠にした論文から
- High fusion performance from deuterium-tritium plasmas in JETNuclear Fusion 1999
- Physics and technology considerations for the deuterium–tritium fuel cycle and conditions for tritium fuel self sufficiencyNuclear Fusion 2021
- Alpha heating, isotopic mass, and fast ion effects in deuterium–tritium experimentsNuclear Fusion 2018
- The single crystal diamond-based diagnostic suite of the JET tokamak for 14 MeV neutron counting and spectroscopy measurements in DT plasmasNuclear Fusion 2024
- Alpha particle loss measurements and analysis in JET DT plasmasNuclear Fusion 2024
- Hydrogen isotopic ratio by residual gas analysis during the JET DT campaignsNuclear Fusion 2024
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推移
研究の変遷
1970–198410本 · 0.41%
DT反応とレーザー核融合標的の基礎時代
この時期の研究は、レーザー核融合ペレットや小型核融合標的におけるDT反応率・点火条件の理論解析、およびアルファ粒子加熱を考慮したDT核融合炉システムの概念検討が中心であった。周辺にはTritium、Deuteriumのほか、Laser fusion、Inertial confinement fusion、Ignition、Fusion targetが並び、実験装置よりも物理モデルに基づく評価が主流だった。全体に占める割合は0.41%と小さく、融合炉実現に向けた基礎的なDT反応の位置づけが模索されていた。
同時に語られた主題トリチウム、重水素、定常状態、新古典輸送、レーザー核融合、慣性核融合
この時代の論文から
- Influence of high-energy ion loss on DT reaction rate in laser fusion pelletsNuclear Fusion 1979
- The physics of DT ignition in small fusion targetsNuclear Fusion 1981
- Major features of DT tokamak fusion reactor systemsNuclear Fusion 1976
- Effect of a superthermal electron tail on the yield ratio obtained from DT-targets illuminated with a shaped laser pulseNuclear Fusion 1974
1985–199417本 · 0.31%
トカマク実験によるDT燃焼検証の幕開け
この時代には、JETとTFTRでの重水素-トリチウム実験が始まり、DTプラズマにおける核融合エネルギー生成やそのシミュレーションが報告された。同時に、Ion cyclotron emissionやElectron cyclotron emissionなどプラズマ診断・加熱手法と関連づけられ、DT燃焼プラズマの物理が実験的に検証され始めた。ただし割合は0.31%に低下しており、周辺分野の拡大の中でDT主題の相対的な規模は縮小した。
同時に語られた主題トリチウム、重水素、イオンサイクロトロン放射、電子サイクロトロン放射、プラズマ診断、中性子源
この時代の論文から
- Fusion energy production from a deuterium-tritium plasma in the JET tokamakNuclear Fusion 1992
- Simulations of deuterium-tritium experiments in TFTRNuclear Fusion 1992
- Ion cyclotron emission measurements during JET deuterium-tritium experimentsNuclear Fusion 1993
- Spark and volume ignition of DT and D2 microspheresNuclear Fusion 1990
1995–200478本 · 0.79%
TFTRとJETにおける高核融合性能実証の時代
DT実験はTFTRとJETで本格化し、高核融合性能やアルファ粒子の振る舞い、イオンサイクロトロン加熱との組み合わせが主要な論点となった。Alfvén wave/Alfvén eigenmodeやNeutron emission、Ignitionといった概念とともに現れ、ITERに向けたDTプラズマ物理の集大成がなされた。割合は0.79%へ上昇し、主題が大きく拡大した時期である。
同時に語られた主題トリチウム、重水素、イオンサイクロトロン加熱、アルファ粒子、点火、中性子放出
この時代の論文から
- High fusion performance from deuterium-tritium plasmas in JETNuclear Fusion 1999
- Simulations of alpha parameters in a TFTR DT supershot with high fusion powerNuclear Fusion 1995
- Overview of ITER physics deuterium-tritium experiments in JETNuclear Fusion 1999
- The ignition of dense DT fuel by injected triggersNuclear Fusion 1996
2005–201435本 · 0.23%
ICFと核データ応用への展開期
この時期は、Inertial confinement fusion、Fusion target、Neutron irradiation、Nuclear dataなどとの共起が目立ち、JETやITERでの運転シナリオ検討に加えて、固体DT燃料の表面粗さや核スピン偏極DT燃料、ブランケット模擬体でのトリチウム生成測定など工学的・標的物理的な題材が増えた。割合は0.23%まで低下し、トカマクDT実験に基づく論文の比率が低下する一方、ICFおよび核データ関連の応用が広がった。
同時に語られた主題トリチウム、重水素、慣性核融合、中性子放出、点火、核融合ターゲット
この時代の論文から
- Progress on the application of ELM control schemes to ITER scenarios from the non-active phase to DT operationNuclear Fusion 2014
- Ignition conditions for inertial confinement fusion targets with a nuclear spin-polarized DT fuelNuclear Fusion 2012
- Solid deuterium–tritium surface roughness in a beryllium inertial confinement fusion shellNuclear Fusion 2007
- Measurement of tritium production rate in water cooled pebble bed multi-layered blanket mockup by DT neutron irradiation experimentNuclear Fusion 2007
2015–2026164本 · 0.66%
JETおよびITERのDT運転準備と統合研究の再興
JETがITERライク壁でのDT運転準備を進め、ITERのDT 15 MAベースラインシナリオやトリチウム燃料自己充足性、アルファ駆動不安定性の観測準備などが主要テーマとなった。Inertial confinement fusionやFusion implosions、Alfvén wave/Alfvén eigenmodeとの共起が続き、JET(61)とITER(10)に集中している。割合は0.62%へ回復し、DT運転の実現に向けた統合的検討が再び活発化した。
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トリチウム、重水素、慣性核融合、点火、核融合爆縮、アルフヴェン波
この時代の論文から
- Overview of the JET preparation for deuterium–tritium operation with the ITER like-wallNuclear Fusion 2019
- Physics and technology considerations for the deuterium–tritium fuel cycle and conditions for tritium fuel self sufficiencyNuclear Fusion 2021
- Scenario development for the observation of alpha-driven instabilities in JET DT plasmasNuclear Fusion 2018
- 1997 JET DT experiments revisited—comparative analysis of DD and DT stationary baseline dischargesNuclear Fusion 2020
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-tritium、DT 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120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、8本の論文（うち全文5本）と3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