第一壁

第一壁とは、核融合炉のプラズマを直接囲み、プラズマから放射・粒子として放出されるエネルギーを最初に受ける壁面のことである。トカマク炉ではブランケット前面に設けられ、ダイバータとともにプラズマ対向機器の中心をなす。主役はあくまで「プラズマのすぐ外側にある壁」という機能であり、特定の装置ではなく概念の名称である。

役割と定義

核融合炉の心臓部では、高温プラズマを磁場で閉じ込めているが、閉じ込めは完全ではない。プラズマからは放射光、水素やヘリウムの粒子流、そしてイベント次第ではパルス状の大熱負荷が壁へ向かい、また中性子は壁体内でエネルギーを沈め込む。第一壁はこれらの熱と粒子を受け止め、冷却材へ伝えて排除するとともに、プラズマ純度を保つため壁材質がプラズマへ過剰に混入しないように設計される。この二つの役割——熱を吸うことと汚さないこと——はしばしば相反し、第一壁設計の根本的な緊張となっている。

実際の装置では、第一壁はリミタやブランケット第一壁として炉心を覆う多数のパネルから構成される。フランスのトカマクWESTは第一壁の材質がプラズマ挙動に及ぼす影響を研究する好例で、炉内をタングステンで覆った状態から、始動プラズマが接触する部位のみを窒化ホウ素など低原子番号材料に置き換えた構成が比較されてきた。装置全体を撮した写真と、プラズマ中心の上下方向の動き（±5 cm程度）と接触可能な壁位置を示した断面図で、第一壁が炉内のどの面を占めるかが見て取れる。

図はWESTの真空容器内であり、上段が全面タングステン化した第一壁（内側バンパとアンテナ保護リミタがタングステン被覆）、下段が一部を窒化ホウ素に置き換えた構成、右側にそれぞれプラズマ中心の可動範囲と容器寸法が示されている。始動期の円形プラズマがこの壁にしか接触できないという幾何学が、壁材質選定がプラズマ始動性を左右する実験を可能にしている。

熱負荷と表面形状の設計

第一壁が受ける熱負荷は定常成分と過渡成分に大別される。定常成分はプラズマからの放射と荷電粒子のフラックスであり、装置設計上は数MW/m²のオーダーが想定される。これに対し、ディスラプション（プラズマの急速崩壊）時の熱クエンチでは、蓄積されたプラズマ熱エネルギーがミリ秒の時間スケールで壁に再分配される。その際、放射がトーラス方向に一様であれば壁は耐えられるが、実際には不純物注入による崩壊緩和の初期に強い非対称性が生じ、局所的なピーク熱負荷が平均を大きく上回る。ITERのような炉では、タングステン装甲の蓄積エネルギー許容値と、ポート窓を覆うステンレス鋼の許容値（タングステンの約1/3）というように、部位ごとに耐えうる限界が異なるため、熱負荷の空間分布を正確に予測することが設計の前提となる。このため三次元プラズマ乱流シミュレーションと放射輸送計算を組み合わせ、壁面での熱流束分布と累積エネルギーを評価する手法が整備されつつある。

表面形状の設計も本質的である。壁を完全に滑らかな面にすると磁力線に沿った熱流が一点に集中し、逆に切り欠きや段差を作るとエッジでの局所加熱や閉じ込め劣化を招く。そこで第一壁の輪郭は、プラズマ平衡の変動や位置ずれを織り込んだ上で、磁力線への入射角が浅くならないよう連続曲面として最適化される。これはITERやEU-DEMO、STEPといった炉の設計で共通の課題であり、候補輪郭ごとに熱負荷分布と製作公差を評価して形状が決められる。

パネル設計、装甲材と接合技術

第一壁は「プラズマ側の装甲材」と「冷却構造材」を接合した積層パネルの集まりとして作られる。装甲材には要求が厳しい。熱伝導が良く、昇華や融解に対する耐性が高く、スパッタリング（粒子衝突による表面削れ）が小さく、プラズマへの不純物混入が許容範囲であることが求められる。歴史的には黒鉛が初期トカマクで広く使われたが、中性子損傷と水素保持の観点から、次世代炉ではタングステンとベリリウムが主軸となった。ITERも当初はベリリウム装甲を予定していたが、2024年の計画改訂で主室装甲は全面的にタングステンへ変更された。タングステンは融点と耐スパッタ性に優れる一方、脆性と加工難度が課題で、構造材側には低活性フェライト鋼（EUROFER型）やオーステナイト系ステンレス鋼が使われる。

装甲と構造材の接合は拡散接合や熱間等方圧加圧（HIP）によって行われ、接合界面の健全性がパネル寿命を直接支配する。水素同位体の存在が接合品質に影響する可能性や、装甲と鋼の熱膨張差を緩和するための中間層として傾斜機能材料（タングステンと鋼の組成を連続的に変化させた層）を挟む提案など、界面工学レベルの改良が続けられている。また中性子照射により鋼中でヘリウムが生成し、バブル形成が脆化を招くため、ヘリウムを強くトラップするODS鋼（酸化物分散強化鋼）をプラズマ側数ミリメートルのみに張り合わせるという構想もある。これは中性子損傷が第一壁から奥へ向かって急減するという空間的勾配を利用した発想である。

次世代炉の全体形状と部位ごとの装甲配置を示す図を以下に示す。

図はITERの三次元モデルであり、白色のパネル群が第一壁、赤色の部分が診断ポート部の装甲を表す。第一壁がトーラス全体を細分化されたパネルで覆う構成であること、診断部など特別な保護を要する部位が独立に装甲されることが分かる。

熱機械性能と認証試験

設計したパネルが実際の炉で生き残れるかは、実機に相当する熱負荷を試験体に与える高熱流束試験で検証される。主な劣化モードは三つある。第一に、数万回のパルス運動に伴う熱疲労である。装甲と冷却構造の熱膨張差により繰り返し応力が界面に加わり、き裂が成長して冷却管に達すれば冷却材漏洩に直結する。第二に、中性子照射による硬化・脆化である。第三に、前述のヘリウム生成など核変換生成物による損傷である。試験では模擬パネルを電子ビームやイオンビーム、あるいは実機と同じヘリウム冷却ループに接続して周期的に加熱し、表面温度、応力ひずみ履歴、き裂発生を評価する。この種の試験はリミタモジュールの縮小模型、拡散接合で作製した実寸パネル、ODS鋼被覆の新設計模擬体など多様な試験体に対して実施されており、有限要素解析による損傷進展予測と並行して認証基準が積み上げられている。

ヘリウム冷却ループによる周期的高熱流束試験の様子を示す。

図はヘリウム冷却試験設備の試験室内であり、ODS鋼被覆の第一壁模擬体、タングステン被覆の第一壁模擬体、ダイバータ模擬体が同一の試験架台上に設置され、ヘリウム分配器から冷却ガスが供給される構成が見える。EUROFER鋼の通常の運転上限（550 °C）を意図的に超えて表面温度を上げる試験が行われ、材料の熱機械的余裕の評価が進められている。

第一壁材料とプラズマ運転

第一壁はプラズマと材料が相互に作用する場でもある。壁から入る不純物はプラズマの放射損失を増やし、高原子番号材料（タングステンなど）では僅かな混入でも炉心温度を下げる。WESTでの系統的な比較により、始動期プラズマの全放射損失とタングステン壁からの供給源強度の間に明確な相関があり、窒素注入によるエッジ冷却やホウ素化による壁表面の被覆がタングステンのスパッタを抑え、プラズマ条件を改善することが示された。つまり壁材質の選定は静的な設計問題ではなく、ホウ素化のような壁条件制御を含む運転上の課題でもある。

もう一つの重要な相互作用は燃料保持である。壁に取り込まれた重水素やトリチウムは時間とともに蓄積し、資源収支と安全性の両面で在庫量の管理が要請される。壁材質をタングステンに全面更新したASDEX Upgradeでの動的・静的重水素在庫の測定や、JETでのトリチウム在庫評価は、運転履歴が壁保持特性をどう変えるかを明らかにしてきた。保持量は粒子入射エネルギーや表面状態に依存するため、アルファ粒子などの粒子反射係数の測定・評価も壁材料選定の基礎データとなっている。

さらに過渡事象に対する壁の耐性も運転上の死活的な問題である。ディスラプション時の脱走電子は数MeV以上の高エネルギーで壁に達し、体積加熱により装甲内部で気化・溶融・破砕を引き起こしうる。特に加熱は装甲表面ではなく内部で非単調な温度分布を作り、これが爆発的な材料放出の引き金となりうることが、WESTでの偶発・意図的損傷実験と多物理モデルの連携によって明らかにされつつある。ITERのタングステン装甲への変更を踏まえ、どの厚みの装甲が何回の最悪事象に耐えられるか、また冷却材界面温度が冷却管破損に至るかを予測する評価が進められている。脱走電子の入射位置と深さ方向の入熱分布、および高熱流束パネル（EHF）と通常パネル（NHF）の装甲・冷却構造の違いを示した図が以下である。

図は数値解析の設定を示しており、左から順に、Geant4でモデル化された装甲突起部とその入射領域、トロイダル方向の深さ積算入力パワー密度分布（最も荷重を受けるタイルが赤線で示される）、そしてEHFパネルとNHFパネルの一枚のタイル断面で、タングステン装甲、CuCrZr層、ステンレス鋼層、ハイパーボポトロン冷却溝や冷却管の位置が描き分けられている。パネル階級ごとに装甲厚と冷却構造が異なるため、同一の入熱でも温度応答と損傷形態が変わることがこの構成から読み取れる。

このように第一壁の研究は、材料科学（装甲材・接合・照射損傷）、熱流体工学（冷却設計・高熱流束試験）、プラズマ物理学（不純物・燃料保持・ディスラプション負荷）の交差点に位置し、現行トカマクでの運転経験と次世代炉の設計評価の双方から知見が蓄積されている。