熱負荷

核融合炉における熱負荷（heat load）とは、プラズマから第一壁やダイバータなどのプラズマ対向機器（plasma-facing component, PFC）の表面に流入する熱流束、およびそれによって部材に生じる温度上昇・熱応力のことを指す。核融合プラズマの熱排気は工学上最も過酷な熱流束環境の一つであり、現代のトカマク・ダイバータに入射する垂直熱流束は数百 MW/m² に達しうる。これは、例えばミサイル先端部が受ける約 1 MW/m² という空力加熱をはるかに超える値である。したがって、熱負荷をいかに予測し、分布を制御し、材料・構造で受け止めるかは、プラズマ運転領域そのものを規定する設計上の中心課題となっている。

核融合装置における熱負荷：その実体と運転を制限する理由

磁場閉じ込めプラズマでは、コアで生じた熱は主として磁力線に沿って外周部へ運ばれ、スクレイプオフ層（SOL）を経てダイバータターゲットに集中して流入する。熱流束の大きさは、SOL を横切って輸送される全パワーを、磁力線の入射角を介してターゲット上の狭い帯域に投影することで決まる。入射角が浅いほど同じ平行熱流束が広い面積に分散されるため、ターゲットの形状と磁場との幾何学がそのまま表面熱流束の集中度を左右する。

熱負荷が運転を制限するのは、PFC の材料温度と冷却能力に厳しい上限があるからである。タングステンは再結晶温度を超えると機械的特性が劣化し、さらに融点を超えれば表面溶融が起こる。また冷却水側では限界熱流束（critical heat flux）を超えると沸騰危機によって冷却が破綻する。このため、定常熱流束の許容値は部材・冷却構造ごとに数 MW/m² から 10 MW/m² 程度のオーダーで定められており、プラズマ側の排気性能と工学側の受熱性能の整合が炉設計の骨格をなす。

熱負荷の予測は単純ではない。最も基本的な近似は、パワーが磁力線に沿って直進するとみなす「光学近似」であるが、実際の荷電粒子はラーモア運動によって磁力線の周りを螺旋状に回る。イオンのラーモア半径はダイバータでの典型エネルギー（10 eV から 1 keV 程度）においてサブミリから数ミリメートルに及び、工学 CAD モデルの表面メッシュ寸法と同程度になる。このため、光学近似では磁気的に影となって保護されているはずの隅部や溝部にも、螺旋軌道を描くイオンが到達して熱負荷を生じうる。特にキャステレーション（区分化）構造のように鋭い角や溝を多く含む表面では、回転する粒子が複数の面から角部に入射し、熱負荷が局所的に増幅される。イオン温度が高いほどラーモア半径が大きくなり、光学近似が予測した影のパターンは全体になだらかに塗りつぶされていく。

図は、あるトカマクの下部ダイバータ・タイルについて、光学近似（左）とイオンのジャイロ軌道を考慮した計算（中央・右）で得られた表面熱流束分布を並べたものである。光学近似では鋭い縁を持つ影が広い面積を覆うが、イオン温度 10 eV ではキャステレーション間の小さな影が埋められ、100 eV では影がほぼ完全に消えている。このように、熱負荷の精密予測には磁場に沿った直進描像を超えた三次元的な粒子軌道の取り扱いが必要となる。

定常ダイバータ熱負荷とターゲット形状設計

定常運転時の熱排気のほとんどはダイバータが担う。例えば ITER の基準運転では、分離面を横切るパワーは約 100 MW と見積もられ、その約 9 割をダイバータ内で排気しなければならない。ターゲット熱流束を技術的に許容される上限（垂直ターゲットで定常 10 MW/m²）以下に保つには、磁力線に平行な熱流をターゲット近傍の体積で放射的に散逸させ、ストライクポイント近傍の熱流を部分的に分離（部分デタッチメント）させることが不可欠となる。

ターゲットの形状設計は熱負荷制御の第一の手段である。ITER の垂直ターゲットは、タングステンモノブロックを銅合金冷却管に接合した列で構成されるが、モノブロックのポロイダル方向の突出縁（リーディングエッジ）が磁力線にほぼ垂直な入射を受けるのを避けるため、トロイダル方向にベベル（面取り）が施され、リーディングエッジを磁気シャドウの中に隠す設計が採られている。このベベルにより組立公差の範囲でエッジは保護されるが、引き換えに磁場入射角が変化して濡れ面積（ウェッテッド fraction）が減り、露出面の局所熱流束が集中する。すなわち形状設計とは、エッジ保護と表面熱流束集中とのトレードオフを磁気シャドウの幾何学で最適化する営みである。同様の考え方は他の装置にも共通し、ベベル付きキャステレーション構造は熱拡散を溝で遮断すると同時に、各区分が熱量計として入射エネルギーを測定できるという利点も持つ。

ストライクポイントの位置も熱負荷を左右する。プラズマ位置制御の不確かさや、損傷部回避のための意図的な移動によってストライクポイントは設計位置からずれうる。上方への移動は排気性能の低下を、下方への大きな移動はストライクポイントが反射板側へはみ出す事態を招きうるため、ターゲット上のどの位置にストライクポイントを置くかは、部分分離の促進と各部材の受熱許容値の両方から決められる。

トカマクのポロイダル場ダイバータがトロイダル対称性を持つのに対し、ヘリカル・ステラレータでは三次元の非軸対称磁場に沿って SOL が螺旋状に延びるため、ターゲット板の形状・位置を磁場構造に正確に適合させなければならない。島ダイバータ構成などでは、磁力線追跡と輸送シミュレーションに基づいてターゲット曲線をトロイダル角ごとに定義し、熱流束のトロイダル方向一様化を図る設計が行われる。

図は、ステラレータのダイバータターゲット設計モデルを示したものであり、(a) に初期ターゲット曲線から曲面を延長して最終ターゲットを得る手順、(b) にターゲット面の座標と法線・磁場方向の関係、(c) に異なるトロイダル角におけるターゲット曲線の列が描かれている。このようにトロイダル角ごとのターゲット曲線を一貫した理論に基づいて定めることで、三次元磁場に適合した熱負荷の均一化が図られる。

過渡熱負荷：ELM とディスラプション

定常負荷を超えて装置を脅かすのが過渡熱負荷である。第一はエッジ局在モード（ELM）による周期的な熱パルスである。H モードプラズマではペデスタルの圧力が周期的に崩壊し、そのエネルギーの一部がミリ秒以下の時間スケールでダイバータに流入する。制御されない ELM が続くと、タングステンターゲットでは全面溶融や、モノブロック端部（エッジ）の溶融が引き起こされうると予測されており、特にエッジ溶融は全面溶融より低いエネルギーで生じうるため、ELM 時の支配的なリスクとされる。ELM 様の繰り返し熱負荷を受けたタングステンでは、溶融・再凝固に伴う割れの発生や、繰り返し熱サイクルによる残留熱応力の蓄積、再結晶化に伴う微細構造変化といった材料損傷が問題となる。

第二はディスラプションである。トカマクのディスラプションは、コアの熱エネルギーが急速に失われる熱クエンチ相と、その後プラズマ電流が減衰する電流クエンチ相に分かれる。燃焼プラズマが数百 MJ の熱エネルギーを保持する装置では、これがミリ秒オーダーで放出されれば、瞬間的に数百 GW オーダーの排気パワーに相当し、定常時の排気パワー（1 億 W 程度）を二桁以上上回る。ただし実験的には、コア温度崩壊からダイバータでの熱負荷立ち上がりまでには時間差があり、比較的冷たいエッジ・境界プラズマがコアから放出されたエネルギーを一時的に緩衝する。壁からのガス放出や安全弁の開放によってエッジ密度が上がるとこの緩衝能力が増し、熱負荷の立ち上がり時間は熱クエンチの継続時間にほぼ一致し、減衰はそれより長くなる。一方、熱負荷のピークは十倍以上に増大する一方で、熱流束幅は数倍に広がるという観測があり、この広がりには磁力線の確率化（ストカスティック化）による濡れ面積の拡大と、エッジ乱流による輸送強化の両方が寄与すると考えられている。熱クエンチを駆動する三次元磁気流体活動が同時に熱流束幅の広がりを定める場合もあれば、コア内部のモードで始まる場合には、コア温度平坦化によるエッジ圧力勾配の急峻化が過剰なエッジ負荷を駆動し、乱流輸送と確率化した磁力線に沿う平行輸送とで空間・時間的な熱流束分布が定められる。

緩和策：放射ダイバータ、不純物シード、デタッチメント

熱負荷を工学上の限界内に収める最も重要なプラズマ側の手段が、ダイバータ内での体積放射による散逸、すなわち放射ダイバータである。外部から窒素やネオンなどの不純物をシードし、ダイバータ領域で輻射損失を増やすことで、ターゲットに到達する平行熱流を減らす。ITER のような装置では、部分デタッチメントを実現するためにダイバータ体積で 50 MW を超える放射が要求されるとの境界プラズマ解析が示しており、これはもはや選択肢ではなく運転の必須条件である。

燃料ガスのパフリングと不純物シードを組み合わせると、ペデスタル密度を高く保ちながらターゲット熱負荷を大幅に低減できる。付着（attached）状態から完全デタッチメントに至るまでの幅広い条件が実験的に調べられており、シード不純物の種類（窒素とネオンなど）によって放射特性とコアへの不純物侵入のバランスが異なるため、燃料純度を保ちつつ熱負荷を下げる制御パラメータの探索が進められている。高密度・高閉じ込めの ELMy H モードで不純物シードにより熱負荷を低減する手法は、タングステン壁を持つ次世代装置での運転に不可欠な参照条件となっている。

デタッチメントは、ターゲット近傍のプラズマを冷却・希釈して再結合させ、プラズマと固体表面の直接的な接触を弱める状態であり、定常熱負荷緩和の到達点である。ただしデタッチメント制御が失われ再付着に転じれば、ターゲットは高熱流束に再曝露される。部分デタッチメントで運転する場合でも、形状設計による熱流束集中と相まって、タングステン表面温度が再結晶温度を超えたり、デタッチメント制御喪失時の過渡で溶融や限界熱流束に対するマージンを失ったりするリスクが設計上明示的に評価される。また、ELM の直前にダイバータ熱負荷パターンに前駆構造が現れるといった観測もあり、熱負荷パターンの詳細な診断は過渡現象の物理理解と運転制御の両方に役立てられている。

工学的対応：プラズマ対向機器の設計と材料

プラズマ側の緩和策だけでは不十分であり、最終的には機器構造と材料が熱負荷を受け止める。高熱流束部の標準構造がタングステンモノブロックである。直径十数ミリ程度のタングステンブロックの中心を貫く銅合金冷却管に水を流し、表面に入射した熱を冷却水へ伝導で逃がす。表面熱流束はブロック内で急峻な温度勾配を生み、タングステン表面と冷却水との間に数百 K の温度差が容易に生じる。このため設計では、三次元の伝導・対流問題をポロイダル方向に沿った一連の二次元断面伝導問題と冷却水のエネルギー保存式とに帰着させて解く、といった簡略化熱伝導モデルが用いられ、入射熱流束分布から各断面の温度場と冷却水の温度上昇を評価する。

図は、そのようなモノブロック熱モデルの概念を示したものである。(a) は三次元の伝導・対流問題をポロイダル方向に沿った二次元断面問題へ帰着させる手順を、(b) は冷却水流路に沿った簡略化モデルの模式図を示し、赤い矢印が入射する垂直熱流束、灰色がタングステン、橙色が銅中間層と銅合金管、青が冷却水を表す。この種のモデルにより、表面熱流束がどの程度なら材料温度と限界熱流束の制約を満たすかが定量的に判定される。

材料面では、タングステンが高融点・低エロージョン性から最前線材料の主流となっているが、繰り返し熱負荷下での脆化・割れ・再結晶が課題であり、鍛造や再結晶化の履歴が微細構造と耐熱衝撃性を左右する。一方、炭素系材料は過渡熱負荷への耐性に優るが水素との共沈など運転上の別の制約を持つ。構造面では、熱拡散を遮断して損傷の広がりを止めるキャステレーション溝、リーディングエッジを磁気シャドウに入れるベベル、強制対流沸騰を利用するハイパーヴェポトロン冷却など、熱負荷の性質に応じた多様な工夫が施されている。さらに、上流タイルの欠損によって下流タイルに集中熱負荷がかかるといった異常時の熱的挙動、金属微粒子が過渡熱負荷に晒された際の挙動、磁力線が鋼製ブランケットモジュールに引き込まれることによる第一壁熱負荷への影響など、運転中の不確実性を含めた熱負荷評価が設計の安全性を左右する。熱負荷の予測・評価・制御を一体的に行う枠組みの整備は、核融合炉の運転領域を定める基盤技術であり続けている。