ヘリウム

ヘリウムは原子番号2の希ガスであり、核融合研究において三つの異なる顔を持つ物質である。第一に、重水素–三重水素(D-T)燃焼で生成するアルファ粒子(ヘリウム4核)として、プラズマの自己加熱源であると同時に、燃焼を維持するために除去しなければならない「灰」でもある。第二に、沸点4.2 Kという極低温特性を生かして、超伝導磁石の冷却やブランケットの熱輸送媒体として、炉の動力系統を支える冷却材である。第三に、中性ヘリウム原子の発光線を利用したプラズマ辺縁診断や、ヘリウムプラズマそのものを用いた材料研究の対象である。以下では、この三つの側面を順に述べる。

融合炉内のヘリウム：灰、排気、燃焼条件

D-T反応で1回の融合が起きるごとに、17.6 MeVのエネルギーのうち約3.5 MeVを担うアルファ粒子が1個生成する。アルファ粒子は荷電しているため磁場に閉じ込められ、プラズマ中で減速しながらエネルギーを電子とイオンに渡す。この自己加熱が点火条件の中核を成すが、減速を終えたアルファ粒子はもはや反応に寄与しない「灰」であり、放置すれば電子密度を希釈し、輻射損失を増やして燃焼を止める。したがって定常燃焼プラズマでは、融合出力に比例したヘリウム生成率と釣り合う排気(ash exhaust)が必須である。

この要求は、アルファ粒子の閉じ込め時間τ_αとエネルギー閉じ込め時間τ_Eの比として定量化できる。定常状態のヘリウム濃度はこの比にほぼ比例し、点火したD-Tプラズマを維持するにはこの比が不純物濃度に応じておおむね10から15以下に保たれる必要があることが示されている。つまり粒子閉じ込めがエネルギー閉じ込めからあまり乖離していない運転領域が求められ、これがヘリウム排気効率の下限を規定する。D-³He反応ではアルファ粒子あたりの生成エネルギーに対する灰の負担がさらに重く、要求はD-Tの場合の3〜4倍厳しくなる。ヘリウム灰の輸送と排気は、トカマクではコアからペデスタル・スクレイプオフ層への輸送、ダイバータでのポンプ排出という一連の流れとして扱われ、ヘリウムは水素同位体より高いイオン化エネルギー(24.6 eV)を持つため、辺縁での再循環・排気挙動が水素とは異なる。ヘリウム灰の蓄積はステラレータ炉心でも重要な設計課題であり、コア輸送と確率的辺縁層での排気を結びつけて評価する研究が続けられている。

ヘリウム原子の内部構造そのものも、融合研究で繰り返し現れる主題である。ヘリウムは1s²の基底状態を持ち、励起状態は一重項(singlet)と三重項(triplet)の系に分かれ、1s2s ³S₁や1s2s ¹S₁といった準安定状態が長寿命のエネルギー貯蔵庫として働く。この準位構造と可視・真空紫外の遷移線が、後述のヘリウムビーム診断やヘリウムプラズマ分光の物理的基盤である。次の図は、この準位図を示したものである。

図には一重項系と三重項系に分けたヘリウム原子のエネルギー準位と遷移が描かれており、24.6 eVのイオン化エネルギー、可視域の667 nm・706 nm・728 nm・387 nmの測定線、および真空紫外域の共鳴線(52〜58 nm)が見て取れる。三重項と一重項の間の平衡化が遅いことが、低密度領域での分光診断の解析を難しくする要因となる(後述)。

冷却材としてのヘリウム：ブランケットと炉プラント

核融合炉のブランケットは、14 MeV中性子から増殖・発熱・遮蔽の三つの機能を担う炉心周辺の最大の機器であり、その除熱には高圧ヘリウムガスが有力な冷却材として選ばれてきた。選定の理由は、(1)化学的に不活性で水素や液体金属と反応せず、(2)中性子に対する活性化が小さく、(3)単相で運転でき沸騰による熱流束の不安定性がない、という点にある。代表的概念としては、固体増殖材(リチウム系セラミックペブル)とベリリウム中性子増倍材をヘリウム冷却するHCPB/HCCB系、液体リチウム–鉛合金をヘリウム冷却するHCLL系があり、いずれもITERの試験ブランケットモジュール(TBM)からDEMO設計へと展開されている。冷却圧力は数MPaから10 MPa近く、入口温度はおおむね300 ℃台、出口温度は500 ℃前後というガスタービン発電と接続可能な温度域が目標とされる。

プラント規模では、ヘリウム一次系の動特性モデル(起動・停止、プラズマ出力変動への追従、補助ボイラとの連系)、一次回路周辺のガンマ線・線量場評価、遮蔽ブロックの高温ヘリウム漏洩試験といった工学的課題が研究されている。また冷却材としてのヘリウムは、炉内構造材のSiC/SiC複合材やタングステンコーティング材を透過する挙動(気体透過性)や、トリチウム処理系における水蒸気–ヘリウム分離(ゼオライト膜)など、閉じたヘリウム・トリチウム循環系の設計にも関わる。超伝導磁石冷却用の液体ヘリウム環境での固体潤滑コーティングの挙動評価など、極低温工学の側面も含めて、ヘリウムは炉の「動力と冷熱の媒体」として研究対象であり続けている。

ヘリウムプラズマとヘリウムビーム辺縁診断

磁気閉込め装置の辺縁・スクレイプオフ層(SOL)の電子温度T_eと電子密度n_eを高時空間分解能で測る手法として、熱ヘリウムビーム(THB)診断が広く用いられている。原理は単純である:ピエゾバルブから室温の中性ヘリウムを局所的にパフ注入し、そのヘリウム雲から出る可視発光線(667 nm、706 nm、728 nm、387 nmなど)の強度比を測る。線強度比は電子衝突による励起過程と自然放出の競合で決まるため、衝突放射モデル(CRM)を介して線強度比をT_eとn_eに変換できる。空間分解能数mm、時間分解能1 kHz程度が達成されており、SOLの乱流構造(ブロブ)の統計的性質や、ELM抑制の観点から注目される負三角形度プラズマの辺縁輸送の評価に使われている。

解析上の鍵は衝突放射モデルの精度である。密度が高い分離線近傍では一重項・三重項系が衝突平衡に達するため静的モデルでよいが、SOL外側では平衡化時間が長くなり、静的モデルを適用すると見かけの温度上昇という人為的誤差が生じる。このため準安定状態の動力学を数状態で追う時間依存解や一般化衝突放射係数を用いる手法が開発されている。さらに、ヘリウム雲自身が発する真空紫外共鳴線の再吸収(放射閉じ込め)が可視線強度を変える効果も、低密度・低温プラズマでは無視できず、モデルに組み込まれている。W7-Xのアイランドダイバータでは、複数位置に高速ヘリウムビーム診断を設置し、磁気島構造と接続長(数百mに及ぶ)に依存する垂直輸送、脱離現象、トロイダル長距離相関といった辺縁ダイナミクスを研究する体制が整えられている。次の図は、そのビーム系と磁気島領域の関係を示したものである。

図はW7-X下部ダイバータの島領域におけるヘリウム雲(赤)と観測視線、および4種類の磁気配位での接続長の色分けとポアンカレ図を示している。接続長の分布が配位ごとに大きく変わることが読み取れ、これがヘリウムビームで見る辺縁プロファイルの形を直接左右する。

一方、ヘリウムを主プラズマの構成粒子とする研究もある。トロイダル系の加熱に高エネルギー中性ヘリウム原子を用いる提案や、D-³Heプラズマ(陽子–陽子融合に近い無中性子反応)から生じる高エネルギー陽子が励起するイオンサイクロトロン放射のシミュレーションなどがある。また大気圧ヘリウムプラズマジェットは、湿潤空気との混合で生成するO・OHラジカルの生成・輸送が応用上重要な系として数値研究されており、ヘリウムはその化学的不活性さゆえにラジカル生成の「担体」として好まれる。

材料との相互作用：バブル、ファズ、脆化

ヘリウムは水素と異なり金属中にほとんど固溶せず、侵入したヘリウム原子は互いに強く引き合って自己クラスターを形成する。この自己集簇が材料損傷の出発点である。タングステン(ITERダイバータの主要候補材)に約100 eVの低エネルギーヘリウムが入射すると、弾き出し損傷を起こすにはエネルギーが足りないため、ヘリウムは表面近傍の格子間位置に注入される。格子間ヘリウムは移動度が高く、出会った原子同士が自己トラップしてクラスターを作る。クラスターが十分大きくなるとタングステン原子を格子点から押し出して空孔を占める(trap mutation)、さらに成長した過圧力バブルは転位ループを打ち出し(loop punching)、表面近くで破断すれば表面損傷となる。この一連の過程の結果、低エネルギーヘリウムプラズマに長時間晒されたタングステン表面には、ナノスケールのテンダイル(巻ひげ)が密生する「ファズ(fuzz)」構造や、マイクロサイズの空洞・サンゴ状構造が形成される。ファズは脆く、熱伝導を下げ、不純物源としてコアプラズマを汚染しうるため、その抑制は炉設計上の重要課題である。バブル成長と破断がファズ形成の初期過程であるとする理解が主流であり、表面へのヘリウム放出経路を設けるナノチャネル構造や高密度トラップ(超微結晶粒、グラフェン層)による抑制、さらには炭素やベリリウムなど微量不純物がヘリウムの移動度とバブル核生成を変えてファズ形成を遅らせるという戦略が研究されている。

損傷は結晶方位に依存する。低エネルギーヘリウムプラズマ照射後のタングステン表面は、{110}面では波状のリップル、{111}面では立方体状の角、{100}面ではピラミッドあるいはほとんど平坦というように、方位特有の形態を示す。これはバブル成長・破断と、方位依存する表面自己拡散・バルク拡散を組み合わせた地形学的不安定モデルで半定量的に説明する試みが進んでいる。次の図は、方位の異なる粒でヘリウムバブルの分布がどう違うかを示したものである。

図は{111}、{110}、{100}の各方位粒におけるヘリウムバブルの透過電子顕微鏡像で、上段が表面近傍の全体像、下段が拡大図である。粒ごとにバブルの密度・サイズ分布や表面起伏の様相が異なることが分かる。

ヘリウム損傷は水素同位体の保持とも強く結びつく。還元減速鋼(RAFM鋼)などの構造材では、ヘリウム照射が生む空孔型欠陥が水素のトラップサイトとなり、重水素のプラズマ駆動透過を変化させる。タングステンでは、ヘリウム–空孔(He-V)複合体が最大12個程度の水素原子を連続的に捕獲しうることが第一原理計算や分子動力学で示されており、水素とヘリウムの同時照射はそれぞれ単独の場合より水素保持を大きく増加させる相乗効果を持つ。この相乗効果は温度依存性が強く、バブル成長の動力学と合わせて理解が進められている。また陽電子消滅分光やナノインデンテーションによる評価から、ヘリウム・水素照射で形成される欠陥複合体が鋼の硬化をもたらすこと、その熱的進化が再結晶挙動に影響することが示されている。炉心プラズマから見れば、これら材料側の効果は燃料リサイクル、トリチウム在庫、真空容器の排気時間(プラズマ暴露後の動的脱ガスが装置の運転サイクルを制限しうる)という形で跳ね返ってくる。ヘリウムは水素の長期保持をむしろ低減する方向に働く一方、ヘリウム自身の脱ガスが容器内圧力に寄与するため、排気設計では両者を同時に扱う必要がある。

このようにヘリウムは、燃焼生成物としての灰、冷却材としての作動流体、診断のプローブ、そして材料損傷の原因物質という、互いに独立には扱えない複数の役割を核融合研究の中で同時に担っており、炉の設計・運転・材料の各層にわたる共通の主題となっている。