水素同位体

水素同位体とは、陽子数が同じ1で中性子数の異なる水素の核種、すなわち軽水素(プロチウム、H)、重水素(デューテリウム、D)、三重水素(トリチウム、T)の総称である。核融合の分野では、DとTがD–T反応という断面積が大きくエネルギー解放率の高い核融合反応を起こすため、将来の核融合炉の燃料として選ばれている。一方で水素同位体は物質中を拡散しやすく、プラズマ対向材料や構造材料への取り込み(保持)、冷却材への透過、そして放射性のTの管理といった一連の材料・工学的課題の中心にある。核融合研究における「水素同位体」という主題は、燃料としての核種そのものに加え、これらの核種が第一壁・ブランケット・燃料循環系の中で振る舞う様子を扱う、きわめて横断的な分野である。

核融合燃料としての水素同位体

D–T反応はヘリウム4と中性子(14.1 MeV)を生じ、単位質量あたりのエネルギー解放が他の核融合反応より大きい。このためITERをはじめとする次世代装置はD–T燃料を前提とし、1回の全出力放電で数十グラム規模のTを注入することが想定されている。Tは天然にほとんど存在しないため、リチウムを用いた増殖ブランケットで炉内で生産し、回収・精製して再び燃料とする「トリチウム自給」が炉設計の必須条件となる。

Tが燃料として扱いにくい理由は二つある。第一に放射性核種であり、炉内許容保有量が数百グラム程度に抑えられること、第二に高価で、材料に保持されたまま失われると燃料損失と放射能汚染の両方を招くことである。したがって水素同位体研究の目的は、プラズマ中でのみ存在する燃料を扱う核融合物理にとどまらず、固体・液体材料中や気体流中でのDとTの移動・分配を定量的に予測し、制御することにある。この観点から、水素同位体は「材料中の水素」および「燃料循環系のガス」という二つの顔を持つことになる。

プラズマ対向材料への保持とトラップ

プラズマ対向材料は、スクレイプオフ層から低エネルギー・高フラックスのD–Tプラズマに曝され、燃料の一部を取り込む。取り込まれた水素同位体は格子間位置を拡散し、結合エネルギーの高いトラップサイト(空孔、転位、粒界、欠陥)に捕まる。特にタングステンは水素同位体の保持が低い材料とされるが、14.1 MeV中性子照射が作る大量のトラップサイトのために、それでも相当量のTが保持されうる。このため保持量の予測は、単なる拡散の問題ではなく「拡散・トラップ・脱トラップ」を含む速度論の問題として扱われ、TMAPをはじめとする輸送解析コードが安全評価の標準手段となってきた。

保持を低く抑える工夫も進んでいる。ホウ素化(ホウ素被膜の壁処理)は燃料リサイクルと不純物流入の制御に常用される手法で、装置運転を重ねるうちに被膜の保持特性がどう変化するかが実機運転の予測に直結する。また第一壁のような遠隔保守が困難な部位では、保持量を運転中に監視する手法(ガスバランス、加速器分析、分光計測)が開発されており、T保有量を炉内許容値以下に保つための運転管理と結びついている。

保持したTを除去する手段としては、ベーキング(加熱脱離)、放電クリーニング、レーザースキャンが知られるが、ベーキングは材料保護のために温度に上限があり効率が低く、後二者は主に表面近傍(数ナノメートル程度)にしか効果が及ばない。これに対して同位体交換は、すでに別の同位体が占有するトラップサイトに新しい同位体が衝突・置換することで脱トラップの障壁を下げ、強いトラップサイトやバルク深部のTまで回収できる可能性を持つ。実験的には、タングステンにDとHのプラズマを順次注入すると室温では表面近傍、高温では全深度で交換が起こり、最大で九割程度の除去効率が得られたことが示されている。理論的にも、トラップサイトが占有されている場合に別種の水素同位体の接近が脱トラップ障壁を下げること、空孔にTが捕まっている場合に近傍のHがTの脱トラップを加速することが第一原理計算や分子動力学で確認されている。下の図は、この交換過程を衝突と置換の二つの効果として描いた模式図である。

図は真空側から入射した同位体が衝突領域でトラップサイト占有同位体と衝突・置換し、バルク中のトラップサイトの占有者が入れ替わる様子を、交換前と交換後で対比して示す。この種の交換機構を古典的な速度論モデル(拡散・トラップ・脱トラップの三過程)に組み込んだ解析コードの整備が、T除去の定量的設計に向け進められている。

構造材料・液体金属中の透過と透過障壁

ブランケットや第一壁の構造材料には低活性フェライト/マルテンサイト鋼(RAFM鋼、例えばF82H)が選ばれている。プラズマに直接さらされる面では、低エネルギーの水素同位体が表面で解離して鋼中に侵入し、濃度勾配に従って拡散して冷却材側から漏えいする。これがプラズマ駆動透過(PDP)であり、ガス圧で駆動する気体駆動透過(GDP)と並んで透過評価の基本過程である。厚さ1 mm級のRAFM鋼膜では、800 K付近で定常透過に達するまで数十秒程度しかかからず、透過は十分に速い。透過の駆動力となる表面濃度は入射フラックス、反射・再放出、注入層での強化トラップによって決まり、膜中の濃度分布が透過フラックスを規定する。

図はプラズマ側から入射した水素同位体が、反射・再放出と膜中拡散(固有トラップと注入層の強化トラップを含む)を経て下流側へ透過する過程を、濃度分布とともに示した模式図である。透過を抑えるには表面にトリチウム透過障壁(TPB)を設ける。要求される透過低減率(PRF)は一般に2桁から3桁とされる。代表的なのはアルミナ形成表面合金やアルミナ被膜で、Fe–Cr–Alを熱酸化して973 K付近で成長させた酸化層は密着性が高く、原子当たり450 dpaを超える損傷レベルでも構造安定性を保つことが示されている。障壁評価には高温で試料を損傷させないGDPが適するが、小平板試料での評価はブランケットモジュールのような大型・複雑形状での被膜品質を代表しないという問題があり、実機形状を縮小したモジュール試料を用いる評価装置の開発が進んでいる。

図は、小平板試料と流路を備えた縮小ブランケットモジュール試料の形状・寸法の対比を示す。この規模での透過試験は、被膜品質の面内ばらつきや密封部からの漏れという課題を含みつつ、部材レベルの透過評価に近づく手段である。

液体金属ブランケットでは話が変わる。液体リチウム鉛(Pb–Li)や液体スズ中では水素同位体の溶解度・透過性が高く、強制対流流中での輸送や、支持金属基板を介した透過が設計上の鍵となる。また液体金属中に微細気泡を分散させた気相が存在すると、核照射下での水素同位体の輸送が変化することが示されており、液体金属中のT抽出(例えば真空対向透過器PAV)と併せて、液体金属中の水素同位体挙動が独立の研究領域を形成している。

同位体交換とトリチウム除去

前節の透過・保持の話と表裏一体なのが、保持したTをいかに回収するかという除去の問題である。前述の通り、ベーキングや放電クリーニングには深度・温度の制約があり、同位体交換はバルク中のTや強いトラップサイトに捕まったTを、HやDとの置換によって動かす手段として注目されている。交換の駆動力は同位体濃度の不均衡であり、交換を起こすには新しい同位体を十分な化学ポテンシャルで材料に供給し、かつ脱トラップが起こる温度に保つ必要がある。交換と熱脱離を同時に進めることで除去効率を高める戦略が解析されている。

除去対象は固体材料に限らない。ブランケットから抽出されたTを含むガス流からの直接回収では、Pd–Y合金膜などの水素選択透過膜を用いた低圧ガスからの高効率回収が検討されている。また炉内でTが酸化して水(HTO)となった場合の捕集には、ゼオライト(モルデナイトなど)への吸着や、液体窒素温度で動作する深冷分子ふるいベッドが用いられる。これらはいずれも、水素同位体の吸着・拡散・透過という同じ基礎物性が、異なる工学的文脈で使われる例である。

燃料循環における同位体分離

回収された水素同位体ガスは、H/D/Tの三成分混合物として燃料循環系に戻される。ここで必要になるのが同位体分離である。分離の物理的基盤は、同位体間の質量差に起因する蒸気圧・吸着・反応速度のわずかな違いの増幅であり、核融合燃料循環では主に二つの手法が実用候補となっている。

一つは深冷蒸留である。H2、HD、DT、D2、T2などの分子種の沸点の差を利用し、多段の蒸留塔を直列・連結して運転することでDとTを濃縮する。塔の起動手順や動的制御は、T保有量の最小化と定常濃縮度の両立が要求される難しい制御問題であり、CFETRなどの次世代装置に向けた解析が進んでいる。もう一つは吸着分離で、圧力スイング吸着(PSA)と温度スイング吸着(TSA)を組み合わせた二塔方式により、水素同位体を吸着・脱離の繰り返しで濃縮する方式の実証が進められている。

分離系の運転には、混合ガス中の各同位体分子種を正確に定量する計測が不可欠である。水素同位体混合ガスは通常のガスクロマトグラフでは分離・検出が難しく、特殊なカラム(活性アルミナ系PLOTカラムなど)を用いた微量ガスクロマトグラフや、ペニングゲージ放電の分光で分子のフルチャーα帯を測定して同位体比を求める手法など、燃料循環に組み込めるオンライン計測の開発が続けられている。これらの計測は、分離性能の検証だけでなく、炉内T保有量の収支管理という安全要件を支える基盤技術でもある。

おわりに

水素同位体をめぐる研究は、核融合炉を「DとTを燃やす装置」から「Tの収支を閉じる装置」へと進化させるために不可欠な要素を担っている。材料中の拡散・トラップ・交換という原子スケールの過程から、ブランケットや燃料循環系のシステムスケールの輸送解析まで、多尺度のモデルとコード(TMAP系の安全解析コード、コンポーネント解析コード、システムレベル解析コード)が整備され、実験データによる検証が進んでいる。Tの保持・透過・分離の各過程を定量的につなぐことが、トリチウム自給と安全性という炉設計の二大要件を満たす道筋である。