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、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。特には水素同位体の保持が低い材料とされるが、14.1 MeV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。