プラズマ壁相互作用

プラズマ壁相互作用(plasma–wall interaction、PWI)とは、核融合プラズマとそれを囲む固体壁・第一壁・ダイバータなどの材料表面との間で起こる、粒子・エネルギー・運動量のやり取りの総体である。磁気閉じ込め核融合では、高温プラズマは磁力線に沿って開いた磁面を通じて必ず物質表面に接続されており、その界面でイオンの再結合・スパッタリング・水素(トリチウム)の吸蔵・不純物の発生・熱負荷の集中といった一連の過程が絶えず進行する。これらはプラズマ対向機器の寿命、炉心プラズマの純度、炉の安全性と稼働率を直接左右するため、PWIの理解・予測・制御はITERやDEMO以降の炉設計における最重要課題の一つと位置づけられている。

プラズマ壁相互作用とは何か

磁気閉じ込め装置では、プラズマの外縁から磁力線に沿って流出した粒子とエネルギーは、最終的に必ず固体表面に到達する。トカマクであれば、その受け皿としてダイバータが設けられ、排気と熱除去の大部分を一箇所に集中させることで炉心の汚染を抑える代わりに、ターゲット部に極めて大きな熱流束と粒子流束が集中する。PWIとは、この界面で起こる物理・化学過程の総称であり、具体的には、イオンの入射による材料のスパッタリング(表面原子の叩き出し)、入射水素同位体の壁への吸蔵と再放出(リサイクリング)、二次電子放出、中性子による材料損傷とそれに伴うトリチウム保持の変化、堆積層の形成と剥離、ダストの生成などが含まれる。

図は、ITER型ダイバータのモノブロック(冷却管の周りに銅合金とタングステンを積層した構造)の二次元断面と、中性子損傷がモノブロックあたりの積算トリチウム保持量に与える影響を示したものである。左図には冷却材を囲むタングステン・銅・CuCrZrの各層の寸法が、右図には損傷率(原子当たりの変位、dpaで表す)と運転時間の積として蓄積する損傷量に対し、無損傷の場合で規格化したトリチウム保持量が数桁にわたって増大する様子が描かれている。このように、PWIは表面での粒子過程だけでなく、材料内部の原子レベルの損傷とも結びついて長期にわたる炉の挙動を支配する。

PWIの研究は、トカマクなどの実機での実験、線形プラズマ装置や電子ビーム・イオンビーム装置を用いた材料試験、分子動力学からプラズマ境界の流体・運動論シミュレーション、さらに装置全体の侵食・堆積統合モデルまでを縦断する分野として組織的に進められている。目標は、ITERやDEMOで想定される準定常運転、すなわち数百秒以上の放電、10 MW/m²級の定常熱負荷、10²⁷ m⁻²を超える粒子フルエンス、10⁶回以上のELM様熱サイクルに耐えるプラズマ対向機器の信頼性を確立することである。

シースとプラズマ境界の物理

PWIの入口にあたるのが、プラズマと壁の間に自然に形成される電荷シース(デバイシース)である。電子はイオンよりはるかに速いので、絶縁あるいは接地された壁に向かって先に流出しようとし、壁は負に帯電する。すると電界が発生して電子を閉じ込め、イオンを加速し、定常状態では正味の電流がほぼ零になるように電位が自ら調整される。この非中性層の厚さはデバイ長のオーダーであり、融合プラズマではデバイ長が10⁻⁴ m以下、磁力線の接続長が10 mを超えるため、両者の比は10⁻⁵以下という極端なスケール分離が成立する。

図は、トカマク断面のポロイダル投影から出発して、磁力線が両端でダイバータ壁に衝突する単純化した幾何学へと理想化したものである。開いた磁力線に沿った粒子・エネルギーの供給源が、両端の物質境界での再結合による吸収と釣り合うという定常状態が、PWIの基準問題となる。

シースの内側ではプラズマは非中性となり、イオン流は音速を超える超音速状態に達しなければならない(ボーム条件)。一方、シースの手前にある準中性のプレシースでは流れは亜音速に留まり、両者は漸近的に接続される。重要なのは、シース電位で大部分の電子が反射される一方、イオンはすべて壁に吸収されるため、分布関数がマクスウェル分布から大きく歪むことである。このためシース境界層の記述は本質的に運動論的であり、流体モデルでは超音速流出条件と「シース熱伝達係数」による熱流束の指定という形で、シースの効果を境界条件として閉じ込めて扱うのが通例である。近年は、ボルツマン–ポアソン系を直接解く運動論的シミュレーションや、流体モデルに高次モーメントを加えてシース物理の主要な側面を再現する試みも進められており、衝突過程がボーム条件の成立の仕方や熱流束に大きな影響を与えることが示されている。磁場が壁に対して斜めに入射する場合や複数イオン種が存在する場合には、シース構造はさらに複雑になる。

侵食、不純物と燃料保持

壁材料のスパッタリングは二重の意味で問題である。第一に、叩き出された材料原子が不純物としてプラズマに侵入し、輻射損失と燃料希釈によって閉じ込め性能を劣化させる。第二に、侵食が続けばプラズマ対向機器の寿命が尽きる。侵食と再堆積のバランスは装置全体の物質移行を決め、堆積した層は水素を多く吸蔵するため燃料インベントリを増やし、剥離すればダストの発生源となる。純金属からも水素化物分子がスパッタされうること、窒素シード運転では窒化物やアンモニアが生成することなど、化学的な側面も無視できない。

燃料保持は特にトリチウムに関して安全上の核心である。壁に吸蔵されたトリチウムは炉のインベントリを増やし、燃料サイクルの自給自足を妨げる。中性子による原子変位損傷は、材料中のトラップサイトを増やすことでこの保持を大幅に強化する。冒頭の図が示すように、損傷率と運転時間の積で与えられる蓄積損傷(dpa)の増加とともに、モノブロックあたりの積算トリチウム保持量は無損傷の場合の数倍から十数倍にまで増大しうる。したがって炉の設計では、侵食・再堆積・保持・透過を一つの物質収支として評価する必要がある。

密度限界ともPWIは深く関わる。プラズマ密度を上げると壁からのスパッタリングによる不純物侵入が増え、輻射損失が冷却を招いて密度上限が現れる。この密度限界が入射パワーに依存することは複数のトカマクで観測されており、スパッタリングと粒子閉じ込め時間を鍵とするプラズマ–壁自己組織化の理論が、その実験的スケーリングを説明しうることが示されている。PWIがエッジの熱的不安定性やHモード輸送障壁の形成・安定性にも影響するため、壁過程は炉心性能の限界そのものに及んでいるのである。

プラズマ対向機器と材料

プラズマ対向機器(PFC)は、PWIの受け皿としての材料選定と熱設計の両方を担う。現在の主流は固体金属壁であり、ITERでは第一壁にベリリウム、ダイバータにタングステン、DEMOではタングステンと低活性フェライトマルテンサイト鋼が想定されている。タングステンはスパッタリングしきい値が高く水素の保持が少ないため主材料の座を占めるが、脆性や高温での再結晶、瞬時熱負荷による溶融が課題である。ダイバータターゲットは、冷却管をタングステンで被覆したモノブロック構造とし、20 MW/m²級の定常熱負荷に耐える設計が進められている。また、磁力線に対してほぼ垂直に面が向いてしまう配置ミスがあると、平行熱流束がそのまま入射して瞬時に溶融条件に達しうるため、モノブロックをトロイダル方向に傾斜・面取りして露出エッジを避ける工夫がなされている。

材料候補としては、液体金属(リチウムや錫の毛細管多孔体系)が、高温壁でも低燃料保持を実現しうるバックアップ案として研究されている。一方、材料の資格評価には、線形プラズマ装置による高粒子フルエンス照射、電子ビーム・イオンビーム装置による過渡熱負荷試験、レーザー不活性融合炉を想定した新しい放射線試験の提案など、実機を模擬する多様な試験基盤が使われる。表面の燃料含有量や材料組成を測るレーザー誘起ブレークダウン分光のような診断も、実験室からトカマク環境への移行が進んでいる。

炉デバイスにおける制御とモデリング

実機運転では、PWIを「受動的に耐える」だけでなく「能動的に制御する」ことが不可欠である。代表的な手法は、不純物ガス(窒素など)のシードによるダイバータのデタッチ化で、ターゲットへの熱流束を輻射で分散させる。超伝導トカマクEASTでは、水冷タングステンダイバータ(定常排熱能力10 MW/m²)と壁コンディショニング、先進的シナリオを組み合わせ、100秒を超えるHモード長パルス運転を実現し、その過程で排熱・排気とタングステンスパッタリングの制御手法が発展してきた。JETのITER様タングステンダイバータでは、黒鉛壁に比べて燃料のリサイクリングと保持が低減されることも確認された。また、プラズマ電流クエンチの際に壁との相互作用を避けるように平衡を制御する、といった運転計画レベルの工夫も行われている。

予測手段としては、階層的なモデリング体系が構築されている。分子動力学による素過程の記述から、シースとダイバータ近傍の運動論的シミュレーション、エッジプラズマの流体コード(SOLPS-ITERなど)と壁面侵食・堆積コード(ERO2.0、WallDYNなど)の結合、さらに装置全体を覆う統合モデリングへと至る。近年は、SOLPS-ITERによるプラズマ解を境界条件として壁幾何学の三次元モデルに渡し、侵食・再堆積・保持を一貫して評価するカップリング計算が、DEMOの設計評価を念頭に進められている。運動論的側面では、デバイスケールのシースを直接解く粒子インセル(PIC)法が最も正確であり、ダイバータモノブロックの傾斜やポロイダルギャップを含む二次元幾何で、電位・イオン密度・イオンマッハ数の分布、二次電子放出や熱電子放出、中性子衝突、スパッタリングの効果を自己無撞着に評価できる。PIC計算は、磁場に対してほぼ垂直な露出面での熱流束増幅を、光学近似やイオン軌道モデルよりも小さめに予測する傾向があり、モデル間の差が設計余裕の評価に直結する。

図は、ダイバータターゲットの臨界位置におけるPICシミュレーションの結果で、外側・内側垂直ターゲットそれぞれについて電位、イオン密度、イオンマッハ数の二次元分布を示す。灰色のモノブロックの露出エッジ(マゼンタの点)近傍で電位と密度の構造が急変し、イオン流線がエッジに集中する様子が読み取れる。このような計算は、整列誤差という最悪シナリオでの熱負荷増幅を見積もる基礎となる。

総じて、PWIは素過程の物理(シース、スパッタリング、保持)から材料工学、装置運転制御、統合設計モデリングまでを貫く学問領域であり、ITERの建設運転とDEMOの概念設計において、その定量的予測能力の向上が続けられている。