トリチウム

トリチウム（三重水素、T）は、水素の同位体の一つで、原子核が陽子一つと中性子二つから構成される。核融合炉の燃料として最も現実的な反応である重水素（D）とトリチウムの核融合反応を利用するため、将来の核融合発電所にとって不可欠な物質である。しかし天然にはほとんど存在せず、炉内でリチウムによる増殖を行う必要があり、半減期が約12.3年と短く放射能を持つため、その生産・回収・貯蔵・安全取扱いは核融合開発の中核課題となっている。

図はARC級核融合発電所のトリチウム燃料サイクルの全体構成を示したものである。プラズマを中心に、ブランケットや冷却系でトリチウムを増殖して燃料として供給する外側の燃料サイクル（OFC）と、プラズマから排気された未燃燃料を回収・精製して再び燃料にする内側の燃料サイクル（IFC）が、真空ポンプ、同位体分離系、脱トリチウム系などの構成要素とともに描かれている。

トリチウムという物質の性質

トリチウムはベータ崩壊する弱い放射能を持つが、ベータ線のエネルギーが低いため外部被曝の危険は小さい。一方、化学的性質が水素と同一であるため、皮膚や呼吸を通じて生体に取り込まれやすく、内部被曝の観点から厳格な管理が求められる。特に酸化されてトリチウム水（HTO）になると生体への取り込み率が大幅に上がるため、大気中濃度は空気1立方メートルあたり3.4×10⁵ベクレル（1 DAC）といった規制値で管理される。水素と同様に金属中を拡散・透過しやすく、高温の構造材や熱交換器を通って冷却材中へ漏出する可能性があるため、透過障壁コーティングや二重壁構造などの閉込め設計が不可欠である。

D–T燃料サイクルとトリチウム自給

D–T反応は約17.6 MeVのエネルギーを放出し、その約8割は14.1 MeVの中性子が担う。この中性子がブランケット中のリチウムと反応して新しいトリチウムを生む。発電所が外部から燃料を調達せずに運転を続けるには、消費量以上のトリチウムを増殖する必要があり、これをトリチウム自給（self-sufficiency）と呼ぶ。その指標がトリチウム増殖比（TBR）であり、ブランケットで1回の燃焼につき1個以上のトリチウムを生産できなければならない。

しかし実際には、TBRが1をわずかに上回るだけでは自給は成立しない。燃料供給効率や燃焼効率（TBE）の制約、増殖したトリチウムが回収されるまでの系内滞留時間、予備在庫や次期炉への起動燃料の確保など、工学上の損失と動特性をすべて考慮すると、必要なTBRはしばしば1.1から1.4程度、条件次第ではさらに高くなる。世界のトリチウム供給はカナダの重水素炉（CANDU型）にほぼ依存しており、その利用可能量は数十年規模で数十年キログラム程度にとどまると見込まれるため、初代の発電所が次の炉に起動燃料を供給できるかどうかは、増殖と在庫管理の成否に直接かかっている。

トリチウム増殖と回収系

増殖材にはリチウムを含む材料が用いられる。代表的なものはセラミック増殖材（チタン酸リチウムなどのペブルベッド）と液体リチウム鉛合金（PbLi）であり、それぞれ中性子増倍材（ベリリウムや鉛）と組み合わせて増殖比を確保する。セラミック増殖材ではスイープガスで生成したトリチウムを流し出し、液体増殖材では真空透過法（PAV）などで溶存トリチウムを連続的に抽出する。抽出効率は設計上8割程度を目標とすることが多く、抽出されたトリチウムはトリチウムプラントへ送られて精製・貯蔵・燃料化される。パラジウム・銀合金膜を用いた水素同位体分離膜や、冷却材中のトリチウム濃度を監視するセンサの応答特性など、回収系の各要素技術も活発に研究されている。

材料中の保持と在庫管理

プラズマ対向材料に照射される燃料の一部は材料中に取り込まれ、回収できない形で蓄積する。タングステンは水素同位体の保持が低い材料として第一壁やダイバータに採用されているが、14 MeV中性子による格子欠陥がトラップサイトを生成し、そこにトリチウムが強く結合して滞留する。トラップエネルギーが1 eVを超えるような損傷起因の捕獲サイトに捕らえられたトリチウムは、通常のベーク温度（例えば600 K程度の熱媒体）ではほとんど放出されず、完全回収には2000 Kを超える温度を要する。このため長期運転する発電所では、トリチウム在庫が桁違いに増大し、自給に必要なTBRが押し上げられる。部品交換のたびに新しい材料が再びトリチウムを吸収する「飽和のリセット」も、系全体の収支を悪化させる要因である。

図は第一壁・ダイバータ・真空容器の材料温度を変えたときの、自給に必要なTBR（上図）と起動に必要なトリチウム在庫（下図）を示したものである。温度が高いほどトラップからの脱離が進んで必要TBRと在庫が低下し、トリチウム自給が材料温度に強く依存することが分かる。

在庫を低く保つ手法として、加熱による熱脱離のほか、放電クリーニング、レーザ走査、そして同位体交換が研究されている。同位体交換は、あらかじめ材料中に捕獲されたトリチウムを別の水素同位体（例えば重水素）と置き換えることで、強いトラップサイトに結合したトリチウムや材料内部のトリチウムも除去できる点で有望である。トラップサイトを占有する同位体の存在が脱離障壁を下げるという微視的機構に基づき、高温では材料全体の深さにわたって9割程度の除去効率が得られることが実験と理論の両面から示されている。

安全性、閉込めと脱トリチウム

トリチウムは透過性が高いため、ブランケットや試験増殖モジュールから配管や高温部品を通じて周囲の空間へ徐々に漏出する。保守作業のために人間が立ち入る部屋では、プラズマ停止後12時間以内に空気中濃度を規制値以下に下げることが要求され、換気流量や壁面への吸着・コンクリート中への拡散（ソーキング）を考慮した三次元的な評価が行われている。漏出したトリチウムの一部はHTOとして多孔質表面や壁体に吸収され、長期的な線源となるため、換気に加えてエポキシ塗料などの表面処理による吸着抑制も検討されている。

炉の運転時にも、真空容器の圧力抑制系や排気系を通じてトリチウムが移行する経路が管理され、万一の漏洩に備えて脱トリチウム系（DS）が触媒酸化と吸着による除去を行う。これらの閉込めの多重化と、日常運転での在庫最小化は、トリチウムという燃料が本質的に放射能を持つ以上、核融合炉の設計思想に組み込まれ続けるべき要件である。