トリチウム生成

トリチウム生成とは、核融合炉の増殖ブランケット内でリチウムの核反応によって燃料用のトリチウムが作られる現象である。重水素–トリチウム（DT）反応を動力源とする核融合炉は、燃やすトリチウムを外部から調達する手段を持たないため、炉自身の中性子でトリチウムを補給し続けなければならず、この生成過程は炉の成立条件そのものに関わる。生成の規模を評価する指標がトリチウム増殖比（tritium breeding ratio, TBR）であり、ブランケット内で生まれるトリチウムの量をプラズマで消費する量で割った値として定義される。図は、ブランケット模擬体に中性子源を照射し、生成されたトリチウムの量を単結晶ダイヤモンド検出器で測定する実験系の全体像である。

図には、40 cm 立方程度の小型放電型中性子源、黒鉛とポリエチレンのブロックを積み上げたブランケット模擬体、および模擬体内の複数の測定位置（ポジション A から E）に挿入された検出器の配置が見て取れる。このように、トリチウム生成は「炉の中でトリチウムがどれだけ、どこで、どの精度で作られるか」という一つの問いに集約され、炉設計・核反応・輸送計算・計測の各側面から研究されている。

トリチウム自給自足と増殖の要求値

DT核融合炉では、プラズマ中で重水素核とトリチウム核が融合し、14.1 MeV の中性子と 3.5 MeV のアルファ粒子が生じる。アルファ粒子はプラズマ加熱に寄与するが、トリチウムは消費される一方であり、天然にほぼ存在しない以上、炉は自らの中性子でトリチウムを再生産しなければ運転が続かない。これがトリチウム自給自足の要求である。ブランケットは、この中性子を利用してトリチウムを生むと同時に、中性子の運動エネルギーを熱として回収する役割も担う。

増殖比の要求値は単純に 1 を超えればよいわけではない。燃料サイクル系でのトリチウムの損失や、半減期 12.3 年による放射性崩壊、そして増殖に寄与しない系統的な吸収を見込んで、要求 TBR は 1.05 程度とされる。さらに設計上は、計算の不確かさに対するマージンを上乗せする必要がある。欧州の DEMO 設計に対する評価では、増殖ブランケット本体に加えて背面支持構造での生成まで含めた全体 TBR として 1.104 という値が得られており、この場合も支持構造の寄与が 1.1 という基準達成に不可欠であると報告されている。逆に言えば、加熱・電流駆動装置の貫通部などブランケット体積を削る要素が一つ入るだけで TBR は目標を下回り得るので、自給自足は炉全体の統合設計の問題でもある。

この要求を満たせるかを実機スケールで確かめる前に検証する場として、ITER では複数の試験増殖モジュール（test blanket module, TBM）が計画されており、水冷却セラミック増殖、ヘリウム冷却セラミック増殖、ヘリウム冷却リチウム鉛、水冷却リチウム鉛といった主要なブランケット概念がそれぞれ模擬される。ITER の TBM 計画で求められるトリチウム生成率の測定精度の目標は 1σ で 5% とされており、この数字が後述する計算・測定両面の研究の共通の目安になっている。

増殖反応とブランケットの概念

トリチウム生成の核反応の中心はリチウムへの中性子捕獲である。リチウムには質量数 6 と 7 の二つの同位体があり、役割がまったく異なる。6Li(n,t)α 反応は発熱反応で、熱中性子領域で断面積が約 940 バーンに達するという非常に大きな値を持ち、ブランケット内でのトリチウム生成は主にこの反応で起こる。生成物のトリチウム（トリトン）とアルファ粒子はそれぞれ約 2.7 MeV と 2.1 MeV の運動エネルギーを持ち、このエネルギーも熱回収に加わる。一方の 7Li(n,n′t) 反応は約 2.5 MeV の閾値を持つ吸熱反応で、DT 中性子のような高エネルギー中性子がリチウム核をたたいてトリチウムを叩き出す過程であり、寄与は 6Li より小さいが、高エネルギー中性子に対する増殖の補助として機能する。

ここで本質的な制約がある。DT 反応一つで生まれる中性子は一つであり、6Li 捕獲で生まれるトリチウムも一つである。構造材や冷却材での吸収、プラズマ周辺機器での損失を考えると、素朴な 6Li 増殖だけでは TBR を 1 以上に保てない。そこですべての増殖ブランケット概念は、中性子増倍材と増殖材の二元的構成をとる。増倍材にはベリリウムや鉛が用いられ、(n,2n) 反応などで一つの中性子から複数の中性子を生み出して 6Li 捕獲の機会を増やす。増倍反応で生まれた中性子がどれだけトリチウム生成に効いているかを定量的に評価する枠組みが整備されており、ヘリウム冷却リチウム鉛やヘリウム冷却ペブルベッドの TBM に適用して増倍中性子の重要性が検証されている。

増殖材の形態によってブランケット概念が分かれる。固体増殖材では Li2O、LiAlO2、Li2TiO3 などのセラミックを数mm程度のペブル（小球）に成形し、増倍材ペブルとともに充填してヘリウムや水で冷却する。ペブル床はトリチウムの回収性と熱伝導の両立を狙った形態で、充填率や接触熱伝導が設計上の鍵となる。液体増殖材ではリチウム鉛（PbLi）合金や液体リチウムそのものを流し、鉛が増倍を兼ねる。リチウム鉛は増倍と増殖を一つの材料で担える点で有利だが、磁場中の流動やトリチウムの化学形の制御が課題となる。また、核融合炉の実現を待たずトリチウムを製造するという発想もあり、リチウム棒を炉心に装荷した高温ガス炉を核融合炉向けトリチウム供給装置として使う構想や、核融合核分裂ハイブリッド炉でのトリチウム生成と核変換の併用が検討されている。これらはいずれも「14 MeV 中性子源としての核融合」を前提とするブランケット増殖とは別の供給経路として位置づけられる。

トリチウム生成の中性子学モデリング

ブランケットの TBR は、炉の幾何全体を通して中性子が輸送され、どこでどの反応を起こすかの確率を積分した量であり、事前設計はすべてモンテカルロ粒子輸送計算（MCNP、TRIPOLI-4、PHITS など）と核データライブラリ（FENDL、JENDL など）に頼る。計算では DT 中性子源の分布、増倍・散乱・捕獲の連鎖、6Li と 7Li の反応率を追い、ブランケット内のトリチウム生成率密度の空間分布とその積分値を得る。DCLL 型 DEMO の評価では、PbLi 増殖領域に沿ったトリチウム生成率密度のポロイダル方向・半径方向の変化まで含めて TBR が分解評価され、設計変更がどの位置の生成に効くかが調べられている。

計算の信頼性を左右する不確かしの源はいくつかの層に分かれる。第一に核データそのものの不確かしであり、感度・不確かし解析によって TBR がどの反応の断面積にどれだけ鋭敏かが定量化される。HCPB ブランケット模擬体実験の解析では、この手法でトリチウム生成の不確かしが系統的に評価されている。第二に幾何・材料モデル化の不完全さであり、複雑な構造の簡略化、不純物元素による予期しない中性子吸収、そして模擬体内で反射・低エネルギー化して戻ってくる中性子の扱いが誤差源になる。反射中性子の影響に関する研究では、模擬体の周囲条件が TPR 予測精度に影響を与えることが示されている。第三に、中性子源スペクトルそのものの効果である。NBI 加熱の重水素プラズマのように、DT 反応以外の成分を含む中性子放出スペクトルでは、生成性能が純粋な 14 MeV 源を仮定した場合と変わることが調べられている。

モデリング上の細部も無視できない。固体増殖材のペブル床はランダム充填体であり、これをどう幾何モデル化するかで局所の反応率が変わる。水冷却ペブルベッド模擬体の解析では、六方最密充填の非均質幾何を用いる精密モデル化手法が提案され、これによって局所 TPR の計算精度が改善されることが示された。このようにトリチウム生成の計算は、輸送計算・核データ・幾何モデル化の三つの精度が重なって初めて成立する。

実験測定と検証

計算だけでは自給自足を保証できず、模擬体実験による検証が不可欠である。標準的な手法は、DT 中性子発生装置（FNG など）や加速器中性子源を用いて、実際のブランケットと同じ材料構成の多層模擬体を照射し、内部のトリチウム生成率分布を測定して計算と比較するものである。計算値と実験値の比（C/E 値）が検証の基本指標となる。水冷却ペブルベッド模擬体の DT 中性子照射実験では、多層模擬体での局所 TPR の C/E が 0.89–1.10、ペブル床模擬体で 0.95–1.13 となり、積算トリチウム生成量は両模擬体でよく一致することが確認された。この種の実験は国際的に比較・標準化が進められており、測定手法の相互比較が進行中である。

生成トリチウムの直接測定は、照射したリチウム含有試料中のトリチウム濃度を定量することで行われる。代表的な方法は Li2CO3 診断ペレットを照射し、生成トリチウムのベータ線を液体シンチレーション計数法で数えるもので、不確かしは 1σ で 4–10% である。LiF ペレットは熱ルミネッセンス検出器（TLD）として市販されており、照射後のトリチウム濃度測定にそのまま使える。一方、生成率をリアルタイムに監視する間接的手法も発展している。55Mn(n,γ)56Mn 反応の感度プロファイルが 6Li トリチウム生成反応と類似していることに着目し、半減期 2.579 時間の 56Mn を計ることでトリチウム生成のモニタとする提案がその例で、Mn、Li2O、LiF を核融合炉で照射して応答特性が検証されている。ただし 55Mn の断面積評価間の差異が反応率計算に最大で十数%の差を生じる場合があり、モニタとして使うには核データの検証が前提となる。

近年は単結晶ダイヤモンド検出器（SDD）を用いた手法が実用化されつつある。ダイヤモンド検出器の表面に LiF 薄膜を変換体として置くと、6Li(n,t)α 反応の生成物である 2.73 MeV のトリトンと 2.07 MeV のアルファ粒子がダイヤモンド中に飛び込んで電離エネルギーを残すので、これを分離計数することでトリチウム生成反応そのものを検出できる。パルス波形識別（PSD）と組み合わせればガンマ線や高速中性子によるパルスと区別でき、一つの検出器で高速中性子束とトリチウム生成率を同時測定することも可能である。ダイヤモンドは小型で高温・高線量に耐えるため、新古典輸送への擾乱が小さく、模擬体内の狭い位置での測定に向く。ただし 14 MeV 中性子を約 0.55×10^14 n/cm^2 程度照射すると検出効率が約七割まで低下したとの評価もあり、長時間照射での特性変化は運用上の留意点である。

実験の場の確保自体が課題でもある。核融合中性子学を支えてきた DT 中性子照射施設は限られ、JAEA の核融合中性子源（FNS）の停止後は実験機会の減少が顕著であった。このため、フラスカティ中性子発生装置（FNG）での銅ベンチマークや ITER-TBM 向けリチウムダイヤモンド検出器応答のシミュレーション、TRIGA 炉を用いたモニタ材料の照射、あるいは 40 cm 立方程度の携帯型放電型中性子源（慣性静電閉込め型の派生系で、DD 運転で 2.45 MeV、DT 運転で 14.1 MeV の中性子を出す）を用いた模擬体実験など、より柔軟で小規模な実験系での検証が進められている。小型源は中性子収率が低いため超高感度検出が必須となるが、源と模擬体の幾何を自由に組める利点があり、計算検証の入口として補完的な役割を果たしている。トリチウム生成の研究は、このように核データ・輸送計算・計測技術の三点が互いを検証し合う閉じたループとして進んでおり、その精度が最終的に TBR のマージン設計、ひいては核融合炉の燃料自給の成否を決める。