タングステン

タングステンは、核融合炉のプラズマ対向材料として現在最も有力視されている金属である。融点が全金属中で最も高く、高温強度に優れ、水素同位体の保持が小さく、中性子照射に対する耐性も比較的高いという性質の組み合わせが、第一壁やディバータという過酷な環境に耐える材料として選ばれた理由である。一方で、原子番号が大きいゆえにコアプラズマに不純物として混入すると強い放射損失を起こすこと、粒子照射や熱負荷によって表面・内部の性質が大きく変化することなど、解決すべき課題も多い。以下では、材料選定の理由から始めて、実際の部材構造、プラズマ表面相互作用、水素・ヘリウム・中性子による材料変化、そして熱負荷への応答という順に、タングステンをめぐる研究の全体像を述べる。

なぜタングステンなのか

磁気閉じ込め核融合炉のプラズマ対向部材には、炉心プラズマに直接面する表面が、高粒子束・高熱流束・高速中性子という三重の環境に同時にさらされる。この環境で使える材料の候補は極めて少なく、長らく炭素系材料（黒鉛や炭化ケイ素被覆材）とベリリウムが使われてきたが、将来炉を視野に入れると炭素は水素同位体を大量に保持する（トリチウムの安全在庫の観点で致命的）こと、ベリリウムは融点が低く中性子照射脆化が激しいことが障害となり、高原子番号金属への置き換えが進んできた。その中でタングステンは、融点が約3400 ℃と全金属中で最も高く、高温でも強度を保ち、スパッタリングのしきいエネルギーが重い原子であるがゆえに高く、水素同位体の固溶・保持が本質的に小さいという、要求特性のほぼすべてを上回る組み合わせを持つ。国際熱核融合実験炉（ITER）のディバータに採用が決定したのをはじめ、ASDEX Upgrade は真空容器内壁を全面タングステン化し、EAST や WEST もタングステンディバータを備え、JET もタングステン製ディバータ行を導入するなど、主要装置での採用が標準になりつつある。

タングステンが直面する装置の実際の姿を、まず目で見ておく。次の写真は、長パルス運転に向けて黒鉛から更新された EAST の下部ディバータの実機モジュールであり、タングステンが「材料」としてではなく「部品」としてどう形になっているかを示すものである。

写真に見えるのは、水平ターゲット板と垂直ターゲット板を角形のエンドボックスでつないだ一つのディバータモジュールで、プラズマに面する側が小さなタングステン製のブロック（モノブロック）の列で覆われ、冷却水がエンドボックスから入って水平ターゲット板側のエンドボックスから出る構造になっている。このようにタングステンは、単独の板としてではなく、銅合金の冷却体に接合された高熱流束部品として使われる点が、従来の黒鉛タイルとの大きな違いである。

ただし選定には代償もある。原子番号74という重さゆえ、炉心に不純物として進入したタングステンは強い制動放射によるエネルギー損失を起こし、許容できる炉心濃度は低原子番号材料より桁違いに小さい。また、中性子照射による活性化や、低温での脆性（延性–脆性遷移）といった課題もあり、ジルコニウム、ニオブ、モリブデン、ハフニウム、タンタルといった代替高原子番号材料の評価も行われている。これらの代替材は活性化特性やスパッタ・再堆積の観点でタングステンに匹敵しうるものの、過渡熱負荷への応答に課題を残し、タングステンを根本的に置き換えるには至っていない。

部材としての姿：モノブロック、ディバータターゲット、第一壁

タングステンを炉の部品にするうえで中心となるのは、熱をいかにして金属から冷却水へ逃がすかという設計である。最も代表的な構造がモノブロックと呼ばれるもので、タングステンの小ブロックの中央に穴をあけ、銅の薄い中間層を介して CuCrZr（銅・クロム・ジルコニウム合金）の冷却管に焼き嵌め接合したものである。タングステンと銅は熱膨張率が大きく異なるため、直接接合すると熱サイクルで界面が剥がれる。そこで軟質な銅の中間層がせん断変形を吸収する役割を担う。この構造で定常 10 MW/m² 級の熱流束を処理でき、ITER の垂直ターゲットや EAST の上部ディバータに採用されている。一方、熱負荷の緩い領域（バッフル、ドーム、エンドボックスなど）では、タングステンの平板タイルを銅合金の熱交換体に接合したフラット型の部材が使われ、こちらは定常 5 MW/m² 程度を想定する。二種類の部材が一つのディバータでどう使い分けられているかを、断面図で示す。

図はディバータモジュールの断面であり、プラズマに直接面するターゲット板がモノブロック型の部材単位で構成されているのに対し、ドームやエンドボックスがフラット型の部材で覆われていることが分かる。熱負荷の大きさに応じて部材構造を使い分けるのが、タングステンディバータ設計の基本方針である。

部材設計上の難所は、定常熱負荷そのものよりも幾何学に起因する局所加熱にある。垂直ターゲットでは個々のモノブロック表面に傾斜加工を施し、隣接する部材の継ぎ目（リーディングエッジ）がプラズマに直接さらされないようにしているが、この成形と傾斜は表面の実効熱流束を上げ、表面温度を押し上げる。結果として再結晶や粒成長が始まる温度までの余裕が狭まり、リーディングエッジの形状最適化（面取りの設計）がそれ自体一つの工学課題になる。また、ストライクポイント（磁力線がターゲットに接する点）は制御誤差や損傷部回避のために公称位置から動きうる。ITER のような垂直ターゲット構成では、ストライクポイントが下がりすぎると反射板側に移動して意図しない熱負荷を生むため、プラズマ境界輸送の数値計算と熱伝導解析を組み合わせて、ストライクポイント変位が各部材の受ける熱負荷に与える影響が定量的に評価されている。ディバータ全体では、炉心から流出する電力の大半（ITER の基準運転では分離面を横切る約 100 MW のうち約9割）をディバータ内で処理する必要があり、そのためには不純物（ネオンや窒素）を注入して体積的に電力を放射させ、ストライクポイント近傍を部分的に脱離させる運転が前提となる。このときディバータ内で放射すべき電力は 50–65 MW に達すると見積もられている。

プラズマ表面相互作用：スパッタ、侵食と不純物輸送

タングステン表面に当たるプラズマ粒子（水素同位体、ヘリウム、さらにシーディングされたネオンや窒素）は、表面の原子を叩き出す。これが物理スパッタリングであり、タングステン侵食の主経路である。重い原子は入射イオンとの弾性衝突で運動量を効率よく受け取れないため、スパッタのしきいエネルギーが高く、ターゲット表面の電子温度が数 eV 以下に下がる（ディバータが「脱離」する）とスパッタ率は急激に落ちる。これが、将来炉ではターゲット全体で電子温度 5 eV 以下の完全脱離が求められる物理的理由である。現在の装置では年間の粒子フルエンスが小さいため侵食は問題にならないが、炉では年間フルエンスが桁違いに増えるため、純侵食率を部材寿命が許容する水準まで下げることが必須となる。

侵食を評価するうえで重要なのは、飛び出した原子の多くがすぐ近くのプラズマ中でイオン化され、磁力線に沿って元の表面近くに戻るという再堆積の存在である。純侵食率は「スパッタで出た量から再堆積した量を引いた差」であり、粗侵食率より一から二桁小さくなりうる。したがって、スパッタした粒子が表面近くの薄い層でどう輸送され、どこで再堆積するかを正しくモデル化しないと、部材寿命の見積もりは桁で間違う。この検証のため、ディバータプローブにタングステン被覆スポットを取り付けて L モードや ELM を伴う H モードプラズマに曝露し、スポット径を変えて純侵食と粗侵食を分離して測定する実験が行われ、光子放出のその場計測や輸送シミュレーションと突き合わせることで、モデルの妥当性が確認されてきた。同様の手法で、同位体を使ったタングステン源を局所的に置くことで、侵食されたタングステンがディバータから主容器側へどれだけ「漏れ出る」かを直接測る実験も行われている。

侵食源の位置づけも重要な知見である。タングステンが炉心を汚染する経路はディバータターゲットだけではなく、主容器側の壁面や第一壁からの供給（主容器源）が H モードプラズマのタングステン不純物源として無視できないことが、境界プラズマの輸送モデルと分光計測の組み合わせで示されている。炉心に入ったタングステンは中心に向かって輸送され、質量が重いため遠心力的に中心に蓄積する傾向がある。この蓄積は放射損失を通じてプラズマ性能を下げるため、中心部への電子サイクロトロン加熱を注入して温度勾配を反転させ、タングステンを外へ押し出すという制御手法が実証されている。長パルス運転では、壁からの不純物供給と炉心蓄積のバランスが放電の持続時間そのものを制約する。EAST での黒鉛ディバータ時代の経験が示すように、表面の過熱点から炭素不純物が増え、水素リサイクリングと密度制御が崩れてループ電圧が上昇するという連鎖は、金属壁化とタングステンディバータ導入の動機そのものである。なお、ネオンなどの不純物シーディングは脱離を促して熱負荷と侵食を抑える一方、シーディング種や運転領域によってはタングステン表面との化学的相互作用を通じて侵食挙動を変えることもあり、運転領域ごとの影響評価が進められている。

水素保持、ヘリウムの効果と照射損傷

タングステン選定の最大の利点の一つは、水素同位体（トリチウム）の保持が小さいことである。水素はタングステンの格子にはほとんど固溶せず、欠陥のない材料では表面近くに留まるだけで、内部への侵入も蓄積もわずかである。しかし、この単純な長所は炉の環境では崩れる。核融合中性子（およびそれを模擬する重イオン照射）はタングステン中に原子空孔や自己格子間原子などの点欠陥とそのクラスターを作り、これらが水素同位体の捕獲点（トラップ）として働くため、保持量が大幅に増える。中性子照射を受けたタングステンの重水素保持量は、未照射材では無視できるほど小さかった条件下で 6.0 × 10²¹ D/m² に達したという測定例があり、重イオンによる前損傷では保持量が数倍から十倍近く増えることが報告されている。損傷量（原子1個当たりの変位回数、dpa）に対する保持量の増加はある程度で飽和し、その飽和は 0.2 dpa 付近に達する前に現れるとされる。このため、中性子照射下でのトリチウム在庫評価には、損傷量とトラップ密度の関係を正しく扱うことが不可欠である。

ヘリウムは逆方向に働く。プラズマから注入されたヘリウムはタングステン中でほとんど拡散できず、表面近くにナノスケールの気泡を形成する。このヘリウム気泡層は、水素同位体にとって二重の意味を持つ。第一に、加圧された気泡が実効的な拡散経路を塞ぎ、水素原子の内部への侵入を妨げる拡散障壁として働く。第二に、気泡が互いに連結して多孔質構造になると、水素が表面へ戻る近道（再結合の有効面積の増大）を提供し、リサイクリングを促進する。どちらの機構も結果として保持量を減らす方向に作用し、重水素プラズマにヘリウムを数パーセント混ぜるだけで、保持量が温度依存で数分の一から百分の一以下に下がることが示されている。さらに、ヘリウム気泡層は中性子や重イオンによる変位損傷を受けたタングステンにおいても存在し続け、損傷で作られたトラップへの水素の取り込みを抑制する。つまり変位損傷（保持を増やす）とヘリウム（保持を減らす）は互いに打ち消し合う方向に作用するが、その協同効果は水素による表面ブリスタ（膨れ）の発生条件とも絡み、単純な足し合わせでは予測できない複雑さを残している。この点は定量的な理解がまだ十分でなく、現在も活発に研究されている領域である。

中性子照射は水素保持以外にも材料を変える。14 MeV 中性子はタングステン中で点欠陥とそのクラスターを作り、機械強度と熱伝導率の両方を下げる。熱伝導率の低下は後述のとおり表面温度上昇を通じて過渡負荷への耐性を直接弱める。また、タングステンは中性子との核反応でレニウムやオスミウムへの核変換を起こすため、長期照射による組成変化と活性化の評価が DEMO 級装置のディバータ設計では不可欠であり、ブランケット構成やタングステンの組成・添加元素の違いが活性化特性に与える影響の比較解析が行われている。照射試験そのものも、核融合材料専用の中性子照射施設を用いた銅合金やタングステンサンプルの照射計画として進められている。

過渡・定常熱負荷への応答：溶融、再結晶、ファズ

タングステン部材が受ける熱負荷には、定常成分と過渡成分がある。定常では 10–20 MW/m² 級の熱流束が想定され、これはモノブロック構造の設計上限に近い。一方、H モードプラズマのエッジ局在モード（ELM）と呼ばれる周期的な爆発的エネルギー放出は、1 GW/m² 級の熱流束を 100–500 マイクロ秒の短時間にターゲットの狭い領域へ注ぎ込む。このような急加熱では、表面は一瞬で融点を超えうる。実際にトカマクのディバータで ELM 相当の過渡熱負荷をタングステンに繰り返し与える実験が行われ、溶融の発生条件や、溶融・再凝固を繰り返した表面の形態変化が調べられている。溶融は部材の構造健全性を直接脅かすため、ELM の規模を抑える（あるいは抑制する）運転と組み合わせて過渡負荷の許容値が議論されている。

溶融に至らない温度域でも、繰り返し加熱は材料を劣化させる。タングステンは融点の4割程度の絶対温度から再結晶が始まり、加工によって伸ばされた微細組織が粗大な等軸晶に置き換わって強度が大きく落ちる。高表面温度での運転時間に応じて再結晶が進むため、「ある温度でどれだけの時間運転できるか」という運転予算の考え方が提案されている。繰り返し熱負荷が微細組織と機械特性に与える影響は、カリウム添加タングステンのような実用合金材でも調べられており、熱処理条件が曲げ応力緩和などの特性を左右することも示されている。さらに、ELM 級の急加熱が作る極めて大きな温度勾配の中では、熱流方向に駆動される拡散（ソレ効果）が無視できない。分子動力学計算によれば、水素同位体やヘリウムは輸送熱が負の値を持つため、冷たい側から熱い側へと「坂を上る」ように移動し、ELM 時の保持量や表面近くの不純物分布が温度勾配なしの予測からずれうる。これは過渡熱負荷下の材料応答を扱う際に、従来の等温拡散モデルでは見落とされていた効果である。

ヘリウムプラズマへの長時間曝露は、表面を根本的に変える。注入されたヘリウムが表面下で気泡を形成し、それが成長・連結すると、表面にナノスケールの繊維状構造（通称ファズ、fuzz）が生える。次の電子顕微鏡像は、ヘリウムプラズマのフルエンスを段階的に増やしたときの表面形態の変化を示したものである。

四枚の像はフルエンス 1.2 × 10²⁶ から 4.8 × 10²⁶ He/m² までの表面であり、フルエンスとともに表面が微細な毛足の集まった繊維状構造へと移り変わっていく様子が分かる。ファズ層はナノ気泡を多数含む多孔質層であり、熱伝導率が大きく下がるため、その上に ELM の熱が加わると表面温度が急上昇し、溶融や割れのリスクが高まる。ITER 垂直ターゲットの条件を整理した解析では、ファズの形成は外側垂直ターゲットの限られた領域で起こりうるものの、その成長は ELM による熱的アニーリング（繊維構造の焼き戻し）で頭打ちになると見積もられている。つまりファズは無限に育つのではなく、成長と消滅のバランスで厚さが制限される。

ファズとヘリウム気泡層は、水素同位体の輸送にも影響する。プラズマ駆動透過実験と熱脱離分光の組み合わせによる研究では、ヘリウムプラズマで形成したファズ層は多数の不可逆的な欠陥を導入するものの、定常透過フラックスへの影響はわずかであり、一方で保持された重水素のほとんどがファズ層内に閉じ込められ、バルク深部への取り込みが強く抑制されることが示された。つまりファズ層は透過をほとんど妨げないが、表面近くの「保持ゾーン」として働き、深部へのトラッピングを防ぐ。これはヘリウム気泡層が拡散障壁とリサイクリング促進という二つの逆向きの効果を持ちうるという描像と整合する。なお、ファズや気泡が機械的・熱的特性をどの程度変えるかについては、データがまだ不十分で、ITER 運転への定量的な影響評価は確立していない。プラズマ運転が許容できる表面損傷の水準自体が、現時点で明確に定まっていないのである。

タングステンをめぐる研究は、材料選定の正当化から始まって、部材工学、プラズマ・材料の界面物理、照射損傷の原子論、そして過酷熱負荷下の非平衡応答へと広がっている。これらは互いに独立ではなく、例えばヘリウム気泡層は熱伝導率を下げて ELM 時の表面温度を上げ、それが再結晶と溶融のリスクを高め、変化した表面がまたスパッタと水素保持を変えるという具合に、一つの連鎖をなしている。この多スケール・多物理の結合を定量的に予測できるようにすることが、実験が困難な炉条件への備えとして、計算材料科学と装置実験の両輪で進められている現在の中心的な課題である。