核融合炉における高熱流束対応材料：ダイバータ技術の挑戦と最前線
核融合炉開発の進展は、プラズマの閉じ込めと加熱技術の革新によって加速されてきました。しかし、持続的な核融合反応を実現し、そのエネルギーを安全かつ効率的に取り出すためには、プラズマと直接接する炉壁、特に「第一壁（First Wall）」の材料と構造設計における工学的課題の克服が不可欠です。本稿では、第一壁の中でも最も過酷な環境に晒される「ダイバータ（Divertor）」に焦点を当て、その最先端技術と工学的挑戦について深く掘り下げます。
核融合炉におけるダイバータの役割と過酷な環境
ダイバータは、核融合炉の真空容器下部に設置され、プラズマ中の不純物イオンやヘリウム灰（核融合反応生成物）を排気し、同時にプラズマからの熱負荷を受け止める重要なコンポーネントです。核融合反応が進むにつれて、ダイバータは以下の極めて過酷な環境に直面します。
- 高熱流束: 定常運転時で10 MW/m²を超える熱流束、プラズマ不安定性（ディスラプション）時には一時的に数GW/m²にも達する瞬間的な高熱負荷に曝されます。これはロケットエンジンノズルやスペースシャトルの再突入時の熱負荷に匹敵、あるいはそれ以上です。
- 高粒子負荷: デューテリウム、トリチウム、ヘリウムなどの高エネルギー粒子、さらにプラズマからの不純物粒子（タングステンなどの材料原子）が絶えず衝突します。これにより、材料のスパッタリング、エロージョン、水素同位体の保持といった問題が生じます。
- 中性子照射: 核融合反応で生成される高エネルギー中性子（14 MeV）が材料内部に侵入し、格子欠陥の生成、転位ループの形成、ヘリウム原子の生成、核変換による放射化など、材料の微細構造と巨視的特性（強度、延性、熱伝導率など）を大きく劣化させます。
これらの複合的な負荷に耐えうる材料と構造設計の開発は、核融合炉の安全性、経済性、そして持続可能性を決定する上で極めて重要な研究開発テーマです。
主要な候補材料と直面する課題
現在、ダイバータのプラズマ対向材料（Plasma Facing Material, PFM）として研究が進められている主な候補は、タングステン（W）、液体金属、そして過去に使用された炭素繊維複合材料（CFC）などです。
1. タングステン（W）
タングステンは、その高融点（約3422 ℃）、優れた熱伝導性、低いスパッタリング収率、低いトリチウム保持能から、ITERやDEMO炉におけるダイバータPFMの最有力候補とされています。
課題: * 脆性（ぜいせい）: 低温での脆性が高く、応力集中箇所で亀裂が発生しやすい性質があります。中性子照射はさらに脆性を増大させます。 * 再結晶と硬化: 高温下での長期使用により再結晶化し、強度が低下する可能性があります。また、中性子照射下では硬化・脆化が進行します。 * プラズマ不純物: タングステンがスパッタリングによりプラズマ中に混入すると、プラズマの放射損失が増大し、プラズマ性能が著しく低下する可能性があります。
これらの課題に対し、タングステン合金の開発、微細組織制御、そして複合材料化（例えば、Fuzzy Armorなどの多孔質タングステン層と緻密なバルクタングステンの組み合わせ）などが研究されています。
2. 液体金属（Liquid Metal, LM）
液体リチウムや液体スズなどの液体金属をPFMとして用いるアプローチも注目されています。液体金属は自己修復性、高い熱伝導率、損傷蓄積の少なさ、高い粒子捕獲能力といった利点があります。
課題: * 磁場下の流動制御: 核融合炉の強磁場環境下では、液体金属の流れが電磁力によって複雑に変化し、安定的な液膜形成や冷却性能の維持が困難になる可能性があります（磁気流体力学効果）。 * 蒸気圧とプラズマ汚染: 高温での蒸気圧が高く、プラズマ中に容易に蒸発して不純物として混入する可能性があります。 * トリチウム保持: 液体金属がトリチウムを吸蔵し、トリチウムインベントリ（炉内に存在するトリチウム量）が増大する懸念があります。
これらの課題克服のため、液体金属の流れを安定させるためのMHD流動制御技術や、蒸発を抑制するための表面改質技術などが研究されています。
3. 炭素繊維複合材料（CFC）
過去、JETなどの大型トカマク装置で広く使用されましたが、高熱衝撃耐性を持つ一方で、高い水素同位体保持能（トリチウム保持）や化学スパッタリングによる侵食、中性子照射下での放射化といった問題から、将来の炉心プラズマではタングステンに取って代わられつつあります。
複合材料・構造設計のアプローチ
ダイバータの性能は、PFM単独の特性だけでなく、冷却構造やその接合技術に大きく依存します。
1. モノブロック構造
PFMであるタングステンをブロック状に加工し、冷却管（銅合金製など）に直接接合するモノブロック構造は、熱応力緩和と冷却効率向上のために広く採用されています。しかし、タングステンと冷却管の熱膨張係数の違いから生じる熱応力、接合界面の健全性維持が大きな課題です。
2. 先進的な冷却技術
超臨界水冷却、サブクール沸騰冷却、ヘリウム冷却などの先進的な冷却媒体や冷却方式の開発が進められています。例えば、ヘリウム冷却はトリチウムとの反応性が低く、漏洩時の安全性も高いという利点がありますが、冷却能力を確保するためには高圧・高速流動が求められます。
3. プラズマ・壁相互作用（PSI）の制御
ダイバータにおけるプラズマ・壁相互作用の理解と制御は、PFMの寿命とプラズマ性能維持のために不可欠です。デタッチャープラズマ（ダイバータ領域でプラズマ温度を意図的に下げる運転モード）の実現は、ダイバータへの熱負荷と粒子負荷を大幅に低減する有望なアプローチとされています。これには、輻射冷却を促進するための不純物ガス（窒素、ネオンなど）の注入や、ダイバータ構造の最適化が求められます。
研究開発の現状と今後の展望
ITERプロジェクトでは、ダイバータカセットの開発が進められており、PFMにはタングステンが採用されています。ITERでの運転経験は、DEMO炉、ひいては商業炉の設計に不可欠な知見を提供します。
世界各地の実験装置では、実際の核融合環境に近い条件下で材料の性能評価が行われています。例えば、JT-60SA、EAST、WESTなどのトカマク装置では、高粒子負荷や高熱流束環境下でのPFM挙動が研究されています。また、MAGNUM-PSIやPSI-2のようなプラズマ対向材料試験装置では、高密度プラズマと高熱流束による材料損傷メカニズムの詳細な解明が進められています。
計算科学分野では、第一原理計算から分子動力学、モンテカルロ法、有限要素法に至るまで、様々なスケールでのシミュレーションが材料開発と設計最適化に貢献しています。特に、中性子照射による材料損傷予測や、複雑な冷却構造内の熱流体解析は、実験と計算の両面から深く研究されています。
核融合炉の第一壁材料開発は、材料科学、熱工学、プラズマ物理、核物理、計算科学といった多岐にわたる専門分野の知見を結集する、極めて学際的な挑戦です。これらの研究は、単に核融合炉の実現に貢献するだけでなく、極限環境下での材料挙動に関する基礎科学の理解を深め、新たな材料創製技術の発展にも繋がる可能性があります。
結論
核融合炉の第一壁、特にダイバータは、その過酷な環境と求められる機能から、核融合炉開発における最も困難な工学的挑戦の一つです。タングステン、液体金属といった候補材料の特性を最大限に引き出し、新たな複合材料や革新的な冷却構造を開発することは、持続可能な核融合エネルギーの実現に向けた決定的な一歩となります。この分野の研究は、高度なシステム理解、最先端の材料科学と工学設計、そしてプラズマ科学の融合を要求し、未来のエネルギーシステムを担う研究者や技術者にとって、知的好奇心を刺激する無限の研究テーマとキャリアの可能性を提供しています。