プラズマ対向材料

核 融合発電研究において、プラズマ対向材料（PFM）とは、プラズマ対向部品（PFC）、すなわち核融合が起こるプラズマにさらされる部品、特に原子炉容器の第一壁またはダイバータ領域の内張りに使用される材料を構成する材料のことである。

核融合炉の設計におけるプラズマ対向材料は、エネルギー生成の全体的なステップをサポートする必要があります。これには以下が含まれます。

1. 核融合による熱発生、
2. 最初の壁で熱を捕らえ、
3. 熱を捕らえるよりも速い速度で熱を伝達します。
4. 電気を発電する。

さらに、PFM は、次のような厳しい環境条件に対応しながら、核融合炉容器の寿命全体にわたって動作する必要があります。

1. イオン衝撃により物理的および化学的スパッタリングが発生し、侵食が発生します。
2. イオン注入による置換損傷と化学組成の変化
3. ELMSおよびその他の過渡現象による高熱流束 (例: 10 MW/m ) 。${\displaystyle ^{2}}$
4. 限定的なトリチウム共沈着および隔離。
5. 運転中の安定した熱機械的特性。
6. 核変換による悪影響は限られている

現在、核融合炉の研究は、熱の発生と捕捉の効率と信頼性の向上、および伝達速度の向上に重点を置いています。水を加熱して蒸気タービンを作動させ、発電機を駆動するなど、効率的な熱伝達サイクルがすでに存在するため、熱から電気を生成することは現在の研究の範囲外です。

現在の原子炉設計は、重水素-三重水素（DT）核融合反応によって燃料が供給されており、この反応で生成される高エネルギー中性子が第一壁に損傷を与える可能性があるが、^[1]ブランケットおよび三重水素増殖炉の運転には高エネルギー中性子（14.1 MeV）が必要である。三重水素は半減期が短いため天然に豊富な同位体ではないため、核融合DT炉では、リチウム（Li）、ホウ素（B）、またはベリリウム（Be）同位体と第一壁内で衝突する高エネルギー中性子との核反応によって増殖させる必要がある。^[2]

ほとんどの磁気閉じ込め核融合装置 (MCFD) は、その技術設計において、次のようないくつかの主要コンポーネントで構成されています。

• 磁石システム: 重水素-三重水素燃料をプラズマの形でトーラスの形状に閉じ込めます。
• 真空容器: 核融合プラズマを収容し、核融合状態を維持します。
• 第一壁: 外側の容器部品を放射線による損傷から保護するためにプラズマと磁石の間に配置されます。
• 冷却システム: 閉じ込められた空間から熱を除去し、最初の壁から熱を伝達します。

核融合プラズマは実際には第一壁に接触してはならない。ITERやその他多くの現在および計画中の核融合実験、特にトカマク型やステラレータ型の実験では、これを実現するために強力な磁場を使用しているが、プラズマの不安定性の問題は残っている。しかし、プラズマの閉じ込めが安定していても、第一壁の材料は現在のどの原子力発電炉よりも高い中性子束にさらされることになり、材料の選択において 2 つの重要な問題が生じる。

• 経済的に実行可能であるためには、この中性子束に十分な期間耐えなければなりません。
• 最終的にライニングの交換や発電所の廃止措置が行われる際に、許容できない量の核廃棄物を生じるほど放射能を帯びてはなりません。

裏地の素材には以下の条件も必要です。

• 大きな熱流を通過させます。
• 強力かつ変動する磁場に対応します。
• 血漿の汚染を最小限に抑えます。
• 適正なコストで生産、交換できる。

ダイバータなどのプラズマに面する重要な部品は、通常、第一壁の主要部分に使用されている材料とは異なる材料で保護されています。^[3]

現在使用中または検討中の材料には以下のものがあります。

• タングステン
• モリブデン
• ベリリウム
• リチウム
• 錫^[4]
• 炭化ホウ素^{[5] [6]}
• シリコンカーバイド^[7]
• 炭素繊維複合材（CFC）^[6]
• 黒鉛

これらの材料のいくつかを組み合わせた多層タイルも検討され、使用されています。たとえば、次のようになります。

• グラファイトタイル上の薄いモリブデン層。
• グラファイトタイル上の薄いタングステン層。
• グラファイト タイル上のモリブデン層の上にタングステン層が配置されています。
• CFCタイルの上の炭化ホウ素層。^[6]
• グラファイトタイル上の液体リチウム層。^[8]
• グラファイトタイル上のホウ素層の上に液体リチウム層がある。^[9]
• タングステンベースの固体PFC表面またはダイバータ上の液体リチウム層。^[10]

グラファイトは、欧州共同体トーラス（JET）の起動時（1983年）、トカマク構成可変（1992年）、および国立球状トーラス実験（NSTX、最初のプラズマ1999年）の最初の壁材料として使用されました。 ^[11]

ベリリウムは、 ITERでの使用が提案されていることを見越して、2009年にJETの内張りに使用された。^[12]

タングステンはJETのダイバータに使用されており、ITERのダイバータにも使用される予定です。^{[12] [13]また、} ASDEXアップグレードの第一壁にも使用されています。^[14]タングステンをプラズマで溶射したグラファイトタイルは、ASDEXアップグレードダイバータに使用されました。^[15]ダイバータ内のタングステンの研究はDIII-D施設で行われています。^{[16]これらの実験では、下部ダイバータに埋め込まれた2つのタングステン同位体リングを使用して、動作中のタングステンの浸食を特徴付けました。モリブデンは}、Alcator C-Mod （1991）の第一壁材料に使用されています。

液体リチウム（LL）は、リチウムトカマク実験（TFTR、1996年）のトカマク核融合試験炉のPFCをコーティングするために使用されました。 ^[8]

満足のいくプラズマ対向材料の開発は、現在のプログラムでまだ解決されていない重要な問題の一つです。^{[17] [18]}

プラズマ対向材料の性能は、以下の基準で測定できる。^[9]

• 特定の原子炉サイズでの電力生産。
• 電気を生成するためのコスト。
• トリチウム生産の自給自足。
• 材料の入手可能性。
• PFC の設計と製造。
• 廃棄物処理とメンテナンスの安全性。

国際核融合材料照射施設（IFMIF）は特にこの問題に取り組みます。IFMIFを使用して開発された材料は、ITERの後継として提案されている DEMOで使用されます。

フランスのノーベル物理学賞受賞者 ピエール・ジル・ド・ジェンヌは核融合について「太陽を箱に入れると言っている。アイデアは素晴らしい。問題は、その箱の作り方が分からないことだ」と述べた。^[19]

固体プラズマ対向材料は、大きな熱負荷と高中性子束の下では損傷を受けやすいことが知られています。損傷した場合、これらの固体はプラズマを汚染し、プラズマ閉じ込めの安定性を低下させる可能性があります。さらに、放射線が固体の欠陥から漏れ、外部容器部品を汚染する可能性もあります。^[1]

PFCの課題に対処するために、プラズマを囲む液体金属のプラズマ対向部品が提案されている。特に、液体リチウム（LL）は、核融合炉の性能にとって魅力的なさまざまな特性を持つことが確認されている。^[1]

タングステンは、そのユニークな特性と強化の可能性の組み合わせにより、次世代核融合装置のプラズマ対向部品に適した材料として広く認識されています。タングステンは浸食率が低いため、核融合炉の高ストレス環境に特に適しており、急激に劣化することなく厳しい条件に耐えることができます。さらに、共沈着と注入によるタングステンのトリチウム保持率が低いことは、核融合の状況では極めて重要であり、この放射性同位体の蓄積を最小限に抑えるのに役立ちます。^{[20] [21] [22]}

タングステンのもう一つの重要な利点は、核融合プロセスで発生する極度の熱を管理するために不可欠な、高い熱伝導率です。この特性により、効率的な熱放散が保証され、原子炉の内部コンポーネントが損傷するリスクが軽減されます。さらに、タングステンの放射線硬化合金を開発できる可能性により、核融合炉で典型的な強力な放射線条件下での耐久性と性能を向上させる機会が生まれます。

これらの利点にもかかわらず、タングステンには欠点がないわけではありません。注目すべき問題の 1 つは、タングステンが高コア放射線の原因となる傾向があることです。これは、核融合炉のプラズマ性能を維持する上で大きな課題です。それでも、タングステンは ITER プロジェクトの第一世代ダイバータのプラズマ対向材料として選択されており、原子炉の第一壁にも使用される可能性があります。

核融合環境におけるタングステンの挙動（スクレイプオフ層（SOL）内でのタングステンの供給源、移動、輸送、および炉心汚染の可能性を含む）を理解することは複雑な作業です。特に、次世代のトカマク装置におけるタングステンのような高 Z（高原子番号）材料の挙動を予測するために、これらのダイナミクスの成熟した検証済みの理解を深めるための重要な研究が進行中です。

タングステンの運用範囲を制限する本質的な脆さに対処するために、W 繊維強化 W 複合材料 (Wf/W) と呼ばれる複合材料が開発されました。この材料には、小さな Wf/W サンプルで実証されているように、靭性を大幅に向上させる外的強化メカニズムが組み込まれています。

将来の核融合発電所の観点では、タングステンは、侵食に対する耐性、金属の中で最も高い融点、中性子照射下での比較的穏やかな挙動で際立っています。しかし、その延性脆性遷移温度 (DBTT) は、特に中性子照射下で上昇するため、懸念事項となっています。この脆さを克服するために、ナノ結晶材料、タングステン合金、W 複合材料の使用など、いくつかの戦略が検討されています。

特に注目すべきは、タングステンの優れた機械的特性を活用したタングステンラミネートと繊維強化複合材料です。銅の高い熱伝導性と組み合わせると、これらの複合材料は熱機械的特性が向上し、CuCrZr などの従来の材料の動作範囲を超えます。さらに高い耐熱性を必要とする用途向けに、タングステン繊維強化タングステン複合材料 (Wf/W) が開発され、靭性を高めるメカニズムが組み込まれているため、核融合技術におけるタングステンの潜在的な用途が広がります。

リチウム（Li）はZ（原子番号）の低いアルカリ金属です。Liは第一イオン化エネルギーが約5.4 eVと低く、核融合炉の炉心のプラズマ中に存在するイオン種と化学的に非常に反応性があります。特に、LiはDTプラズマ中に存在する水素同位体、酸素、炭素、その他の不純物と容易に安定したリチウム化合物を形成します。^[1]

DT の核融合反応により、プラズマ内に荷電粒子と中性粒子が生成される。荷電粒子は磁気的にプラズマ内に閉じ込められたままである。中性粒子は磁気的に閉じ込められておらず、より高温のプラズマとより低温の PFC の境界に向かって移動する。第一壁に到達すると、プラズマから逃れた中性粒子と荷電粒子の両方がガス状の冷たい中性粒子になる。冷たい中性ガスの外縁は、その後、より高温のプラズマと「リサイクル」または混合される。冷たい中性ガスと高温プラズマ間の温度勾配が、磁気的に閉じ込められたプラズマからの異常な電子およびイオン輸送の主な原因であると考えられている。リサイクルが減少すると、温度勾配が減少し、プラズマ閉じ込めの安定性が増加する。プラズマ内の核融合条件が改善されると、リアクターの性能が向上する。^[23]

1990年代にリチウムが初めて使用されたのは、リサイクル率の低いPFCが必要だったためでした。1996年に、TFTRのPFCに約0.02グラムのリチウムコーティングが追加され、核融合出力と核融合プラズマの閉じ込めが2倍に向上しました。第一壁では、リチウムが中性粒子と反応して安定したリチウム化合物が生成され、冷たい中性ガスのリサイクル率が低くなりました。さらに、プラズマ中のリチウム汚染は1%を大きく下回る傾向がありました。^[1]

1996年以来、これらの結果はPFCにリチウムを使用した多数の磁気閉じ込め核融合装置（MCFD）によって確認されている。例えば、^[1]

• TFTR（米国）、CDX-U（2005）/ LTX（2010）（米国）、CPD（日本）、HT-7（中国）、EAST（中国）、FTU（イタリア）。
• NSTX（米国）、T-10（ロシア）、T-11M（ロシア）、TJ-II（スペイン）、RFX（イタリア）。

核融合炉設計における主なエネルギー生成は、高エネルギー中性子の吸収によるものです。これらのMCFDの結果は、信頼性の高いエネルギー生成のための液体リチウムコーティングの追加の利点を強調しています。^{[1] [23] [8]}

1. 高エネルギーまたは高速で移動する中性子を吸収します。DT の核融合反応で生成されるエネルギーの約 80% は、新しく生成された中性子の運動エネルギーです。
2. 吸収された中性子の運動エネルギーを第一壁の熱に変換します。第一壁で発生した熱は、電気を生成する補助システムの冷却剤によって除去できます。
3. 吸収された中性子との核反応によるトリチウムの自給自足増殖。さまざまな運動エネルギーの中性子がトリチウム増殖反応を引き起こします。

液体リチウムの新たな開発が現在テストされており、例えば以下のものがある: ^{[9] [10]}

• ますます複雑化する液体リチウム化合物で作られたコーティング。
• LL、B、F、およびその他の低 Z 金属の多層コーティング。
• より大きな熱負荷と中性子束に対応するように設計された PFC で使用するための LL の高密度コーティング。

低Z耐火セラミック材料であるシリコンカーバイド（SiC）は、磁気核融合エネルギー装置の構造材料の有望な候補として浮上しています。SiCの優れた特性はかつて核融合実験で注目を集めていましたが、過去の技術的制限により、より広範な使用が妨げられていました。しかし、第4世代核分裂炉におけるSiC繊維複合材料（SiCf / SiC）の進化により、核融合材料としてのSiCへの関心が再燃しています。^[24]

最新型の SiCf/SiC は、熱機械的強度や高融点など、炭素繊維複合材に見られる多くの望ましい特性を兼ね備えています。これらのバージョンには、高レベルの中性子損傷にさらされても特性の劣化が最小限に抑えられるという独自の利点もあります。しかし、シリコンカーバイドのプラズマ対向部品におけるトリチウム保持量はグラファイトよりも約 1.5～2 倍高く、核融合炉の燃料効率の低下と安全リスクの増大につながります。SiC はより多くのトリチウムを捕捉するため、核融合への利用可能性が制限され、危険な蓄積の可能性が高まり、トリチウム管理が複雑になります。^{[25] [26]さらに、SiC の化学的および物理的なスパッタリングは依然として大きく、時間の経過と粒子の流動性とともに共堆積することでトリチウム在庫が増加するという重要な問題に寄与しています。これらの理由から、} ITER、DEMO、およびその他のデバイスでは炭素ベースの材料は除外されています。 ^[27] SiCは他の構造材料よりもトリチウム拡散率が低いことが示されており、この特性はSiC/SiCf基板上にモノリシックSiCの薄い層を適用することでさらに最適化することができる。^{[28] [29]}

壁面調整法としてのシリコン化は、酸素不純物を減らし、プラズマ性能を向上させることが実証されている。^{[30] [31]}現在の研究努力は、原子炉に関連する条件下でのSiCの挙動を理解することに焦点を当てており、将来の核融合技術における潜在的な役割について貴重な洞察を提供している。ダイバータPFC上のシリコンリッチな膜は、最近、DIII-Dの高閉じ込めモードシナリオでSiペレット注入を使用して開発され、より広範な核融合アプリケーション向けに技術を改良するためのさらなる研究を促進している。^[32]

• 国際核融合材料照射施設#背景
• リチウムトカマク実験

• PFM のマックスプランク研究所プロジェクトページ 2012-12-02 にWayback Machineでアーカイブされました
• 第13回核融合応用のためのプラズマ対向材料とコンポーネントに関する国際ワークショップ / 第1回核融合エネルギー材料科学に関する国際会議
• Ruset, C.; Grigore, E.; Maier, H.; Neu, R.; Greuner, H.; Mayer, M.; Matthews, G. (2011). 「核融合用途向けタングステンコーティングの開発」. Fusion Engineering and Design . 86 (9–11): 1677–1680. Bibcode :2011FusED..86.1677R. doi :10.1016/j.fusengdes.2011.04.031.概要: この論文では、さまざまな方法で炭素材料 (炭素繊維複合材 - CFC および微粒子グラファイト - FGG) に堆積されたタングステン (W) コーティングについて簡単に説明します。真空プラズマスプレー（VPS）、化学蒸着（CVD）、物理蒸着（PVD）... 特に注目されているのは、過去 4 年間に研究室から産業規模まで開発された複合マグネトロンスパッタリングおよびイオン注入（CMSII）技術で、JET および ASDEX アップグレードにおける ITER 型壁プロジェクトの 2,500 枚以上のタイルの W コーティング（10～15 μm および 20～25 μm）に成功裏に適用されています... 実験的に、最大 50 μm の厚さの W/Mo コーティングが生成され、最大 23 MW/m2 の GLADIS イオンビーム施設でテストされました。 キーワード: タングステンコーティング、炭素繊維複合材（CFC）、ITER 型壁、マグネトロンスパッタリング、イオン注入