J. Plasma Fusion Res. Vol.98, No.2 (2022)６
５‐７１

小特集 先進燃料核融合研究の現状と展開

２．先進燃料核融合プラズマ及びその核燃焼
2. Advanced-Fuel Fusion Plasmas and their Nuclear Burning
松浦秀明
MATSUURA Hideaki
九州大学工学研究院 エネルギー量子工学部門（原稿受付：２
０
２
２年１月１
８日）

先進燃料プラズマとして従来検討が進められてきた cat-D，scat-D，DD3He，D3He プラズマ，及び DT プラ
ズマについて，簡単な炉心パワーバランス解析を介した比較を通して特徴を概説する．先進燃料プラズマ中で特に重要となる，（１）燃料イオン速度分布関数のマックスウェル分布からの歪みとその核融合反応率係数への影響，（２）高速イオン挙動やイオン加熱に対する核弾性散乱効果を例示する．先進燃料プラズマ研究は，核融合燃料制
御・燃料サイクルの研究に直結する．先進燃燃料プラズマ研究を通した稀少核融合燃料である3He，T の消費・供給バランス研究の一面を紹介する．
Keywords:
advanced-fuel fusion plasma, nuclear burn characteristics, nuclear elastic scattering, confinement parameter,
fusion fuel cycle２．
１ はじめに反応が起きやすい（反応断面積が相対的に大きな）核融
合反応としては，下記のものが一般的であろう＊．
D＋T→!＋ n （Q＝17.59 MeV）

D ＋ 3He →!＋ p （Q＝18.35 MeV）
D＋D

→T ＋ p （Q＝4.03 MeV）

D＋D

→3He ＋ n（Q＝3.27 MeV）

T＋T→!＋ 2n （Q＝11.32 MeV）†
T ＋ 3He →!＋ D （Q＝12.1 MeV）
3

He ＋ 3He→!＋ 2p （Q＝12.86 MeV）

p ＋ 11B→3!

（Q＝8.68 MeV）

先進燃料核融合研究と言うと，第１世代 DT 核融合の遥か

図１

先にある研究と思われがちであるが，上に示した反応のうち，p11B 以外の反応は，DT プラズマ中で DT 反応と並行し核融合反応断面積（反応粒子の相対運動エネルギーの関数）．

て必ず生じるものである．又，燃料注入や運転温度の制御により特定の反応（例えばD3He反応）割合を高めたプラズ

２．
２ 先進燃料核融合プラズママ（いわゆる先進燃料プラズマ）においても，DT 反応は常一般的にあらゆる核反応の反応率（単位体積単位時間当に重要な反応であり続ける．先進燃料核融合研究は「プラたりに生じる反応数 !
［/m3/s］）は，入射粒子のフラック

ズマ燃料制御・プラズマ燃料サイクル研究」の側面を持

3ス"［/m2/s］（密 度 "&'"&#$'［/m］×相 対 速 度 #
［m/s］
）と
(
)

ち，DT 核融合研究と強く関与する．

3
ターゲット粒子の密度 ")!(%$［/m］に比例する．比例定数を)#と書くと，

本節では，特に重要となる（上から４つの）反応を中心に，燃料密度・運転パラメータ制御によって生み出される!!#"#("&'"&#$')#")!(%$)

複数のプラズマの特徴，核融合燃料サイクル研究の一例を（１）

両辺の次元の比較により，#は「面積」の次元 m2 を持つこ紹介する．

＊ その他，Li 等軽元素の核融合反応等も存在する．
† T3He 反応には複数のブランチが存在する．Q 値は代表値，断面積はトータル値を示す．
Faculty of Engineering, Kyushu University, FUKUOKA 819-0395, Japanauthor’s e-mail address: matsuura@kyudai.jp

６５!2022 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.98, No.2 February 2022ととなり，粒子がターゲットに照射されるイメージと併せワーバランス（核燃焼プラズマ）の成立に甚大な影響を及て，これを断面積と呼ぶ．断面積は，反応の起こりやすさ

ぼす［５］．

を表す指標であり，粒子の放出方向を問題としない場合

ここでは，先進燃料プラズマの特徴を理解することを目は，反応粒子の相対速度のみの関数としてよい．単位は的に，一例としてベータ値３０％，一様かつ全粒子温度が等

1 barn=10−28 m2 を使用する．図１に上述の核融合反応にしく，不純物を含まない平衡状態のプラズマを仮定し，そ対する断面積を，反応粒子の相対運動エネルギー !)の関数のパワーバランスを考える［５，６］．シンクロトロン放射損として示す［１‐４］．図より，反応断面積は相対運動エネル

失パワーはその９９％が無条件に壁に反射されプラズマに戻ギーに対して大きな依存性を持つことがわかる．高温プラること，又，反応率係数にはマックスウェル分布を仮定しズマの粒子は幅広いエネルギー分布を持って存在するた

た（図２に示した）ものを用いた．この様な単純なモデル

め，核融合プラズマを対象とする議論においては，速度にでは，純粋に重水素のみの燃料制御（注入）を施す pure-

渡る平均値を用いるのが慣習である．反応粒子それぞれのD プラズマ，DD 反応より反応率係数が小さい反応を主反

規格化速度分布関数を重みとして，式（１）中の速度に関す応とするプラズマ，電荷の大きなイオンを主燃料とするプ

る部分 ###)を速度空間で平均した‡ものを核融合反応#)$

ラズマについては，上述のバランスを満足する解は図３に率係数 %#)&と呼ぶ．速度分布関数にマックスウェル###)$

示す温度・密度・数秒程の閉じ込め時間の範囲内には存在分布を仮定した場合は，反応率係数は温度のみの関数となしない．

る．図２に，図１の各反応に対する反応率係数を温度の関

従来，DD プラズマの成立性を高める方法として，cat-D

数として示す．１０〜400 keV の温度領域では DT 反応が最（catalyzed D）燃料サイクルと呼称される核融合プラズマも起こり易く，次いで D3He 反応，DD 反応は DT 反応の概念が考えられている［７‐１０］．これは，DD 反応で生成さ1/100 程度の反応率係数を持つ．プラズマの核燃焼状態をれる3He 及び T を積極的にプラズマに再 注 入 す る こ と自己点火状態に維持するためには，プラズマ内で生じる核で，それらの燃料比（D3He 及び DT 反応率）を高め，内部融合反応の自己（内部）加熱により，プラズマの温度を保加熱の促進を図ろうとするものである．3He（or T）を理想持することが必要であり，自己加熱と損失パワーのバラン

的に再注入した場合，その数密度は，DD 反応による生成

スから，自己点火プラズマ成立のための．温度・密度・閉と D3He（or DT）反応による消失のバランスで決まること

じ込め時間に対する条件を概算できる．DD 反応を主体ととなる．再注入しない場合と比較して3He 及び T の平衡密するプラズマを保持するには，反応率係数が小さいことを度は増加し，D3He（or DT）反応が促進される．両者の反補うため，温度（反応率係数）を高める必要があるが，そ応率係数は DD 反応のものより１〜２桁大きいためその効の場合，低温度領域では大きな問題とならなかった放射損果は甚大であり，パワーバランスを満足する解が現れる．

失（制動放射及びシンクロトロン放射によるパワー損失）

図３①に cat-D プラズマの自己点火条件を示す．電子にが増大する．シンクロトロン放射損失は，低磁場下（磁場"'（0.77），"&!
"'（0.007），
対する各イオンの密度比は，"$!

圧力に対するプラズマ圧力の比率（ベータ値）を高めるこ

""!
"'
"'
"'
（0.025），"(!
（0.025），"#%'!
（0.074）程であり，再とが可能な装置）では低減可能と考えられているが，核燃注入により3He 及び T 密度が増加する．DT 反応率係数は

焼プラズマの維持を妨げる大きな要因であることに変わり

D3He 反応より１桁高いため，T の密度が3He と比べてよりはない．特に電荷が２以上のイオンを主燃料とする場合低下し，その結果として DT 及びD3He反応率係数の１桁のは，放射損失の増加は深刻である．これらの放射損失はパ差に関わらず，結局 D3He 及び DT 反応率は同程度となる．

図２

図３

核融合反応率係数（イオン分布関数にマックスウェル分布を仮定した場合）．

cat-D，D3He，DT プラズマに対する自己点火（炉心パワー
バランス成立）条件．

$$と記述され，反応率係数は速度空間における６重積分式で定‡ 相対速度は反応粒子種１，２の速度ベクトルを用いて #
#
)"'
!!#
"'
義される．

６６

Special Topic Article

2. Advanced-Fuel Fusion Plasmas and their Nuclear Burning

H. Matsuura

各反応が全核融合出力へ占める割合は，DD（１７％），DT

通常の DT プラズマの運転点に相当し，約８割の核融合出（３７％），D3He（４６％）である．出力構成比は，荷電粒子

力を中性子が担うことになる．
以上，cat-D，scat-D，DD3He，D3He，DT プラズマの核（３２％），中性子（３５％），放射損失（３３％）である．T 密度の低下により中性子出力が全出力に占める割合は DT プラ!% !"の DT
燃焼特性について概説した．我々は，目下 !'"ズマと比較して低下する．

プラズマを第１世代のプラズマとして核融合炉の研究開発

DT 反応では，反応で発生する中性子は電荷を持たないを進めているが，燃料制御の方法，想定する温度範囲を数ため 3.52 MeV アルファ粒子のみがプラズマ自己加熱へ寄倍程，密度範囲を１桁程拡げて俯瞰することで，様々な特3与するが，D He 反応では反応で発生するアルファ粒子及徴を有する核燃焼プラズマの様相を見出すことができる．

び陽子のトータル 18.4 MeV 全てが自己加熱へ寄与する．
従って，パワーバランスの成立に対しては，3He の再注入

２．
３ 先進燃料核融合プラズマの特徴

は T の再注入に劣らず効果的である．T のみを再注入する

DT プラズマでは，3.52 MeV のアルファ粒子が自己加熱

3

ものは scat-D（semi-catalyzed D）サイクル， He のみ（T

（核燃焼の持続）を担う．先進燃料プラズマでは，これに加が崩壊して生じる3He を含む）を再注入するものは DD3He

え て，DD 反応で生 成 さ れ る 0.82 MeV の3He，1.01 MeV

サイクルと呼ばれている［７，８］．

の T，2.5 MeV の陽子，又，D3He プラズマで生成される

He 密度を重水素密度の１０％程度に維持（外部制御）し14.7 MeV 陽子，3.67 MeV アルファ粒子が自己加熱を担う．

た D3He プラズマは，cat-D プラズマと同程度の!$値でバラ

DT プラズマと大きく異なるのは，（１）核融合燃料である

3

3

3

ンスが成立する（図３①）．ここで， He 密度の割合を増やして D He 反応の寄与を増加させることで，自己点火に必He 及び T が高エネルギーを持って生成され，これが自己加熱を担うこと，（２）14.7 MeV 陽子という相対的に大きな要な !$値を低下させることができる．温度を 60 keV に維

エネルギーを持った粒子が生成されること，である．

持したまま，数密度を重水素の半分程度まで高めた場合が
図３②に相当し，これは D3He プラズマの代表的な定常運２．
３．
１ 燃料イオン速度分布関数と反応率係数
図４に cat-D プラズマ（図３①）における，3He，T，重転点のひとつである［１１］．電子に対する各イオンの密度比

陽子の速度分布関数をそれぞれの粒子の実験室系における

3!(（0.48），!'"!(（0.001），!#"!(（0.013），!)"
!(
は，!%"

運動エネルギーの関数として示す．cat-D プラズマでは，!(（0.014），!#&("（0.24），又，各反応が全出力に占める割合

3

は，DD（6％），DT（5％），D3He（８９％）と な り，D3He

He，T は，重陽子がマックスウェル分布の場合，それぞれ0.82，1.01 MeV をピークとするガウス分布と見なせるエネ反応の寄与が大勢を占める．T を注入（維持）しないこと

ルギー分布を持って DD 反応によって生成される．図４にで，DT 反応の割合が低下し，中性子出力が全出力に占め示す3He（or T）の速度分布関数上には，0.82（or 1.01）MeVる割合も低下する．出力構成比は，荷電粒子（60％），中性の生成エネルギー領域に生成ピークが観られる．重陽子速子（6％），放射損失（34％）である．中性子出力は全出力度分布関数上には，主に DD 及びD3He反応によって生成さの６％程 度 を 占 め る が，そ の 1/3 が DD 反 応 に よ る

れる高速陽子がバルク重陽子を反跳することにより，非2.45 MeV，2/3はDT反応による14 MeV中性子である．尚，

マックスウェル成分（ノックオンテイル）が形成されてい

3

!% !!
!
$）以上3He
He の電荷は２であるため，これ（!#&("る（後述）．図中の点線は，これらの粒子が関係する核融合の割合を増やすと，放射損失が増加し，燃焼維持に必要と反応（即ち，DD，DT，D3He 反応）断面積を，実験室系になる!$値は逆に上昇に転じる．ベータ値をさらに大きくすおける重陽子の運動エネルギーの関数として示している．

ることが可能な核融合装置においては，シンクロトロン放

前述の通り，反応率係数は速度分布関数を重みとして，断射損失を低下させることで，その分を直接発電に回すことが可能と考えられている．従来，直線型閉じ込め装置を対象としてその様な炉概念が検討されており，第５章で詳細な説明がなされる．
図３②の点から，今度は T 密度を制御してその割合を増やすことにより，!$値を同程度にしたまま，自己点火に必要とされるプラズマ温度を低下させることができる．燃料!% !５％程度にした場合（図３③）は，!#&("
!% !!
!
$
比を !'"の D3He プラズマと同程度の !$値となる．この場合は，各反応が全出力に占める割合は，DD（2.5％），DT（97.5％），
D3He（0％）となり，通常の DT プラズマと比較して，DD反応の割合が１桁以上高いのが特徴である．これにより，
出力構成比は，荷電粒子（15％），中性子（79％），放射損失（6％）となり，通常の DT プラズマの運転点と比較して荷電粒子が担う損失割合は約 3/4 に低下し，放射損失割合は約６倍に増加する．③の状態から，T の比率をさらに増や

図４!% !"としたのが，図３④の点である．これは，して，!'"
６７

先進燃料プラズマにおける燃料イオン速度分布関数と核融合反応断面積．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.98, No.2 February 2022

面積と相対速度を平均したものであるため，断面積が大き述することができるが，非連続的なエネルギー輸送過程をな（or 小さな）エネルギー領域の重み（規格化速度分布関FP 衝突項単独で正確に表現するのは難しい．大角度散乱数の値）が上昇すると，平均値は増加（or 低下）すること過程を含む散乱現象は，自然界ではむしろ一般的とも言になる［６，
１２‐１４］．図に示した速度分布関数を用いて反応

え，ボルツマン衝突項を用いて取り扱われることが多い．

率係数を計算すると，分布関数に60 keVのマックスウェル

著者等は，（１）核弾性散乱断面積がクーロン散乱と分離し分布を仮定して平均を行った場合と比較して，DD 反応はて定義されてきたこと，（２）クーロン衝突過程を表すため

１４％程，D3He 反応は１５％程上昇する§．DT 反応についての FP 的手法が当該分野で確立されており汎用的に使用さは，1.01 MeV の T 生成エネルギー領域で，DT 反応断面積

れていること，の理由から散乱過程をボルツマン衝突項のがピーク値から約１桁小さくなるため，平均値（反応率係

みではなく，FP 衝突項とボルツマン衝突項を組み合わせ数）は低下する．図４の条件では５％程の低下である．温たボルツマン・フォッカー・プランク（BFP）モデルを開度 80 keV の D3He プラズマに対しては，分布関数に 80 keV

発してきた［e.g.１
３，１４，
１９‐２１］．図４で示した重陽子速度分のマックスウェル分布を仮定して平均を行った場合と比較

布関数上に形成されるノックオンテイルは，核弾性散乱にし て，DD 反 応 は，２６％程，D3He 反 応 は１３％程 上 昇 すよる非連続的なエネルギー輸送（高速陽子等によるバルク

る．DT 反応については１２％程の低下となる．同条件で，陽重陽子の反跳）過程の積み重ねにより，定常的に形成され子がイオン群に受け渡すエネルギーの割合は，次節で述べると考えられている．FP 衝突項で，平衡解としてのこの様る核弾性散乱を考慮しない場合は１１％，考慮すると３４％，な現象を再現するのは困難であることを付け加えておく．

核弾性散乱の考慮により約３倍に増加する．これらの分布

核弾性散乱は，イオン間の新たなエネルギー輸送チャン

関数の変化は，外部からのビーム入射のような人為的操作

ネルを生み出す．同散乱を考慮することで，高速イオンのによるものではなく，先進燃料プラズマの平衡状態におい減速が強まる（言い方を変えれば，バルクイオン加熱が促て潜在的に存在するメカニズムである．先進燃料プラズマ

進される）．又，核弾性散乱を引き起こす高速イオンとバの核燃焼過程を正確に取り扱うには，分布関数の歪みを考

ルクイオンの中間的なエネルギー領域に存在するイオンに慮することが必要である．又，燃料イオン速度分布関数に注目する場合は，状況によっては，見かけ上減速が弱めら

非マックスウェル成分が形成された場合は，核融合反応にれる現象も観測され得る［２２］．前述の通り，D3He プラズマ

よって生成されるイオン，中性子の放出スペクトルがガウにおいて発生する平均エネルギー 14.7 MeV の陽子によるス分布から歪むことにも注意が必要である［１５‐１７］．

バルクイオン加熱は，核弾性散乱を考慮することで，約

＊＊

２．
３．
２ 核弾性散乱効果３倍に増加することが予測されている［２３‐２７］．この影響

先進燃料プラズマでは，14.7 MeV のエネルギーを持つ陽については第３章で論じられるが，イオン温度／電子温度

子が，内部加熱に重要な役割を果たす場合が多い．プラズ

比が上昇し，炉心成立条件を緩和する可能性があることがマの温度が高くなると，マックスウェル成分中の高速成分指摘されている［２２‐２５］．

の存在割合が増し，より高いエネルギー領域への反跳が起

!
!$ !!
#）にお
図５に D3He プラズマ（温度 80 keV，!"%&"

きやすくなる．又，電子温度が高まると，高速イオンと電ける，陽子，重陽子の速度分布関数を示す．点線は核弾性子群との相対速度の平均値が大きくなるが，この場合，散乱を考慮しない場合の分布関数である．重陽子速度分布

クーロン（ラザフォード）散乱断面積は相対速度の４乗に関数上にはノックオンテイルが形成されている．陽子は，逆比例するため，高速イオンの減速が弱まり高速イオンの存在割合が相対的に大きくなる．
イオンの散乱過程にはクーロン散乱が支配的であるが，イオンのエネルギーが高まると，散乱過程に核力の影響が現れることが知られている［１８］．実際に測定される散乱断面積から純粋なクーロン散乱の寄与を除いたものは核弾性
散乱（Nuclear Elastic Scattering: NES）断面積と定義される［１８］．クーロン散乱過程では，後方散乱に比べて前方散乱の確率が圧倒的に大きく，前方（微小角）散乱過程と近似される場合が多いのに対し，核弾性散乱は重心系で散乱はほぼ等方的であり，大角度散乱過程であると見なせる．
高速イオンの減速過程において，大角度散乱は，一度の衝突で受け渡すエネルギーが大きく，非連続的（discrete）なエネルギー輸送過程（速度空間内の非連続的な粒子の移動）であるのが特徴である．微小角クーロン散乱を仮定し図５た場合は，フォッカー・プランク（FP）方程式で現象を記

先進燃料プラズマ中の高速イオン減速分布関数．（実線：
NES 考慮，点線：NES 未考慮）．

§ マックスウェル分布からの歪みに起因した反応率の変化を定量的に評価する場合，何を論じるかに応じて，基準とするマック
スウェル分布プラズマの温度をどの様に定義するかが問題となる．ここでは，一例として基準温度を電子温度として評価した．
＊＊ 核弾性散乱効果の詳細については，同誌特集記事［１
７］を参照されたい．

６８

Special Topic Article

2. Advanced-Fuel Fusion Plasmas and their Nuclear Burning

H. Matsuura

２．
４ 先進燃料核融合プラズマと燃料サイクル

先に述べた発生率の上昇により，数密度が増加する．それにもかかわらず，陽子分布関数は核弾性散乱の考慮により本章の冒頭で述べた通り，先進燃料プラズマ研究は，核高速成分の減速が促進（バルクイオンへの加熱が加速）さ

融合炉の燃料サイクルの研究の側面を合わせ持つ．先進燃れることで，減速領域における分布関数の絶対値が減少し料プラズマにおいては，DT プラズマでは重要とはならなている．その減少量は４割程度に及び，逆にバルク成分はい核反応が重要となる．特に，T と3He は，稀少核融合燃料

増加することになる［１７，２８］．これらの効果やその値はプ核種であり，その運用を慎重に判断しつつ核融合炉開発を

ラズマ・運転条件に依存する．核弾性散乱効果の考慮によ進めることは重要であろう．この様な観点から，DD 反応

る高速速度分布関数の修正により，減速途中の粒子損失やは２つのブランチそれぞれの反応で T 及び3He を生成する

不安定性の励起が弱まる可能性も指摘されており，今後こ極めて重要な核融合反応と言える．DD 反応は，先に述べのような効果を明らかにしていく必要がある．

た通り，DT 反応の 1/100 程度の反応率係数しか持たず，単核弾性散乱（原子核同士の散乱）現象自体については，

独で核燃焼プラズマを維持するのは難しいと考えられる

古くから原子核物理の分野で研究がなされている．ここでが，先進燃料プラズマの中でその発生割合を高めることの論点は，核弾性散乱現象そのものではなく，核燃焼プラ

で，燃料サイクルに貢献できる可能性がある．一例として，

ズマ中で，この散乱過程が集団的なプラズマ現象にどのよ

DT 炉のスタートアップ運転に際して DD 反応を利用する

うな影響をもたらすかである．従来，基本的な高速イオン

ことが検討されている［３０］．

挙動を対象として，複数の数値解析による予測がなされて"$ 比を，0.1，0.2，1.0 に維持し
表１に，図２で示した "&"きたが，実験的な検証はほとんど行われていないのが実状た場合に対する，温度 20 keV の DT プラズマ運転点におけである．核弾性散乱は基本的な散乱現象であり，影響の大る T の消費量及び3He の製造量を示す．各数値は，1 GW

小はあるにせよ，核融合プラズマでは常に生じ，多くのプの核融合熱出力で核融合炉を１年間運転した時の製造（或ラズマ現象に関わり得る．従来の数値解析には，磁場空間は消費）質量 kg である．核融合出力のほぼ全ては DT 反応における様々なプラズマ現象との関わりを取り扱ったもの"$ 燃料比に対して DT 反応で消費が担うので，全ての "&"は，ほとんど存在せず，未知の部分が多い．我々は，ここされる T の質量はほぼ等しい．但し，DD 反応で僅かに T

数年に亘り，核融合科学研究所が保有する LHD における"$ 燃料比に応じが製造されるため，正味の消費量には "&"重水素プラズマ実験により，基本的な性質を中心に，その"$ 比が小さい程，正味の消費量て若干の差が現れる（"&"

確認に取り組んでいるところである．LHD 実験では，陽子が僅かに低下する傾向にある）．一方，DT 反応と同時に進ビームがそれより低い重陽子ビームの減速を妨げる（DD行する DD 反応によって，3He が生成されるが，運転温度

中性子の減衰時間を引き延ばす）現象［２２］や，陽子ビームが低いため D3He 反応による消費はほとんどなく，例えば入射による DD 反応率係数の１桁以上の増加［２９］を観測し

"&"
!
"$ !!
"の場合，1 GW の熱出力で１年間運転した場合，ている．実験では，目的とする重陽子速度分布関数の変化

約 1.7 kg の3He が製造されることになる．さらに，3He は，を観るために，敢えて陽子ビームを使用している．この理DT 炉システムに保有される大量の T の崩壊（半減期１２年

由の一つに，核弾性散乱効果を明確に観分けるに際し，

程度）によっても製造されることを強調しておきたい．

180 keV のビーム入射エネルギーが十分に高くはない（重T → 3He ＋ e ＋ #'陽子速度分布関数上に形成されるノックオンテイルの大き（２）

さはビームテイルに比べて数桁小さく，その識別のために核融合炉の T インベントリーについては，現時点で完全に粒子種を変える必要がある）という事情がある．ノックオ

把握・予測ができている訳ではないが，過去の評価の中にンテイルの大きさが，ビームテイルと同程度となるためには運転開始時点だけを見ても 20 kg を超える初期 T 保有がは，ビーム入射エネルギーを高める必要がある．核弾性散

望ましいとの考えも存在する［３１］．多数の DT 炉が存在す

乱効果は，外部からのビームによるものだけではなく，プる未来の状況下では，核融合燃料サイクルの中で，必要なラズマ中に潜在的に存在する核融合反応で生成される高速

3

He を自然に確保できる可能性がある．

イオンに対して重要となることが指摘されており
［１３，
１８‐

"$ 比を，0.1，
次に，表２に D3He プラズマに対して，"#%'"

２９］，その効果を見極めるためにも，今後，さらに高いビー

0.2，0.5 に維持した場合に対する温度 80 keV の D3He プラ

ムエネルギーを想定した実験的検証が必要と考えている．

表１

14.7 MeV 陽子は，3.52 MeV アルファ粒子と比較して，約２倍のラーマー半径を持つため，閉じ込めに際しては，よDT プラズマにおける T 消費量及び3He 製造量．

"&""$ ratio

り高い磁場（或は体積の大きなプラズマ）が必要と考えら

T Consumption [kg/GWy]
burning
productionnet
3He production [kg/GWy]
burning
production
net

れる．磁場強度は放射損失に直結し，プラズマ体積は壁負荷に影響する．先進燃料で要求される高密度運転では，高速イオンの減速が促進される．核弾性散乱効果により減速がさらに強まる可能性もある．減速の促進とは，裏を返せ
ばイオン加熱が促進されることを意味し，炉心成立条件の緩和に繋がる可能性もある．これ等を相互的に勘案した上で，検討を進める必要がある．
６９

DT（!!20 kV）
0.1

0.2

1.0

−54.3
1.52
−52.8

−54.7
0.76
−53.9

−54.9
0.15
−54.8

0.00
1.67
1.67

0.00
0.84
0.84

0.00
0.17
0.17

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.98, No.2 February 2022

D3He プラズマにおける3He 消費量及び T 製造量．

表２"" ratio"!#$!

ラズマに供給しつつ燃焼を維持していることにも注意が必要である．ここでは，先進燃料プラズマ研究の概要を示す

D3He（!!80 keV）
0.1

0.2

0.5

−30.7
25.8
−4.9

−40.5
17.0
−23.5

−47.9
8.0
−39.8

−13.3
21.0
7.7

−6.4
13.8
7.4

−2.1
6.5
4.5

ことを目的として，核融合燃料サイクルの観点から，その3He consumption [kg/GWy]

burning
productionnet
T production [kg/GWy]
burning
production
net

研究の一例を紹介したものであり，今後の先進燃料プラズ
マ研究の進展を期待したい．

２．
５ おわりにDT プラズマ中には，D，T 以外に多種のイオンが存在
し，複数の反応が相応の反応率を有して同時に進行する．
燃料イオン密度の制御により，複数の核融合反応が絡んだ様々な特徴を持つ核燃焼（先進燃料）プラズマが，温度−3ズマ 運 転 点 に お け る T の 消 費 量 及 び He の 製 造 量 を 示

密度空間に描き出される．これらは，単一の核融合装置だ

す．今度は D3He プラズマであるため，主に3He が消費されけの話に留まらず，核融合燃料サイクルと言う，複数の装る．但し，DT プラズマと異なり，出力のほぼ全てを D3He

置の共存環境を創出し得る．持続可能な人類の繁栄に貢献"" 燃料比に応じ反応１種類で担う訳ではないため，"!#$!

する核融合システムの構築に挑戦するにあたり，このようて D3He 反応が占める割合は DT プラズマと比べてより大な視点は将来に亘るひとつの重要な研究対象となるであろ3

きく変化する．又，燃料比に応じて DD 反応による He の製う．

造量も変わるため，正味の3He 消費量は燃料比に大きく依本章では，先進燃料プラズマの概要を理解することを念存する．又，DT 燃焼の割合は小さく，T を製造できること

頭に，簡便なモデルに基づいて話を進めてきた．先進燃料になる．

プラズマでは前述の通り，非熱的核反応を引き起こす高速

表１及び２を見比べ，さらに DT 炉システム内に存在すの燃料イオン存在比率が高まり，その正確な取り扱いが重3

る T の崩壊も考慮すると，稀少核融合燃料資源である He要となる．又，高速イオンの減速挙動に対する大角度散乱と T について，循環的な燃料サイクルが浮かび上がる．一の影響が重要となると予想されるが，十分に理解が進んで

3

3

般的に， He は地上に存在せず，それが D Heプラズマの実いない点も多く，今後実験と並行した現象把握へのアプ

現に対する大きな課題とされている．しかしながら，十分

ローチが必要である．特に，プラズマ挙動，不安定性に対な台数の DT 炉が存在する未来においては，上述のようなする影響は興味深い．微視的な分布関数挙動に連動して敏仕組みで，D3He 核融合を実現可能な3He が核融合システム

感に変化する核融合反応率（内部加熱率），巨視的プラズ

群の中で自然に製造され得る．例えば，１０数台程度の熱出

マの振る舞い，をコンシステントに取り扱うための手法の力２−3 GW の DT 炉を１年間運転することで，1 GW 出力開発・検証は重要となるであろう．DT プラズマを中心との D3He 炉を１年間稼働するための3He を確保できる可能

する核融合研究開発を推し進める中で，広い視野で将来の3性がある．この場合は，年間 7 kg 程度の T を He 供給元の核融合システム像を描きつつ，研究開発にあたることが望

１０数 台 の DT 炉 に 返 還 で き る こ と に な る．図６に，

まれる．

3

DT/D He 核融合炉燃料サイクルのイメージ図を示す．

謝

上述の概念は，高速イオンに対して十分な閉じ込め性能

辞を有する高ベータプラズマ閉じ込め装置が存在することが先進燃料核融合の研究を進めるにあたり，渡辺二太先前提である．又，燃料サイクルにおける回収や注入に関わ生，百田弘先生，冨田幸博先生，中尾安幸先生，御手洗修る効率は考慮せず，単純な製造と核反応による消費のマス

先生を始めとして多くの先生方にご指導を頂きました．核バランスからの概算である．DT，D3He プラズマ内でそれ

弾性散乱効果の実験的検証においては，長壁正樹先生，磯ぞれ製造される T，3He については，燃料の一部としてプ

部光孝先生，小川国大先生，西谷健夫先生，LHD 実験チー
ムの皆様をはじめ多くの先生方に現在に至るまでご議論・ご支援を頂いております．又，核融合燃料サイクルに関しては，飛田健次先生，坂本宜照様，日渡良爾様，染谷洋二
様，西川正史先生，相良明男先生，小西哲之先生，QST
原型炉設計特別チーム，JAEA 高温ガス炉グループの皆様に，T 確保の観点から有益なご議論をいただいてまいりま
した．深く感謝申し上げます．

参考文献

図６

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DT/D3He 核融合炉燃料サイクルのイメージ．

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