J. Plasma Fusion Res. Vol.100, No.4 (2024) 173-177

解説

核融合炉重水素トリチウム混合ペレットの検査手法の研究開発
R&D on Inspection Method of Deuterium-Tritium Pellets for Fusion Reactor
山 ノ 井 航 平，岩 本 晃 史 1 ），原正 憲2）

YAMANOI Kohei, IWAMOTO Akifumi 1 ）and HARA Masanori 2 ）大阪大学レーザー科学研究所， 1 ）核融合科学研究所， 2 ）富山大学研究推進機構水素同位体科学研究センター（原稿受付：2023年11月21日）

重水素-トリチウムを燃料とする核融合炉の設計においては，主な燃料の投入方法である極低温で固体の DT混合ペレットの作成手法および検査手法の確立が重要である．一方でトリチウムは標準状態で気体状の放射性物質であり，材料への高い透過性という取り扱いの難しさから取り扱いできる施設が限られており，基礎的なデータが不足している．このため，我々は重水素-トリチウムを固化し，光学的検査に必須である屈折率を測定した．
水素同位体は固化点が異なるため，固化過程において同位体分離が生じる可能性がある．屈折率を用いて，この同位体分離を測定した．この手法は，実際の DT 混合ペレットの検査手法へと応用が可能である．
Keywords:
deterium-tritium pellet, fusion, solid tritium, inspection method, optical measurement, fuel pellet

1 ．はじめにる．水素の同位体は三重点が異なる（H2：13.80 K，D2：

重水素 - トリチウム燃料で動作する核融合炉では，磁場18.73 K，T2：20.6 K）（図 1 参照）［6］ために，固化過程

核融合ではガスパフ，固体ペレット入射，中性粒子ビーにおいて混合比が不均一になり，ガスの DT 比とペレットム入射加熱（NBI: Neutral Beam Injection heating），慣の混合比が一致しない可能性が想定される．例えば，密性核融合で固体ペレットにより供給することを想定して閉した容器内で固化した時，融点の違いから T2 が先に固いる．磁場核融合のプラズマ中心もしくは慣性核融合の化することが考えられる．図 2 にイメージ図を示すよう炉心へ燃料を直接的に供給できるペレット注入においてに，容器内の外側から内側へ向けて固化が進むとした時，は，水素分子状の重水素（D）とトリチウム（T）を混合

ペレットの表面では T が，内面では D が多くなることが予した固体状のペレット（一般的に慣性核融合では燃料ター想される．このような DT 分布を持つペレットをパイプガゲットと呼称するが，紛らわしいために以下，DT 混合ペン内で入射すると，加速によって表面から氷塊し，プラレットと記述する）を使用する．この時，磁場核融合のズマ中心部へと到達する燃料は D の比率が高い物になる．

ペレットは 0.4〜6 mm 程度［1］の大きさであり，現状の設計では決まった形状があるわけではない．DT 混合ペレッ
ト 1 個あたりのトリチウムの放射能は約 6 × 1021 Bq になり［2］，これらを毎秒数個の間隔で，500〜2000 m/s の速度で射出する必要がある［3］．インジェクションには DTガスを使ったガス圧によって加速するパイプガンが検討されている．現状，十分な加速性能があると考えられるが，入射量の 100 倍程度の膨大なガスが必要となることが最大の懸念点である．また，DT 混合ペレット 1 個を加速によって入射するとパイプガンの銃身が発熱するため，連続的な運転は難しい．さらに，DT 混合ペレットの製氷部分とインジェクション部分は一体となるため，製氷速度によって必要なパイプガンの数が決まる．例えば， 1 個の製氷時間を 30 秒とすると，3 Hz で射出するには 100 本のパイプガンが必要になる．DT 混合ペレットは，パイプガン内で氷解しながら加速され，プラズマ中心へと到達する［4，5］．この時，DT 混合ペレットの DT の混合比が重要であ

図1

水素同位体の極低温での蒸気圧曲線［6］．

Institute of Laser Engineering, Osaka University, Suita, OSAKA 565-0871, Japancorresponding author’s e-mail: yamanoi.kohei.ile@osaka-u.ac.jp

173Ⓒ2024 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchJournal of Plasma and Fusion Research

Vol.100, No.4

April 2024

ムプロセス研究棟や大阪大学レーザー科学研究所，富山大学研究推進機構水素同位体科学研究センターに限られる．さらに，DT，T2 をはじめとする水素同位体の固化には，低温工学，放射性物質の取扱，水素取扱といった法令まで含めた知識と技術が必須である．さらに極低温環
図２

境の限られた環境で極少量のサンプルに対して物性を正慣性核融合（ICF）と磁場核融合（MCF）の燃料ペレットにおける D と T の分離発生のイメージ図．

確に測定する技術も求められる．現状，DT 混合ペレットの製造技術とその評価技術は確立しておらず，研究が進められているところである．本記事では，実際のトリチ例えわずかな D と T の分離であっても，連続運転では燃料ウム取扱技術の詳細を含め，DT 混合ペレットの作成と屈を絶えず投入する必要があるため，長時間の連続運転で折率測定および固化による同位体分離を紹介する．

炉内の D と T の比に偏りが発生し，効率的な核融合反応の妨げになる可能性がある．

2 ．DT 混合ペレットの生成実験

一方，慣性核融合では，レーザーによる均一圧縮が必

国内での DT 固体作成の実例として大阪大学レーザー要であるため，DT 混合ペレットは直径 3〜5 mm の中空球科学研究所で実施した実験を紹介する．レーザー科学研であり，表面及び内部にクラックが無く，高い真球性が究所では慣性核融合の燃料ペレットを開発している．慣

求められる．現在，米国で使用されている慣性核融合の性核融合の燃料ペレットは中空シェルの形状をしており，燃料ペレットは，プラスチック等のシェル内で DT ガスを高い真球性と膜圧の制御が必要である．そのため，光線固化させ，結晶を徐々に成長させることで均一な DT シェ

追跡法などの光学的な手法によって膜圧およびクラックルを作成している［7-9］．慣性核融合の場合，レーザー照の有無の検査が行われる．光学的な検査には屈折率の値

射によるアブレーションの反作用によって DT 燃料を球のが必須であるが，現状，T2 及び DT の屈折率の値は H2 や内側へと加速，爆縮することで高密度を得る．燃料ペレッD2 からの経験式から推量された値になっている．そのたトの表面はアブレーションによって吹き飛ぶため，DT でめ，我々は固体 DT の屈折率を実験的に測定することを目ある必要はない．通常，断熱材としての役割も持つプラ

的に，約 2.5 TBq の T2 と D2 を用い，固体 DT を作成した．

スチック等がアブレーター層として使用される．慣性核

2．1

融合のインジェクションでは，このアブレーター層（断トリチウムアンプルからの取り出し

図 3 に T2 と D2 を ZrNi ベッドへと吸着させるガス配管熱層）があるため，表面が氷塊することはない．DT 混合の模式図を示す．配管は，体積と圧力からガス量を測定

ペレットは 100 m/s の速度，4〜10 Hz の繰り返しで炉心へす る 部 分 と T2 お よ び D2 を 吸 着 さ せ る ZrNi ベ ッ ト， 真と入射される［10］．しかし，シェル内の外側から内側へ空排気部分から成る．ZrNi ベットは図 4 に示すように，DT 固体が成長するため，結晶の成長方向に沿って D と T

ZrNi 合金が入った SUS 容器の外側に加熱するヒーターとの比が変わっていく可能性がある．慣性核融合では，爆熱電対を組み込み，さらにこれらを SUS 容器で封入した 2

縮によって中心部で点火し，アルファ加熱によって燃焼重配管構造になっている． 2 重配管の間の空間は，リークが広がる．シェルの中心部で D が多く，T が少ない構造のした DT ガスを回収できるように，真空排気できるバルブ

場合，爆縮後に点火点となる中心部の D と T 比が 1：1 ではポートが接続れている．ZrNi 合金（約 0.5 g）は，あらかなくなり，核融合反応の効率が下がる可能性がある．

じめ軽水素を用いて水素吸蔵合金として活性化させ，D2以上のように，重水素 - トリチウム燃料で動作する核融ガスを用いて吸着脱離能力を調べている．ZrNi 合金は熱合炉における燃料システムの設計には DT ペレット製氷技

平衡状態で水素放出圧力の同位体依存性が小さく，D と T術（混合比制御，製氷速度）の技術開発が非常に重要であを 1 対 1 で放出でき，吸蔵と放出の繰り返しによる劣化がる．一方で，固体燃料技術の設計には燃料となる固体 DT少ないことから，これを選定した［11］．真空ポンプを除及び T2 の物性値が必須である．しかし，現状で使用されているデータの多くは軽水素および重水素からの推量値が多く，正確な実測データは少ない．特にトリチウムは β崩壊によって 3He へと変わるため，β 線による加熱や 3Heの発生によって，経験式から求めたデータと実際の核融合炉で必要な実効的なデータが異なる可能性が高い．これらのデータが不足している要因として，トリチウムは標準状態で気体状の放射性物質であり，材料への高い透過性という取り扱いの難しさにある．純粋な T2 を固化させると，たった 1 cm3（0.26 g）の量であっても，その放射能は約 92 テラベクレル（TBq）になる．このような大容量のトリチウムを取り扱うことができる施設は国内では日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のトリチウ

図3

174

アンプルから ZrNi ベッドへと吸着させるガス配管の模式．

CommentaryR&D on Inspection Method of Deuterium-Tritium Pellets for Fusion Reactor	

図5

K. Yamanoi et al.

DT 混合ペレットの充填固化装置概要図．

ム量を少なくするために，セル内は可能な限り内容積を図4小さくしている．液化，固化を行う場合，停電などの何ZrNi ベッドの概略図．

らかのアクシデントで急な昇温が発生した時，セル内の圧力が急激に上昇し，トリチウム漏洩のリスクが上がる．

く全てのガス配管は大型のグローブボックス内に入ってこの対策として，圧力を逃がす安全弁とバッファタンクおり，グローブボックスはトリチウム除去装置に接続さを接続している．なお，これらのガス配管系内は軽水素れている．また，このトリチウム除去装置を稼働させたの混入を抑えるために D2 で共洗いをしている．

状態で作業を実施し，グローブボックス内とグローブボッDT 混合ガスを吸着させた ZrNi ベッドをこの充填固化

クスのある使用室内のトリチウム濃度は，電離箱にて常装置に接続し，真空排気を行った後に固化セルを約 20 Kにモニターされている．T2 ガスを封入したガラスアンプまで冷却し，ZrNi を 400 ℃に加熱し，DT ガスを放出する．

ル は，American Radiolabeled Chemicals Inc. 社 製 の 物放出された DT ガスはセル内に気体として導入される．セを 2 本使用した．

ルの温度を徐々に下げることで，液化，固化を行った．
実際に液化，固化の過程を CCD カメラで観測した結果をアンプルとガス配管をガラス器具を用いて接続し，系

図 6 に示す．

内を真空排気する．接続部に入れた金属を外側から永久磁石で操作し，アンプル先端のブレイカブルシールを破壊することで取り出す．取り出した T2 ガスはあらかじめ

3 ．DT 混合ペレットの屈折率測定

内容積のわかっている系内で体積と圧力を測定し，水素3．1

DT の屈折率測定吸蔵合金である ZrNi ベッドへ吸着させた．さらに，T2楔形のセル内にて DT 液体及び固体を作成した後，レーガスと同量の D2 ガスを同じ系内で圧力を調整しながら，ザーを照射し，真空時と比較した時のレーザースポット

ZrNi ベットへと吸着させた．D2 および T2 は ZrNi ベッドの位置のシフトを観測することで，屈折角を求め，スネ内で水素状分子ではなく ZrX2，ZrNiX（X＝ D もしくは T）
3ルの法則より，屈折率を測定した．なお，実際には図 7などの形で吸着されるため，放出時には D2，DT，T2 の化に示すようにレーザースポットの位置変化を 2 箇所で観測学形態になり，これらの比は吸着させた D2 と T2 の割合にすることで，試料である固体 DT からの距離を測定し，屈依存する［12］．例えば，今回のように D2：T2 ＝ 1：1 の場折角を求めている．図 8 に屈折率を測定した結果を示す．

合には D2：DT：T2 ＝ 1：2：1 の割合になる．

屈折率は低温になれば上がる負の温度依存性（dn/dT）を2．2持つ．固体の屈折率の温度依存性はローレンツ・ローレ

DT ガスの充填固化

次に，図 5 に示す充填固化装置の説明を行う．この装ンツの式から導かれる下記の式（ 1 ）で表される［13，14］．

置は，充填した ZrNi ベッドを取り扱うライン，真空排気およびガス分析を行う分析ライン，液化と固化を行うクライオスタットラインから成る．DT 混合ガスが充填されているメインの ZrNi ベッドとは別に，吸蔵能力が低下した時に備えて予備の ZrNi ベッドを用意している．クライオスタットラインも同じく DT ガスを液化，固化させるセルと SUS の真空容器の 2 重配管になっており，セルからの DT ガス漏洩が発生した際にもトリチウムを回収できるようにしている．また，セルは屈折率測定を想定したサファイア窓付きの楔形をしており，取り扱うトリチウ

図 6 （a）液化（b）固化した DT．

175

Journal of Plasma and Fusion Research

Vol.100, No.4

April 2024

（ 2 ）に同位体は H2，D2，T2 の順に屈折率が高くなる．式
示すローレンツ・ローレンツの式より，屈折率を測定することで，混合物の比を求めることが可能である．

（） （）2nHDnH2 －1nD2 －1－1   ＝    ϕH＋    ϕD22nHD＋2nH＋2nD2 ＋2（２）ΦH＋ΦD＝1

（３）

ΦH, ΦD→xH, xD

（4）

ここで，n はそれぞれの屈折率，ϕ は体積分率，x はモル分率である［16-18］．
図 9 に H2 と D2 混合ガスを用いた固化過程での屈折率測定による H2 と D2 の分布測定を行った実験系を示す．楔形
図7

セル内に液体の H2 および D2 を 1：1 の比で充填し，下方極低温環境での DT 混合ペレットの屈折率測定図［15］．

向から徐々に温度を下げて固化を行う．その際，セルの縦方向に伸ばしたレーザースポットを用いて固化過程の屈折率分布の測定を行った．これにより縦方向の屈折率分布を測定できる．
図 10（a）に 屈 折 率 分 布 の 結 果 を 示 す． 液 体 状 態（ 約16.3 K）では屈折率が均一であることがわかる．下部より徐々に温度を下げて固化させていく．約 15.6 K でセルの下部から固化が始まり，固化した部分の屈折率が高くなっている．同時に，液体部分の屈折率が一様に低下していることがわかる．これは，屈折率の高い D2 の濃度が，固化した部分で高くなり，液体中の D2 の濃度が低くなっていることを意味する．つまり，D2 から先に固化が始まっていると言える．これら屈折率の値を式（ 2 ）およ
図8

び H2，D2 のそれぞれの屈折率を用いて H2：D2 の比に変換

DT 固体の屈折率の温度依存性．

した（図 10（b））．H2 と D2 の分離は固化の始まった箇所
dn （n2－1）（n2＋2）＝       （Φ－β）
dT6nが最大であり，D2：H2 ＝ 6：4 の比となった．この分離は，
図 11 の H2 と D2 の全率固溶型状態図［19］から説明できる．

（1）

H2：D2 が 1：1 の時，固化は約 16.5 K から始まり，その固ここで，n はそれぞれの屈折率，ϕ は分極度，β は熱膨張

体中の比は D2：H2 ＝ 7.4：3.6 程度であり，今回の測定と良係数である．

い一致を示す．その後，さらに温度を下げていくと比が一般的に屈折率は密度が増加するに従って増加する．
透過端付近では，屈折率もしくは分極率は増加し，屈折率の温度依存性 dn/dT は分極度 Φ に比例して正の依存性を持つ．固体の水素分子のような分子結晶では一般的に共有結合結晶やイオン結晶，金属結晶と比べて高い熱膨張率を持つ．実際，0〜14 K で 1 % の線熱膨張係数を持つ．
一般的なガラス材料では，10－5 から 10－6/K の線熱膨張係

図 9 （a）縦方向の屈折率分布測定の模式図と（b）縦方向に広がったレーザースポットの位置変化を写した写真．

数を持つことを考えると，大きな値であることがわかる．
この高い熱膨張係数によって負の dn/dT になっていると考えられる．
なお，D：T の比は屈折率測定後に，四重極質量分析装置にて計測し，同位体効果による感度補正を加味してD：T ＝ 55：45 になっていることを確認している［15］．
3．2

固化による水素同位体の同位体分離

最初に説明したように，水素同位体の固化温度もしく
は三重点の違いから，DT 混合ガスを固化する際に分離が発生することが考えられる．我々は，H2 および D2 を固化させることで，水素同位体の分離挙動を観測した．水素図10 （a）屈折率分布の結果（b）H2と D2のモル分率．

176

CommentaryR&D on Inspection Method of Deuterium-Tritium Pellets for Fusion Reactor	K. Yamanoi et al.

的に検査する手法への応用が考えられる．このようにトリチウムの物性値を明らかにすることで，DT 混合ペレットの作成手法や検査手法の開発へと役立てることができる．特に，トリチウムでは β 崩壊による He 発生や β 加熱（発熱）の影響を考慮した実効的な物性値評価が求められる．今後の原型炉をはじめとする核融合発電炉での燃料部分の設計の実現を期待する．

参考文献

図11

［ 1 ］R.S. Craxton et al., Phy. Plasmas 22, 110501 (2015).
［ 2 ］B. Ploeckl et al., Fusion Sci. Technol. 77, 266 (2021).
［ 3 ］P.T. Lang et al., Fus. Eng. Des. 96-97, 123 (2015).
［ 4 ］坂本隆一，星野光保：プラズマ・核融合学会誌 83, 560(2007).
［ 5 ］S.K. Combs and L.R. Baylor, Fusion Sci. Technol. 73,493 (2018).
［ 6 ］H.M. Mittlehauser et al., Cryogenics 4, 368 (1964).
［ 7 ］V. Draggoo, Health Phy. 104, 571 (2013).
［ 8 ］S.W. Haan et al., Phys. Plasmas 18, 051001 (2011).
［ 9 ］D.N. Bittner et al., Fusion Sci. Technol. 35, 244(2019).
［10］T. Norimatsu et al., J. Plasma Fusion Res. 82, 817(2006).
［11］K. Watanabe et al., Fuson Technol. 28, 1437 (1995).
［12］G. Libowitz et al., J. Phys. Chem. 62, 76 (1958).
［13］L. Prod’homme, Phys. Chem. Glasses 1, 119 (1960).
［14］T. Komatsu et al., J. Ceram. Soc. JAPAN 126, 8(2018).
［15］K. Iwano et al., Sci. Rep. 12, 2223 (2022).
［16］K. Narendra et al., Asian J. Appl. Sci. 4, 535 (2011).
［17］D.E. Diller et al., J. Chem. Phys. 49, 3096 (1968).
［18］G.E. Childs and D.E. Diller, Adv. Cry. Erg. 15, 65(1995).
［19］D. White and J.R. Grenier J. Chem. Phys. 42, 4152
(1965).
［20］J. Zhang et al., Nucl. Fusion 63, 076020 (2023).
［21］P.W. McKenty et al., J. Appl. Phys. 100, 073302(2006).
［22］T. Lda et al., Radiochim. Acta 56, 209 (1992).
［23］P.C. Souers et al., J. Chem. Phys. 70, 1583 (1979).
［24］V.V. Sechenyh et al., J. Chem. Thermodyn. 43, 1705
(2011).
［25］J. Zhang et al., Fusion Sci. Technol. In press.

H2と D2の全率固溶型状態図［18］．

1：1 に近づいていくが，一度固体なると固体中での拡散がほとんどないために，発生した分離は維持される［20］．
この結果は，DT 混合ペレットを押し出しながら作成するクライオシリンダ（Extruder）方式やパイプガン内で作成する方式などでは，同位体の分離が起こり，炉内のDT 比がガス状態で測定した値と異なる可能性を示している．ただし，D2 と T2 の場合では，固化点の差が H2 と D2ほど大きくなく，さらにトリチウムの β 崩壊による発熱（β加熱）があるため，拡散の効果が期待できるために，同位体分離が抑制される可能性がある［21-24］．
実際の核融合炉においても，屈折率分布から同位体比の分布を求める手法は有効であり，光線追跡法などによる検査手法の開発が期待できる．この時，DT 混合ペレットは T2 と D2 分子だけでなく，DT 分子も含む．各分子の屈折率の値が必要であり，さらに 3 分子の混合体になるため，単純なローレンツ・ローレンツの式から分離を観測することはできない．それぞれの分子の屈折率分散の違いから，多波長計測での同位体の分離の観測が検討されている［25］．

4 ．おわりにDT 混合ペレットの開発に向けて，トリチウムの取り扱い手法の説明に加え，DT の固化のデモンストレーションと屈折率測定，屈折率の分布測定による水素同位体の固化過程における同位体分離の観測を紹介した．屈折率分布による同位体分布を測定する手法など，固体 DT を光学

やまい

こう へい

山 ノ 井 航 平
国立大学法人大阪大学レーザー科学研究所
准教授．レーザー核融合炉工学，核融合燃料開発，レーザー照射ターゲット開発に従事している．光や放射線を使った材料分析を得意としており，アモルファスから結晶，有機から無機まであらゆる材料を取り扱っている．

177