J. Plasma Fusion Res. Vol.92, No.1 (2016)２‐１３

解説

核燃焼プラズマ運転に向けたダスト研究の進展
Progress of the Dust Research toward the Fusion Plasma Operation
増崎貴

MASUZAKI Suguru
核融合科学研究所（原稿受付：２
０
１
５年１
１月１
７日）

核融合装置において，ダストがどのように発生して，どのように輸送されるのかは，核燃焼プラズマ性能とその保持に影響を及ぼし得ることから，重要な研究課題となってきた．またダストがどのくらい水素同位体を含み得るのかは，核融合炉運用にあたり，トリチウム経済や安全の観点から，やはり重要な研究課題となってきた．
本解説では，「核燃焼プラズマ運転」として，核燃焼プラズマの保持だけでなく核融合炉の運用まで考え，これらの研究課題について，これまでに得られている理解と現在の研究状況を解説する．ITER のダイバータ板が全タ
ングステンになったこと，核融合炉のプラズマ対向材料の有力な候補がタングステンであることから，特に金属ダストに注目する．また，核融合炉の運転に関わる，真空容器内のダスト蓄積量の管理とモニタリングについて，
核燃焼プラズマ装置に最も近くなるであろう ITER における検討状況についても解説する．
Keywords:
dust, dust generation, dust transport, dust accumulation, tritium retention in dusts, safety in fusion reactor,
dust monitoring

１．はじめにのダストの運動・モデリングについては［３，４］に，実際の「塵も積もれば山となる．」小事を疎かにすることなかれ

核融合装置におけるダストの観測や分析については［５，６］との格言だが，核融合エネルギーの実用化に向けては言葉で，それぞれ紹介されている．一方，直近の学会誌の記事

通りの意味である．大きさにして高々１
００マイクロメート

から本解説までの間に，ITER のダイバータ材料がタングル程度のダスト（塵）は，従来の核融合実験装置において，

ステンと炭素の組み合わせから，タングステンに変更され

主として不純物源としてプラズマ実験に影響を与えてきた［７］．将来の核融合炉のプラズマ対向材料の有力な候補

た．特に LHD で，長パルス放電時にダストがプラズマ中にがタングステンであることや，ITER のダイバータ材料の飛び込んで放電が停止することが報告されたことは［１］，変更により，核融合関係のダスト研究は，炭素ダストの研

核融合装置におけるダスト研究にインパクトを与えた．一究から，タングステンや，ITER の第一壁材料であるベリ

方，核燃焼プラズマ運転は，安全の観点からもダストの影

リウムなど金属ダストの研究にシフトしたと思える．そこ

響を受けることになる．核融合炉内のダストは，放射化しで本解説では，特に金属ダストに注目して，最近の研究や，ている，あるいはトリチウムを吸蔵していると考えられる

必要に応じて少し前の研究，および炭素ダストの研究も交こと，また多量のダストが真空容器内に蓄積されると，何えて，核融合プラズマ運転に向けたダスト研究の進展を解らかのアクシデントによる真空容器内冷却水漏の場合や真説する．

空が破れた場合に，それぞれ安全上の問題が起きる可能性

図１に，核融合装置におけるダストに関する課題を示しがあるためである［２］．そのため，現在フランスで建設中のている．ダストの素となるスパッタリングや溶融などがあ

国際熱核融合実験炉 ITER では，運転の許認可を得るにあり，ダストが発生する．発生したダストは，主プラズマ中

たり，トリチウムの管理と並んで真空容器内のダストの管に入ってプラズマ性能を劣化させたり，真空容器内のいず理が重要な項目となっており，国際トカマク物理活動（In-

こかに堆積する．堆積したダストが再び動いて別の場所へ

ternational Tokamak Physics Activities，ITPA）の，計測輸送されることもある．堆積したダストは燃料であるトリ

グループおよび周辺プラズマ・ダイバータグループにおいチウムを蓄積し，トリチウム収支に影響を与え得る．堆積てそれぞれ，ダストの計測・モニタリング，ダストの発したダストはまた，真空容器の大気開放時，アクシデント

生・輸送などが検討，議論されている．

による大気突入や真空容器内冷却水漏れにより，安全や環核融合装置におけるダスト研究は，これまでも本学会誌

境に影響を与えることも考えられる．これらの課題に対しにおいて幾度か紹介されてきている．プラズマやシース中て，次章においては ITER や将来の核融合炉で考えられる

National Institute for Fusion Science, Toki, GIFU 509-5292, Japanauthor’s e-mail: masuzaki@LHD.nifs.ac.jp

２!2016 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Commentary

Progress of the Dust Research toward the Fusion Plasma Operation

図２

S. Masuzaki

核融合装置で考えられる様々なダストの発生形成過程とダストの形状．

［１０‐１３］．また，宇宙におけるダスト生成についても，本学会誌小特集で解説されている［１４］．プロセスプラズマにおいてダストの素となるのは，プラズマ中の，ナノメートル
よりも小さい化学的に極めて活性な反応種分子であり，これらの反応により核が形成される．核が凝縮（condensation）や衝突，ファンデルワールス力により凝集し，数ナノメートル程度のクラスターが形成される．この程度のサイズの粒子は，イオンや電子の付着により，その電荷は正・負・中性と変化し得る．クラスターはさらに凝集して１０ナ
図１核融合炉におけるダストに関する課題．

ノメートルよりも大きなダストを形成する．１０ナノメート
ル程度よりも大きくなると，ダストの電荷はプラズマからダストの発生機構研究について述べる．３章においては，流入するイオン束・電子束のバランスにより決まるように発生したダストの輸送研究について述べる．４章では核融なり，通常負に帯電する．一方，イオン，電子や光子の衝合炉での炉内トリチウム蓄積に関係するダストへの水素同突による二次電子放出，熱電子放出がダストの負電荷を減位体蓄積研究について述べる．５章においては，将来の核じる形でダストの電荷決定に寄与する［９］．

融合炉のひな型として ITER におけるダスト管理と，そのタングステンなど金属の場合でも，プラズマの素が異なために必要な ダ スト の 計 測・モ ニ タ リ ン グ に つ いて述るものの，その後のクラスター形成や帯電による凝集過程

べ，６章において本解説をまとめる．

は，プロセスプラズマ中と同様に起き得ると考えられる．
実際，タングステンを陰極材料に用いたアルゴングロー放２．核融合装置におけるダスト発生機構とダストの観察

電実験において，タングステンダストのプラズマ中での形

核融合炉を定常的に長期間運転するためには，真空容器

中でのタングステンダスト生成実験が報告されている内のダストは，その発生を極力抑制することが望ましい．

［１７］．参考文献［１５］のグロー放電実験は，上部にタングス

そのためにはダストの発生・形成過程の理解が必須とな

テン陰極，下部に陽極を配した平行平板放電で行われ，動る．図２に，図１の「ダスト発生・形成過程」に関わる部

作ガス圧は 60 Pa，放電電流密度は 0.53 mA/cm２に固定さ分について，核融合炉において考えられるダストの発生形

れた．走査型電子顕微鏡（SEM）および透過型電子顕微鏡

成過程とダストの形状を示している．ダストの発生・形成（TEM）により発生したダストの観察・分析が行われた．

は大きく，プラズマ中での形成と，壁表面での発生に分け

図３に，観察されたタングステンダストの写真とダストサられよう．
「ダストの素」としては，材料の損耗過程で発

イズの数分布を示す．得られた分布は，３０ナノメートル程

生する原子・分子が凝集したクラスター，溶融や巨視的・度の大きさにピークをもつ対数正規分布（log-normal 分

微視的損傷で発生する粒子が挙げられる．また結果として布）であるとされている．観察やサイズ分布分析から，２発生するダストは，球状，堆積層が剥がれたようなフレー−４ナノメートルの微小晶子（nanocrystalline）が凝集しク状，その他，に分類している．ここで球状とは，必ずして，３０ナノメートル程度の primary particle を形成し，さらも「球」ではなく，表面が滑らかなダストを指す．本章でなる凝集により１５０ナノメートル程度の大きさになっていはまず，図２を基にして，ダスト発生機構について解説すると考えられている．図３はまた，放電時間が長くなるとる．次に，実機，特に金属プラズマ対向壁装置において，ど１００ナノメートルをこえるダストが形成され，サイズ分布のようなダストが観測され，どのような発生・形成機構がは対数正規分布ではフィットできなくなることも示してい働いているか，に関する研究を紹介する．

る．核融合装置においてプラズマ中でのダスト形成のため

２．
１ プラズマ中でのダスト形成過程のダストの素となるのは，上のグロー放電実験と同様に，

成が観測されている［１５，１６］．また最近，マグネトロン放電

プラズマ中でのダスト形成過程は，プラズマプロセス分

スパッタリングや昇華によりプラズマ対向壁からプラズマ

野や宇宙プラズマ分野において研究 が 進 め ら れ てきた

中に入る原子や分子，nanocrystalline と考えられる．核融［８，９］．プラズマプロセス分野では，シラン（SiH4）を動作

合装置中では中性粒子圧力は数Pa程度と考えられ，上の実ガスとする反応性プラズマにおけるシリコンダスト生成に

験に比べて一桁程度低い．そのため，同様にプラズマ中でついて研究が行われ，本学会誌でも解説が掲載されている

ダストが形成され得るか，今後実機やさらに低圧のプラズ
３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.1 January 2016

点からも重要である．
さてこの再堆積層は，いつまでも厚くなり続けることができるわけではない．再堆積層の一部は剥離してダストとなる．剥離の原因は，スパッタリング成膜された薄膜などと同様に，熱応力などの内部応力が考えられる．この場合剥離は，基板と膜あるいは堆積層との密着性が弱いと起こりやすい．そのため，再堆積層が形成された際の条件により，剥離の起こりやすさは変わる．剥離の条件は，堆積層形成時の堆積物入射エネルギーや，堆積層の厚さ，基板温度，熱負荷など様々な要素が関係する．今後，ITER や核融合炉での再堆積層剥離によるダスト生成量を知るためには，これらの装置で想定される環境において，例えば剥離が起きる典型的な再堆積層厚さなど，再堆積層が剥離する
条件を明らかにすることが必要と考えられる．実際に現在，ITER におけるベリリウム堆積層の剥離を予測するための研究が進められている［２３］．
図３

グロー放電で生成されたタングステンダスト［１
５］
．（a）
１
２
０秒の放電後に SEM で観察したダスト．挿入図はダストのサイズ分布で，対数正規分布でフィッティングしている．（b）
６
０秒の放電後に TEM で観察した３０ナノメートル程度のprimary particle．（c）３００秒の放電後にTEMで観察したダスト．挿入図はダストのサイズ分布．（d）（c）
図中の四角部の拡大写真．数ナノメートルの nanocrystalline から形成されていることがわかる．

２．
２．
２ プラズマ対向材の損傷に伴うダスト生成
ここでは損傷として，溶融，亀裂，ブリスタリングの破裂，粒界脆化について述べる．これらの損傷については，
これまでに本学会誌においても解説されているが［６，２４］，ここでも再度取り上げ，ダスト生成との関係について述べたい．
２．
２．
２．
１ 溶融に伴うダスト生成

マ放電実験で調べる必要がある．

プラズマ対向壁には定常的にかかる熱負荷の他に，特に

２．
２ 壁表面でのダスト形成過程

トカマク型装置においては，ディスラプション，プラズマ

図２に示すように，壁表面でのダスト発生・形成には，の垂直移動現象（Vertical Displacement Events，VDEs），

堆積層の剥離，対向壁表面の溶融による液滴の発生，亀裂

周辺局在モード（Edge Localized Modes，ELMs）などによ形成時の破断面からの結晶粒・粒塊の脱離，ブリスタリン

り，過渡的に大きな熱負荷がかかることがある．図４に，

グの破裂，粒界脆化による結晶粒・粒塊の脱離，などの原ITER におけるこれら過渡的熱負荷による熱流束と熱負荷因が考えられる［１８］．この節では，それぞれの過程につい継続時間を示す［２５］．既存の核融合装置においては，これて解説する．

らの熱負荷によりプラズマ対向壁が大きな損傷を受けたこ

２．
２．
１ 堆積層の剥離とは報告されていないが，プラズマ蓄積エネルギーが既存

核融合装置の真空容器内材料輸送研究では，プラズマ対の装置に比べてはるかに大きくなる ITER や核融合炉にお向壁の何処が損耗して何処へ堆積するのか，が調べられていてはプラズマ対向壁に大きな損傷をもたらす可能性があいる．これまでの研究により，炭素をプラズマ対向材料とり，懸念されている［１８］．ITER のダイバータ板のためのする下側シングルヌル・ダイバータ配位のトカマク装置に過渡的な熱負荷印加実験は，電子ビーム［２６］，イオンビー

おいては，第一壁は損耗が主であり，!!ドリフトの向き

ム［２７］，プラズマ［２８］を，材料試料やダイバータモック

が下向きの場合，損耗した壁材料はスクレイプ・オフ層（Scrape-off layer，SOL）のプラズマ流で運ばれ，トーラス
内側のダイバータに再堆積すると考えられる［１９］．この理解は，すべてのプラズマ対向材をタングステンとしている
ASDEX Upgrade［２０］，そして ITER と同様にベリリウムとタングステンをそれぞれ第一壁材料とダイバータ板材料に用いた JET の ITER like wall（ILW）実験［２１］においても，概ね妥当と考えられる実験結果が得られている．ITER
については，JET での実験結果との比較で妥当性を検証した不純物輸送コード WallDYN を用いた真空容器内材料輸送シミュレーションが行われ，既存の装置で得られている結果と同様に内側ダイバータ部に再堆積層が形成されるという結果が得られている［２２］．再堆積層は，共堆積により
図４

バルク材に比べて多くの水素同位体を蓄積し得ることから，プラズマ運転中の粒子バランスやトリチウム蓄積の観４

ITER に お け る プ ラ ズ マ か ら 対 向 壁 へ の 熱 負 荷［２５］．
n は，ITER 運用中に予測されるこれらの熱負荷の頻度．

Commentary

Progress of the Dust Research toward the Fusion Plasma Operation

S. Masuzaki

QSPA KH-50 におけるタングステン試料へのプラズマ照射

アップに照射することにより行われている．
さて，タングステンは高融点材料であるが，いくつかの（0.75 MJ/m２）の際に高速カメラで撮影した画像を示す

過渡的熱負荷 印 加実 験 結 果 か ら，パ ル ス 熱 負 荷 密度が［２８］．火花のように見えるのは，タングステンが溶けた液

1 MJ/m2（パルス幅 0.5 ms）を越えると表面の溶融が起き滴である．このような現象は splash と呼ばれている．

る と さ れ，溶 融 限 界 と 呼 ば れ て い る［２４］．図４か ら，

プラズマ対向壁の，ELM やディスラプションによる溶ITER では Type-I ELM やディスラプションでタングステ

融は，既存の核融合実験装置においては多くは観察されてンは溶融することになる．また，ITER においては，タングはいないが，空間的スケールが小さいアーキングによる損

ステンダイバータ板上にタングステンとベリリウムの合金

耗は，炭素壁装置と金属壁装置のどちらでも観察されておが形成されると，タングステンに比べて融点が低下するたり，後者の場合，溶融による［３２，３３］．核融合装置では，プ

め，溶融の可能性が高まる［２９］．溶融は，炭素壁核融合装

ラズマ対向壁が陰極と陽極を兼ねる単極アークが発生す

置においては見られない現象であり，金属壁装置の特徴とる．単極アークの陰極点は，陰極点から発生する熱電子電流（"）と磁場（!）による "!!方向と反対の方向に場所を言える．
溶融層表面には，プラズマ流との界面に起きるケルビ

移し，その結果，プラズマ対向壁上に筋状のアーク痕とン・ヘルムホルツ不安定性により波が立ち，溶融した金属なって観察されている．陰極点には局所的に大きな熱負荷の液滴が発生し得ることが指摘されており，後で３．
３節にがかかるため溶融・蒸発し，不安定性や沸騰により液滴がおいて述べるように，計算機シミュレーションが行われて放出され得る［３４］．ASDEX Upgrade で観察されている数いる（図５）［３０］．また，溶融層が沸騰すると，やはり液滴

マイクロメートルの球状ダストは，アークで発生した液滴が放出され得る（図６）［３１］．図７に，プラズマ照射装置であると考えられている［３５］．
２．
２．
２．
２ 亀裂によるダスト生成
溶融に至らない熱負荷でも，繰り返し受けることでタン
グステン表面に亀裂が発生することが観察されている．例
えば，JUDITH では，溶融限界である 2 GW/m2 の約１０分の１である約0.27 GW/m2（パルス幅0.5 ms）のパルス熱負荷
を１００万回程度タングステン試料に照射すると，亀裂が発生することが報告されている［３６］．亀裂が起きた場所では，亀裂発生に伴い破断された結晶粒や結晶粒塊がダストとなる．また，図８に示すようにこれらが破断面に緩やかにくっついたまま残り，ダストの予備軍となる［３７］．
２．
２．
２．
３ ブリスタリングの破裂によるダスト生成

図５

上層にプラズマ，下層に溶融層がある状態において，プラ
ズマ流速（Vp）5 km/s，溶融層流速（Vm）2 m/s におけるタングステン溶融層挙動計算結果．（a）
磁場なし，（b）
流れの方向に 5 T の磁場がある場合，（c）
流れと垂直方向に 5 Tの磁場がある場合［３０］．

ブリスタリングは，材料中に蓄積した水素同位体などガス元素が，表面近傍の結晶粒界や原子空孔などに局所的に集合することにより高い圧力で材料表皮を水ぶくれのよう

図６

気泡の破裂による液滴発生の模式図（［３１］の Fig.1 より）．

図８ （a），（b）
は 共 に，0.15 MJ/m2 の パ ル ス プ ラ ズ マ を６
ショット照射した後のタングステン試料．亀裂が発生し，脆弱な状態の粒塊ができている［３
７］
．

図７

QSPA KH-50 におけるタングステンへのプラズマ照射時の高速カメラ画像．熱負荷は 0.75 MJ/m２（［２
８］
より）
．

図９ （a）
ブリスタリング断面写真（
［３
８］
より）
，（b）
ブリスタリングの破裂によるダスト生成の模式図．

５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.1 January 2016に持ち上げる現象である．表皮を持ち上げる圧力が材料の破断応力を超えると，水ぶくれは破裂し，表皮の破片がダストとして放出されることとなる（図９）．ブリスタリン
グはナノメートル〜ミリメートルスケールまで様々なサイズで出現する［２４］．ブリスタリングは，実機においては，
全タングステン装置である ASDEX-Upgrade などで観察されており，典型的な厚さは数マイクロメートルである．
［３８］．モ リ ブ デ ン を 主 た る プ ラ ズ マ 対 向 材 料 と し た
TRIAM-1M においては，再堆積層が剥離したと考えられ
る，１００マイクロメートルよりも大きなダスト表面に，ブリスタリングが破裂した形跡が観察されている［３９］．実験室
実験では，水素や重水素放電に曝したタングステン試料にブリスタリングが形成され，プラズマ照射中や，プラズマ
照射後に昇温脱離ガス分析のため試料を昇温している最中に，ブリスタリングが破裂し，バースト的に水素や重水素の脱離ガスが増えることが観測されてきた［４０，４１］．また，
電子サイクロトロン共鳴放電で生成した水素プラズマ中に
図１
０ （a）
ヘリウムプラズマ照射後のタングステン試料断面 TEM
写真［６］
．（b）
ヘリウムプラズマ照射後のタングステン試料
へ，重水素プラズマ を 照 射 し た 後 で 観 察 さ れ た ダ ス ト［６］．（c）
ダスト発生の概要図．

タングステン試料を挿入し，タングステン試料に対向してシリコン板を設置して，放電中にブリスタリングが破裂して発生したダストをシリコン板に堆積させ捕集する実験が行われ，イオンの入射エネルギーやイオン照射量を変えてブリスタリングの破裂が観察された．その結果，イオンのASDEX Upgrade トカマク装置などにおいて，シリコン基

入射エネルギーが高くなると少ない照射量でブリスタリン

板を収めた箱状のダスト収集試料ホルダを実験期間中真空グの破裂が起きることが観察されている［４０］．一方，プラ

容器内に設置してダストを採取し，実験終了後にこのホルズマ中に，ヘリウムやベリリウムなど不純物が数％程度含ダ取り出してシリコン基板上のダストの分析を行っている

まれることで，ブリスタリングの形成は抑制されることも

［３５，
３８，
４５，
４６］．同研究所ではさらに，走査型電子顕微鏡に報告されている［４２］．

よるダスト形状・表面分析およびエネルギー分散型 X 線分

２．
２．
２．
４ 粒界の破断に起因するダスト生成

光計測（Energy Dispersive X-ray Spectroscopy，EDX）に核融合炉や，ITER のヘリウム放電および DT 放電では，

よるダストの組成分析を自動化し，多量のダストを分析しヘリウムイオンがプラズマ対向壁に入射する．これまでに．ASDEX Upgrade では，２００７て統計性を高めている［３５］直線型プラズマ装置における実験により，比較的低エネル

年からすべてのプラズマ対向壁の材料をタングステンとしギーのヘリウム入射でも，タングステン材料は損傷を受けた実験を行っており［４７］，核融合炉におけるダストがどのることが明らかになっている［４３］．ヘリウムによる損傷にようなものになるかの一つの参考となる．ただし，多くは起因するダスト生成が，直線型プラズマ装置 NAGDIS-II

炭素材にタングステン被覆を施したものであり，被覆層ので観察されている．タングステン試料温度を 1600 K にし剥離［４８］など，被覆材に特有の現象もあることには注意て，ヘリウムプラズマ照射を行ったところ，図１０（a）に示すが必要である．観測されているダスト形状は大きく分け

ように，タングステン表面にヘリウムバブル層が形成さて，球状（spheroids）とその他（irregularly shaped parti-

れ，結晶粒界にもヘリウムバブルが形成された．このようcles）の２種類であるとしている［３５］．ダストの組成としなタングステンを重水素プラズマに曝露したところ，試料て，タングステン，炭素，ボロンが観察されている．炭素

表面に図１０（b）のようなダストが観察された．このダストはタングステン被覆材の母材であり，ボロンは壁コンディ

は，下側にヘリウムバブル層が形成されていることから，

ショニングのボロニゼーションで真空容器中に導入された

図１０（c）に示すように，結晶粒界に形成されたヘリウムバ

ものである．採取された量は，それぞれ同量程度であった．

ブルのため粒界が脆化し，そこへ重水素プラズマ照射によ

ダストのサイズ分布は，対数正規分布に近い分布であるこり重水素が蓄積したため，その圧力により粒界が破断し，とが示されている．また，タングステンを主成分とする球結晶粒が放出されたと考えられている［４４］．

状ダストのサイズで最も多いのは，約１マイクロメートル

２．
３ 金属壁トカマク装置におけるダスト形状の観察程度であることが示されている［３５］．２．
１節で紹介した，実機でのダスト観察は，実験期間終了後に真空容器内にグロー放電中で成長したタングステンダストのサイズ分布

人が入って粘着テープや真空吸引により真空容器内からダは同じ対数正規分布で近似ができるが，そのピークは３０ナ

ストを採取して行われることが多い．しかしこれらの方法

ノメートルであった．ASDEX Upgrade で採取されたダス

では，必ずしもその場にあるすべてのダストが吸引された

トは，グロー放電中とは異なる形成過程，例えばアーキン

り粘着テープにくっついてくれるわけではないとして，ドグにより放出された液滴であると考えられている［３５］．
JET トカマク装置では，ITER におけるプラズマ・壁相イ ツ の マ ッ ク ス プ ラ ン ク プ ラ ズ マ 物 理 研 究 所 で は，
６Commentary

Progress of the Dust Research toward the Fusion Plasma Operation

S. Masuzaki

互作用や，その主プラズマへの影響を調べるため，２０１１年

ウムダストの形状や成因は，ITER にとって特に重要であより，第一壁材料をベリリウム，内外ダイバータ垂直ター

り，さらに多くの試料を分析していく必要がある．

ゲット板として炭素材（CFC）表面にタングステンを被覆

ここで紹介した ASDEX Upgrade や JET だけではなく，したものを使い，ドーム部にバルクのタングステン材を

核融合装置においては複数の材料から成るダストが観察さ使 っ た，ITER Like Wall（ILW）実 験 が 開 始 さ れ て い

れている．図１１に，シリコン基板上のダストを FIB によりる．２０１１年から２０１２年に行われた実験の終了後に，真空容

基板ごと加工し，走査型電子顕微鏡により断面観察した写器内でダストが真空吸引法により採取された．ダストの量真を示す ［３８］．基板上のダスト上にもタングステン，ボは１グラム以下で，ILW 実験以前の２００８年から２００９年に実ロン，炭素の再堆積層が形成されていることがわかる．こ施された炭素壁実験後に同様に採取された際の２００グラムのようなダストが壁から離脱すると，混合物質から成るダ以上に比べて大きく減少した．ただし，炭素壁時のダイストとなる．また，異種材料のダストの凝集や，付着とプ

バータ板の多くは，２００８年〜２００９年実験より前から使用しラズマによる溶融も混合物質ダストの成因となる．

続 け て い た も の で あ り，厚 い 堆 積 層 が 形 成 さ れ て い

３．ダストの輸送研究

た．２．
２．
１節で述べたように，再堆積層の剥離は主なダストの発生機構の一つであり，炭素壁時のダストの多くは再堆発生したダストは，主プラズマ中に侵入してプラズマ性

積層から剥離したものであると考えられている［４９］．今回

能を劣化すること，さらには大きな放射損失により，プラの ILW 実験では，形成された堆積層厚さが小さいため剥離

ズマの放射崩壊や放電停止を引き起こすことが観測されてに至っておらず，採取されたダストの多くはタングステン

いる．また，発生場所とは別の場所へ運ばれ，プラズマの被覆の剥離や溶融したベリリウムではないかと考えられて影響の少ない場所に蓄積され，真空容器内のトリチウムのいる［４９，
５０］．トーラス内側のダイバータ板に，炭素粘着

シンクとなる．ここではダストの核融合装置の磁場閉じ込

テープを押し当てて採取したダストについて，SEMおよびめプラズマ環境下における輸送研究について解説する．

TEM，電 子 線 回 折，EDX お よ び 波 長 分 散 型 X 線 分 光

３．
１ 周辺プラズマ中のダストに働く力（Wave Dispersive X-ray Spectroscopy，WDS），集束イオ

プラズマ対向壁から周辺プラズマ中に侵入したダストにンビーム（Focused Ion Beam，FIB）加工を用いた分析が行働く力を図１２にポンチ絵で示す．磁力線は水平方向で，右われた［５０］．タングステンやモリブデンなどの高 Z 材料を端に壁があり，磁場方向に沿って壁に向かうプラズマ流が主として含むダストが観察されている．ここでモリブデン

存在する系である．図１２の時点でダストは，磁力線に対しは，タングステン被覆炭素材で，タングステン被覆層と母て斜め方向に飛んでいるとしている．また，２．
１節で述べた材である炭素材の間の中間層として使用されている［５１］．

ように，ある程度大きなダストは，電子放出の影響がなけ

こ の よ う な ダ ス ト に つ い て は，凝 集 形 状（agglomer-

れば負に帯電するので，ここではダストは負に帯電していates）と小球状のダストが観察されている．前者についてるとしている．ダストに働く力は，重力，電場による静電は，タングステン被覆の剥離が主たる成因と考えられてい気力，ローレンツ力，気体分子との間の摩擦力，プラズマる．タングステン層，モリブデン層，炭素層の構造が残っに流れがあればイオンによる摩擦力（ion drag force）があているダストも観察されている．後者については，溶融にる．周辺プラズマ中ではこれらの内，イオンによる摩擦力

伴い飛散した液滴と考えられている．ベリリウムを主とすが最も大きくダストの運動に影響を与える．イオンによるるダストについては，フレーク状と小球状のダストが観察

摩擦力は，図１２に示すように，直接その運動量をダストにされており，前者は再堆積層の剥離，後者はベリリウムリ

与える（イオンコレクション）成分と，イオンが軌道偏向

ミタの溶融により発生したものと考えられている．ベリリ

によって運動量をダストに与える（イオン散乱）成分の２

図１
１ ASDEX Upgrade 装置で採取されたシリコン基板上のダストの断面写真［３８］．（a）上から見た基板上のダストの走査型電子顕微鏡（SEM）画像．下の矢印は磁場の方向を示している．（b）（a）の点線部の断面 SEM 写真．（c）（a）の破線部の断面 SEM 写真．（d）
他のダストの例．

７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.1 January 2016

図１
３ 板状ダストにかかるプラズマ流に垂直方向の力．

べられるようになった［５６，５７］．実機におけるダストの運動データが得られると，プラズマ中のダストの３次元シミュレーションコードによる計算との比較ができるようになる．シミュレーションコードもまた，実験結果と比較することにより，実験では光らなければ見えないダストの行
く先を，シミュレーションにより予測できるよう，精度を
図１２ 水平磁場中において，磁場に対して斜めの速度 vd で飛行す
る負に帯電したダストにかかる力の模式図．（上）
電位分
布，（中）
水平磁場中のダストの飛行状況，（下）ダストに働く力の方向．

高めていく必要がある．このようなシミュレーションコー
ドとしては，本学会誌でも紹介されている DUSTT コード［５８］の他，DTOKS コード［５９］，MIGRAINe コード［６０］などが用いられている．これらのコードでは，球状ダストがつがある［５２］．

仮定され，実機の磁場配位，密度・温度分布に基づき，前ダストへの入熱の不均一性がある場合，ダストが非均一節で述べたダストに働く力を計算してダストの動きを追に蒸発してダストの運動に影響を及ぼすロケット力［５３］う．またプラズマからの入熱によるダストの温度を計算も考える必要がある．ロケット力は，中性粒子ビーム入射

し，ダストの損耗も追う．例えば DUSTT コードでは，ダ加熱プラズマへの燃料供給用固体水素ペレット入射時に，ストからの蒸気によるプラズマ遮蔽の効果を取り扱うこと

ペレットの動きに影響を与えること が 報 告 さ れ ているができるようになる［６１］など高度化も進んでいる．しかし［５４］．中性粒子ビームに曝される側において他方よりも大実機で観測されている，ダストの急な方向の変化などはシ

きな入熱があり，結果としてペレットは中性粒子ビームのミュレーションで再現できていない［５７］．これは前節で述

入射方向に流される．ダストはペレットに比べれば極めて

べたダスト形状やロケット力による効果なのではないかと

小さく，その中に大きな温度勾配はできず，蒸発の不均一考えられている．

は小さいと考えられるが，２．
３節で紹介したような異なる

３．
３ ダストの壁からの離脱，再可動化

材質の微粒子が集まって形成されているダストでは蒸発の前節でプラズマ中のダストの輸送について述べたが，壁不均一があり得るため，ロケット力が陽に表れ得る［５３］．

上で発生したダストや，他の場所で発生し，輸送されて壁ダストの形状がフレーク状など非球状の場合は，ダスト

上に来たダストは，どのようにして壁から離脱，あるいはに働く力はダストの運動と共に方向を変えることになる．

再可動化するのだろうか．

例えば図１３に示すような板状のダストを仮定すると，ダス

静的な状態におけるダストの壁からの離脱については，

トのプラズマ流上流側には下流側に比べて多くのイオン束

ダストに働く力のバランスから検討がなされてきているが入り，その反射粒子束も下流側に比べて多くなる．その［３，６２］．水平な壁の上のダストを考えると，ダストに壁方ため，翼の揚力のように，プラズマ流に対して垂直方向の向へ働く力は，イオンの摩擦力，重力，鏡像電荷による力が働くことになる［５５］．このダストが回転していれば，クーロン力，ダストの壁への付着力（adhesion）であり，壁時間とともに力の方向が変わることにもなる．

と反対方向に働く力は，シースの電場によるものである．

３．
２ 実機におけるプラズマ中のダストの観察と，ダスト

これらのバランスで，ダストの壁からの離脱が決まる．ダの輸送シミュレーション

ストが壁から離れると，電場が弱くなるためにイオンの摩ダスト輸送研究の目的は，ダストがどのように，どのく擦力が勝り，壁に戻されることもある．壁に戻るとまた電らいプラズマ中に侵入するか，またどこへ堆積していく場が強くなり壁から離脱することになる．壁の表面に凹凸

か，について，ITER や核融合炉での予測を可能にするこがあると，ダストは移動しながら最終的にプラズマ中にダとである．そのために，実機においては高速カメラなどをストが入り得る［６３］．

用いたダストの運動の観察が行われてきたが，実際にダス

２．
２．
１節で述べ，図５に示した，壁の溶融に伴うダストのトが装置内のどこで運動しているのかがわからなければ，発生では，溶融層とプラズマ流との速度差によりケルビ

きちんとした解析はできない．そこで２台のカメラを用い

ン・ヘルムホルツ不安定性が成長して液滴が放出される状

たステレオ観察を行い，ダストの運動だけでなく位置も調況がシミュレーションにより得られている［３０］．参考文献
８

Commentary

Progress of the Dust Research toward the Fusion Plasma Operation

S. Masuzaki［３０］では，自由表面流を扱う VoF（Volume of Fluid）法と，の観点からも，真空容器内に蓄積する，トリチウムを吸蔵

電磁流体（MHD）モデルを組み合わせた計 算 が 行われするダストの量を少なく抑えることが必要である．そのた

た．溶融層の流速は，TEXTOR トカマク装置における実験

め，ダストにどのくらい水素同位体が吸蔵されるのかを調データから 2 m/s として，プラズマ流速，磁場の強度と向べることは，核融合プラズマ運転の観点から重要である．

きをパラメータとして，プラズマ流速 5 km/s，磁場強度 5

本章ではまず，ダスト中に蓄積されている水素同位体の分T の条件で２．
２．
１節の図５に例示する計算結果を得てい析手法について述べる．次にこれまで実機で採取されたダる．

ストについて行われた水素同位体蓄積分析について述べ

溶融層の沸騰に伴うダスト（液滴）の発生に関する計算

る．特に，DT 実験を行った TFTR については，トリチウ

機シミュレーションも，先の溶融層の計算と同じグループ

ム蓄積分析結果についても述べる．また，実験室で行われにより行われている［３１］．図６にモデルを示している．こたダストへのトリチウム蓄積実験について述べる．

れは水中の気泡が水面で破裂する際と同じ現象である．溶４．
１ ダスト中の水素同位体蓄積分析手法

融層が沸騰すると，気泡が発生し，溶融層表面まで上昇し様々な手法が適用できるバルク材とは違い，ダストに対て破裂し，空洞（cavity）ができる．この際，気泡の上端はして適用できる手法は限られている．個々のダストの分析破裂に伴いナノメートルスケールのダストとなる．表面張は難しく，定量的な分析を行うためにはある程度の量，例

力により空洞の表面は収縮し，空洞の下端部に流れが集中

えば電子天秤で計量可能な程度の量が必要となる．そしてすることにより Worthington jet と呼ばれる突起が形成さ得られるデータは，単位重さ当たりの水素同位体蓄積量とれる．突起は集中した流れによる圧力で成長し，流体不安いう形になる．ダスト中の蓄積ガスの分析方法として多く

定性により崩壊して液滴が形成され，ダストが放出される

行われているのは，昇温脱離法（Thermal Desorption Spec-こととなる．

troscopy，TDS）である．TDS では，試料を加熱して，脱ダストの壁からの離脱，再可動化の理解は，ダストの輸

離するガスを質量分析器などの検出器で分析する［６６］．ト

送シミュレーションに必須であるが，まだ十分に進んでいリチウムは放射性物質であることから，電離箱や比例計数

るとはいえない．今後のダスト研究の重要な課題である．

管などが検出器として使用できる．また，トリチウム測定

３．
４ トリチウムを含有するダストの動きについては，液体シンチレーション法（Liquid Scintillation

ITER や核融合炉では，ダストはトリチウムを含むことCounting，LSC）も用いられる．LSC では，トリチウムがになる．TFTR では，DT 実験終了後に取り出したリミタ

発するベータ線により発光材を光らせ，その光を検出する

タイル（炭素材）上の再堆積層を，分析のために機械的に［６６］．トリチウムを含む試料を直接溶剤で溶かして LSC

削ってフレーク状ダストを得た．このダストを入れたガラ測定をする方法や，試料を加熱して，放出されるトリチウ

ス製小瓶のプラスチック蓋をこすると，中のダストが吹きムを含む水蒸気を水バブラなどで捕集した後にLSC測定をあがるように動くことが，１０秒程度観察された．再度蓋をする方法などが用いられている［６７］．

こすると，やはりダストは吹き上がるように動いた．トリ

４．
２ 実機のダスト中の水素同位体蓄積

チウムを使わない実験後に得た同様のダストや，未使用タ

既存の核融合装置において，真空容器内で採取されたダイルを削ったものでは，このような挙動は見られなかっ

スト中の水素同位体蓄積量測定が TDS 法により行われてた．トリチウムを含むダストは，トリチウムのベータ崩壊

い る．図１４に，JT-60,JET,TEXTOR に お け る 測 定 結 果

により正に帯電する．そのため，静電気により蓋と小瓶のを，ダストに含まれる水素同位体の数の炭素原子数に対す間に形成された電界により，ダストが動いたと考えられる［６４］．このことは，トリチウムがダストの可動性に強く影響し得ることを示している．ITER や核融合炉におけるメ
ンテナンスシナリオでは，壁からのダストの脱離において考慮されるべき点である．プラズマ中のダスト挙動への影
響は，ベータ崩壊によりダストから出ていく電子束の，プラズマからダストへのイオン・電子束に対する割合で決まる．

４．ダストへの水素同位体蓄積研究
核融合炉では燃料であるトリチウムを消費し，ブランケットでトリチウムを生産する．ブランケットでのトリチウム増殖率は，核融合炉の運用に対して必ずしも余裕があるとは言えないことから［６５］，燃料としてプラズマに供給

図１
４ JT-60，JET，TEXTOR で採取された炭素ダストの，水素同位体と炭素の原子比．横軸は装置壁温度．重水素アーク放電で生成した炭素ダストについても水素同位体と炭素の原子比を，容器壁温度 と 中 性 粒 子 圧 力 の 関 数 と し て 示 す［６８］．

されながら未反応のトリチウムを，速やかにトリチウム供給系統へ戻すことが望ましい．そのため真空容器内のプラズマ対向壁中やダストのトリチウム蓄積は極力少なくしなければならない．また，次章で詳しく述べるように，安全９Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.1 January 2016

る割合として，装置の壁温度を横軸にして示す［６８］．ダス
ト採取時は，いずれの装置も炭素壁装置であり，そのためダストの主成分は，いずれも炭素である．測定された水素同位体と炭素の原子比（H or D/C）と水素同位体蓄積量はそ れ ぞ れ，JT-60 に お い て は 0.04 と 約 2×1021 atoms/g［６８］，JET で は 0.4 と 約 2×1022 atoms/g［６９］，TEXTOR［７０］と報告されている．JET
では 0.08 と約 8×1020 atoms/gにおける水素蓄積量は，JT-60，TEXTOR における蓄積量
よりも一桁大きくなっている．同じ図に，実験室で生成した炭素ダストの重水素蓄積量を示している．ダストへの重水素蓄積量は，ダスト，あるいはダストが乗っている基板
図１
５ ダスト群の実効表面積の，平均粒径依存性［６７］．

の温度に強く依存すること，また，ダストの周囲の中性粒
子圧力にも依存することがわかる．図１４から，JET のダス
トの重水素蓄積量が他の二装置に比べて大きかったのは，に比べて３桁も大きいことが報告されている．これは，微ダストの温度が低いことが一つの原因として考えられてい粒子の実効表面積がバルク材に比べて大きいためと考えら

る．

れている．
４．
４ ダスト中の水素同位体蓄積研究の課題

TFTR においては，DT 実験後に計測窓および真空容器
内から採取されたダストのトリチウム蓄積量が測定されてダス ト 中 の 水 素 同 位 体 蓄 積 研 究 の 最 終 的 な 目 的 は，いる．測定は，試料加熱炉におけるダストの加熱→トリチ

ITER や原型炉においてダストに蓄積されるトリチウム量

ウムを含む炭化水素から炭素を取り除くためのゲッター部の予測である．ダスト中の水素同位体蓄積量については，→電離箱→質量分析器→トリチウムを酸化するための酸化実機や実験室実験から多くの報告がされているが，それぞ

銅反応管→トリチウム水を捕集するためのエチレングリコー

れの実験データから得られた知見をどのように一般化する

ルトラップをつなげたシステムに，アルゴンに 0.5％の水素をかが課題であると思われる．蓄積量の指標は，ダスト１グ

混合した搬送ガスを流して行われた［６７］．その結果，真空ラムあたりの蓄積量が使われていることが多い．しかし重容器内で採取されたダストの重水素およびトリチウムと主さは同じでも，実効的な表面積は必ずしも同じではない．

たるダストの成分である炭素の原子比 D/C は約 0.0081，

図１５に，ダストの粒子サイズに対する，BET 法で計測した

T/C は 約 0.00044，ト リ チ ウ ム の 蓄 積 量 は 約 40 GBq/g

実効表面積を示す．また，これらの蓄積量は，ダスト周囲

17（1 GBq のトリチウム原子の個数は約 6×10 個）という結の中性粒子圧力やダストの温度に依存することが図１４に示果が得られている．

されている．これらのことから，ダストの水素同位体蓄積４．
３ タングステン微粒子へのトリチウム吸蔵実験

を異なる実験の間で比較する場合には，実効表面積，ダス

前節では，実機実験中にダストに吸蔵された水素同位体

ト周囲の環境情報，なども考慮する必要があると考えられ量の測定について述べた．しかし，核融合炉や ITER におる．前節で，実験室におけるタングステンダストと TFTR

けるダストへのトリチウム蓄積を考えるためには，いったにおける炭素ダストは実効表面積が同程度で，トリチウム

いどのくらいのトリチウムがダストに蓄積され得るのか，蓄積量も同程度であると述べたが，ダストの温度や周辺のということも調べる必要がある．そこで，市販のタングス

中性粒子圧力は異なるため，比較には注意が必要である．

テンパウダーを用い，ITER におけるタングステンダスト

５．ダストの管理とダスト計測・モニタリングを模擬した実験室実験が行われた［７１，
７２］．タングステン
パウダーから，milling によりさらに細かい微粒子（サイズ

本章ではまず，ITER におけるダスト管理について述べ

分布１０−２００ナノメートル，実機のダストと区別して，微粒る．ITER におけるダスト管理の経験は，将来の核融合炉

子と書く）を作成した．また，0.11 MPa 圧力のトリチウム

にとって重要なモデルケースとなる［７５］．次に，ダスト管

ガス雰囲気中に４７７℃で３時間置いてトリチウムを吸蔵さ理に必要なダストの計測・モニタリングの方法について，せた．その後，微粒子試料を加熱して水バブラを用い，こちらも ITER における研究・開発状況を主として解説す

LSC 測定を行ったところ，約 35 GBq/g のトリチウムが残る．

留する と い う 結 果を 得 た．こ の 値 は，前節 で 紹 介 し た

５．
１ ITER におけるダストの管理

TFTR の，炭素を主とするダストに残留していたトリチウ

ITER では，真空容器内のトリチウム蓄積量とともに，ム量 40 GBq/g と同程度である．タングステン微粒子とダスト蓄積量にも管理値が設けられている［７６］．仮にプラ

TFTR の炭素ダストは，BET 法［７３，７４］により実効表面積

ズマ実験期間中でも，ダスト蓄積量が管理値に近づけば，（specific surface area）が そ れ ぞ れ，15.5 m2/g，25 m2/g

実験を中止してダストを除去しなければならない．ダストと評価されている．さらに比較としてバルク材（0.45 ミリに管理値を設けている理由は，①何らかのアクシデントにメートル厚さの冷間圧延材）についても同様の方法でトリより，真空容器内の放射化したダストやトリチウムを吸蔵

チウム蓄積量を測定したところ，11.5 MBq/g であった．タするダストが環境に大量に出ないようにするため，また，

ングステン微粒子に蓄積するトリチウムの量は，バルク材②真空容器内水漏れ時に高温のプラズマ対向機器上にある
１０

Commentary

Progress of the Dust Research toward the Fusion Plasma Operation

S. Masuzaki

温度の高いダスト（hot dust と呼ばれている）と水蒸気が反応（Be+H2O→BeO+H2,W+3H2O→WO3+3H2）して水素が発生した場合の水素爆発や，真空容器の真空が破れた場合に起きる可能性のある粉塵爆発が，真空容器設備に損傷を与えないためである［７７］．ITER の当初の計画では，初期非放射化実験時のダイバータ板は高熱流束部に炭素材を用いることとし，重水素実験移行時に全タングステンダイ
バータ板を備えるダイバータカセットと交換することになっていた．しかし２０１３年１２月に ITER 機構は，主に予算

図１
６ ITER におけるダスト・再堆積層計測・モニタ機器［８１］．

的観点から，初期実験時から全タングステンダイバータ板を 使 用 す る よ う 計 画 を 変 更 し た［７］．こ の 変 更 に よ り
ITER のプラズマ対向材料は，第一壁がベリリウム，ダイ

器は設置しないこととなった［８１］．現在の計画ではダスト

バータがタングステンとなった．それに伴い，ITER にお関連計測・モニタリング用の機器として，図１６に示すよう

けるダストの管理値は一部が見直された．現在の真空容器に，真空容器内監視システム（In-Vessel Viewing System，

内のダスト総量の規制値は，１，０００キログラムとされ，ダス

IVVS）［８７］，高分解能ダイバータ板計測システム（Highト計量の不確かさなどを考慮して，真空容器内ダスト総量

resolution divertortarget metrology system），ダスト採取の管理値は６７０キログラムとさ れ て い る［７８］．特 にダイ機能付きの内視鏡（endoscopes and dust samplers），長期

バータ板など高温部上の hot dust の量は，真空容器内での設置第一壁試料（First wall samples），トリチウムおよび

水漏れによる水蒸気との反応で発生する水素を 2.5 キログ

堆積層分析用レーザー（laser for tritium and deposit analy-

ラム以下に抑えるように設定している［７７］．単純計算でsis）が設置されることになっている．これの計測器・モニ

は，水素 2.5 キログラムを発生するのに必要なベリリウム

タは，ダストの素となる再堆積層を計測・モニタするものとタングステンの量はそれぞれ，約１１キログラムと約７６キも含む．

ログラムである．２０１３年にはこの量が hot dust の規制値とIVVS は，プラズマ対向機器全体の損耗と一部堆積の状なっていた［７６］．実際には，後述するダストモニタリング

態を把握するために最も重要な計測器・モニタであり，第ではダストの組成まではわからない．そのため現在は，ダ一壁の損耗を 0.5 ミリメートルの精度で，バッフルの再堆

ストがベリリウムとタングステンの混合であると考え，水積層成長を 0.1 ミリメートルの精度でそれぞれ得るとされ

素 2.5 kg を 発 生 す る の に 必 要 な ベ リ リ ウ ム９キ ロ グ ラている．ダイバータ板の，１０マイクロメートルオーダーのム，タングステン９キログラムの合計ダスト量１８キログラ

高精度の損耗・堆積計測は，高分解能ダイバータ板計測シ

ムをもって高温ダストの規制値とし て い る よ う である

ステムにより行う．ダイバータ下部の装置床上のダストは［７９］．ベリリウムやタングステンのダストと水蒸気から水

内視鏡（endoscope）により監視する．また内視鏡システム

素が発生する反応にも，温度依存性がある［８０］．Hot dust

は，ダストを採取する容器も備え，実験期間終了後に容器の定義は，現在は５００℃以上の高温部のダスト，となっていを回収して詳細な分析を行うことが計画されている．実験る［８１］．管理値はさまざま仮定の上に決まっており，また期間後に取り出す長期設置第一壁試料により，第一壁の損変更があるかもしれない．

耗・堆積を高い精度で調べる．

５．
２ ITER におけるダストの計測・モニタリング

トリチウムおよび堆積層分析用レーザーは，堆積が大き

ITER では，ダストの蓄積量管理やプラズマ対向壁の損いと予測されるトーラス内側バッフル部の分析を行う（可耗・再堆積状況を調べるための計測機器をいくつか備える能であれば外側も）．分析手法として，レーザー誘起プラ

ことになる［８１，８２］．本節では，特に ITER のダスト関連計

ズマ分光（Laser Induced Breakdown Spectroscopy，LIBS）

測およびモニタリングについて述べる．

などが検討されている．

ある場所に飛来するダストを直接検出する方法として，

プラズマ対向壁において，５００℃よりも温度が高い場所

静 電 容 量 方 式（Capacitive Diaphragm Microbalance，は，ダイバータ板上のストライクポイント近傍になる．しCDM）［８３］および静電グリッド方式［８４］が提案され，後者

かしこれまでの実機での研究から，ストライクポイント近は実機でも用いられた［８５］．ITER でも，初期実験時に炭傍は主として損耗が起きている場所であり，ダストの量も素ダイバータを使用するとしていた時は，これらのダスト少ないことがわかっている．ITER では，ダイバータ板はモニタが，それぞれ複数設置されることになっていた．しタングステンモノブロックから構成されており，モノブ

かしこれらの検出器は感度やダイナミックレンジが ITER

ロック間のギャップ部が，高温ダストが蓄積する場所となでの要求を満たすことが難しく［８２，８６］，初期実験から全ると考えられている．そこで，複数の赤外線／可視カメラ

タングステンダイバータ板を使用するよう計画が変更されにより，ダストのモニタリングが行われることになっていたことに伴ってダストの予測発生量が激減（JET におけるる．

ITER Like Wall（ILW）実験結果［４９］を参考にしていると

５．
３ ITER 大気開放時の真空容器内ダスト計測

思 わ れ る）し た こ と も あ り，２０１４年２月 に 開 催 さ れ た装置の大気開放時には，プラズマ計測用のトムソン散乱

ITPA 計測トピカルグループ会合において，これらの検出

計測システムを使ったレーザーの散乱光を利用した浮遊ダ
１１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.1 January 2016

ストのサイズ分布測定が計画されている．また，設置して参考文献あったダスト採取容器が回収され，ホットセル内において［１］K. Saito et al., J. Nucl. Mater. 363-365, 1323 (2007).
［２］例えば N. Taylor et al., Fusion Eng. Des. 86, 619 (2011).
［３］!村秀一：プラズマ・核融合学会誌 78, 295 (2002).
［４］冨田幸博，田中康規：プラズマ・核融合学会誌 87, 149(2011).
［５］芦川直子：プラズマ・核融合学会誌 84, 924 (2008).
［６］大野哲靖，朝倉伸幸：プラズマ・核融合学会誌 87, 153(2011).
［７］R.A. Pitts et al., J. Nucl. Mater. 438, S48 (2013).
［８］Y. Watababe, J. Phys. D: Appl. Phys. 39, R329 (2006).
［９］O. Isihhara, J. Phys. D: Appl. Phys. 40, R121 (2007).
［１０］古閑一憲，白谷正治：プラズマ・核融合学会誌 91, 323(2015).
［１１］古閑一憲，他：プラズマ・核融合学会誌 87, 99 (2011).
［１２］白谷正治，古閑一憲：プラズマ・核融合学会誌 90, 378(2014).
［１３］渡辺征夫：プラズマ・核融合学会誌 76, 903 (2000).
［１４］平下博之：プラズマ・核融合学会誌 87, 85 (2011).
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［１９］A. Loarte et al., Nucl. Fusion 47, S203 (2007).
［２０］A. Hakola et al., J. Nucl. Mater. 463, 162 (2015).
［２１］S. Brezinsek et al., Nucl. Fusion 55, 063021 (2015).
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Plasma Facing Materials & Components for Fusion Applications, Aix-en-Provence, A235 (2015).
［２４］時谷正行，上田良夫：プラズマ・核融合学会誌 87, 591(2011).
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［３５］M. Balden et al., Nucl. Fusion 54, 073010 (2014).
［３６］J. Linke et al., Nucl. Fusion 51, 073017 (2011).
［３７］G. De Temmerman et al., Nucl. Fusion 51, 073008 (2011).
［３８］M. Balden et al., J. Nucl. Mater. 438, S220 (2013)［３
９］K. Hanada et al., J. Nucl. Mater. 415, S1123 (2011).
［４０］K. Ouaras et al., J. Nucl. Mater. 466, 65 (2015).
［４１］W.M. Shu et al., Nucl. Fusion 47, 201 (2007).
［４２］M. Miyamoto et al., Mater. Trans. 54, 420 (2013).
［４３］S. Kajita et al., Nucl. Fusion 49, 095005 (2009).
［４４］D. Nishijima et al., J. Plasma Fus. Res. 81, 703 (2005).
［４５］N. Endstrasser et al., Phys. Scr. T145, 014021 (2011).
［４６］V. Rohde et al., Phys. Scr. T138, 014024 (2009).
［４７］R. Neu et al., Phys. Scr. T138, 014038 (2009).

詳細な分析が行われる．ITER のダイバータカセットは，
ITER の運転期間中に計画的に交換されることになっているが，予定されている交換時期よりも前に１つのカセットを取り外して，ダスト分析や損耗・堆積など，詳しい分析を行うことも検討されている［８１］．

６．まとめと今後の展望
核燃焼プラズマ運転に向けたダスト研究の進展について，核融合炉，ITER を念頭に，関連するダスト研究について解説した．現在のところ，核融合炉におけるプラズマ対向材料の有力な候補がタングステンであり，また ITER では初期実験から全タングステンダイバータ板を使用することになったことから，本解説では主として金属ダストを念頭に置いて，発生・形成，輸送，水素同位体蓄積，ITER
におけるダスト蓄積管理及びダスト計測・モニタリングについて述べた．TFTR におけるトリチウムを含むダストに関する研究など，金属ダストにも適用可能と考えられる研究については，炭素ダストに関しても記述した．
ITER や核融合炉において，炭素材を使用せず金属を使用することのダストに関する利点は，単位時間あたりの発生量が小さいこと，炭素壁装置に比べて水素同位体蓄積量が減少することが期待できることである．また，ITER では第一壁材料にベリリウムを使っているが，核融合炉ではタングステンの使用が考えられているため，単位時間あたりのダストの発生は，炉の方が小さくなるかもしれない．
金属壁装置の場合は大きな熱負荷による溶融と，それに伴うダストの発生と主プラズマへの侵入が起き得る．また，
ITER が数百秒の放電を１日に数回行うのに対して，核融合炉は放電時間が月単位から年単位になることから，核融合炉 に お け る ダ ス ト の，例 え ば１年 間 あた り 発 生 量 はITER に比べて大きくなることも考えられる．核融合炉の運転にあたり，ダストに関してどのような規制が設定されるか，現在のところ明確ではない．核融合炉ではダストのトリチウム含有量も，放射化の度合いも，ITER に比べて大きくなると考えられるので，量的管理は ITER よりも厳しくなるとも考えられる．核融合炉の運用を考えるためにも，今後は，ダストの発生量やトリチウム含有量の，高い精度での予測が必要である．プラズマ中のダストの輸送については計算機シミュレーションによる研究が進んでいるが，ダストの形状など，その影響を予測しにくい要因がある．また，シミュレーションによる予測のためには，ダス
ト発生時の，飛散方向と初速度といった初期条件が必要になる．このような研究は，例えば直線型プラズマ装置を用いることにより進展が期待できる．直線型プラズマ装置における実験により必要なデータベースを構築し，それを基にした計算機シミュレーションの妥当性検証を行い，実機の計算に反映することにより，ITER・核融合炉へ向けた
精度の高い予測が可能となると考えている．

１２

Commentary

Progress of the Dust Research toward the Fusion Plasma Operation［４８］E. Fortuna-Zalesna et al., Phys. Scr. T159, 014066 (2014).
［４９］A. Widdowson et al., Phys. Scr. T159, 014010 (2014).
［５０］A. Baron-Wiechec et al., Nucl. Fusion 55, 113033 (2015).
［５１］J.P. Coad et al., Phys. Scr. T159, 014012 (2014).
［５２］例えば，!村秀一：境界領域プラズマ理工学の基礎（森
北出版，２
０
１
０）p.435．
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［８［８７］G. Dubus et al., Fusion Eng. Des. 89, 2398 (2013).

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

ます

ざき

すぐる

貴

１
９
６
７年生まれ．１
９９
５年に名古屋大学大学院
工学研究科博士後期課程修了．核融合科学
研究所・教授．今年度（２０
１
５年度）で勤続２０年．研究分野は周辺・ダイバータプラズ
マ物理およびプラズマ・壁相互作用研究で，大型ヘリカル装置における実験研究を行ってきた．２年前から核融合研の研
究 力 強 化 戦 略 室 で URA（University Research Administrator）として，特に国際・国内連携研究推進のため活動している．
２
０１
５年から ITPA の SOL・ダイバータトピカルグループ
で，材料関係サブグループリーダを務める．ダストは ITPAでも重要な課題であり，今回の解説執筆は自分の頭の整理のため役に立った．本解説が，読んでくださった方にとって何かのご参考になれば幸いです．

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増 崎

S. Masuzaki!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

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