第662回レーザー科学研究所コロキウムとしてプリンストン・プラズマ物理研究所（PPPL）のA. Diallo氏により、核融合炉におけるスピン偏極燃料（spin-polarized fuel）の導入可能性とその効果について講演いただきました。

以下、開催報告となります。

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○講演者(Speaker):
Ahmed Diallo (Princeton Plasma Physics Laboratory, Princeton University, Princeton, NJ, USA)

○題目(Title):
Spin-Polarized Fuel for Enhanced Tritium Self-Sufficiency and Electric Power Output

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講演は主に磁場閉じ込め核融合（MFE）を対象としているが、慣性核融合（IFE）への展開可能性についても言及された。コロキウムには，現地で15名（含む大学院生8名）とオンラインで10名（含む大学院生4名）の参加があった．

まず、世界的なエネルギー需要の増大を背景に、核融合が持つ極めて高いエネルギー密度と持続可能性が紹介された。特にD-T（重水素–三重水素）反応は、現時点で最も実現性が高い反応であり、実用化に向けた研究が進められている。しかしながら、核融合炉の商業化に向けては以下の三つの課題が存在する：
1.トリチウムの自給自足（self-sufficiency）
2.中性子による材料損傷（neutronics）
3.正味発電出力（net electric power）の向上

講演の中心テーマであるスピン偏極燃料は、これらの課題を同時に緩和し得る革新的手法として提案された。

理論的背景として、D-T核融合反応は中間状態としてHe-5（J=3/2⁺）を経由するため、反応断面積は核スピンの整列状態に依存することが説明された。重水素およびトリチウムの核スピンを整列させた場合、反応断面積は約50%増加する。この増加は単なる線形増加ではなく、アルファ粒子加熱の増強を通じてプラズマ温度上昇を促し、結果として核融合出力がほぼ2倍に増幅され得ることが示された。

特に重要な成果として、以下の三点が示された。

■ トリチウム必要量の大幅削減
燃焼効率（tritium burn efficiency）の向上により、同一の核融合出力を維持しながらトリチウム在庫を約1/10に削減可能であることが解析された。現在、商業利用可能なトリチウムは世界全体で約40 kg程度と限られており、多数の核融合炉を同時に立ち上げる際のボトルネックとなる。本手法はこの問題を根本的に緩和する可能性がある。

■ 中性子放出の異方性制御
スピン整列状態では中性子放出が等方的でなくなり、磁場方向に対して平行または垂直方向に放出を制御可能となる。この異方性を利用すれば、炉内構造材や超伝導コイルへの中性子照射を低減でき、遮蔽設計の最適化や装置寿命延長が期待される。OpenMCを用いたシミュレーションでは、特定条件下で内側構造への中性子フラックスを約60%低減できる可能性が示された。

■ 正味発電出力の倍増
発電所モデル解析により、核融合出力が約2倍に増加すると、再循環電力の影響を受けて正味電力はそれ以上に増加し得ることが示された。英国STEPやARC設計を例に、完全偏極時には送電出力が約2倍に向上する可能性が計算された。

一方で技術的課題も存在する。最大の課題は、大量の偏極DおよびT燃料を高流量で生成する技術の確立である。現在の水素偏極技術は10^17個/秒程度であるが、実用炉には10^21〜10^22個/秒規模が必要と推定される。また、プラズマ中での偏極保持時間については理論解析上は維持可能とされるが、実験的実証は今後の課題である。

IFEへの応用については、ナノ秒スケールで燃焼が進行するため偏極保持はより容易である可能性が指摘され、レーザー駆動エネルギー低減や設計最適化への貢献が期待される。

総じて本講演は、過去に一度検討されたものの実用化段階に至らなかったスピン偏極核融合を、点火実証後の現代の技術段階で再評価すべきであると提言するものであった。スピン偏極燃料は、トリチウム資源問題、材料損傷問題、発電効率向上という核融合実用化の核心課題に対し、同時解決の可能性を持つ革新的アプローチとして位置づけられる。