第一壁
第一壁（First Wall）は、核融合炉において炉心プラズマに最も近い位置にある壁面である。プラズマからの放射と粒子を直接受け止め、ブランケットを保護しながら熱エネルギーを回収する。
役割と要求仕様
Section titled “役割と要求仕様”第一壁はスクレイプオフ層の磁気面に沿って設置され、以下の機能を持つ。
- 中性子のエネルギーを最初に受け止める
- プラズマからの電磁波放射（制動放射、シンクロトロン放射など）を受熱する
- 荷電交換反応で生じた中性粒子を受け止める
- ブランケットのプラズマ側表面として、トリチウム増殖比への影響を最小化する
- プラズマに混入する不純物量を抑制する
ITER の第一壁では、表面熱負荷 0.25-0.5 MW/m2、中性子壁負荷 0.5-0.8 MW/m2 が設計条件となる。
ベリリウム（Be）
Section titled “ベリリウム（Be）”ITER の第一壁表面材料として採用。原子番号 4、融点 1287 度C。低原子番号によりプラズマ混入時の放射損失が小さく、酸素ゲッター効果を持つ。課題は融点の低さと毒性。
タングステン（W）
Section titled “タングステン（W）”高熱負荷領域で使用。原子番号 74、融点 3422 度C。金属中で最も高い融点を持ち、スパッタリング損耗も少ない。高原子番号のためプラズマ混入時の放射損失が大きく、濃度を 10-5 以下に抑える必要がある。
クロムジルコニウム銅（CuCrZr）が ITER で使用される。将来炉向けには低放射化フェライト鋼（F82H、EUROFER97）が開発中。
ITER では水冷式（4 MPa、70-120 度C）を採用。発電炉向けには熱効率向上のためヘリウムガス冷却（8-10 MPa、300-500 度C）が検討されている。
スパッタリングとエロージョン
Section titled “スパッタリングとエロージョン”プラズマ粒子が第一壁に衝突すると、運動量移行により表面原子がはじき出される（物理スパッタリング）。ベリリウムの閾値は約 10 eV と低いが、タングステンでは約 300 eV と高い。スパッタリングで放出された原子は別の場所に再堆積し、混合層を形成する。
中性子照射により材料原子が格子位置からはじき出される。損傷量は dpa（displacement per atom）で表され、発電炉では寿命中に 100-300 dpa の損傷が予測される。照射欠陥が転位運動の障害となり硬化・脆化が進行し、延性-脆性遷移温度が上昇する。
ITER の第一壁設計
Section titled “ITER の第一壁設計”ITER の第一壁は総表面積 680 m2、440 のブランケットモジュールで構成される。層構造はベリリウムアーマー（8-10 mm）、CuCrZr ヒートシンク（10 mm）、316L(N) ステンレス鋼構造（20 mm）。遠隔保守システムにより交換され、DT 運転期間中に 1-2 回の全面交換が計画されている。
将来炉での課題
Section titled “将来炉での課題”発電炉では中性子壁負荷が 2-5 MW/m2 に増大し、年間稼働率も 80% が目標となる。高照射量域での材料挙動予測、ODS 鋼や SiC/SiC 複合材料などの先進材料開発、液体金属第一壁などの先進概念が研究されている。