ダイバータープラズマ

ダイバータプラズマとは、磁場閉じ込め核融合装置において、最外殻閉じ込め磁面の外側の開いた磁力線に沿ってコアプラズマから運び出され、装置底部に設けられた「ダイバータ」と呼ばれる排気領域のターゲット板へ導かれるプラズマのことである。ダイバータプラズマ（divertor plasma）とも表記される。主プラズマの熱と粒子を壁の代わりに限定された領域へ集中して処理するための領域であり、そこではプラズマと中性粒子の衝突、不純物輻射、体積再結合といった複雑な二次元的な現象が起こる。図に示すように、X点の直下からターゲット板までの一本の熱流束管に沿って、電子温度が上流の数十eVからターゲット近傍の数eVへと時間発展しながら低下する様子が、この領域の物理の基本舞台である。

ダイバータプラズマとスクレイプオフ層

ダイバート型トカマク配置では、閉じ込められた高温コアプラズマの外側を、最外殻閉じ込め磁面を境界とする薄いスクレイプオフ層（SOL）が取り囲む。SOLの磁力線は開いており、コアから漏れ出た荷電粒子は主としてこの磁力線に沿って運ばれ、最終的にはダイバータのターゲット板に到達してエネルギーを預けるか、冷却されて再結合する。このため、発電規模の炉心を持つ装置では、排熱対策を講じなければターゲット板の熱負荷が材料限界をはるかに超え、プラズマ対向機器は破壊される。

ダイバータプラズマの状態は、上流（X点近傍のSOL）と下流（ターゲット板）の二点を結ぶ「二点モデル」で整理されるのが伝統的である。上流から流れ込む並進熱流束と、ターゲットでの粒子フラックス、電子温度、プラズマ圧力の関係が、磁力線に沿ったエネルギー・運動量・粒子の収支で決まる。ターゲットでの電子温度は上流密度と入力パワーに依存して変化し、密度が上がるほど、また入力パワーが下がるほど低下する。この枠組みは単純だが、付着・離脱の遷移を理解する出発点となる。

ダイバータプラズマの性質は、粒子リサイクリングと深く結びついている。プラズマがターゲット表面に当たって中性原子・分子として再放出され、それが再びプラズマに電離されて戻る「リサイクリング」が、ダイバータ領域の中性粒子の主な供給源である。この中性粒子の圧力は、ダイバータの幾何形状やポンプ開口部の位置に左右され、粒子排気（ヘリウム灰や不純物の除去、密度制御）を通じてプラズマ閉じ込め性能そのものに影響する。長パルス運転ではクライオポンプの飽和による排気能力の低下も問題となり、リサイクリング・ガスパフ・ポンピングのバランス制御が定常運転の鍵となる。

ダイバータ領域：付着から離脱へ

ダイバータプラズマは、ターゲットへの熱・粒子フラックスの大きさに応じて、いくつかの運転領域を経て変化する。低リサイクリング（シース制限）領域では、ターゲットに沿った電子密度・電子温度・粒子フラックスの分布はセパラトリスのストライク点にピークを持ち、上流とターゲットの間で圧力がほぼ保存される。密度を上げていくとリサイクリングが増大し、高リサイクリング領域ではターゲット近傍の温度が下がり密度が上がる。さらに密度を上げると、ついにターゲットへの粒子フラックスが転じて減少し始める「ロールオーバー」が起こり、プラズマはターゲットから「離脱（デタッチメント）」する。

離脱状態では、ターゲット手前のプラズマは電子温度およそ1 eV、電子密度10²¹ m⁻³程度という低温・高密度の状態になり、ターゲットへの熱流束が桁違いに低減される。離脱は単一の現象ではなく、エネルギー・運動量・粒子の各収支が同時に崩れることで実現する。離脱が進むと、輻射フロント（輻射損失が集中する領域）がターゲットから上流へ移動し、高温の排気エネルギーはターゲット手前で広い面積に分散して輻射される。このため、付着状態で局所的に集中する熱負荷とは対照的に、離脱は排熱処理の基本戦略となる。一方で、離脱の遷移は二点モデルで記述されるようなパラメータの分岐（ターゲット温度の分岐など）を伴う非線形現象であり、一次元モデルでもその存在が示される。

離脱の物理：輻射・再結合・運動量損失

離脱を駆動する物理過程は三つに大別される。第一は不純物輻射である。タングステンや炭素、種まきされた不純物イオンは、ダイバータ領域で線輻射としてエネルギーを放出する。炭素装置ではダイバータ機器のエロージョンが不純物源となり、その源はエッジ密度に強く結合するため、密度を上げることで炭素輻射が増え、離脱に必要な条件が整いやすい。第二は体積再結合である。三体再結合や分子助起再結合（MAR）により、低温・高密度のプラズマ中でイオンが中性原子に戻り、粒子フラックスと運動量が直接失われる。第三は荷電交換を含む弾性的なプラズマ・中性粒子相互作用による運動量損失である。数値シミュレーションと実験データの解析によれば、ターゲット粒子フラックスの強い低減の真の原因は不純物輻射と体積再結合であり、これを「運動量除去」の項として現象論的に扱うやり方は因果関係を誤るとして批判されている。

離脱の物理には、見落とされがちな効果もある。低温・高密度のダイバータプラズマ中では、水素ライマン線の輻射がプラズマ中で吸収される「輻射トラッピング（不透明化）」が無視できなくなる。光子の再吸収は中性水素の輻射損失を実効的に抑え、純水素プラズマでは離脱への到達を難しくする。炭素装置では密度上昇に伴う炭素輻射の増加がこの効果を補ってしまうが、全金属壁で種まき不純物をフィードバック制御する現代的な状況では、密度を上げるだけでは輻射トラッピングを補償できず、より高い分離面圧力か、より多い種まき不純物量が必要になる。

離脱状態のダイバータプラズマでは、電流対流不安定性に代表される乱流も発生する。磁場幾何がこの乱流のダイナミクスに影響を与え、離脱フロントの形状や振る舞いを左右する。また、三次元的な輻射構造も現れる。共鳴磁気擾乱（RMP）磁場を印加して確率的層を作ると、エッジ輻射の三次元構造を制御でき、輻射ダイバータの安定化につながることが大型ヘリカル装置（LHD）で示されている。さらに、X点近傍に自然に形成される多面非対称輻射（MARFE的な現象）も数値シミュレーションで再現されている。

ダイバータ幾何と先進配置

ターゲットへの熱負荷を下げるもう一つの手段が、磁場幾何の工夫である。伝統的な単極（single-null）配置では、X点からターゲットまでの磁力線の経路が短く、フラックス膨張も限定的である。これに対し、Super-X配置に代表される先進ダイバータ配置では、ターゲットをX点よりはるかに大きな主半径に置くことで、X点とターゲットの磁場比を大きくし、ダイバータ磁束管の断面積を上流から下流へ大きく拡大する（全フラックス膨張の増大）。その結果、輻射冷却が増強され、プラズマが接する面積（ウェット面積）が拡大し、ターゲット熱負荷が大幅に低減される。実験的にも、Super-X配置でターゲット熱負荷の顕著な低減と、水素および不純物の輻射フロントのターゲット上流への移動が確認されており、安定したダイバートプラズマが得られるパラメータ領域も広がる。

先進配置では、中性粒子の閉じ込め（バッフリング）も重要な役割を果たす。ダイバータ領域を壁面で囲む「中性バッフリング」により中性原子・分子密度が高まり、分子助起再結合などのプラズマ・分子相互作用が活発になる。MAST-UのSuper-Xダイバータでは、プラズマ・分子化学が水素輻射と粒子排気に支配的な役割を果たすことが示されており、より深い離脱、すなわちより大きな運動量・エネルギー・粒子損失が可能になる。また、閉じたダイバータ幾何は中性圧縮を高め、ポンプ開口部（プライベートフラックス領域側が有利）との距離が短いほど粒子排気効率が上がる。EASTでの比較では、水平ダイバータは垂直ダイバータよりストライク点とポンプ開口の距離が短いため排気に有利である。一方、E×Bドリフトはダイバータプラズマの輸送を支配し、順方向磁場では中性粒子が内側ダイバータに、逆方向では外側ダイバータに偏在するなど、内外非対称性を強める。このドリフトとポンピングの相互作用は排気と離脱の両方に影響する。

ヘリカル装置でも独自のダイバータ研究が進んでいる。W7-ASのアイランドダイバータでは、深い離脱状態での体積再結合の特徴づけが行われ、LHDでは共鳴磁気擾乱による輻射制御が研究されてきた。トカマクとヘリカルで幾何は異なるが、離脱の物理そのものは共通している。

モデリング・診断・制御

ダイバータプラズマの研究は、数値シミュレーションと診断の進展に大きく依存してきた。標準的な手法は、SOLPS-ITERに代表される多次元流体コードと、EIRENEなどのモンテカルロ中性粒子輸送コードを結合させるものである。実機のダイバータ幾何と磁気平衡を用い、水素イオン、電子、壁からスパッタされた炭素などの不純物種を含め、中性粒子・中性粒子衝突も考慮したシミュレーションが、ITERやDEMOの設計根拠を提供してきた。グリッド分解能の検証や、EASTでの単極・双極配置の比較、E×Bドリフトの全領域での考慮など、予測精度の向上が続けられている。粒子・熱・運動量の収支に基づく一次元モデル（DIV1Dなど）も、動的な離脱遷移や分岐現象の理解に有用であり、高次元コードとのベンチマークが進んでいる。

診断面では、ラングミュアプローブやトムソン散乱による点計測を、ストライク点掃引で二次元分布に展開する手法が伝統的であったが、定常プラズマ条件と正確な平衡再構成が必要という制約がある。近年は、複数の水素バルマー線とヘリウム線を波長分けして撮像する多波長カメラシステム（TCVのMANTIS、MAST-UのMWIなど）が、ダイバータ断面全体をカバーし、原子データを介して電子温度・密度・中性水素密度を推定する手法の基盤となっている。しかし、同じ輝度を与えるパラメータの組み合わせが複数存在する「不良設定問題」があるため、複数診断をベイズ推定の枠組みで統合する統合データ解析（IDA）が発展している。磁束面に沿った静電圧の単調減少といった物理的制約を事前情報として組み込むことで、推定の不確かさが大幅に低減される。

制御・設計への応用も進んでいる。高忠実度シミュレーションは計算コストが高く、リアルタイム制御や大規模パラメータ探索には使えないため、機械学習によるサロゲートモデル（エミュレーター）が急速に発展している。数千件のエッジシミュレーションから学習したエミュレーターは、上流条件からターゲット熱負荷や離脱度を高速に予測でき、ニューラル偏微分方程式サロゲートでは元のソルバー比で最大5桁の高速化が報告されている。これにより、離脱制御方策の最適化、デジタルツイン、炉設計の探索空間の拡大が現実味を帯びている。粒子・熱フラックスの制御を含むダイバータプラズマの理解は、ITER以降の炉心プラズマ設計の物理的基盤であり、現在も実験・理論・シミュレーションの三者間の検証・妥当化が活発に進められている。