ダブレットIII

ダブレットIII（Doublet III）は、アメリカ合衆国のゼネラル・アトミックス社がサンディエゴに建設した大型トカマク実験装置である。1980年代を通じて運転され、プラズマ断面の非円形化（シャーピング）と単一極ポロイダル・ディバータの実用化を大規模な装置で初めて本格的に示した装置として、現代のトカマク設計の基本形を確立した。後に大改造を受けてダブレットIII-D（DIII-D）となり、現在も運転が続けられている。

装置と歴史

ダブレットIIIは、主要半径約1.4 m、平均小半径（minor radius）約0.45 m の真空容器を持ち、プラズマ電流は当初の運転で数十万アンペアから最終的に1 MA 級に達した。名称の「ダブレット」は、初期のダブレット系装置（ダブレットIIなど）で研究された、上下にくびれを持つピーナッツ状断面のプラズマに由来するが、ダブレットIIIでは実際の運転は主にディー型（dee 型、アルファベットの D に似た、片側だけが平らな非円形断面）のプラズマで行われた。この断面の採用は、断面を上下に引き伸ばす（エロンゲーションを大きくする）ことで、同じトロイダル磁場・同じ装置寸法でもより大きなプラズマ電流を流せる、という物理的見通しに基づいている。実際、ディー型プラズマでは高さ対幅比約1.5の断面で安定な放電が得られ、到達可能な最大電流はエロンゲーションとともに増加し、最も伸ばした断面で1 MA の安定放電が達成された。この「伸ばした断面ほど高い電流を安定に流せる」という知見は、その後のすべての大型トカマクの設計原理となった。

装置は1980年前後から運転を開始し、当初はオーミック加熱（プラズマ電流自身のジュール加熱）による実験が行われた後、大出力の中性粒子線入射（中性ビーム加熱）装置が順次増強された。最終的には水素・重水素両方の中性ビームを最大8 MW まで入射できるようになり、加熱実験・閉じ込め実験・磁気流体力学（MHD）安定性実験の幅広いデータベースが構築された。1980年代半ばには装置の大改造（後述の「ビッグ・ディー」計画）が行われ、1986年初頭からはダブレットIII-D として新たな運転を開始した。

プラズマ形状と単一極ディバータ

ダブレットIIIの最も重要な技術的貢献は、非円形断面プラズマとポロイダル・ディバータを同一の磁場配置で同時に実現したことにある。トカマクのプラズマ断面を D 字型に変形させ、上下方向に引き伸ばすと、プラズマを保持する磁気面の最外殻が上下のどこか一点で「切れて」開く自然な平衡が現れる。この開いた磁力線に沿って、主プラズマ外縁の粒子と熱は容器壁ではなく専用のターゲット板（ディバータ板）へ導かれる。ダブレットIIIでは、ディー型プラズマを縦方向に伸ばすことにより、真空容器の上半分に自然な単一極（single-null）ポロイダル・ディバータ平衡を、特別なディバータ室を設けることなく安定に形成することに成功した。プラズマ電流320 kA、エロンゲーション1.3–1.4 の条件での形成がその初期例である。

ディバータ運転の利点は二つある。第一に、主プラズマから流出した粒子がディバータ板で中性化されて再循環する際、金属壁から吹き上がる不純物の侵入が抑えられること、第二に、外縁の再循環が制御されることで放射損失が減り、エネルギー閉じ込め時間が改善されることである。オーミック加熱段階からディバータ放電はリミッタ放電より良い閉じ込めを示し、この傾向は後の中性ビーム加熱実験でも一貫して確認された。

さらに、ディバータ板近傍のプラズマ計測から、ディバータ・プラズマの性質そのものについて重要な知見が得られた。中性ビーム加熱された単一極ディバータ放電では、主プラズマの平均密度を上げると、ディバータ・プラズマは著しく高密度かつ低温になる。主プラズマの線平均密度を上げていくと、ディバータ板近くの電子密度は主プラズマの数倍に達し、電子温度は数 eV まで下がる。これは遠方放射冷却（remote radiative cooling）と呼ばれる状態で、ディバータ領域で放射によってエネルギーが捨てられるためにプラズマが冷え、その分密度が上がる。低温・高密度のディバータ・プラズマは、高温プラズマが壁を直接叩くことによるスパッタリング（壁の侵食）を大幅に緩和できる。この「ディバータを冷たく保つ」という考え方は、現在のディバータ設計（高密度・放射ディバータ）の直接の先祖であり、ダブレットIIIでの観測がその実証の出発点となった。

加熱とエネルギー閉じ込め

ダブレットIIIでは、オーミック加熱から中性ビーム加熱に至る広い運転領域でエネルギー閉じ込め時間の系統的なスケーリング実験が行われた。得られた主要な結論は次の通りである。エネルギー閉じ込め時間はプラズマ電流にほぼ線形に比例し、中性ビーム入射力を増すと（閉じ込めの良い放電ほど加熱出力に強く依存して）閉じ込め時間は低下する。この「加熱出力に対する閉じ込めの劣化」は当時の中型トカマクに共通する現象であり、後の閉じ込めスケーリング則の重要な構成要素となった。また、重水素ビームは水素ビームより閉じ込めが良く、ディバータ運転はリミッタ運転より良く、さらにリミッタ放電でもプラズマを容器の内側に寄せて制限した方が外側より良い、という一連の傾向が確認された。これらを総合すると、最高の閉じ込めは高電流・完全ディバータ化・重水素ビーム加熱の組み合わせで得られる。

輸送の物理については、イオン熱拡散率の断面内分布が詳細に求められた。イオンの熱拡散率は新古典理論（粒子衝突だけで決まる理論的最小値）を上回り、プラズマ中心部ではその2–4倍、外縁部では約10倍に達する。一方、電子とイオンの熱拡散率が常にほぼ等しいという観測事実は、閉じ込めの劣化が乱流による異常輸送に起因することを強く示唆した。この観測を説明するため、捕獲電子乱流に基づく輸送モデルが提案され、低衝突性・高衝突性の両領域で閉じ込め時間のスケーリングを再現できることが示された。乱流輸送をスケーリング実験と分布計測の両面から拘束したこの一連の研究は、閉じ込め理論の発展に大きく寄与した。

閉じ込め改善の試みとしては、連続ペレット入射（凍結水素の小粒をプラズマに打ち込む燃料供給法）による実験も行われ、ビーム加熱リミッタ放電でエネルギー閉じ込め時間の改善が報告された。また、角運動量（プラズマの回転）がディバータ放電とリミッタ放電でどう閉じ込められるかの研究、不純物の動的挙動の研究、核融合中性子収率のスケーリング研究なども進められ、装置の運転領域全体の理解が深められた。

MHD安定性とベータ限界

非円形断面トカマクの中心的な課題は、プラズマ圧力をどこまで上げられるか、すなわちベータ限界（ベータはプラズマ圧力の磁場圧力に対する比）を決めることである。ダブレットIIIでは、高ベータ放電の平衡計算と理想MHD安定性解析が実験と並行して進められ、バルーニング・モード（プラズマ圧力勾配が駆動する局所的な不安定）とマルシエ・モードに対して安定な最大ベータ値は、逆アスペクト比（プラズマの太り具合）、エロンゲーション、トライアングリティ（D 字型断面の三角性）が大きいほど増加することが確認された。これは理論的予測と一致する結果であり、非円形化が単に電流を増やすためだけでなく、高ベータ平衡を安定に保つためにも有効であることを実証した。実験面でも、ベータ限界近傍での局在バルーニング不安定の観測や、ベータ限界とスケーリング則との比較が行われた。

一方、電流分布の時間発展（電流拡散）や、大型のジャイアント・ソートース（プラズマ中心温度が周期的に急上昇・急低下する振動）およびその変種であるダブル・ソートースの観測と解析も行われた。ソートース・クラッシュは電流分布を再分布させる主要な過程であり、その挙動の理解は高ベータ運転の制御に不可欠であった。さらに、磁気的変動と外縁輸送の相関の研究など、外縁の乱流輸送と磁気構造の関係に踏み込んだ実験もこの装置で展開された。

ビッグ・ディー改造とダブレットIII-Dへの移行

1980年代半ば、ダブレットIIIは真空容器と磁場コイル系の大改造を受けた。この改造計画は「ビッグ・ディー（Big Dee）」と呼ばれ、装置をより大きく伸ばした非円形断面に対応させることで、形状の利点を最大限に引き出すことを狙ったものである。改造後の装置はダブレットIII-D（DIII-D）と改称され、1986年初頭に運転を開始した。

改造に先立つ安定性解析は、ビッグ・ディー構成でバルーニング・モードとマルシエ・モードに対して安定な最大ベータ値が、逆アスペクト比・エロンゲーション・トライアングリティの増加とともに上昇するという理論的スケーリングを踏まえ、高ベータ平衡が関連する入力パラメータの広い範囲で存在し、パラメータを連続的に変えながら滑らかに到達できることを示した。解析はまた、ビッグ・ディーのベータ限界が既存のスケーリング則と整合し、ベータやプラズマ電流などの限界パラメータが装置の運転範囲内で炉に関連する値に達しうることを予測した。この予測は「形状制御によって中規模装置でも炉関連の物理を実証できる」という、その後の DIII-D 研究計画の基本思想を定めるものであった。

ダブレットIIIで確立されたディー型断面・単一極ディバータ・形状によるベータ限界制御という三つの要素は、そのまま DIII-D に引き継がれ、さらに ITER をはじめとする現代のトカマク設計の標準構成となった。ダブレットIIIは、単一装置としては短い運転期間でありながら、今日のトカマクの「標準形」を決定づけた装置として位置づけられている。