電子加熱

電子加熱（electron heating）とは、磁場閉じ込めプラズマにおいて外部から供給した加熱出力を主として電子チャネル（電子の熱エネルギー）に沈着させることを指す。核融合プラズマでは、重水素と三重水素の核融合反応で生じるアルファ粒子はまず電子を加熱し、電子はその後クーロン衝突によってイオンへエネルギーを渡す。したがって燃焼プラズマでは本質的に電子加熱が支配的となり、電子チャネルの輸送・閉じ込め特性を理解することは、プラズマの自己燃焼を持続させる上で中心課題の一つである。実験的には、電子サイクロトロン共鳴加熱や低域混成波加熱など、電子に選択的に出力を注入する手段が整備されたことで、イオン加熱主体の従来型運転とは質的に異なる「電子加熱支配」のプラズマを系統的に研究できるようになった。図に示すように、各加熱方式が電子・イオンのどちらのチャネルに、どの半径位置に出力を沈着させるかは大きく異なり、これがプラズマ全体の温度・密度分布を決める出発点となる。

電子加熱の意味と特徴

トカマクプラズマの加熱は、電子とイオンという二つの熱チャネルに対して独立に考える必要がある。オーム加熱では電子がジュール加熱を受けた後に衝突でイオンへエネルギーを渡すが、高温になるほどこの衝突による伝達は急速に弱まる。そこで高温度プラズマでは、どちらのチャネルに直接出力を入れるかが加熱方式の選択と密接に結びつく。電子サイクロトロン共鳴加熱（ECRH）は電子のサイクロトロン運動と共鳴する周波数の電磁波を注入して電子を直接加熱するもので、沈着位置をビームの射出方向と磁場強度で精密に制御できる。低域混成波（LH）波は電子とのランダウ共鳴によって加熱と電流駆動を同時に行う。一方、中性粒子ビーム入射（NBI）やイオンサイクロトロン共鳴加熱（ICRH）は主としてイオンを加熱するが、イオン温度が電子温度より高くなると衝突を介して電子へも熱が流れる。

電子加熱支配のプラズマでは、電子温度がイオン温度を大きく上回り、両者をつなぐ衝突によるエネルギー交換が相対的に弱くなる。このため電子チャネルの異常輸送（乱流による輸送）がそのまま全エネルギー閉じ込めの損失を支配する。また、電子加熱は密度ポンプアウト、すなわち中心加熱に伴うコア密度の減少をしばしば引き起こす。これは中心電子加熱が捕獲電子モード（TEM）など粒子輸送を駆動する乱流を変化させ、粒子フラックスを外向きに転じさせるためと説明される。同様のポンプアウトはNBIでも観測され、コア電子温度の変化量が同程度でもNBIの方がECRHより密度変化が大きいことが報告されている。さらに高密度条件ではポンプアウトが弱まる一方、不純物注入後に回復するという観測があり、コア乱流の支配的モードが密度条件や不純物によって変化することを示している。

電子チャネルへの加熱方法

電子加熱を実現する具体的な手段はいくつかに分かれる。第一は高周波加熱である。ECRHはジャイロトロンと呼ばれる大出力マイクロ波源を用い、電子サイクロトロン周波数（例えばITERでは170 GHz）の電磁波を電子のサイクロトロン運動に共鳴させて吸収させる。吸収効率は局所の電子温度と密度に依存し、低密度では中心電子温度が高いほどよく吸収されるため、電子温度分布の予測精度がそのまま加熱効率の予測精度につながる。低域混成波は周波数がより低く、電子とのランダウ共鳴で加熱すると同時に電流を駆動できるため、電子加熱と電流プロファイル制御を兼ねる。水素・重水素混合プラズマではイオンサイクロトロン周波数帯の波をモード変換によって電子加熱に用いる手法もある。第二に、超短レーザーパルスを固体密度プラズマに照射する場合のように、相対論的電子を介して一挙に電子を加熱する場面もあるが、これは磁気閉じ込めとは異なる文脈の現象である。

加熱方式の選択は沈着プロファイルを通じて閉じ込め性能に直結する。例えば、低域混成波加熱に軸上ECRHを少量加えると、低域混成波の沈着がコア側に移動して蓄積エネルギーと全エネルギー閉じ込めが改善される一方、ECRHを停止すると低域混成波の沈着位置の変化によって閉じ込めが大幅に低下することがある。つまり電子加熱支配プラズマでは、加熱出力の総量だけでなく「どこに・どの波が・どのチャネルに」沈着するかが性能を決める。

電子熱輸送とプロファイルの剛性

電子熱輸送は、一般に新古典輸送（衝突に基づく輸送）よりはるかに大きく、乱流による異常輸送が支配する。コアプラズマの乱流は、波長の長いイオン温度勾配モード（ITG）、中間波長の捕獲電子モード（TEM）、短波長の電子温度勾配モード（ETG）に大別される。電子加熱支配プラズマでは電子温度勾配が強くなるため、TEMやETGが電子熱輸送の主要な駆動源となりやすい。ただし、どのモードが支配的かは装置や条件によって異なり、TEMとITGが支配するという報告とTEMとETGが支配するという報告が併存しており、装置間の不一致は今後の課題とされている。

電子熱輸送の著しい特徴は「剛性（stiffness）」である。これは熱輸送係数が温度勾配に強く依存し、勾配がある臨界値を超えると乱流が急増して輸送が急上昇する性質で、その結果、加熱出力を増やしても温度勾配は臨界値付近に張り付いてしまい、温度分布の形がほとんど変わらない。電子加熱プラズマではこの剛性が特に顕著である。図は、電子熱拡散係数を電子温度の3/2乗で規格化し、規格化電子温度勾配に対して示したもので、勾配が臨界値を超える領域で拡散係数が急増する様子が半径位置ごとに見て取れる。また、軸上ECRH（中心加熱）では大半径側の領域に比べて軸近傍の剛性が弱くなるという観測もあり、剛性は一様な性質ではなく加熱プロファイルや磁気シアー、回転シアー、三次元幾何形状の最適化などによって弱めうる。

剛性の破れは内部輸送バリア（ITB）の形成と表裏一体である。高ポイダルベータ運転では、圧力勾配に比例して増大するシャフラノフ・シフトと磁気シアーの低下が曲率型の微不安定を安定化し、圧力勾配をさらに高める正のフィードバックが働く。このとき電子チャネルにもITB（e-ITB）が形成され、エネルギー閉じ込めが大幅に改善される。統計的解析によれば、規格化電子温度勾配とポイダルベータの相関には転換点があり、それを超えると電子温度剛性が破れてe-ITBが形成されることが示されている。e-ITBの強さは規格化電子温度勾配で評価され、その最大値はプラズマ中心近くの規格化半径0.2〜0.25付近に現れる。

閉じ込め領域とMHD安定性への影響

電子加熱は閉じ込めの良し悪しを決める様々な機構と絡み合う。まず、L-H遷移（良閉じ込めのHモードへの転移）のしきい値は実験的にエッジのイオン熱フラックスで整理されることが知られている。純粋な電子加熱プラズマではイオン熱フラックスは電子からイオンへの衝突伝熱だけで決まるため、コアの乱流輸送モデルによる電子・イオン温度分布の精密予測がL-H遷移予測の前提となる。次に、電子加熱支配のHモードでは、ECRH停止後に内部インダクタンスの低下とともに性能が大きく劣化する事例が報告されており、その原因は輸送の増大ではなく低域混成波の沈着位置の変化にあると解析された。これは電子加熱プラズマの閉じ込めが磁気シアー分布と加熱沈着の結合に敏感であることを示す。

MHD安定性の面では、電子加熱は高速電子（energetic electrons）の集団を作る。ECRHや高周波加熱で生じた超熱電子は、逆ランダウ減速を通じてアルフベン固有モードやフィッシュボーン型の不安定を励起しうる。高速イオン駆動のアルフベン固有モードの観測例は豊富だが、高速電子駆動のものは報告が少なく、ベータ誘起アルフベン固有モード（BAE）やフィッシュボーンが電子加熱支配プラズマで観測され、その発生が高速電子の集団・エネルギー・ピッチ角分布に依存することが示されている。また、純電子加熱で中心の安全係数が1以下に保たれた放電では、螺旋状の飽和定常モード（m/n = 1/1）が観測され、中心部の緩やかな振動（コア振動）の候補機構として議論されている。さらに、局所的な電子加熱・電流駆動はセーフィティファクタープロファイルを変えることで鋸歯状振動（sawtooth）の周期を制御できる。これらは電子加熱が単なる熱源ではなく、電流プロファイルと高速粒子分布を通じてMHD安定性を直接操作する手段でもあることを意味する。

燃焼プラズマとITERにおける意義

燃焼プラズマでは、アルファ粒子の加熱はほぼ完全に電子チャネルに入る。したがって電子熱輸送が新古典レベルより大きい限り、アルファ加熱の効率が乱流によって損なわれ、自己燃焼の維持が難しくなる。電子チャネルの異常輸送を理解し抑止することは、核融合研究最大の課題の一つと位置づけられている。特に電子加熱支配では電子とイオンの結合が弱いため、電子の異常損失がイオン温度の上昇を頭打ちにする「イオン温度クランプ」を引き起こしうる点が指摘されており、これは融合利得に直結する問題である。

ITERの初期運転段階（第一予備核融合出力運転）では利用可能な加熱出力が限られ、ECRHが主加熱源となるため、プラズマは電子加熱支配となる。この段階では水素プラズマでのHモード達成が難しく、低磁場・第三高調波ECRH加熱が検討されるが、その吸収効率は中心電子温度に強く依存する。中心電子温度はコア乱流輸送でほぼ決まるため、非線形ジャイロ運動論シミュレーションを直接実行するには計算コストが高すぎることから、TGLFやQuaLiKizといった準線形輸送モデルを用いて電子温度分布とエッジイオン熱フラックスを予測し、実験（ASDEX UpgradeやJETの電子加熱支配放電）に対する検証が進められている。このように、電子加熱支配プラズマの輸送予測精度は、ITERの運転計画そのものを左右する要素となっており、現在のトカマク実験（特に長パルス運転が可能な超伝導トカマクでの研究）がその基盤データを供給している。