ハイブリッドシナリオ

ハイブリッドシナリオ（hybrid scenario）は、トカマクの運転シナリオの一つで、Hモードの信頼性の高いエッジ閉じ込めを保ちながら、プラズマ中心部の安全係数 q を 1 以上に保ったまま平坦化し（中心磁気シアを小さくする）、高ベータ・高閉じ込めを長く定常的に維持することを狙うものである。誘導駆動（トランス駆動）と非誘導電流駆動を「折衷」する運転形態であることからこの名があり、ITER では Q = 10 のパルス基準シナリオと並ぶ主要な運転シナリオの一つに位置づけられている。図は、コアとエッジの統合運転を狙ったハイブリッドシナリオの磁気配位の断面である。閉じた磁気面の内側に広いプラズマ柱が描かれ、イオンの垂直方向ドリフト（ion VB drift）の矢印、ダイバータ近傍での D₂ ガスの注入と Ne・Ar 不純物のシード、クライオポンプによる排気、分離面位置の変化（ΔRsep）が示されており、高性能コアと低温ダイバータを両立させるための配位が具体的にイメージできる。

定義と動機

トカマクのプラズマ電流は本来、トランスの誘導電圧で駆動されるため、単純な運転ではフラットトップに時間的な上限があり、パルス運転にならざるを得ない。これに対し、電流の大部分を外部電流駆動（中性ビーム、電子サイクロトロン波など）と圧力勾配が自発的に作るブートストラップ電流で賄う「定常状態シナリオ」が長年研究されてきたが、電流分布と圧力分布の整合を精密に制御する必要があり、運転の信頼性の面で課題が多い。ハイブリッドシナリオはこの中間に位置する。プラズマ電流をやや低めに設定し（例えば JET では初期に約 1.7 MA、その後より高い電流へ拡張）、中心部に強い電流駆動を入れることで、非誘導電流割合をほぼ 100 % に近づけつつ、電流分布の精密な整合を要求しない運転である。DIII-D では非誘導割合約 100 %（うち約半分がブートストラップ電流）、ループ電圧 0.01 V というほぼ完全な定常状態が達成されている。

動機は二つある。第一に、ITER のような装置で長パルス・高ゲイン運転を実現することであり、Q = 5 の定常運転が設計目標の一つとされている。第二に、正規化ベータ βN が 2 を超え、しばしば 3 を超える高ベータ運転が、n = 1 の安定性限界近くでも良好な閉じ込め品質（H98 > 1、良い例では 1.4 程度）と両立することである。このためハイブリッドシナリオは、ASDEX Upgrade、DIII-D、JET、JT-60U、EAST、KSTAR、HL-2M など主要装置で広く開発されており、DIII-D と KSTAR の共同実験ではタングステンダイバータ環境下で βN = 2.4 を 30 秒間維持する長パルス運転まで進んでいる。

q 分布と電流駆動：低シアとフラックスポンピング

ハイブリッドシナリオの特徴は、中心部で q が 1 を下回らず、かつほぼ平坦（中心磁気シアが小さい）な分布にある。図は、その典型的な断面分布を示す。電流密度の内訳（オーミック電流、ブートストラップ電流、電子サイクロトロン波電流、中性ビーム電流）が中心部に集中して加算され、安全係数分布は中心で 1 から 2 程度の平坦な台地を作り、外側で急に立ち上がっている。電子・イオン温度は中心で 7 keV 前後まで上がり、密度は中心部で高い分布を保つ。

この q 分布は、単に外部から精密に彫り込むものではない。q の最小値が 1 をわずかに超えると、m/n = 3/2 や 4/3 の新古典テアリングモード（NTM）など「良性」の中核 MHD モードが自発的に発生し、これが中心部の電流拡散を異常に速める（anomalous current diffusion）。その結果、電流密度分布が自己組織化され、q の最小値が 1 以上の平坦な分布に引き戻される。この機構はポロイダルフラックスポンピングと呼ばれ、外部電流駆動と電流分布の厳密な位置合わせが不要になるという、ハイブリッドシナリオの大きな実用上の利点になっている。外部電流駆動は効率の良いプラズマ軸近傍に沈めればよく、図は、実際に DIII-D の定常ハイブリッド放電で計算された非誘導電流の各成分（中性ビーム電流、ECCD、ブートストラップ電流）と、測定された全電流分布を比較したものである。中性ビームと ECCD が中心部に、ブートストラップ電流が中間半径に分布し、それらの和が測定された全電流分布とよく一致していることが読み取れる。

この自己組織化により、q 分布は運転中に安定に保たれる。DIII-D と KSTAR の類似実験では、q95 > 5 の高エッジ安全係数領域でこの自己規制された q 分布が再現され、KSTAR の超伝導コイル環境へのシナリオ移転が図られた。図は、その両装置での比較である。左が KSTAR、右が DIII-D のケースで、安全係数分布（q = 1 と q = 4/3、3/2 の位置を破線で示す）と、モデル計算された電流密度（青）と運動学的 EFIT から再構成された電流密度（橙）の比較、さらに ECH による電流駆動（緑）が描かれている。両装置で中心部の低シアな q 分布と良性の 4/3 ないし 3/2 モードに対応する局所的な電流再分布が対応よく再現されており、シナリオの装置間移転可能性を示している。

コア閉じ込めと輸送物理

ハイブリッドシナリオの閉じ込め改善は、単一の機構ではなく複数の効果の合流によるものであることが、ASDEX Upgrade の完全非誘導・高性能放電の輸送解析で示されている。第一に、中心部の低磁気シアは、電磁的安定化と α（圧力勾配）安定化の両方に有利に働く。第二に、トロイダル回転に伴う E × B せん断が乱流を抑制する。第三に、高速イオン（中性ビームやアルファ粒子）が希釈効果と α 安定化の強化を通じて、局所的な内部輸送障壁の形成に寄与する。準線形乱流モデルを用いたシミュレーションは、これらの機構の合流によって実測の温度分布をコア全体にわたって定量的に再現できることを示している。

トロイダル回転の役割については、DIII-D でビームのトルクと出力を独立に変えられる装置能力を用いた専用実験が行われた。中心回転を一方向ビームの場合の 4.6 分の 1 まで下げると、エネルギー閉じ込めは低下し、m/n = 3/2 NTM の振幅は増大する。それでもなお、融合性能の指標は ITER の Q = 10 運転に必要な値を上回っており、ITER のような低回転環境への外挿に対して楽観的な見通しを与えると同時に、回転物理の理解を深める必要性も示した。GLF23 などの乱流輸送モデルを用いた解析でも、E × B せん断による安定化が実測分布の再現に重要であることが示されており、回転が低下しても閉じ込め品質は標準的な H モードのスケーリングを確実に上回る。

MHD 安定性：NTM、セオリー、ベータ限界

ハイブリッドシナリオの安定性は、二つの面で特徴づけられる。第一に、q の最小値が 1 を超えるためセオリー（中心の内部再結合振動）が抑制されるか強く緩和される。これは、セオリーが 2/1 NTM のシードアイランドを作って大破壊につながるという、通常の H モード運転の主要なリスクを回避できることを意味する。ただし、q の最小値が 1 に近い場合にはセオリーが完全には消えず、小さな m = 3, n = 2 NTM の存在がかえってセオリー回避に寄与するという観察もあり、安定性の制御は繊細である。

第二に、高ベータ運転であるため、抵抗性 MHD の安定性限界が運転範囲を決める。βN を上げると、理想的なキンク限界に達する前に大きなテアリングモードが発生し、ベータ崩壊や電流分布の乱れを引き起こす。ハイブリッドシナリオでは、良性の 3/2 や 4/3 NTM がフラックスポンピングの源として機能する一方、m/n = 2/1 NTM の発生は回避すべき最大のリスクであり、エッジ局在モード（ELM）との相互作用も 2/1 NTM の安定性に影響する。JET では、D-T 運転に向けて高電流・高磁場化した際に n = 3 の NTM が性能を制限する要因となり、磁場や加熱出力の選択が MHD 回避と閉じ込めのトレードオフの中で最適化された。図は、JET で磁場 2.8 T と 3.45 T、高出力（約 35 MW）と中出力（30 MW 未満）の条件で放電を比較したものである。上から順に、プラズマ電流と磁場、中心の線積分密度、NBI・ICRH・放射出力、ガス要求波形、反磁性貯蔵エネルギー、中性子発生率が示され、NTM 活動の開始時刻が色分けされた縦線で、プロファイル取得時刻が灰色の縦帯で示されている。高磁場・高出力側で貯蔵エネルギーと中性子率が高く維持される一方、NTM 活動の開始が性能に影響する様子が読み取れる。

コア・エッジ統合と ITER・炉への外挿

ハイブリッドシナリオを炉に結びつけるには、高性能なコアと、ダイバータの熱負荷を許容範囲に抑えるというエッジ側の要求を同時に満たさねばならない。大出力の核融合プラズマでは、ターゲット板への熱流束を下げるために、低 Z・中 Z 不純物（Ne、Ar など）を注入してダイバータ前面やマントルで放射冷却するのが主流の解とされている。しかし不純物がコアに侵入すると燃料希釈とコア放射損失によって融合利得が下がり、極端な場合には H モードが維持できなくなる。このため、D₂ ガスをダイバータ側から注入しつつポンプで排出して不純物をターゲット方向に流す「パフ・アンド・ポンプ」方式や、不純物の蓄積とコア放射を抑えながら高閉じ込めを維持する条件の探索が、DIII-D の高ベータ・ハイブリッド放電を用いて進められている。有効電荷 Z_eff とエッジ密度がコア閉じ込めと融合性能に与える影響には最適値があることが統合シミュレーションで示されており、HL-2M や CFETR でのシナリオ最適化に反映されている。

ITER への外挿は、実験と理論モデルの両面から進められている。電流立ち上げ段階でハイブリッド的な q 分布へのアクセス条件を調べ、EPED によるペデスタル予測と GLF23 によるコア輸送予測を制約として平坦部の性能を最適化し、さらにリアルタイムで磁気・運動学的プロファイルを同時制御するモデルベースの制御手法まで提案されている。RAPTOR などの定常プラズマ最適化ツールにニューラルネットワークのサロゲート輸送モデル（QLKNN）を組み合わせれば、ITER ハイブリッドシナリオのプロファイル進化とアクチュエータ軌道の高速最適化が可能になる。JET では、重水素・三重水素・D-T 混合ガスでの実験を通じてシナリオを最適化し、半経験的な外挿によって D-T 運転での融合性能が評価された。タングステン壁環境での不純物蓄積の抑制、超伝導コイル環境での長パルス再現性、そしてコアの高性能と低温ダイバータの統合は、ITER および定常炉運転に向けたハイブリッドシナリオ研究の中心的な課題であり、DIII-D・KSTAR・WEST などでの類似実験を通じて検証が進められている。