ISX-B

ISX-B(ISX-B)は、米国オークリッジ国立研究所が1970年代末から1980年代半ばまで運転した中型トカマク実験装置である。主要半径 R₀ = 0.93 m、小半径 a = 0.27 m、トロイダル磁場 0.9–1.5 T、プラズマ電流 70–210 kA というコンパクトな装置でありながら、最大 2.5 MW の中性粒子ビーム入射(NBI)によって高ベータプラズマを実現し、トカマクのベータ限界と閉じ込めの物理を調べる世界的な中心実験場となった。後述のベリリウムリミッタ実験は、後の大型装置におけるベリリウム第一壁利用の先駆けとして特に知られる。

装置とオークリッジ・トカマクの系譜

ISX-B は、オークリッジにおけるトカマク研究の流れの第三世代にあたる。同研究所では 1972 年以降、ORMAK で中性粒子入射加熱の先駆的実験が行われ、次いで ISX-A が建設された。ISX-B は ISX-A の改造・後継機として、強力な正接中性粒子ビーム入射装置を備え、高ベータ運転を主目的とした点で前任機と一線を画す。1972 年から 1984 年にわたる ORMAK・ISX-A・ISX-B の一連の成果は、プラズマ加熱、閉じ込め、MHD 安定性、不純物効果、ペレット入射、リミッタと表面物理という、今日のトカマク研究の主要テーマのほぼすべてを小型装置で先行的に扱ったものである。

装置規模が小さいことは、この系譜の研究様式を特徴づけている。大電流・大磁場を得にくい代わりに、磁場や電流、密度を系統的に変えてスケーリング則を実験的に決めることが容易であり、またビーム入射出力に対するプラズマの蓄積エネルギーが小さいため、加熱出力を変えたときの閉じ込め時間の変化を短時間で高感度に測定できる。ISX-B で得られた経験的スケーリング式は、より大型の装置での閉じ込め予測の検証材料として広く参照された。運転条件の制御も重要な研究対象であり、プラズマ電流と位置のフィードバック制御を結合したモデル化、電子サイクロトロン共鳴を利用した予備電離(プレイオン化)など、運転技術の面でも成果を残した。

高ベータ中性粒子ビーム加熱計画

ISX-B の中心課題は、トカマクプラズマを磁圧に対するプラズマ圧の比(ベータ)が高い状態で維持できるかを試すことであった。最大 2.5 MW の中性粒子ビームを入射した結果、体積平均ベータで約 2.5%、ピーク値で約 9%、二乗平均で約 3.5% に達するプラズマが得られた。当時のトカマクとしては際立って高い値であり、高ベータ運転が原理的に可能であることを実証した。

しかし加熱出力を上げるほど閉じ込めは悪化するという、後に大型装置で普遍的に確認される現象がここでも明瞭に観測された。ビーム出力が 0 から 2.5 MW まで増えるとエネルギー閉じ込め時間はおよそ半分に低下し、その低下は主として電子チャンネルの閉じ込め劣化によるものであった。高ビーム出力域では電子閉じ込め時間が「アルケーター(Alcator)スケーリング」の予測を 3–4 倍下回る。測定はビーム出力に対する経験的関係式で整理され、その依存性は低出力域ではほぼ線形であるが、1.2 MW を超えるあたりから飽和する傾向を示した。後の系統的なスケーリング実験では、ポロイダルベータ βp はビーム出力を固定すればトロイダル磁場にも密度にも依存せず、閉じ込めはビーム出力の増加で劣化し、プラズマ電流の増加で改善することが確認された。劣化の機構自体は特定されず、また体積平均ベータ、トロイダル磁場、あるいは MHD 診断信号を支配する (m=1, n=1) モードの活動とは無関係に生じることが示された。損失が主に電子チャンネルを通ることは、電子の熱伝導が高出力加熱プラズマの閉じ込めを律速するという、その後のトカマク研究の基本認識につながる知見である。

加熱実験と並行して、水素ペレット入射による燃料供給も行われた。固体水素ペレットを高速で注入してプラズマ中心部に直接燃料を供給する手法は、ガス入射では得られない密度分布の制御を可能にし、オークリッジ系譜の装置で培われた技術である。また、順方向と逆方向のビームを切り替えて入射することでプラズマ回転を制御し、不純物輸送や不純物蓄積との関係を調べる実験も ISX-B と PLT で実施された。回転が不純物の内側への蓄積に影響することを示すこれらの実験は、トロイダル回転が輸送に実質的な役割を果たすことの初期の証拠となった。

ベータ限界と MHD 安定性

高ベータ運転の成否を分けるのは理想 MHD 不安定性、とくに圧力勾配が駆動するバルーニング不安定性である。ISX-B では、実測された平衡の圧力分布を用いた理想 MHD 解析により、達成されたプラズマが実際にバルーニング不安定性の閾値を超える圧力を持つことが予測されたにもかかわらず、これらのモードの明瞭な証拠は観測されなかった。つまり理論上の理想 MHD 限界は、実際の運転限界そのものではなかった。この「理論限界を超えても即座に失われない」という観察は、トカマクのベータ限界を考える上で重要な教訓となった。

一方、運転データを整理すると、β = A⟨β⟩qψ/κ(κ は断面の縦横比、qψ は正規化された q 値)という形の式で A = 18–22% に相当する境界が ISX-B の運転範囲の一つとして現れ、これは他のトカマクで得られた経験的ベータ限界スケーリングとよく一致した。この式は理想 MHD 不安定性閾値の単純な表現とも近いが、それが真のトカマク限界であるかは自明ではない。実際、この運転境界よりはるかに低いベータでも閉じ込め劣化が観測され、それを理想 MHD 活動と結びつける実験的証拠も理論的モデルも得られていない。すなわち ISX-B が示したのは、(1) 理想 MHD 的なバルーニング閾値は必ずしもハードな限界ではなく、(2) それより低いベータで既に閉じ込め性能が下がる「ソフトな」劣化が実用上の制約になる、という二重の構造である。この認識は、その後のベータ限界研究が安定性理論と閉じ込めスケーリングの両面から進められる契機となった。

閉じ込めスケーリングと不純物制御

閉じ込めの定量的理解のため、トロイダル磁場、プラズマ電流、線平均電子密度を一つずつ変えて他を固定する系統的な実験が行われ、体積平均ベータとグローバルなエネルギー閉じ込め時間の経験的スケーリング式が作られた。診断としては磁気測定によるグローバル量の取得に加え、トムソン散乱に基づく圧力分布解析が選択的な事例の詳細研究に用いられた。電子熱拡散率 χe は、ビーム加熱放電における熱パルス伝播の解析からも独立に求められ、電子チャンネル経由の損失が支配的であるというスケーリング研究の結論と整合した。密度ゆらぎや空間電位のゆらぎ測定も行われ、閉じ込め劣化の微視的な素過程を探る手がかりが得られた。

不純物の制御は小型装置ではとくに深刻な課題であった。リミッタや真空容器壁から放出入する不純物は、小さなプラズマ体積では中心部の輻射損失を急速に増大させる。ISX-B ではクロムゲッタリング(蒸着したクロム膜による壁の被覆)によって不純物放出を抑え、プラズマ性能が改善することが示された。また順方向・逆方向ビーム入射の違いが不純物輻射に及ぼす影響が調べられ、逆方向入射時の不純物蓄積について複数の説明仮説(輸送の変化、ソースの変化など)が検討された。これらの実験は、不純物の源と輸送を分けて評価する手法の確立に寄与した。壁条件、小半径、大半径を変えた閉じ込め特性の比較実験も行われ、閉じ込めが装置幾何と表面条件の双方に依存することが示された。

ベリリウムリミッタ実験

ISX-B で最も広く知られる成果の一つが、ベリリウムをリミッタ材料として実際のプラズマに晒す実験である。ベリリウムは原子番号が低いため、タングステンやステンレスと比べて放出入した際の輻射損失が小さく、水素を吸蔵する性質を持つ、理想的な第一壁候補材料と目されていた。しかし実機での挙動データは皆無であり、ISX-B がその初めての試験場となった。

実験では、リミッタへの熱・粒子フラックスを実測し、出力フラックスの関数としてリミッタの溶融損傷を記録した。強い溶融と蒸発が起こり、蒸発したベリリウムが真空容器内にゲッタ膜として付着する事態が生じた。溶融したリミッタ材料の移動と侵食を記述するモデルが構築され、観測された損傷パターンと運転条件から侵食機構が推定され、将来の設計基準に反映された。運転後の事後分析では、リミッタへの水素の保持量、侵食量、不純物堆積が定量化された。

プラズマ側への影響も、ゲッタ処理の有無を分けて評価された。ベリリウムリミッタはプラズマの不純物組成をベリリウム主体へと変え、高 Z 不純物による輻射を減らす方向に働いた。この実験を通じて、ベリリウムを核融合実験の接液材料として使うための運転経験——材料の挙動、安全性、プラズマ性能への効果——が初めて体系的に蓄積され、後の JET におけるベリリウム第一壁運転や ITER 設計における材料評価の先例となった。リミッタ表面で何が起こり、それがプラズマにどう返るかを両側から測定したという点で、プラズマ・表面相互作用研究の典型例として位置づけられる。