JT-60

JT-60は、日本原子力研究所(現・日本原子力研究開発機構)が建設した大型トカマク装置である。日本の核融合開発計画の第二期(1975年開始)の中核として位置づけられ、1985年の運転開始以来、臨界プラズマ条件に迫る高性能プラズマの実現と、定常炉に向けた先進的運転概念の開拓を主な使命としてきた。水素(重水素ではなく)プラズマを用いて炉心プラズマの閉じ込めと加熱を研究する方針が当初から明確であり、D-T燃焼実験を行わない代わりに、等価的なエネルギー増倍率や三重積で性能を評価する研究様式を確立した。JT-60で得られた知見はITERの設計や定常炉概念の構築に直接反映され、装置は後のJT-60Uへの改造、そして超伝導トカマクJT-60SAへの改修へと受け継がれている。

JT-60計画の目的と歴史

JT-60の目的は、炉を代表するような水素プラズマを用いてプラズマの閉じ込めと加熱を研究し、併せて関連する核融合技術の総合試験を行うことであった。1973年から概念設計が始まり、建設を経て1985年3月に完成、同年4月から初期実験が開始された。設計当初から、パルス長5〜10秒という長パルス運転能力、磁気リミター(ダイバータ)配置、複数の追加加熱手段、RF波による電流駆動を備えている点が特徴であった。これは、単に高温プラズマを作るだけでなく、プラズマの粒子・熱制御や非誘導電流駆動という、定常運転炉に不可欠な課題を扱う意図を反映したものである。

運転開始後の初期実験では、まず放電の立ち上げと平衡制御が確立され、追加加熱装置の整備が1986年半ばまでに完了して本格的な加熱実験へ移行した。装置運転の経験からは、制御ソフトウェアの不具合、真空容器の空気漏れ、電気絶縁の破損といった頻出する故障のほか、真空容器の振動、トロイダル場コイルの冷却水漏れ、ハロー電流によるダイバータタイルの破損、高エネルギー電子による冷却配管の損傷など、想定を超える機械挙動が明らかになった。これらの工学上の教訓は、後続の大型装置の設計に直結する知見となった。

装置の設計と構造

JT-60は大型トカマクとして、真空容器、トロイダル場コイル、ポロイダル場コイル、支持構造物から構成される。真空容器は金属膜(ベローズ)構造を持ち、プラズマの位置・形状を磁気コイルで制御する。磁気リミター方式のダイバータを採用したことは、プラズマ表面での粒子・熱の排出を制御する研究を可能にし、後のダイバータ実験(中性粒子ビーム加熱放電での粒子・エネルギー制御、ヘリウム灰の排出研究など)の基盤となった。

電源系統は大型トカマク特有の課題に対応しており、トロイダル場コイル、ポロイダル場コイル、追加加熱装置それぞれに大容量電源が用意された。また、プラズマ平衡の制御には真空容器壁に誘起される渦電流の影響を正確に見込む必要があり、渦電流効果の解析と制御系設計が重要な開発課題であった。実験データは当時としては大規模なデータ処理システムで収集・解析され、遠隔実験システムの開発へと発展した。

JT-60Uへの改造と加熱・電流駆動システム

1989年から1990年にかけて、JT-60は大規模な改造を受けJT-60Uとなった。改造の主眼はプラズマ断面積の拡大と磁場・電流容量の増強による閉じ込め性能の向上であり、これによりITER物理設計への寄与が求められる領域での実験が可能になった。

追加加熱としては、中性粒子ビーム入射(NB)、ICRF加熱(イオン・サイクロトロン周波数帯)、下部混合波(LHH)電流駆動、そして後期には電子サイクロトロン加熱(ECRF)が用いられた。ICRF系では高調波加熱の特性や、チョークスタブを用いた給電系の設計・高周波漏洩の評価などが行われた。下部混合波ではマルチジャンクション発射器を用いて効率的な電流駆動が実証され、駆動されたプラズマの輸送解析が進められた。ECRF系では110 GHzジャイロトロンが1.2 MWの高出力動作に達し、局所加熱・電流プロファイル制御の手段を提供した。NB系ではビーム停止板(ビームストップ)の開発など、大入射パワーを支える工学要素も整備された。

実験成果：閉じ込め、高βpモード、ITBと逆せん断

JT-60Uでの実験は、閉じ込めの標準化と高性能化の両面で決定的な成果を上げた。中性粒子ビーム加熱Lモード放電での全体的なエネルギー閉じ込めの系統的測定や、放射損失と全体的なパワーバランスの評価、Lモードプラズマにおける異常イオン輸送の解析などは、閉じ込めスケーリングの実証的基礎を与えた。輸送の理論理解では、ドリフト波乱流モデルを用いた輸送解析が行われ、乱流輸送が閉じ込めを支配するという描像の検証に寄与した。

先進トカマク研究の面では、高ポロイダルベータ(高βp)モードが重要な役割を果たした。高βpモードではプラズマ電流の大部分(最大で全電流の80%)をブートストラップ電流で賄う放電が初めて実証され、この成果を基に外部入力を最小化した定常トカマク炉(SSTR)の概念が構築された。高βp放電では、最高イオン温度Ti = 45 keV、最高の核融合三重積 ni(0)τE Ti(0) = 1.5 × 10²¹ m⁻³·s·keV が達成されている。

さらに、高βpモードで発見された内部輸送障壁(ITB)は、その後の逆せん断放電の世界的な研究潮流の出発点となった。逆せん断とはプラズマ中心部で電流密度勾配が反転する電流プロファイルであり、ITBと組み合わせることで中心部の輸送を大幅に抑制できる。JT-60Uの逆せん断Hモード放電では、D-T等価エネルギー増倍率 Q_DT = 1.05(重水素プラズマでの測定をD-T反応に換算した値)が達成され、これは燃焼プラズマ物理研究における画期的な指標となった。また、逆せん断高閉じ込め放電では高リサイクル・強放射境界層プラズマが得られ、高βp Hモードでは核融合三重積 1.5 × 10²¹ m⁻³·s·keV が達成された。これらの高性能放電の長時間維持は、定常炉概念に要求される条件を満たすものであり、ヘリウムビームによるコア加熱を用いたヘリウム灰排出の研究も定常運転の成立性評価に寄与した。こうした先進トカマク研究の文脈からは、コンパクトITERの新概念が提案され、燃焼プラズマ物理の展望がシミュレーション解析とともに整理された。

超伝導トカマクJT-60SAへの改修

JT-60の研究の帰結として、装置を全超伝導コイルを備えるトカマクJT-60SCへ改造する計画が策定された。JT-60SCの目的は、トカマク炉の経済性・環境許容性の向上を図ることにあり、低放射化フェライト鋼の使用を前提に、炉心プラズマに相当する低ν*・低ρ*領域で高βの定常運転を実現することを目標とした。プラズマ制御方式や研究課題が概念設計とともに提示され、この計画は日本と欧州の協力によるJT-60SAとして具体化した。JT-60SAは、ITERを補完する定常運転研究の拠点として、JT-60以来の「高閉じ込め・高ベータ・非誘導電流による長時間運転」という研究の系譜を引き継いでいる。