磁石システム

磁石システム（magnet system）とは、核融合装置においてプラズマを閉じ込め制御するための磁場を発生させるコイル群と、それを支える構造物、冷却系、給電系、保護系をひとまとめにした総体である。トカマクやヘリカル装置の心臓部であり、装置の寸法・性能・運転方式をほぼ決定づける。現代の大型装置では磁場を常伝導銅コイルではなく超伝導コイルで発生させるのが標準となっており、JT-60SA のように 18 基のトロイダル場（TF）コイル、4 モジュールの中心ソレノイド（CS）、6 基の平衡場（EF）コイルからなる完全超伝導システムが典型例である。磁石システムの設計は、プラズマ物理の要求（磁場強度、形状制御精度）と、超伝導・低温・高電流という工学上の制約との接点にあり、核融合工学の中でも最も規模の大きい開発領域の一つである。

図は JT-60SA の磁石システムと関連設備の断面模式図である。中心ソレノイド、平衡場コイル、トロイダル場コイルがクライオスタット（低温容器）内に熱シールドを挟んで収められ、周囲にバルブボックス、コイル端子箱、ヘリウム配管が配置する様子が、全体で高さ 15.5 m、幅 12 m のスケールとともに示されている。

コイル構成と装置方式

磁石システムの構成は閉じ込め方式によって異なる。トカマクでは、プラズマ電流が生む磁場の「骨格」を外部が補う形で、三系統のコイルを使い分ける。プラズマを環体の周りで閉じ込める強い縦場を発生させるのが TF コイルで、環状に多数（JT-60SA で 18 基、KSTAR で 16 基）並べる。プラズマ電流を誘起する変圧器として働くのが中心軸上の CS であり、一次巻線としてフラックススイングを供給する。KSTAR の CS は 8 コイルで 17 V·s のフラックススイングを持つ。プラズマの位置・形状を制御する垂直場・平衡場を担うのが EF（PF）コイル群で、JT-60SA では 6 基の円形コイルが外周に置かれる。CS のフラックス容量がプラズマパルスの持続時間を直接決めるため、JT-60SA では限られた中心空間を有効に使うためのコンパクトな接合構造が開発され、定常運転志向の装置では TF・PF コイルの細身化と大口径診断ポートの確保が構造設計の要点となっている。

一方、ヘリカル装置（ステラレータ）ではプラズマ電流に頼らないため変圧器としての CS を必要とせず、主磁場を三次元ねじれたコイルで直接作る。大型ヘリカル装置 LHD は 2 基の超伝導ヘリカルコイルと 6 基の超伝導ポロイダルコイルからなり、磁場エネルギー 960 MJ を蓄える。ヘリカル方式は定常運転に本質的に適う一方、コイル形状が複雑で、巻線精度が磁場品質を直接左右する。ヘリカル型炉概念（FFHR、HELIAS 5-B）では、コイル配置パラメータが電磁力に対するコイル系の力学挙動を支配し、また三次元コイルの支持構造と保守概念（コイルを開けずに機器交換できる構成など）が設計の中心課題となる。このようにトカマクとステラレータでは「同じ超伝導技術を、まったく異なるコイル幾何と構造概念に載せる」ことになり、磁石システムの設計思想は装置方式ごとに大きく分かれる。

超伝導導体とコイル技術

大型核融合磁石の導体には、ケーブルインコンジット導体（CICC）が広く用いられる。これは超伝導素線を撫り合わせたケーブルを金属ジャケット（通常はオーステナイト系鋼）に収め、内部を 4.5 K 級の超臨界ヘリウムが流す構成で、機械的強度・冷却安定性・高電流（数万アンペア級）を同時に満たす方式である。KSTAR の TF・PF コイルはいずれも CICC 採用で、TF コイルはプラズマ中心で 3.5 T の磁場を供給する。JT-60SA の TF コイルも公称電流 25.7 kA で運転される。超伝導材料としては NbTi と Nb₃Sn が主で、Nb₃Sn は高磁場下で優位だが、熱処理や機械的ひずみ、さらに不純物蓄積による性能劣化への配慮を要する。より低い冷媒温度で動作し低活性化の利点を持つ MgB₂ 線の開発も、D-T 炉心近傍で運転される低活性化磁石システムを目指して進められている。

コイル単体ではなくシステムとしての検証も重視される。KSTAR では実寸大 TF 模型コイルや背景磁場発生コイル系の開発、大規模な超伝導磁石試験施設の整備が行われ、実機製作前に導体とコイルの性能を実証する手順が確立されている。また TF コイルの巻線パックは、ITER の設計に見られるように円形導体を放射状プレートで支持する構成が採用され、運転中の絶縁信頼性を高める工夫がなされている。

低温・構造・フィーダー

超伝導磁石システムは、コイル本体だけでなく、それを 4 K 級に保つ低温設備と、電磁力に耐える構造物、そして常温の電源からコイルへ大電流を導くフィーダー系の統合体である。冷却系では、クライオスタット内に熱シールド（80 K 級）を置いて侵入熱を遮り、超臨界ヘリウムをコイルへ供給する。LHD の低温システムは 13,400 時間に及ぶ連続運転で高い信頼性を実証した。熱流体的な観点からは、導体内部のヘリウム流量や圧力損失の設計が TF コイルの冷却性能を左右し、流量計測系の設計も磁石システム開発の一部となる。

構造面では、TF コイル間をつなぐ外側構造やコイルケースが巨大な電磁力（TF コイルで数百 MN に達する面内力）を負担する。ITER では一方向ガラス繊維強化プラスチック製のプリコンプレッションリングが TF コイル群を締め付け、コイルケースやコイル間構造の応力を低減する。このような締結構造の信頼性はせん断キーの繰返し載荷試験やリング模型の応力緩和試験で検証される。フィーダー系はコイル端子箱、バルブボックス、クライオライン、そして常温から 4 K への大電流リード（高温超伝導電流リードを含む）からなり、JT-60SA では 5 基のコイル端子箱と 11 基のバルブボックスがヘリウム冷媒を分配する。フィーダーは電気・冷却・計装の通路であり、その絶縁信頼性はシステム全体の稼働率を左右する。

運転：立上げ、クエンチ保護、誤差場

磁石システムの運転は、まず冷却から始まる。JT-60SA では 2020 年 10 月に統合試験運転のための初冷却を開始し、TF コイルを公称電流まで、PF コイルを段階的に（個別に 5 kA、のちに 10 kA）立ち上げた。この過程で EF1 コイル端子部の電気アーク事故が発生し、端子・フィーダー・電流リードの絶縁補強と、クライオスタット内真空度を変えたパッシェン試験（絶縁耐力試験）の繰り返しを経て初プラズマに至った。大型超伝導システムでは、このように絶縁の検証と立上げ試験が数年規模の工程となることが示されている。

超伝導コイルの最大のリスクはクエンチ、すなわち超伝導状態の喪失である。局所的な温度上昇や外乱（ディスターバンス）が生じると、そこで発熱が生じ、導体中を伝搬してコイル全体が常伝導化し、蓄えられた巨大な電磁エネルギー（LHD で 960 MJ）が熱に変わる。これを安全に抜くため、直流遮断器とエネルギー放出抵抗を組み合わせた保護系が必須で、アークを生じない機械式直流遮断器の開発など、大電流遮断技術の改良が続けられている。プラズマのディスラプションも磁石系への外乱であり、急激な磁場変化がコイルに誘導電圧と交流損失をもたらすため、超伝導磁石系のディスラプション耐性は設計条件に含まれる。

もう一つの運転上の鍵は磁場精度である。巻線製作と組立の公差は設計磁場からのずれ（誤差場）を生み、トカマクではわずかな誤差場がロックトモードやプラズマ停止を引き起こしうるため、DTT では巻線・組立公差に基づく誤差場の推定が設計段階で行われる。また W7-X の建設では、設計通りの磁場幾何を実現するため、コイル製作から組立まで幾何を追跡計測する手法が用いられた。誤差場の低減は、コイル精度の管理という製造問題と、運転時に補正コイルで磁場を整えるという運転問題の両面で扱われる。