磁場閉じ込め

磁場閉じ込め（magnetic confinement）とは、磁場を用いて高温プラズマを壁から隔離し、核融合反応が持続するのに十分な密度・温度・閉じ込め時間を保つ手法である。図は、磁場閉じ込め実験の物理的な姿を示すものである。図中には、真空容器内に描かれた中心柱状プラズマ、ポロイダル磁場コイルによる磁気面の断面図、そしてアルゴンおよび水素プラズマの可視光像が見て取れる。プラズマは数千万度から一億度を超える温度に達するため、どのような固体容器も直接触れさせることができず、帯電した粒子が磁力線に巻き付いて運動する性質を利用して、磁力線という「見えない容器」の中に閉じ込める。この原理に立つ磁場閉じ込め核融合は、慣性閉じ込め方式と並ぶ核融合エネルギー開発の二大路線の一つであり、半世紀以上にわたる研究の蓄積の上に、国際熱核融合実験炉（ITER）などの炉規模装置が計画されている。

磁場閉じ込めの原理

荷電粒子は磁場中でラーモア運動と呼ばれる磁力線周りの螺旋運動を行う。ラーモア半径は粒子の質量と温度で決まり、核融合プラズマの条件ではイオンでも数ミリメートル程度と、装置サイズに比べてはるかに小さい。したがって、磁力線が閉じた領域内に留まるように配置できれば、粒子は磁力線を横切って壁に到達する前に長時間閉じ込められる。磁場閉じ込めの本質は、この「磁力線に沿った自由度」と「磁力線に垂直な束縛」をいかに組み合わせるかにある。

しかし、単純な磁場配置では閉じ込めが成立しない。直線的な鏡場（ミラー）では、磁場強度の高い領域に跳ね返される粒子の割合が速いほど閉じ込められるが、速度ベクトルが軸に平行な粒子は端から逃げる「損失円錐」が本質的に残る。また、トロイダル（ドーナツ状）配置では、単純なトロイダル磁場だけでは磁場強度が内側で強く外側で弱いため、粒子は上下にドリフトしてしまい、閉じ込められない。この解決策として、磁力線にらせん状のねじれ（回転変換）を与え、粒子のドリフトが平均的に打ち消し合うようにするのが、次節で述べる主要な閉じ込め配置の共通原理である。

閉じ込め配置：トカマク、ステラレータ、その他

現在の磁場閉じ込め研究の主流は、トロイダル配置、すなわちドーナツ状の磁気面を持つ方式である。その中で最も発展したのがトカマクである。トカマクは、ドーナツ方向（トロイダル方向）の強い磁場に、プラズマ自身に流す電流が作るポロイダル磁場を重ねてらせん磁力線を作る。プラズマ電流を変圧器で誘導する方式は単純で高性能だが、電流が定常運転を妨げること、そして電流駆動のプラズマが種々の不安定化を起こしやすいことが課題である。一方、ステラレータは、外部コイルの幾何学だけで回転変換を実現する方式で、プラズマ電流に依存しないため本質的に定常運転に適する。ただし、非軸対称な磁場配置では粒子の軌道損失が大きくなりやすく、コイル設計の精密化によってこれを抑える研究が進んできた。

トカマクとステラレータ以外にも、多様な配置が研究されてきた。反転磁場ピンチは、トカマクより弱いトロイダル磁場と強いプラズマ電流で自己組織化的な磁場配置を作る方式である。ミラー型では、直線的な鏡場をトロイダル状につなぎ、回転変換によって損失円錐を消去する提案などが行われている。また、球状トカマクは中央部の細い中心柱を特徴とし、図に示したような装置は、中心柱プラズマとその周囲の球状トーラスを磁気再結合でつなぐ、従来のトカマクやスフェロマクとは異なる配置も提案されている。これらの多様性は、磁場閉じ込め研究が単一の最適解に収束していないこと、そして閉じ込め性能・定常性・工学上の制約のバランスを異なる形で追求していることを示している。

トロイダル閉じ込めにおける輸送と乱流

磁場閉じ込めの性能は、プラズマの温度と密度をどれだけ長く保てるか、すなわちエネルギー閉じ込め時間で評価される。理想化された磁場中では、粒子は磁気面上を滑らかに運動するだけだが、実際のプラズマでは磁力線に垂直な方向への輸送が避けられない。その理論的な下限を与えるのが新古典輸送である。これは、有限のラーモア半径と粒子のバウンス運動・ドリフト運動に起因する、衝突による横方向拡散の理論であり、粒子と熱の流束、ブートストラップ電流（圧力勾配が自発的に駆動する電流）などの定量的な式が導かれている。特にステラレータのような非軸対称配置では、新古典輸送が装置設計を左右する重要な要素となる。

しかし、実際のトカマク実験では、新古典理論の予測を大きく上回る横方向輸送が観測される。その主因は乱流である。温度勾配や密度勾配が駆動する微視的不安定性が渦状の構造を生み、粒子と熱を磁気面を横切って運ぶ。この乱流を抑制する機構の一つが、乱流が自発的に生み出す帯状流（ゾーナルフロー）である。帯状流は乱流渦をせん断で引き裂いて輸送を弱めるが、その振動する分岐が測地音響モード（GAM）である。GAMはトロイダル装置の測地曲率（磁気面上の曲率）による圧縮性によって支えられた音波様のモードで、トカマクやステラレータで広く観測され、エッジ乱流輸送の調整役として重要な役割を果たすことが理解されている。図は、分離線を持つトカマク配置におけるGAMのポロイダル構造を示す。図中には、m=0の垂直方向流れ、上下非対称なm=±1の圧力擾乱、そしてm=±2の磁場擾乱が色分けして描かれている。このように、磁場閉じ込め研究は巨視的な磁場配置の設計から、微視的な乱流と流れの非線形ダイナミクスに至るまで、広範な物理の理解に依存している。

プラズマエッジ、ダイバータ、排熱

閉じ込められた高温プラズマの外縁では、磁力線が固体壁に導かれる領域、すなわちスクレイプオフ層が形成される。ここでは、プラズマの粒子と熱が磁力線に沿って壁へと運ばれる。核融合炉では、数千万度のプラズマから数十MW/m²規模の熱流が壁の一部に集中するため、その制御は炉の成立を左右する最大の工学課題の一つである。この課題に対する中心的な解がダイバータである。ダイバータは、磁場のX点（磁場零点）を利用して、プラズマの最外殻磁気面（分離線）の外側の磁力線を、主プラズマから離れた専用のターゲット板に導く配置である。図は、ダイバータ付き単一X点配置のポロイダル断面を示す。図中には、壁、分離線、X点からターゲット板までの距離、ターゲット板の位置など、排熱設計を特徴づける幾何学量が示されている。

ダイバータターゲットを保護するために広く受け入れられているのが「ディタッチメント（デタッチ）」と呼ばれる高散逸状態である。これは、燃料ガスと不純物（例えば窒素やネオンなど放射損失の大きいガス）を意図的に注入することで、プラズマとターゲット板の間の領域でプラズマを冷却し、ターゲットへの熱負荷を下げる方式である。ディタッチ状態を安定に維持するには、燃料と不純物の注入量を精密に制御する必要があり、注入量の見積もりが過小なら安全な運転が不可能になり、過大なら炉のトリチウム在庫や設備が不必要に大きくなる。このため、複数の装置のデータを統合した、ディタッチ達成に必要な注入量のスケーリング則の構築が進められている。エッジプラズマの制御は、閉じ込め物理そのものというより、プラズマと材料の相互作用、排気、燃料サイクルといった領域にまたがる学際的な課題であり、磁場閉じ込め炉の設計において中心的な位置を占めている。

炉に向けて：加熱、燃焼プラズマ、工学課題

磁場閉じ込めプラズマを核融合温度まで持ち上げ、維持するには、外部からの加熱と電流駆動が必要である。中性粒子ビーム入射やマイクロ波・高周波加熱が用いられ、これらは同時にプラズマ電流を駆動する手段にもなる。加熱されたプラズマ中には、アルファ粒子などの高エネルギー粒子が生成され、これらの閉じ込めと、高エネルギー粒子が励起する不安定性の制御は、燃焼プラズマ（自己加熱が支配的なプラズマ）の安定性を左右する重要なテーマであり、国際的な研究集会が継続的に開催されるほど活発な分野である。

炉規模の装置では、磁場コイル系、真空容器、燃料注入系、排熱・排気系、加熱・電流駆動系といった主要な工学要素を統合する必要がある。これらの技術開発はトカマクで最も進んでおり、ITERの設計活動がその中心に置かれてきた。一方、炉としての総合的な設計研究では、プラズマ性能と工学制約のトレードオフを評価する比較研究が行われ、運転計画や燃料サイクルの最適化といったシステムレベルの課題も検討されている。燃料混合比の計測や断熱ボロメータといった診断技術の進展も、燃焼プラズマの制御に不可欠である。磁場閉じ込めは、半世紀以上の物理的理解の蓄積と工学開発の上に、次世代の燃焼プラズマ実験へと進みつつあるが、エッジ排熱、定常運転、材料の寿命といった課題の解決が、実用炉への道の鍵として残されている。