NET

次欧州トーラス(Next European Torus、NET)は、1980年代に欧州核融合計画において次世代トカマク装置として構想された大型実験炉である。JET(欧州合同トーラス)の次の段階として、点火したプラズマを数百秒程度にわたって維持できる能力を持つことを目標に掲げ、プラズマ物理の実証と、炉に不可欠な核融合技術の統合試験という、物理と工学の二重の目的を担うものとして設計活動が進められた。NET の設計研究は後に国際熱核融合実験炉 ITER の構想へと受け継がれ、両者はしばしば一体のものとして論じられた。

歴史と欧州核融合計画における役割

NET の構想は、JET が建設中であった1980年代初頭に、欧州原子核融合計画の長期戦略の一環として生まれた。JET が既存の物理知識の範囲でプラズマ閉じ込めの実証を目指す装置であったのに対し、NET はその次の段階、すなわち D-T 燃焼プラズマの生成と、炉に必要な工学技術の実証を同時に担う装置として位置づけられた。設計活動と並行して、欧州の関連研究所(アソシエーション)による技術開発計画が組まれ、超伝導磁石、プラズマ対向部材、ブランケット、遠隔操作、トリチウム技術、安全性の六つの主要分野で実験データを蓄積することが定められた。この技術計画は NET の設計と密接に結びつけられ、1991年から本格的な工学設計段階に入る前の実現性評価を支えることを目的としていた。

NET の設計思想の中心には、次世代装置の成否が物理性能の確証を待たずに決められない部材、とりわけ第一壁やダイバータ板といったプラズマ対向部材の信頼性にかかっているという認識があった。このため装置全体の設計は比較的保守的なプラズマ物理の仮定に基づいて行われ、プラズマ対向部材は運転中の交換を前提として設計されることになった。この「物理は保守的に、工学は交換可能に」という方針は、後の ITER の設計原則にもそのまま引き継がれた。

1980年代末から1990年代初頭にかけて、NET の設計研究は国際的な枠組みへと発展した。米国、ソ連(後にロシア)、日本が加わった国際熱核融合実験炉の概念設計活動において、NET の設計資産はその基盤の一つとなり、装置は NET/ITER という共通の概念として論じられるようになった。NET 自体が建設に至ることはなかったが、その設計研究と技術開発は、欧州が ITER に参加し、後に JT-60SA や DEMO 計画へと続く戦略の中間段階として機能した。

装置概念とパラメータ(NET I と NET II)

NET では、共通の設計解と技術を基盤とする二つの基本機械の選択肢が検討された。第一の選択肢 NET I はプラズマ電流 15 MA、誘導駆動による燃焼時間約 300 秒を目標とするものであり、第二の選択肢 NET II はプラズマ電流 25 MA、燃焼時間 700 秒の誘導燃焼を目標とする、より大型で野心的なものである。両者は同じ技術基盤に立つことで、装置規模の決定を技術開発の進展と切り離して検討できるようにしていた。プラズマ電流の大きさはエネルギー閉じ込め時間やベータ値に対する物理的要求を直接左右するため、この二段構えは「最小限の物理目標を確実に達成する装置」と「炉としての工学使命を十分に果たす装置」の間のトレードオフを明示するものであった。

磁気システムはトロイダル場コイルとポロイダル場コイルの双方に超伝導を採用する前提で設計された。超伝導コイルを用いることは長パルス運転に不可欠である一方、最大電流密度、最大磁場、磁場の時間変化率、電力および電圧といった技術的制約を設計全体に課すことになる。特にポロイダル場コイル回路は、燃焼相における平衡維持だけでなく、プラズマの立ち上げと遮断を制御された形で行う役割も担う必要があり、これらの要求を単一のコイル系と電源系で満たすことが設計上の主要課題の一つであった。トロイダル場コイルおよびポロイダル場コイルの導体ジャケットに対しては、繰り返し電磁力による疲労評価が行われるなど、超伝導磁石の構造信頼性が重点的に検討された。

真空容器やブランケット構造体に対しては、プラズマディスラプションが誘起する電磁力の評価が重要な設計課題であった。大電流プラズマの急速消滅は容器壁面に大きな渦電流とそれに伴う電磁力を生じさせるため、三次元の電磁解析による構造評価が実施された。また、ダイバータダクトを通じた中性子の漏れ(ストリーミング)についても三次元解析が行われ、遮蔽設計の妥当性確認が進められた。

プラズマ工学と運転シナリオ

NET の設計において「プラズマ工学」と呼ばれた分野は、プラズマの物理性能と装置の工学制約を結びつける役割を担った。対象となる課題は、立ち上げ・燃焼・遮断の各相におけるプラズマ配位の設計、燃焼中の平衡と安定性の制御、ポロイダル場コイル電源の要求仕様、そしてディスラプションの影響である。点火プラズマを数百秒維持するという目標は、単に十分な閉じ込め性能を得るだけでなく、その間プラズマの位置、形状、電流分布を制御し続けることを意味し、これが超伝導コイルと電源の技術的制約の範囲内で達成可能かどうかが問われた。

立ち上げ相では、トロイダル電場による電流駆動から始めてプラズマを所定の配位まで成長させる過程を、コイルの電流容量と電源電圧の制限内で実現する必要がある。燃焼相では、アルファ粒子による自己加熱が支配的となる燃焼プラズマの熱的安定性を、ポロイダル場コイルによる平衡制御と併せて維持しなければならない。遮断相では、蓄積されたプラズマエネルギーと電磁エネルギーを制御的に放出させる手順が求められる。これらの運転相を貫く制約として、超伝導コイルの交流損失を抑えるための磁場変化率の上限が、運転シナリオの設計を強く拘束した。

ディスラプションは、プラズマ工学上の最大の懸念の一つであった。電流 15 MA を超えるプラズマの急速消滅は、真空容器や炉内構造物に大きな電磁力を与えるだけでなく、プラズマ対向部材に深刻な熱衝撃をもたらす。このため NET の設計では、ディスラプションの発生を前提に、構造物の電磁解析とプラズマ対向部材の耐久設計が進められた。加熱系については、電子サイクロトロン加熱を通常モードでシフトダウン周波数により行う方式の検討など、燃焼プラズマの補助加熱と制御の手段が研究された。

プラズマ対向部材とダイバータ

プラズマ対向部材の設計は、NET の工学課題の中で最も不確実性が大きい部分とみなされていた。第一壁とダイバータ板の双方に対し、想定運転条件、材料選択、設計案の解析、製造技術の研究、および試験計画が体系的に整理された。初期の物理段階では、現在のトカマクで不純物制御とディスラプション耐性の面で良好な実績を持つ炭素系材料を装甲材に用いることが基本とされた。

第一壁については、水冷オーステナイト系鋼の構造体に放射冷却の装甲を組み合わせた設計が検討され、長時間燃焼パルス(2万回程度の繰り返しを含む)においてピーク熱流束 0.8 MW/m² までの熱機械性能が見込まれた。一方、ダイバータ板ははるかに過酷で、装甲をろう付けで水冷ヒートシンクに取り付ける設計によりピーク熱流束約 10 MW/m² が想定された。ダイバータ板の決定的な課題は熱負荷そのものよりも寿命であり、プラズマによるエロージョン(侵食)が寿命を律速することが明確に認識されていた。このため第一壁とダイバータ板の設計実証は、原型に近い試験体の製作と熱機械試験によって進められることになった。

ダイバータダクトまわりの設計では、中性子がダクトを通って遮蔽の弱い経路を伝わるストリーミングが三次元解析の対象となった。ダクトはプラズマ排気と熱排出のために不可欠な開口である一方、中性子遮蔽の弱点でもあるため、設計変更が遮蔽性能に与える影響を三次元で評価する必要があった。プラズマ対向部材を実機運転条件で確認しなければならないという認識は、装置の初期運転段階を物理実証と部材試験の両方に充てるという NET/ITER の運転計画の根拠となった。

ブランケット、試験使命と技術計画、NET/ITER の関係

ブランケットは、NET が炉工学の実証装置として果たすべき使命の中心であった。遮蔽ブランケットの組立方式については、開発提案の形で設計概念が検討され、遠隔操作による交換を可能にする構造が追求された。発電ブランケットの概念としては、水冷却による自己冷却型の概念を NET に適用する可能性が検討されるなど、増殖・除熱機能を持つブランケットの実現性評価が技術計画の一環として行われた。また、事故時の過圧に対するブランケット要素の健全性については、缶型ブランケット要素を対象に理論解析と実験の両面から検証が進められた。これらの研究は、トリチウム増殖と安全設計が炉設計に不可欠であるという認識を反映している。

技術計画は前述の六分野、すなわち超伝導磁石、プラズマ対向部材、ブランケット、遠隔操作、トリチウム技術、安全性を骨格とし、欧州の関連研究所が分担して実験データを設計評価に供給する体制であった。設計活動が重点を置くのは、原型試験によって実現性を示す必要がある部材であり、この「設計と開発の一体化」が NET 計画の方法論的な特徴であった。

NET/ITER の関係において、基本装置(磁気系と真空容器)の設計入力は要求されるプラズマ物理性能から比較的確立されているのに対し、プラズマ対向部材は実機条件での確認を初期運転で要するという非対称性が強調された。この認識に基づき、NET/ITER の概念は保守的な物理仮定と交換可能な炉内部材を組み合わせる形で定義され、建設開始前に必要な研究開発の範囲が特定された。NET としての建設は実現しなかったが、その設計研究、技術計画、および試験体の製作・試験の経験は、ITER の工学設計と欧州の核融合技術基盤に直接引き継がれた。