中性ビーム

中性ビーム（neutral beam）とは、水素あるいはその同位体のイオンを高電圧で加速した後、中性原子に変換してプラズマ中へ入射する、核融合プラズマの加熱・電流駆動・燃料供給の手法である。磁場閉じ込め研究では中性ビーム入射（neutral beam injection, NBI）の呼び名で広く用いられ、トカマク、ヘリカル装置、ミラー機、さらに磁場反転配置（FRC）に至るまで、ほぼすべての磁気閉じ込め方式で主補助加熱の一つとして実績を積んできた。中性原子は磁場から力を受けないため、プラズマの縁の状態によらず直接プラズマ内部にエネルギーを渡せる点が、この手法の本質的な強みである。

原理とビームライン構成

中性ビーム装置の全体像は、ITERで計画されている加熱用入射装置の設計に典型的に見て取れる。

図は真空容器内に収められた入射装置の全体構成を示したもので、上部の100万ボルト絶縁ブッシング、ポスト加速器、ガス中性化セル、回復電極付きの残留イオン受け、ビームターゲットなどが描かれている。以下、ビームがたどる経路に沿って各要素の役割を説明する。

まずイオン源でプラズマを生成し、多孔の加速グリッド（電極群）で数十キロ電子ボルトからメガ電子ボルト級のイオンビームを取り出す。加速されたイオンは中性化器（ニュートラライザ）と呼ばれるガスセルを通過し、ここでガス原子との電荷交換によって中性原子に変換される。中性化しきれずに残ったイオンは偏向磁石か電場でビーム軸から分離してダンプに落とされ、中性成分だけが導管を通って閉じ込め容器へ入る。残留イオンの分離には、従来の磁石式に代えて水冷板電極で電場を作る静電残留イオン偏向装置（electrostatic residual ion dump, ERID）が採用されつつあり、ITERでも磁石式に比べて小型で、核環境下でのコイル寿命の問題を回避できることを理由にERIDが選ばれた。ビームライン全体は巨大なクライオポンプで排気され、中性化器からのガスがプラズマ側へ流れ込むのを抑えている。

プラズマ内に入った中性原子は、電荷交換や電子衝突電離によってただちにイオン化され、閉じ込め磁場に捕らえられてからクーロン衝突で減速しながらエネルギーを背景プラズマに渡す。このため加熱はプラズマの縁ではなくビームの止まる深さで起こり、波加熱のように共鳴条件やプラズマの物理状態に依存しない。ビームがどこまで侵入できるかは、入射エネルギーでの平均自由行程と装置サイズの比で決まる。装置が大型化し密度が上がるほどビームを中心部まで届かせるには高いエネルギーが必要で、これが次節で述べる陰イオン方式への移行を促した根本的な理由である。

陽イオン型と陰イオン型入射装置

入射装置は用いるイオンの符号で大きく二つに分かれる。従来の陽イオン型（PNBI）は、アーク放電あるいは高周波放電で作ったプラズマからD⁺を主成分とするイオンを取り出す方式で、数十キロ電子ボルトから百キロ電子ボルト級の装置で長い実績がある。例えば高周波駆動の陽イオン源では、32キロ電子ボルト・20アンペア級の水素ビームの抽出や、高周波入力32キロワットで1平方メートルあたり2400アンペアの抽出電流密度が報告されている。ただし陽イオンの中性化効率は電荷交換断面積のエネルギー依存性のため、重水素で百キロ電子ボルト付近を境に高エネルギー側で急激に落ちる。ITER級の1メガ電子ボルトでは中性化効率が実用にならず、ここで登場するのが陰イオン型（NNBI）である。

負の水素イオンは、余分な電子を0.75電子ボルト程度の小さな電離エネルギー（電子親和力）で保持しており、これを剥ぎ取って中性化する断面積はメガ電子ボルト級でも高効率を保つ。1メガ電子ボルト級でも五割を超える中性化効率が見込めるため、ITERの加熱用入射装置は1メガ電子ボルトで40アンペアの負重水素イオンを加速し、1基あたり約17メガワットを1時間注入することを要求仕様としている。負イオンはプラズマ対壁面での表面生成が主な生成経路で、このため源にセシウムを供給して仕事関数を下げる手法が標準となった。一方で負イオン源では、イオンと一緒に多量に抽出される電子をグリッドで除去しなければならず、電子とイオンの流量比の抑制、セシウム供給の安定化、長パルスでのグリッド熱負荷など、陽イオン型にはなかった課題が次々に現れる。この技術の難しさを映して、1メガ電子ボルト級の陰イオン入射装置を実際に備えたのは長らくJT-60U（400キロ電子ボルトで5.8メガワット、345キロ電子ボルトで28.9秒の3メガワット）と大型ヘリカル装置LHD（190キロ電子ボルトで6.8メガワット）だけである。

陰イオン源の開発は現在も各国で進んでおり、源の規模と開口配置の多様さは、中国のCRAFT計画で整備された一連の高周波駆動負イオン源に見ることができる。

図は単一駆動型、二駆動型、四駆動型の三種の負イオン源の外観と、それぞれの引出し孔の配置を示す。単一駆動型が50キロ電子ボルト用、二駆動型と四駆動型が200キロ電子ボルト用の加速器と組み合わされ、四駆動型は400キロ電子ボルトへの昇圧を視野に入れている。このように源の駆動方式と加速電圧はセットで設計され、長パルス・大電流化に向けて引出し面積を拡大する系統的な開発が続いている。

加熱・燃料供給・電流駆動

入射した高速イオンはクーロン衝突によって減速しながらエネルギーを手放すが、その受け手は電子とイオンのどちらが優勢かがビームエネルギーと背景プラズマ温度の相対関係で決まる。ビームエネルギーが臨界エネルギーと呼ばれる値より低ければ主にイオンを、高ければ主に電子を加熱する。イオン加熱は温度の高いイオン分布を作りやすく、閉じ込めの良い高ベータ運転の実現に寄与してきた。球状トカマクSTARTでは、低磁場下で非断熱的な軌道を描く高速イオンの扱いを含むモデリングと実測の突き合わせを行いながら、トーラスベータ約四割という記録的なプラズマの達成に入射ビームが貢献した。また入射粒子はそのまま燃料としてプラズマに加わるが、中心部まで届くビームの寄与は粒子源としては浅く、燃料供給は主にガスやペレットに頼るのが普通である。

電流駆動は、ビームをトロイダル電流方向に対して接線方向（接線入射）に入射することで実現する。高速イオンが減速しきるまでの間、方向性を持ったまま電流を運ぶため、その積分がビーム駆動電流になる。入射位置を軸から外した軸外入射にすると高速イオンの径方向分布が外側に移り、駆動電流の分布も広がる。この物理は複数の大型トカマクによる国際共同実験で検証され、モーショナル・スターク効果診断で測った駆動電流分布が計算とよく一致すること、ただし強加熱放電では乱流による高速イオンの異常輸送を拡散係数0.3から0.5平方メートル毎秒として入れると一致が改善することが示された。MHD活動がなければ、計算は装置を問わず妥当であるという結論は、ITERでの電流駆動設計の信頼性を支える根拠になっている。

接線入射と垂直に近い入射（直角入射）の使い分けは、装置のビーム配置そのものに反映されている。

図はJETにおける入射装置の配置で、オクタント4とオクタント8の二つの入射ボックスから、直角入射ビームと接線入射ビームがプラズマへ向かう様子が描かれている。接線ビームは電流駆動とトロイダル回転の付与を、直角ビームは主に加熱と粒子供給を担う、という役割分担が配置から読み取れる。

近年は入射中にビーム電圧や電流を動かす運転も一般化した。引出し電流と電圧の比（ペルビアンス）が最適値から外れるとビームの広がりが増すため、電圧と電流を連動して変える、複数の入射装置の位相をずらして高速イオン分布を制御する、といった手法が、高速粒子駆動の不安定の抑制や入射効率の向上に使われている。

高速イオン物理とMHD相互作用

中性ビームは、背景プラズマよりはるかに高いエネルギーを持つイオン集団（高速イオン）を意図的に作り出す手段でもあり、この集団の振る舞い自体が研究対象になっている。高速イオンはアルフヴェン固有モードやエネルギー粒子モードを駆動しうる。モードに乗った高速イオンは径方向に再分配され、加熱の局在や損失の原因となる。一方で鋸歯状振動（ソートゥース）のクラッシュによる中心部高速イオンの再分配は、古典的なカドムツェフ模型でよく記述されることも確認されており、高速イオンの速度空間トモグラフィー（複数方向の測定から速度空間分布を再構成する手法）によって、モードがどのピッチ角の粒子を強く動かすかまで調べられるようになった。乱流による異常輸送のほか、低磁場の球状トカマクでは磁気モーメントが保存されない非断熱軌道が現れるなど、閉じ込めのされ方は装置のパラメータに強く依存する。

高速イオンは必ずしも悪さをするだけではない。FRCプラズマでは、入射ビームが作る高速イオンの圧力が大域的なMHDモードを安定化し、大規模な電流駆動が閉じた磁力線を持つ配置の形成そのものに寄与することが示された。高速イオンの閉じ込めを直接見る診断も発達しており、ビーム減衰のドップラー偏移スペクトルから高速イオン分布を推定する高速イオンDα法（FIDA）、電荷交換再結合分光、中性子計測などが標準的な手段である。

図はFRC装置C-2Wのビームライン全体を、プラズマエミッタ、イオン光学系、中性化器、残留イオンダンプから閉じ込め容器まで通しで示した模式図である。容器壁面にはビームダンプ内の二次電子放出検出器や光ファイバーブラッググレーティング配列が描かれており、入射ビームそのものの計測と、高速イオンの第一軌道損失・電荷交換損失の計測が同じ系で組み合わされている。このように入射装置は単なる加熱器ではなく、高速イオン物理の実験を可能にする「筆記具」としても機能している。

入射装置と試験施設

大規模装置の入射システムは、単一装置で20メガワットを超える入射出力を持ち、稼働率80から90パーセント以上を日常的に達するまでに成熟した。JETでは16基の入射装置（PINIと呼ばれる）が二つの入射ボックスに収められ、1基あたり最大2.2メガワットの重水素ビームを供給し、重水素・トリチウム運転では全16基をトリチウム運転に転換してD-T実験を支えた。トリチウムはガス系やコンディショニング手順を含む運転全体を放射性物質として扱う必要があり、入射システムの運転技術がそのまま実験の成否を左右した。DIII-DやTCV、MAST-Uなどでは入射系の増設や高熱流束機器への更新が進められ、軸外入射への改造やビーム電圧の動的制御といった運転形態の拡張も行われている。

ITER級の陰イオン入射装置は実績のない領域であるため、実機に先立つ試験施設の整備が世界的に進んでいる。イタリアのPRIMA施設は実寸大の負イオン源試験装置SPIDERと、入射装置全体の原型MITICAを擁し、1メガボルトの真空絶縁の実証など、ITER加熱入射装置の成立性を検証する役割を担う。インドではITERの診断用中性ビーム（ヘリウム灰濃度を電荷交換再結合分光で測るための100キロ電子ボルト級ビーム）の開発を目的に、源試験台ROBINから中性ビームラインへの改造を経て実規模試験施設の整備が進められており、静電残留イオン偏向装置の動作検証が行われている。中国のCRAFT計画では200から400キロ電子ボルト・2メガワット級・100秒の負イオンビームを目標に、負イオン源試験台と入射装置試験台が整備され、100秒・2メガワット級の負水素イオンビーム加速が繰り返し達成された。また入射装置はトカマク本体に隣接するため、運転中および遮断後の放射線環境の評価（中性子工学解析）も設計の不可欠な部分となっている。

将来の炉級装置に向けては、効率と保守性が課題として指摘され続けている。ガス中性化器での再電離損失と熱負荷、1メガボルト電源系の複雑さ、高電位側に置かれたイオン源の保守の困難さが主なものである。これに対し、光中性化やプラズマ中性化は短中期には未成熟とされ、現実的な改良方向としては、中性化器を高電位側に置いて源を接地電位のモジュール構成にして保守性を高める構想、残留イオンのエネルギーを回収して総合効率を上げる構想、将来の中性子源装置向けのビームライン最適化などが提案されている。中性ビームは半世紀以上にわたり磁気閉じ込め研究の主力加熱手段であり続けており、その物理はよく理解されている一方、炉を支える技術としては長パルス化と効率向上の開発が続く、現役の工学課題でもある。