中性粒子入射

中性粒子入射（中性粒子ビーム入射、英: neutral beam injection、NBI）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に注入する、磁場閉じ込め核融合研究における主要な加熱・電流駆動手段である。中性原子は磁場と相互作用しないため、プラズマを隔てる磁気面の内側まで素通りして飛び込み、そこで電離されてから磁場に捕らえられる。捕らえられた高エネルギー粒子はクーロン衝突によって背景プラズマのイオンと電子にエネルギーを渡す。この「荷電粒子をつくってから中性化する」という一見回りくどい方式は、電磁波加熱（電子サイクロトロン加熱やイオンサイクロトロン加熱）とは本質的に異なる性質を持つ。すなわち、イオン加熱と電流駆動に優れ、プラズマ回転や運動量を直接与え、かつビームの透過深さがエネルギーで制御できる点である。その一方で、大口径の注入ポートと広い設置空間を必要とし、装置が大規模・複雑になるという代償を伴う。現在の主要装置のほとんどがNBIを主加熱手段として採用しており、ITERでは1基あたり16.5 MW、1 MeVの重水素ビームを1時間注入する計画である。

原理とビームラインの構成

NBIの物理は単純な原理に基づいている。イオン源で生成した陽性または陰性のイオンを数十万から百万ボルトで加速し、ガスセル（中性化器）を通して電荷交換により中性原子に変える。中性原子は磁場の力を受けないので、プラズマの縁の磁気面を素通りして中心部まで到達し、そこで電離されて高速イオンとなる。高速イオンは磁場に沿って周回しながらクーロン衝突で減速し、そのエネルギーを背景プラズマに渡す。衝突の相手方の電子とイオンのどちらに多くエネルギーが渡るかは、高速イオンの速度と熱イオンの速度の比で決まる。ビームエネルギーが低い場合はイオン加熱が支配的で、電子温度が高いほど電子への加熱割合が増える。例えばJT-60Uの負イオンNBIでは、吸収電力の約8割が電子側に加熱された例が報告されている。

ビームラインは、イオン源・加速器・中性化器・残留イオン除去磁石・ビームダンプという一連の要素からなる。中性化されずに残ったイオンは磁石で曲げられて残留イオンダンプに導かれ、中性ビームだけがダクトを通って閉じ込め容器に入る。容器内でプラズマに電離されなかった残余の中性粒子は、ビームダンプで受ける。この一連の流れを示したのが次の図である。

図はC-2W装置のビームラインを模式的に描いたもので、プラズマエミッタ（4基のプラズマ生成部とイオン光学系）、中性化器、残留イオンを曲げる磁石とダンプ、そして閉じ込め容器内のFRCプラズマと中性ビームダンプ、さらにワイヤカロリメータや分光、二次電子放出検出器といったその場診断までが一望できる。

注入の幾何も重要な設計要素である。ビームを磁気軸に合わせて接線方向（接線注入）に入れると電流駆動効率が上がり、半径方向に傾けて入れると加熱位置を制御できる。ITERでは1基を軸上注入、もう1基を軸外注入の傾きを持たせる構成が検討されており、次の図にその配置を示す。

図はITERのNBI配置を、(a) ポロイダル断面と (b) トロイダル方向から見たもので、赤の破線が軸上注入、青の破線が軸外注入のビーム経路を示し、シアンで示した接線半径の円周がビームの周回軌道の基準となる。

イオン源と加速器

現在の主流は、高周波（RF）駆動の陰イオン源である。陽イオン源では中性化効率がビームエネルギーの上昇とともに急落するため、MeV級のビームには陰イオンを用いる方式（負イオンNBI、NNBI）が必須となる（次節参照）。ITERでは、1.9 m × 0.9 m の大面積源から0.3 Paの源圧力で40 Aの陰イオン電流を取り出すことが要求され、2007年にIPPのRF駆動陰イオン源が保守不要な運転を期待されて標準源に選定された。RF駆動源はフィラメントを持たないため長パルス運転に向くが、源内のプラズマ化学の制御、特に引出し系近傍のプラズマ領域の制御が性能の鍵であり、長パルス安定性と大面積での均一性が開発の焦点である。CRAFTの陰イオン源開発では、単一駆動・二駆動・四駆動のRF源が段階的に試験されており、次の図にその外観とアパーチャ配置を示す。

図は左から単一駆動源（50 keV加速器付き）、二駆動源（200 keV）、四駆動源（200 keV、400 keVへの昇圧計画あり）の実機写真と、各源のアパーチャ配列（寸法はmm単位）を示したもので、駆動数の増加に伴って源と引出し面積が拡大していく様子がわかる。

イオンの引出し電流はチャイルド・ラングミュア則に従い、引出し電圧の3/2乗に比例する。このため引出し電流と電圧の比（パービアンス）がビームの発散角を決め、パービアンスが最適値から外れると空間電荷効果によるクーロン反発でビームが広がる。NBIはプラズマの状態に応じて注入電力を変化させる必要があるが、電圧を固定したまま電流を変えるとパービアンスがずれて発散が増えるため、電圧と電流を同時に変化させて最適パービアンスを保つ、段階的に電力を上げる、数百Hzで変調するといった運転技術が各装置で開発されている。

中性化とビーム伝送

中性化効率はNBIシステムの設計を左右する最大の要素である。陽イオン（H⁺、D⁺）の電荷交換による中性化効率は、ビームエネルギーが約100 keVを超えると急激に低下し、MeV級ではほぼゼロになる。一方、陰イオンは電子を1個余分に持つため、ガスセルでの中性化効率が高エネルギー域でも50%前後を保つ。このため高エネルギーNBIは陰イオン方式が必須となる。次の図に両方式の中性化効率のエネルギー依存性を示す。

図は25 MW級ビームラインでの中性化効率をビームエネルギーに対して示したもので、青の曲線（陽イオン＋ガスセル）が100 keV付近から急落するのに対し、黒の曲線（陰イオン＋ガスセル）はMeV域でも約0.6を維持し、赤の曲線（陰イオン＋ビーム駆動プラズマ中性化器）はさらに高効率を保つことを示している。

陰イオンの中性化には、ガスセルの代わりにプラズマを用いる方式（ビーム駆動プラズマ中性化器）もあり、ガスセルより高い効率が見込まれるが、技術的にはまだ開発途上である。中性化されずに残ったイオンは磁石で曲げて除去するが、この残留イオンの処理と、ビームライン全体での熱負荷の管理が長パルス運転の課題となる。

加熱・電流駆動・高速イオン物理

NBIの加熱効果は、注入された高速イオンがプラズマ中で減速する過程で発揮される。高速イオンは磁気面に沿って周回しながらクーロン衝突でエネルギーを失うが、その減速経路の長さはビームエネルギーの上昇とともに増える。このため電流駆動には高エネルギーが有利である。一方、プラズマ回転を与えるには、単位電力あたりの運動量入力がエネルギーの低下とともに増えるため、低エネルギーが有利である。つまり、NBIシステムに要求される仕様は、その目的（加熱、電流駆動、回転制御）によって大きく異なる。電流駆動では、JT-60Uの負イオンNBIで360 keV・3.7 MWの注入により0.6 MAの駆動電流が得られ、その電流密度分布が理論予測とよく一致したことが実験的に確認されている。駆動効率は電子温度の上昇とともに増え、ビームエネルギーの増加によっても改善される。

高速イオンの閉じ込めは、NBIの効果を決めるもう一つの重要な因子である。高速イオンは熱プラズマよりはるかに高いエネルギーを持つため、磁場のリップルや共鳴摂動、アルフベン固有モードなどの高速粒子関連のMHD不安定によって失われることがある。トカマクのトロイダル磁場リップルに捕らえられた高速イオンは、第一壁に局所的な熱負荷を与える。一方、球状トカマクのような低磁場・高ベータ環境では、高速イオンの磁気モーメント保存が破れて非断熱的な軌道を描くため、閉じ込めの予測が難しくなる。STARTでは、高速イオンのモンテカルロ軌道計算と中性粒子分析計測の比較により、高速イオンが主に衝突と電荷交換で進化し、性能を損なうような高速粒子MHD活動を駆動しないことが示された。また、高速イオンの圧力はプラズマの安定性に寄与する側面もあり、FRCプラズマではNBIが生成する高速イオンが大域的なMHDモードを安定化し、閉じた磁場線を持つFRCの形成に寄与することが示されている。

NBIはまた、プラズマ回転の主要な駆動源でもある。ビームの運動量入力はトロイダル回転を誘起し、それが径向電場を介して閉じ込め性能に影響する。NSTXでは、新古典トロイダル粘性とNBIを組み合わせた回転のモデル化と制御が研究されている。さらに、ビーム自体が診断の光源としても使われる。ビームがプラズマ中で発する光を分光するビームエミッション分光や、ビームによる電荷交換中性粒子を測定する中性粒子分析は、イオン温度や回転、高速イオン分布の空間分解測定を可能にする。例えばHL-2Aでは32チャンネルのビームエミッション分光診断がNBIを光源として開発されている。

炉規模・長パルス化の開発

現在のNBI技術と将来の炉に要求される仕様との間には、依然として大きな隔たりがある。ITERの加熱中性粒子ビーム（HNB）は、1 MeVの重水素ビームを1基あたり16.5 MW、1時間注入することを要求される。このエネルギー領域では陽イオン方式の中性化効率が実用にならないため、負イオンNBI（NNBI）が唯一の現実的な選択肢となる。NNBIは陽イオンNBI（PNBI）に比べてはるかに複雑で難しい技術であり、これまでNNBIシステムを備えた装置はJT-60UとLHDのみである。JT-60Uでは400 keV・0.9秒の短パルスで5.8 MW、345 keV・28.9秒の長パルスで3 MWの重水素注入が達成され、LHDでは1基の注入器で190 keV・1.6秒・6.8 MWの水素注入が達成されている。しかし、これらの実績と将来要求との間には、特に長パルス運転において大きな隔たりが残る。

炉規模NBIの開発課題は、(1) MeV級の加速と大電流引出しの両立、(2) 長パルス運転でのビーム面材料の耐熱・耐久性、(3) 残留イオンや未電離中性粒子の熱負荷管理、(4) 大面積源での均一なプラズマ生成、に集約される。このうち(4)は前節で述べた通りである。(2)と(3)に関連して、ITERでは1 MeVの高エネルギービームがプラズマで十分に電離されず、第一壁のプラズマ対向材料に直接ビーム電力が沈着する「シャインスルー」損失が問題となる。シャインスルーは注入エネルギー、ビーム種、プラズマの密度分布と組成に依存し、過大な熱負荷は材料劣化を招くため、許容される最小プラズマ密度と運転窓の評価がITERの研究計画上の重要な制約となっている。また、NBIの電源系や加速器の構造（例えば多段引出し加速器）や、大電力・長パルスに耐えるカロリメータや冷却系の設計も、CRAFTやCFETRといった次世代試験施設での開発対象となっている。

CRAFTのNNBI試験施設では、2023年の運転開始以降、単段加速器で200 keVを超える陰性水素イオンビームが100秒・2 MW級で繰り返し加速されており、長パルスNNBI技術の検証が進んでいる。このようなオフライン試験施設での開発は、ITERやDEMO級装置に必要なNNBI技術の成熟と、それを運用する技術者の育成を目的としている。NBIは、大規模な設備と複雑な技術を要する一方で、加熱・電流駆動・回転制御・高速イオン安定化といった多様な機能を一つのシステムで提供できる点で、将来の核融合炉において依然として中核的な役割を担うと考えられている。