プラズマ加熱

プラズマ加熱（プラズマかねつ、plasma heating）とは、外部からエネルギーを投入してプラズマの温度を上げる操作であり、磁場閉じ込め核融合研究において中心的な役割を担う。水素プラズマを核融合が自持的に進行する温度（約10 keV、1億度以上）まで導くには、オーム加熱（プラズマ電流自身のジュール発熱）だけでは不十分で、プラズマの伝導度が温度とともに下がるため高温域では効率が急落する。そこで中性粒子線入射（NBI）と高周波加熱という二大手法が発達し、それぞれ数十メガワット級の加熱システムが現代トカマクの標準装備となっている。加熱は単に温度を上げるだけでなく、非誘導電流駆動や電流・温度分布の制御、プラズマ生成という複数の機能を兼ねる。

磁場閉じ込めにおける補助加熱の役割

トカマクの主加熱はプラズマ電流によるオーム加熱だが、スピッツァ伝導度が電子温度の3/2乗に比例して増えるため、数keVを超えるとジュール加熱が実効的に効かなくなる。このため核融合点火に必要な温度まで到達させるには、外部加熱（補助加熱）が不可欠である。補助加熱の機能は多岐にわたる。第一に点火への到達、第二に電流を誘導なしで維持する非誘導電流駆動、第三に温度や電流の分布形状（プロファイル）の制御、第四に放電開始時のプラズマ生成である。特に電流駆動効率は経済的なトカマク炉の成否を左右する重要課題とされ、低域混成波による電流駆動（LHCD）は他の手法に比べて高い効率（1〜3.5×10¹⁹ A·W⁻¹·m⁻²程度）を示してきた。

補助加熱は閉じ込め性能そのものにも影響する。加熱パワーを増やすとエネルギー閉じ込め時間が改善する一方、過剰な加熱は輸送障壁を形成したり逆に崩したりする。EASTでは低域混成波と電子サイクロトロン波の併用により、正規化閉じ込め係数約1.3の高性能プラズマを60秒間維持した例があり、長パルス運転における加熱システムの役割は単なる温度向上を超えている。

中性粒子線入射

中性粒子線入射（NBI、neutral beam injection）は、加速器で高エネルギーに加速したイオンを中性化してプラズマに注入する手法である。中性原子は磁場の影響を受けずにプラズマ内部まで飛行し、電離・クーロン散乱によってエネルギーを背景プラズマに渡す。加速エネルギーは数十keVから百keV超に及び、入射した高速イオンは減速しながら電子・イオン両方を加熱する。プラズマに注入するには中性化が必要で、負イオン源を用いた高エネルギー中性ビームはITERなど炉規模装置で必須とされる。

NBIは加熱に加えて運動量と粒子を直接投入するため、回転や密度分布にも影響する。不純物や電場がNBI加熱の実効性に影響すること、またNBIで生成された高速イオンを共鳴粒子として利用する「3イオン共鳴」シナリオがJETで実証されるなど、高速イオンの振る舞いは加熱物理の中心課題である。一方でNBIビームラインは大型で、中性化効率やシャイア（未中性化イオン）の処理が炉設計上の課題となる。

高周波加熱：電子サイクロトロン、イオンサイクロトロン、低域混成波

電磁波をプラズマに注入し、共鳴周波数でエネルギーを吸収させる高周波（RF）加熱は、NBIと並ぶ二大加熱手法である。主な方式は周波数帯で分類される。

電子サイクロトロン共鳴加熱（ECRH）は、電子のサイクロトロン周波数（磁場2.5 Tで約140 GHz）のマイクロ波をジャイロトロンで発生させて注入する。EC波は真空中を伝播でき、プラズマ境界のパラメータに結合が左右されないため、アンテナをプラズマから遠くに置けるという大きな利点がある。細いガウシアンビームとして注入されるため、共鳴面に極めて局所的なパワー堆積が得られ、電子温度や電流分布の精密制御に適する。JT-60Uでは2.9 MWのEC入射により電子温度26 keVが達成されている。EASTでは4基の140 GHzジャイロトロン（計4 MW）を備え、可動鏡の極方向・トロイダル方向の注入角度を変えることで、加熱位置の制御と電流駆動（ECCD）の方向選択が可能である。

図はEASTにおけるEC波の注入角度の定義を示す。(a)は断面図で、可動鏡の位置（R, Z）= (3.0 m, ±0.3 m)と極方向角度αの可変範囲、(b)は上面図でトロイダル角度βの範囲（155°〜205°）を示す。β = 180°は純粋な加熱、β > 180°は共電流方向のECCDに対応する。

イオンサイクロトロン共鳴加熱（ICRH）は、イオンのサイクロトロン周波数（数十MHz）の電波をループアンテナから注入する。加熱機構には複数の方式がある。二種類のイオンを同程度混ぜたプラズマではイオン・イオン混成層でのモード変換を介して電子にパワーが渡り、少数種をわずかに混ぜた場合は少数種共鳴加熱でイオンが直接加熱される。単一イオン種プラズマでは2倍高調波加熱が用いられる。EASTでは水素少数種方式の重水素プラズマで27 MHz、1 MWの入射により電子温度が1.0 keVから2.0 keV超に上昇し、貯蔵エネルギーが30 kJ増加した。またJETではNBIで生成した高速重水素イオンを共鳴種とする3イオンシナリオにより、イオン・イオン混成層近傍に加熱を強く局在させ、中性子発生率の顕著な増大とアルフヴェン的モードの観測が報告されている。ICRHではアンテナとプラズマの結合が境界密度に依存するため、アンテナ設計と不純物侵入の制御が重要である。

低域混成波（LH）加熱は、イオンサイクロトロン周波数と電子サイクロトロン周波数の中間（数GHz）の波を用いる。LH波は並進方向の位相速度を適切に選ぶことで電子に効率よくエネルギーと運動量を渡し、電流駆動効率が最も高い手法として長パルス運転の主役となってきた。EASTでは2.45 GHzと4.6 GHzの2系統のLHCDシステムが運用され、計40基超の連続波クライストロンで構成される。なおLH加熱では、理論で想定されるより強い加熱が観測される「異常加熱」や、スペクトルの非線形効果など、波とプラズマの相互作用に未解明な部分が残る。

加熱・電流駆動・プロファイル制御

高周波加熱とNBIは、単なる温度向上手段を超えてプラズマの「形」を制御する道具である。ECRHの局所的なパワー堆積は電子温度プロファイルを直接彫り込む。EASTではLH加熱にEC加熱を重ねることで、中心電子温度がLH単独の約4 keVから10 keV超まで上昇することが示されている。この際、ECパワーの堆積位置は計算と測定された電子温度分布で確認できる。

図はトムソン散乱で測定した電子温度の動径分布であり、LH加熱に加えるECパワーを増やすと中心電子温度が約4 keVから10 keV超へ上昇する様子と、計算されたECパワー堆積位置（緑の破線）が示されている。

電流駆動では、波の並進位相速度と共鳴する電子が選ばれるため、駆動される電流の位置と方向を波の注入角度で制御できる。LHCDはオフ軸電流駆動により電流プロファイルを整形し、内部輸送障壁を持つ高閉じ込め配位の形成に寄与する。ECCDは局所性が高いため、新古典ティアリングモードの抑制など磁気流体的不安定性の制御にも用いられる。加熱と電流駆動・プロファイル制御が一体となったこの「操作」としての側面が、現代の先進的トカマク運転の基盤である。

炉規模装置向け加熱システム

核融合炉や点火実験装置では、加熱システムは物理実験の道具から炉の主要機器へと位置づけが変わる。FIREのような高磁場点火トカマクの設計では、20 MWのイオンサイクロトロン加熱を基本とし、10 MWのIC追加または20 MWの低域混成波を増強オプションとする構成が検討された。ITERでは170 GHz・20 MW級のECシステムとLHCDシステムが計画されている。

炉規模化で本質的になるのは、加熱機器が炉心プラズマに近接して置かれることによる耐中性子性・保守性の問題である。EC波はアンテナをプラズマから遠ざけられるため核融合環境での損傷リスクが小さく、この点で炉設計上の利点を持つ。一方、LHやICのアンテナはプラズマ境界に面するため、熱・粒子フラックスへの対策が必要で、EASTではLHアンテナ周辺にガードリミッタを設けて保護している。ジャイロトロンやクライストロンの連続運転性能、電源効率、そして経済性と信頼性が、炉としての加熱システムの成否を左右する。加熱システムの選択は、単なる物理性能だけでなく、炉全体の設計思想と直結する総合工学の課題なのである。