プラズマ立ち上げ

プラズマ立ち上げ（plasma start-up）とは、トカマクやヘリカル装置などの閉じた磁気面を持つ核融合プラズマを、真空容器内の中性ガスから実際に生成し、プラズマ電流を立ち上げて定常的な閉じた磁束面の形成に至らせるまでの一連の過程である。装置運転の最初の関門であり、ここで失敗すれば以降の加熱・閉じ込め・電流駆動はすべて始まらない。中性ガスの電離（ブレークダウン）、不純物輻射障壁の突破（バーンスルー）、閉磁束面の形成、電流の立ち上がりという段階を経るが、その実現手段は装置の規模と目的によって大きく異なる。特に超伝導コイルを用いる大型装置では中心ソレノイドの磁束供給に厳しい制約があり、ソレノイドに頼らない立ち上げ法の開発が世界的な研究課題となっている。

誘導的立ち上げとブレークダウン物理

伝統的なトカマクでは、中心ソレノイドの磁束変化によってトロイダル電場を誘導し、予め充填した中性ガス（プリフィルガス）を電離する。電子がトロイダル電場で加速され、衝突電離の連鎖（タウンゼント・アバランシェ）が起こればブレークダウンが生じる。この過程を支配するのは、電子が電離を起こす前に磁力線に沿ってどれだけ長く加速され続けられるか、すなわち接続長である。そのため、ポロイダル磁場を容器内で極小化するヌル磁場配置（field null configuration, FNC）が標準とされてきた。ヌル領域では磁場が弱く接続長が長いため、電子の損失が抑えられ、アバランシェが効率的に進行する。一方、大型装置ではプラズマは壁近傍で生成してから拡大する傾向があり、ブレークダウン位置を制御するために局在化したヌル磁場（四極子型や双極子型など）を用いる工夫も各装置で行われてきた。

ブレークダウン後の難所はバーンスルーである。生成直後の低温プラズマは、壁から放出される酸素などの不純物イオンのライン輻射でエネルギーを失いやすく、密度と温度が輻射損失を上回る成長率を確保できなければ放電は消滅する。金属第一壁の装置ではリチウムコーティングなど壁コンディショニングで再結合・不純物放出を抑えることが有効だが、ITERでは第一壁へのリチウム塗布は計画されておらず、コーティングなしの条件での立ち上げ実証が重要となる。実際、リチウムコーティングがないと再結合と不純物レベルが高まり輻射損失が増え、バーンスルーが困難になることが全金属壁の超伝導トカマクでの実験で示されている。

立ち上げの全体の流れは、ポロイダル場コイルの初期磁化、コイル電流の維持とガス注入、電離・電流立ち上がり、そしてフィードバック制御への移行という時系列で構成される。以下の図は、その典型的な運転シーケンスと各波形（コイル電流、ガス弁信号、電子サイクロトロン波出力、プラズマ電流、トロイダル電場）を示したものである。

電子サイクロトロン加熱支援立ち上げと磁場幾何

超伝導大型装置では、容器の渦電流による遮蔽が強く、到達できるトロイダル電場が小さい。ITERで期待される誘導電場は約0.3 V/mであり、現行の大型トカマクより大幅に小さい。このような低電場条件では、電子サイクロトロン（EC）波による予備電離と立ち上げ支援が鍵となる。EC波は共鳴面で電子を選択的に加熱するため、電場が弱くても電離に足る高速電子を供給でき、ブレークダウンの開始を早め、必要なトロイダル電場の低減とプリフィルガス圧の高い側への運転領域拡大という効果が多くの装置で共通して確認されている。ITERではECビームをトロイダル方向に20度以上傾けて入射する計画だが、複数装置の共同実験でこの傾斜入射でもブレークダウン支援が可能なことが示された。ただし垂直入射に比べて必要出力がほぼ2倍になる場合があり、入射角は出力設計の重要なパラメータである。

磁場幾何はブレークダウン位置と閉磁束面形成の両方を左右する決定因子である。近年注目されているのが、有限の垂直磁場をブレークダウン段階から印加する捕獲粒子配置（trapped particle configuration, TPC）である。湾曲した垂直磁場は磁気ミラーのように弱磁場領域に荷電粒子を捕獲し、EC加熱された電子の閉じ込めを改善する。この配置は球状トカマクや超伝導トカマクで立ち上げに成功しており、低誘導電場かつ不純物の多い条件での堅牢性が注目されている。実際、世界最大の超伝導トカマクの初回プラズマ運転では、従来のヌル磁場配置ではタウンゼント・ブレークダウンには達したものの不純物バーンスルーに失敗し、TPCへ切り替えた後に初のトカマクプラズマが達成された。以下の図は、従来のヌル磁場配置（FNC）とTPCの真空ポロイダル磁場分布を比較したものである。FNCでは容器全体でポロイダル磁場を極小化するのに対し、TPCではブレークダウン時点から有限のポロイダル磁場を残し、EC加熱電子にミラー閉じ込めを与えている。図中の破線は基本波および第二高調波のEC共鳴面の位置を示す。

ソレノイドフリー立ち上げ法

球状トカマク（ST）では中心柱の空間が狭く、高ベータ・高ブートストラップ電流比という設計目標と両立する中心ソレノイドの設置は一般に困難とされる。また通常のアスペクト比の炉でも、中心変圧器コイルは高放射環境に置かれ、立ち上げと電流立ち上がり期にしか使わない。このため、ソレノイドに依存しない立ち上げ法が広範に研究されており、大きく分けて外部ポロイダル場コイルによる誘導、ヘリシティ注入、高周波電流駆動の三系統がある。

同軸ヘリシティ注入（coaxial helicity injection, CHI）は、容器下部の同軸電極間にトロイダル磁場に沿った電位差を与え、磁力線の再結合を通じてトロイダル電流を生成する手法である。非誘導のみで球状トカマク史上最大級の立ち上げ電流を生成した後、誘導電圧を重ねて電流をMA級まで立ち上げ、Hモードへの遷移まで到達した実績があり、従来運転との互換性が示されている。

マージング・コンプレッション（merging/compression, M/C）は、二つのトロイダルプラズマリングを生成して合体させ、その際の磁気再結合で磁場エネルギーを粒子の運動・熱エネルギーに変換する手法である。再結合加熱は再結合磁場成分の2乗に比例し（ΔT_i ∝ B_rec²）、イオンはX点下流の流出流の散逸で、電子はX点近傍の電流シートの抵抗散逸で主に加熱される。この手法はTS-3とSTARTで1990年代に先駆けられ、MASTでkeV級の加熱が初実証され、高磁場のM/Cコイルを持つST40では完全ソレノイドフリー運転で約2 keVのイオン加熱が達成された。以下の図は、ST40におけるM/C立ち上げのコイル電流波形と、合体前後の断面でのプラズマリングの様子を示す。合体後は電流駆動に引き継がれ、初期0.6 MAの電流が維持・立ち上げられる。

高周波・中性粒子ビーム（NBI）を用いる系統では、EC波や下部混成波による電流駆動で電流を生成・維持する方式が研究されており、100 msを超える長パルスの非誘導立ち上げ・維持が目指されている。NBI立ち上げでは非共鳴マイクロ波入射によるシードプラズマ生成の工夫も行われている。これらの手法は、立ち上げ電流の規模ではM/CやCHIに及ばない場合もあるが、定常運転への接続性という観点で独自の価値を持つ。

ITERと超伝導装置の立ち上げシナリオ

ITERやDEMO級炉では、超伝導中心ソレノイドの制約から利用可能な磁束変化が限られ、得られるトロイダル電場が小さい。さらに大型装置特有の低ループ抵抗、容器渦電流の影響、残留磁場誤差、十分な壁コンディショニングを行わない初回運転での不純物放出の多さが重なり、立ち上げは現行装置よりはるかに厳しい条件となる。このため、ITERに類似した断面形状での立ち上げ・電流立ち上がり・立ち下げシナリオを現行装置で模擬する研究が進められている。低域側ポロイダルリミッタにプラズマを接触させる初期段階の運転や、正規化ベータや閉じ込め改善係数をITERのHモード基準に合わせた放電の実現、そしてディスラプションなしに燃焼相を終了して電流を立ち下げる信頼できるシナリオの開発がその例である。

EC支援立ち上げについては、ITERを想定した全磁場・半磁場でのO1およびX2偏波方式が現行装置で実証済みであり、傾斜入射を含む多装置比較を通じて必要出力の見積もりが精緻化されている。一方、ITERでは磁束ヌル形成前に容器の遮蔽によってループ電圧が先に立ち上がるという、現行装置とは異なる時系列が予想されており、その帰結の評価が課題として残されている。低誘導電場・不純物リッチ条件での立ち上げ実証は、TPCのような有限垂直磁場を併用する手法の有効性とともに、今後の大型超伝導装置の初回運転戦略を左右する重要な要素である。