球状トカマク

球状トカマクは、プラズマトーラスの主半径と副半径の比(アスペクト比)を従来トカマクの3程度から2以下、多くの場合1.2〜1.6まで下げた磁気閉じ込め装置である。断面形状はドーナツというより「芯を抜いたリンゴ」に例えられ、中心柱にトロイダル場コイルを集中させることで、小さな機械体積で高いプラズマ性能を狙う。図はその典型例として、高磁場球状トカマクST40の断面を示す。細くねじられた24枚のくさび材からなる中心柱のトロイダル場コイルを軸に、内側・外側の真空容器、極向き場コイル、ダイバータ組立体がコンパクトに配置されている様子が分かる。

概念と幾何:低アスペクト比の利点

アスペクト比 A = R/a は、トーラスの主半径 R と副半径 a の比であり、ITER(3.1)やJT-60SA(2.5)のような通常トカマクでは工学上の理由から3前後に取られてきた。球状トカマクは A < 2、代表機では1.3前後まで下げる。これが本質的に重要なのは磁場構造の側である。トロイダル場の強さは主半径に反比例して減衰するため、低アスペクト比では磁場線が内側(曲率が安定な強磁場側)に長く留まり、外側の不安定な弱磁場側を短く通る。このためプラズマは磁場圧力に対して高い圧力を安定に保持できる。圧力と磁場圧力の比であるベータ値でいえば、通常トカマクの2倍以上、実験では30%台という値が維持できることが初期の装置で示された。

低アスペクト比は平衡形状にも効く。自然に高い縦横比(伸長)と三角形性が得られ、これが安定性をさらに支える。また単位プラズマ体積あたりの工学構造が小さくて済むため、建設コストの面でも有利である。一方で固有の難点もある。プラズマ表面積が小さいため壁への熱流束密度が大きくなること、そして中心柱がトロイダル場コイルに占められるため、電流駆動用の中心ソレノイドを置く空間がないことである。後者は誘導起動と長パルス維持の困難として、球状トカマク研究の中心的課題の一つになっている。

歴史と主要装置

低アスペクト比トカマクが科学的目的で最適化された例は長くなかった。転機は1990年代初頭の英国カラム研究所のSTART(主半径0.3〜0.37 m、A≈1.3〜1.45)である。STARTはベータ値30%をエネルギー閉じ込め時間の数倍にわたり維持することに成功し、理論的予測を実証してメガアンペア級球状トカマクの時代を開いた。1999年以降の主力は、米プリンストンプラズマ物理研究所のNSTX(主半径0.85 m、A=1.27)と英国のMAST(主半径0.85 m、A=1.3)であり、両装置(および強化機NSTX-U、MAST-U)は2007年以降、国際エネルギー機関の協定の下で継続的な比較研究を進めてきた。

その後、各国の大学級小型装置(日本、ロシア、韓国、スペインなど)が個別の物理・工学課題を担った。ロシアのGlobus-Mは0.9 T級の比較的高磁場運転に進み、後継Globus-M2で主イオン温度4 keVを達成した。日本では九州大学のQUESTが電子サイクロトロン電流駆動と共軸ヘリシティ注入を用いた非誘導起動と長パルス運転を主目標とし、金属壁(タングステン系ホットウォール)による粒子制御を特徴とする。近年の注目点は民間主導の高磁場化である。英国トカマクエナジー社のST40は銅磁石のコンパクト高磁場機として、0.6 MA、1.9 Tの条件で重水素イオン温度9.6±0.4 keV(1億度超)を達成した。これは同程度のサイズのトカマクで得られた最高温度であり、従来は体積が15倍以上大きい装置でしか得られていなかった値である。この成果は、後述する高温超伝導磁石との組み合わせが小型化の鍵であることを示している。

高ベータ閉じ込めと安定性物理

球状トカマクの閉じ込め性能は、通常トカマクのスケーリング則を上回る傾向が複数の装置で確認されている。Globus-M2、NSTX、MASTの実験結果から得られた新しい閉じ込めスケーリングでは、エネルギー閉じ込め時間のトロイダル場依存性がほぼ線形であり、ITERのスケーリングに対する倍率(HH因子)がGlobus-M2で約2に達する。つまり同じ磁場強度でも低アスペクト比の方が閉じ込めが良い傾向があり、これが小型化の根拠の一つになっている。NSTXでは、将来の核融合プラズマで期待される低衝突周波数領域で閉じ込めがさらに向上することも示された。

乱流の観点からは、低アスペクト比特有の強い流れシアが電子スケール乱流を抑制する効果などが、ジャイロ運動論シミュレーションと実験(ビーム放射分光などによる乱流イメージング)の両面から研究されてきた。また高ベータ運転では、中性ビーム注入で生じる高速イオンが励起するアルフベン固有モードなどの不安定性が重要な研究主題であり、高速イオン損失のダイナミクスや、ベータ値への依存性が詳細に調べられている。抵抗壁モードに対する運動論的安定化も、高ベータを長時間維持するうえで鍵となる主題である。

高ベータ・高熱流束という固有の条件は、プラズマ境界の制御にも新機軸をもたらした。MAST-Uで実証されたスーパーエックスダイバータは、磁力線を長い経路に沿って導くことで熱負荷を分散させる方式であり、スノーフレークダイバータもNSTXで研究された。ただしスノーフレーク構成に必要なX点近傍の極向き場コイルは中性子照射・熱負荷の観点で炉への適用が難しく、スーパーエックス方式の実証が将来炉設計上の有望な選択肢となっている。

加熱・電流駆動とソレノイドなし起動

中心ソレノイドを持たない球状トカマクでは、プラズマ電流の起動と維持を非誘導的に行う技術が不可欠である。この課題に対して複数の手法が開発されてきた。電子サイクロトロン電流駆動(ECCD)と共軸ヘリシティ注入(CHI)はQUESTで採用され、下部混成波を用いた電流駆動はGlobus-Mで初めて実証された。TST-2では下部混成波を外側・上方から入射する起動実験が行われ、駆動効率は理論予測をやや上回る一方、標準トカマクの下部混成波電流駆動よりは低いことが分かった。ST40では合体圧縮コイルによる起動が用いられており、図に示した平衡再構成では、中心柱から離れた位置に形成されたプラズマ断面と磁束面の構造が見て取れる。

加熱については、中性ビーム注入がイオン加熱の主力であり、ST40の高温イオンモードでは1.6 MWの重水素中性ビームでイオン温度が電子温度の2倍以上という状態が実現した。電子加熱・電流駆動としては電子サイクロトロン波に加え、電子バーンシュタイン波が注目されてきた。これは高ベータで共鳴層が密度上限を超える球状トカマクで特に有効とされる波動であり、STEPやST40での加熱・電流駆動の予測解析が進められている。

球状トカマク発電所へ

球状トカマクの小型化の利点は、発電所概念として本格的に評価されるようになっている。システムコードを用いた設計研究では、ITER級と第n号機発電所の中間の物理・工学前提で、パイロットプラント(小型の正味発電と核融合原子核科学技術研究を両立する装置)としての球状トカマク構成が有望視されており、ブランケット設計、磁石系、保守方式、トリチウム自給などの構成課題が比較検討されてきた。中性子源としての体積中性子源の概念も提案されている。

現在進行中の具体化の例が英国政府がコミットしたSTEP(核融合発電を目指す球状トカマク)であり、その設計では電子バーンシュタイン波加熱・電流駆動の相対論的シミュレーションなどが進められている。米国でも実証装置を目指す設計研究が進む。鍵となる技術要素は高温超伝導磁石(REBCO)であり、これによって従来の銅磁石や低温超伝導では到達できなかった高磁場をコンパクトな中心柱で実現できる。ST40が示した小型装置での1億度級イオン温度と、高磁場超伝導磁石、スーパーエックスダイバータに代表される排熱技術、非誘導電流駆動の進展を組み合わせることが、より小型で低コストの核融合発電への現実的な道筋として、球状トカマク研究の中心に位置づけられている。