球状トーラス

球状トーラス（spherical torus、略してST、球状トカマクとも呼ばれる）は、アスペクト比（プラズマの大半径と小半径の比 R/a）を従来トカマクの4〜5から1.2〜2程度まで下げた磁気閉じ込め方式である。トーラスの内側に残すものをトロイダル場コイルなど本当に必要な部品だけに絞り、中央の細い柱（センタースタック）の周りにほぼ球に近い断面のプラズマを作る。この幾何学によって低磁場・小型の装置でありながら高いプラズマベータ（磁圧に対するプラズマ圧の比）が得られ、コンパクトな核融合炉への道を開く概念として、START、NSTX、MAST、Globus-M などで実証されてきた。

図は球状トーラス装置の一例としてEXL-50の断面を示す。(a)の小半径断面では細い中央柱の周りにほぼ円形に近いプラズマ（紫色）が閉じ込められ、(b)の平面図では電子サイクロトロン加熱用のジャイロトロンビームが中央に向かって入射する様子が分かる。

幾何学と物理領域

アスペクト比を下げることの帰結は単なる形状の変化にとどまらない。トーラスの中心を貫く面積が小さくなるため、同じトロイダル磁場を得るのに必要なコイル体積が減り、装置全体を小型化できる。一方、プラズマ側では、断面積当たりのプラズマ電流を大きく取れるため、Ip/(aBt) が従来トカマクの数倍に達する。平衡計算によれば、エッジの安全係数 qa が2を超える領域でトロイダルベータ βt が0.2を超え、自然に伸長比 κ ≅ 2 の断面が実現し、強い常磁性（プラズマ電流が自らトロイダル場を増強する効果で Bt/Bt0 > 1.5）を示す。この強い螺旋ピッチのために、球状トーラスはスフェロマックや反転磁場ピンチと共通の磁気的性質を持ちながら、閉じ込め性能と安全係数はトカマク的であるという、中間的で固有の物理領域に置かれる。

この高ベータ領域での安定性が研究の中心課題である。NSTXでは βN（正規化ベータ）が6.4を超える長パルス放電が得られ、従来トカマクでは問題となる抵抗壁モード（RWM）の制御が、半径方向・ポロイダル磁場センサーを組み合わせたフィードバックや、共鳴する高速イオンによる運動論的安定化に依存する。興味深いことに、βN/li が10を超える非常に高いベータ領域では、むしろディスラプション確率が低下することが観測された。閉じ込めについては、電子衝突性を下げるとエネルギー閉じ込め時間が強く改善するスケーリングが得られ、これはマイクロテアリング乱流の非線形シミュレーションと定量的に一致する。ペデスタルでは捕獲電子不安定性やイオン温度勾配不安定性に起因する乱流が観測され、リチウム壁コンディショニングによってエッジ輸送が抑制されELMが安定化するという、壁条件と閉じ込めの密接な結合も特徴である。

工学：センタースタック

球状トーラスの工学上の最大の制約は中央柱である。R/a が1.2〜2という幾何学は、トロイダル場コイル導体、ポロイダル場コイル、真空容器壁、プラズマ対向材をすべて配置できる中心断面積を極端に狭める。NSTXの設計では、この「センタースタック」に収める全要素を材料の許容応力ぎりぎりまで使って詰め込むことが設計の鍵となった。中央ソレノイド（CS）磁石を置く空間が限られることは、後述する非誘導電流駆動の必要性とも直結する。また、中性子源としての炉を考えると、中央柱が高熱負荷・中性子照射に晒されるため、その代替設計（ボリューム中性子源構想での中央柱の別案など）が工学研究的な主題となっている。

ソレノイドなしの電流駆動

CS磁石はプラズマ電流の立ち上げと維持に使われるが、球状トーラスでは中央柱の空間制約から搭載が難しく、また炉では有限のフラックスしか供給できないため、非誘導電流駆動は本質的な要件である。電子サイクロトロン共鳴加熱（ECRH）による立ち上げは、CDX-Uで8 kWから1 kA、LATEで30 kWから7 kA、QUESTで200 kWから90 kAという小規模な実証から始まった。EXL-50ではこれを大きく拡張し、100 kAを大きく超えるプラズマ電流が日常的に得られ、電流フラットトップが2秒以上維持され、ジャイロトロン出力1 W当たり1 Aを超える電流駆動効率が数百放電にわたって記録されている。中性粒子ビーム入射（NBI）や高調波高速波（HHFW）加熱を併用したNSTXでは、非誘導電流割合が65%（NBI、Ip = 0.7 MA）から100%（HHFW、Ip = 0.3 MA）に達し、NSTX-Uのシナリオ計算では0.6〜1.35 MAの広い電流範囲で完全非誘導運転が射影されている。同軸ヘリシティ注入による立ち上げでは、1 MAまでの電流立ち上げに必要な誘導フラックスが35%削減された。

主要装置と炉への展望

球状トーラスの実験的基盤は、START（初めて概念を実証）、CDX-U（リチウム壁・ECRH立ち上げの先駆）、NSTXとMAST（高ベータ・閉じ込め・ディスラプション物理の体系的データ）、Globus-M、VEST、EXL-50（ソレノイドフリー運転）といった装置によって築かれてきた。炉展望としては、NSTXの研究がST核融合中性子源・パイロット炉・DEMOへの外挿を明示的な目標としており、低磁場・小型ゆえに経済性が期待される一方、中央柱の工学（中性子損傷、熱排除）とソレノイドフリー電流駆動が実現すべき二大課題である。スノーフレークダイバータと放射状脱着の併用でELMピーク熱流が19 MW/m²から1.5 MW/m²未満に低減された結果は、高ベータプラズマの排熱という炉課題への道も示している。なお、プロトン・ホウ素燃料への応用を唱える提案もあるが、その実現性については学界で論争の途上であり、本項では立ち入らない。