定常状態

定常状態とは、磁場閉じ込めプラズマをパルス的な放電としてではなく、連続的・定常的に維持する運転様式、およびそのとき実現するプラズマの平衡状態を指す。核融合の最終目標が電力網のベースロードを担う連続的なエネルギー源である以上、定常運転は磁気閉じ込め核融合研究の中心的課題の一つと位置づけられてきた。トカマクでは変圧器による誘導電流駆動が原理的にパルス運転しか許さないため、定常化には物理と技術の両面での統合的突破が必要であり、これは「今後数十年のグランドチャレンジ」と呼ばれてきた。一方、ヘリオトロン(ステラレータ)型装置は本質的に定常的な磁場配置を持ち、定常運転への道が構造的に開かれている。

定常状態運転の意味

トカマクのプラズマ電流は、本来、一次巻線としての中心ソレノイドに流す電流を時間変化させることで誘導される。しかし誘導駆動は磁束を消費し続けるため、原理的に有限時間しか持続できない。定常状態運転とは、この誘導駆動に完全に依存せず、プラズマ電流の全てを非誘導的な源――外部から注入する電流駆動と、プラズマが自発的に生み出すブートストラップ電流――で賄う運転を意味する。ここで「定常」とは、電流分布、圧力分布、不純物分布、ダイバータ熱流といったプラズマの状態量が、時間とともにドリフトすることなく持続することまで含む。実際、完全非誘導運転の達成は、ループ電圧が測定誤差の範囲でゼロになることで確認される。

定常化が単なる長パルス運転と異なるのは、再循環電力の観点である。外部電流駆動は効率が低く、投入した電力の多くが電流生成に使われるため、駆動電力が大きすぎると核融合利得 Q(核融合出力と外部加熱電力の比)が低下する。したがって定常炉では、電流の大部分を圧力駆動のブートストラップ電流に担わせ、外部駆動は残りを補う「電流ミックス」を最適化することが設計の核心となる。定常状態の典型的なプラズマ断面は、安全因子分布と圧力分布の形で特徴づけられる。

図は代表的な定常状態シナリオの安全因子分布(左)と圧力分布(右)を、正規化小半径 ρ に対して示したものである。ハイブリッド型では中心部の安全因子が平坦化されて最小値が 1 を上回る形を保ち、高ベータp型や内部輸送障壁型では中心部に急峻な圧力ピークが現れる。この電流分布の形そのものが、後述するように閉じ込め性能と MHD 安定性を左右する。

非誘導電流駆動とブートストラップ電流

プラズマ電流を非誘導的に生む手段は大きく分けて二つある。一つは外部駆動で、電子サイクロトロン波、低域寄与波、中性粒子ビームなどを用いて運動量をプラズマに与えるものである。これらの駆動効率は通常、1 MW あたり 0.1 A 程度のオーダーであり、電流の全てを外部駆動で賄うには膨大な電力と装置コストを要する。もう一つがブートストラップ電流で、これは閉じ込められたトロイダルプラズマに自然に生じる圧力駆動電流である。粒子の衝突による拡散が磁面の幾何学(外側で弱い磁場)と組み合わさることで、圧力勾配に沿った平行電流が自発的に生じ、その大きさは圧力と圧力勾配の分布で決まる。つまり高ベータで良好な閉じ込めを持つプラズマほど、多くの電流を「ただで」得られる。

ブートストラップ電流には重要な帰結がある。それは圧力分布に依存し、圧力分布はまた電流分布(特に安全因子の形状)に敏感であるという点である。電流分布を制御して閉じ込めを改善すればブートストラップ電流が増え、それがさらに電流分布を望ましい形へ近づける――この正の循環が「好循環」として働くのが先進的定常シナリオの物理的核心である。実際、EAST では純高周波加熱による長パルス放電でブートストラップ電流割合 45–47%(q95 ≈ 6–7)が達成され、ITER の定常状態シナリオの統合モデリングでは、全非誘導・ブートストラップ割合 63%・Q = 4.3 の運転点が示されている。図は、この電流ミックスを実測と計算で分解したものである。

図は、中性粒子ビーム駆動(青)、電子サイクロトロン電流駆動(緑)、ブートストラップ電流(赤)の各電流密度成分と、計算による全電流分布(黒実線)および実測の全電流分布(黒破線)を ρ に対して示したものである。中心部の鋭いピークは外部駆動が担い、外側の広がった成分はブートストラップ電流が担うという分担が読み取れる。このように電流分布を実時間で制御することが定常運転の要となる。

先進的定常状態シナリオとプロファイル制御

定常状態で高性能を実現するシナリオは、大きく「弱い磁気シア型」と「内部輸送障壁(ITB)型」に分けられる。前者は電流分布を比較的平坦に保ち、高ベータ H モード閉じ込めと組み合わせるもので、DIII-D のハイブリッド型定常放電では正規化ベータ βN = 3.2 が完全非誘導で維持され、これは ITER の定常シナリオで予測される無壁安定性限界近くの値に対応する。後者は中心部に輸送障壁を作って圧力を急峻化し、ブートストラップ電流割合を高めるものである。いずれも、電流分布・圧力分布・回転分布・MHD 活動が互いに影響し合う平衡状態を、実時間制御で安定点に維持するという描像に立つ。

プロファイル制御の実例として EAST の成果が際立つ。同装置は全超伝導磁石を持ち長パルス運転に適したトカマクであり、純高周波加熱・電流駆動のみで 100 秒を超える定常状態放電を、エネルギー閉じ込め改善係数 H98(y2) ≈ 1.1、中心部の電子内部輸送障壁、小規模 ELM(頻度 100–200 Hz)という条件付きで達成した。さらに高ベータp H モードでは βp ≈ 1.9–2.5、βN ≈ 1.5–1.9 の運転領域を 24–60 秒規模で維持し、これは CFETR の 1 GW 級定常運転シナリオに近い無次元パラメータに対応する。電流駆動効率は、X 点位置・プラズマ形状・局部ガス噴射の最適化と、複数の高周波システム間の協同効果の制御によって高められている。

一方、高ベータ運転は MHD 安定性限界への接近を意味する。正規化ベータを上げると、理想的なキンク限界に達する前に大きなティアリングモードが発生してベータ崩壊や電流分布の改変を招くことが知られており、これを回避するため、磁気測定と運動学測定を組み合わせた半経験的モデルに基づく統合制御が開発されている。定常運転ではこの制御が数分から数時間の時間スケールで持続しなければならず、実時間制御ソフトウェアとセンサ・アクチュエータの統合がシナリオ開発の一部となる。

熱排気と長パルス技術の制約

定常化の物理側の課題と同じく深刻なのが、熱排気と装置技術の制約である。核融合出力を上げるほどダイバータターゲットに流入する熱流束は増大し、能動冷却されたプラズマ対向壁が受ける熱流束はしばしば数十 MW/m² を超える。定常運転ではこの負荷がパルス運転のように時間平均されず、連続的に課されるため、材料寿命の観点から最も厳しい制約となる。主流の解は、低 Z・中 Z 不純物(ネオン、アルゴンなど)を注入してダイバータ前面で放射冷却し、ターゲット熱流束を下げる放射ダイバータである。ただし不純物がコアに侵入すると燃料希釈とコア放射損失で利得が下がるため、コアとエッジの統合制御が不可欠となる。EAST では全放射電力、ターゲット電子温度、粒子流をラングミュアプローブや X 点近傍の放射測定でフィードバックする離脱制御が開発され、ネオンシードと組み合わせて良閉じ込めを保ったまま定常離脱が維持された。さらに n = 2 および n = 4 の共鳴磁気摂動による ELM 完全抑制が ITER 類似の H モードで実証され、過渡熱負荷の問題にも対処されている。

技術面の制約は二層に分けられる。第一は定常プラズマ条件を作り出すための固有技術で、高周波・中性粒子ビームによる加熱と電流駆動、燃料供給と排気、長時間に耐える診断(例えばプラズマ対向壁の赤外線サーベイ)、そしてそれらを結ぶ実時間制御系である。第二は長パルス運転全般に共通する技術で、最も重要なのは超伝導磁石である。定常的な閉じ込め磁場を提供するにはオーム損失のない超伝導コイルが必須であり、これが定常トカマク装置(EAST、SST-1、JT-60SA、ITER)がすべて超伝導を採用する理由である。水素・リチウム循環ループや重水素トリチウム交換塔のような燃料サイクル機器も、定常的なトリチウム収支を前提として設計される。

炉統合と展望

定常状態炉の設計は、複数の電力収支の交点を探す作業として定式化できる。アルファ加熱電力、電流駆動電力、H モード閾値電力、ダイバータ熱流束上限、安定性限界といった曲線を無次元化して重ねると、許容される運転点の頂点が浮かび上がる。この手法によれば、DIII-D の定常ハイブリッド放電を出発点として次元相似の経路を辿ると、電流駆動電力とアルファ加熱電力の交点が Q = 5 の運転点を与え、ITER 類似の定常運転点は安定性限界・密度限界・H モード閾値の境界の頂点近くに位置する。統合モデリングでは、ITER の 9 MA 長パルス目標(3000 秒)が初日の加熱・電流駆動能力の範囲で達成可能と予測されているが、境界条件を置くペデスタル外側の領域には依然大きな不確実性が残る。

図は、定常状態シナリオに沿った電流駆動電力(黒破線)と D–T プラズマのアルファ加熱電力(青鎖線)およびその和(黒実線)を、正規化サイズに対する無次元電力として示したものである。左図では両者の交点が Q = 5 の点(青丸)を与え、右図では ITER 類似の定常運転点(赤丸)が安定性限界・密度限界・H モード閾値の境界の頂点近くに描かれている。

装置レベルでは、ITER が定常状態で Q = 5 を目標とする唯一の建設中の装置であり、EAST は ITER と CFETR を支援する長パルス定常運転の実証装置として次の目標(400 秒以上の H モード、ブートストラップ割合約 50%)を掲げている。米国の核融合パイロットプラント(Fusion Pilot Plant)構想や ARIES-ACT、ARC といったコンパクト炉概念も定常運転を前提とする。なお、W7-X などのヘリオトロン型装置では誘導電流に依存しない閉じ込め配置そのものが定常運転に適しており、ダイバータ実験の結果が定常運転設計に反映されている。定常状態運転は、プラズマ物理の高度なシナリオ制御と超伝導・熱排気・燃料サイクルの技術統合が初めて一つの自己無矛盾な系として要求される領域であり、磁気閉じ込め核融合がエネルギー源として成立するか否かを試す場といえる。