STEP

STEP（Spherical Tokamak for Energy Production、球形トカマク型エネルギー生産）は、英国が主導する原型核融合発電プラントの設計・建設計画である。2040年代までに球形トカマクから得電力への正味の電力出力を実証することを目標とし、現在は概念設計段階にあり、2030年代前半の建設開始を目指している。商用炉への道を開く「原型炉」位置づけであり、核融合出力1.5〜1.8 GW、核融合利得は10以下が設計目標とされる。

図は原型プラント（SPP）の基本構成を示したもので、第一壁（緑）と、プラズマ電流に対する極性を示した代表ポロイダル場コイル配置（青）が描かれている。以下、この計画の設計思想と主要課題を概観する。

球形トカマクという設計選択

STEPが球形トカマク（ST）を採用する理由は、プラズマの比圧（正規化比圧 β_N）を従来型トカマクより高く運転できる点にある。核融合出力は β_N の4乗、トロイダル場の4乗、細長比 κ のほぼ5乗に比例するため、高比圧・高細長比の運転ができれば、より小さな主要半径・より低い磁場で同じ出力を達成でき、装置を小型化・低コスト化できる可能性がある。STEPの基本諸元は主要半径 R₀ = 3.6 m、アスペクト比 A = 1.8、細長比 κ ≈ 3、三角形量 δ ≈ 0.5、軸上トロイダル場 3.2 T 程度である。

ただし高細長比のプラズマは垂直方向に不安定であり、能動制御なしには位置が指数関数的に加速して暴れる。幸い、この不安定の最大成長率はアスペクト比が小さいほど抑えられ、周囲の導電性構造物が誘導電流によって安定化に寄与する。つまり球形トカマクは垂直安定化の面では有利であり、高細長比運転と両立できる。一方で、低アスペクト比ゆえ中心柱に空間がほとんどなく、トロイダル場コイルと中心ソレノイドを狭い空間に収めねばならない。この制約が、後述する電流駆動方式の選択を根本的に決めている。

磁場コイル系と先進的ダイバータ形状

ポロイダル場（PF）コイル系は、コアプラズマの形状制御と、ダブルヌル配置の4本のダイバータ脚の制御を同時に担う。STEPでは7対の上下対称コイルが真空容器直近に置かれ、さらに内側ダイバータの整形を助ける準ソレノイド型整形コイル1対が加えられる。コイル配置は、プラズマおよび機械構造からの最小距離、遮蔽、導体の電流密度・ピーク磁場・電磁力の制約を満たすよう最適化される。

排熱の面では、外側ダイバータ脚を大きく外側に延長したスーパーX構成（SXD）を採用する。ターゲットの主要半径が大きいほど接続長とダイバータ体積が増え、デタッチメント（プラズマを冷却して粒子の運動エネルギーを下げた状態）を保てる運転窓が広がるためである。内側脚は工学的制約から延長できず、短く中程度にバッフルされた、内側Xダイバータ（IXD）に近い磁場形状とされる。ダブルヌル配置は排熱面積をほぼ倍増させ、内側ストライク点への熱負荷を低減する効果もあるが、その利益を得るにはプラズマ重心の垂直位置をミリメートル精度で制御する必要があり、一時的なシングルヌルへの揺らぎを見込んだ余裕が設計に織り込まれている。

プラズマシナリオと電流駆動

運転シナリオは高閉込めHモードを基本とし、非誘導電流立ち上げ（約2〜3 MAでL-H遷移）の後、プラズマ電流を約20〜25 MAまで非誘導的に上げる。平坦頂部（フラットトップ）では全電流の約8割を圧力勾配が自発的に駆動するブートストラップ電流で賄い、残りを外部加熱・電流駆動（HCD）系で供給する。中心ソレノイドが極めて小さいため、プラズマ生成と立ち上げ初期を除き、電流は完全に非誘導的でなければならない。

HCD系としては電子サイクロトロン（EC）および電子バーンシュタイン波（EBW）によるマイクロ波加熱が選ばれた。これは電流駆動効率、保守性、技術的成熟度などを総合評価した結果であり、中性粒子ビーム入射（NBI）は小型装置への統合性やグリッドから取る電力効率の観点から不採用と判断されている。最大約150 MWのEC電流駆動力が想定され、電流分布の制御にはビームの周波数・入射角・偏波を最適化する入射系の設計が重要となる。輸送コードとビームトレースコードを結合した自己無撞着シミュレーションにより、所定のものでない現実的なECCD分布がシナリオ成立性を評価するのに用いられている。なお、輸送予測や閉込め仮定の不確実性に備え、高密度・低密度など複数の代替運転点がリスク低減策として並行して検討されている。

ダイバータと排熱シナリオ

分離膜を横切ってスクレイプオフ層へ出るパワーは約150 MWに及ぶ。これは現在の装置の桁違いに大きく、主要半径が小さいSTでは特に内側ダイバータへの未緩和熱流束が従来型DEMO想定の数倍に達する。対策の柱は、(1) 不純物（キセノン添加ペレットとアルゴンガス）の注入による放射冷却、(2) ダブルヌル運転、(3) 中性圧を約15 Paまで高める燃料・不純物ガス噴射によるデタッチメントの確立、である。コアの放射率は70%を見込み、これにより分離膜を横切るパワーを約150 MWに抑える。

排熱シナリオの設計はSOLPS-ITER（プラズマ流体コードと中性粒子モンテカルロコードの結合）による予測モデリングに導かれており、電流立ち上げ・燃焼・立ち下げの全期間にわたる排熱パラメータが簡易解析モデルと照合されながら評価されている。近年はシミュレーションに横磁場ドリフトを含めた解析が進められており、上下ダイバータ間の非対称なパワー分配に影響を与えることが示されている。この上下非対称性は、保守アクセスの容易な上部ダイバータ側に有利な条件を作り得るため、設計上の関心事である。

プラズマ制御と定常運転

燃焼プラズマでは、アルファ粒子加熱とブートストラップ電流が支配的な、高度に自己組織化する系となる。制御系は限られた外部アクチュエータ――超伝導・常伝導磁場コイル、マイクロ波HCD系、ペレット・ガス注入――を用いてこの系を導き、安定化しなければならない。制御対象は多岐にわたる。プラズマ位置・形状の磁場コイル制御、垂直不安定の高速制御、高比圧運転で不安定化し得る抵抗壁モード（RWM）の三次元コイルによる安定化、そしてデタッチメント制御である。Hモードではエッジ局在モード（ELM）の周期的エネルギー放出がダイバータ容量を超えるため、共振磁場摂動（RMP）コイルによるELM緩和も設計に組み込まれている。

これらの制御は互いに干渉するため、プラズマ制御系は大型の多入力多出力（MIMO）系として設計される。さらに燃焼期の高中性子環境では使える計測が制限されるため、実測可能な量に基づいてリアルタイムの動的プラズマモデルを更新し、計測できない量を「仮想計測」で補う方針が採られている。低中性子率の初期運転期間にモデルを検証した上で、中性子耐性のある限られた計測だけでの運転に移行する計画である。異常事態への対応（例外処理）を含む運転ロジックも制御設計の最重要課題の一つとされており、ITERやDEMOで進む制御設計との情報共有の重要性が指摘されている。