TCV

トカマク・ア・コンフィギュレーション・ヴァリアブル（Tokamak à Configuration Variable、TCV）は、スイス・ローザンヌ連邦工科大学のスイスプラズマセンターが運用する中型トカマク装置であり、その名の通りプラズマ断面形状を自在に変えられることを最大の特徴とする。主要半径0.88 m、小半径0.25 m、トロイダル磁場1.5 T、プラズマ電流最大1 MAという規模でありながら、16基の独立通電ポロイダルコイル（PFコイル）と真空容器内の2基の内部コイルを備え、単一ヌル、ダブルヌル、スノーフレーク、負三角形状など多様な磁気配位を同一装置で実現できる。この柔軟性を活かし、ITERやDEMOに向けたシナリオ開発、代替ダイバータ概念の実証、プラズマ制御技術の試験台として、EUROfusion中型トカマク計画の中核施設の一つとなっている。

図は装置の断面切断図であり、オレンジ色のPFコイル、緑色のトロイダル磁場コイル、シアン色の真空容器、紫色のプラズマ領域、そして黄色の電子サイクロトロン加熱（ECRH）用ランチャーの一部が見て取れる。装置全体が学術研究機関の中に置かれ、学生が運転・診断・解析の実戦要員として訓練を兼ねて参加する運営形態も、TCVの特色の一つである。

装置の構成と磁気的柔軟性

TCVの定義的な能力は、プラズマ形状の自由度にある。16基の独立通電PFコイルがプラズマの伸長率・三角形状・X点位置を幅広く制御し、真空容器内の2基の内部コイルは成長率が5000 s⁻¹に達することのある軸対称不安定（垂直変位）を高速に抑制する。トロイダル磁場とプラズマ電流の極性は任意に選べるため、ドリフト方向の効果を系統的に調べる実験も可能である。壁材は黒鉛で、燃料および不純物シード用の圧電バルブ、ディスラプション緩和用の大量ガス注入システムを備える。

この磁気的柔軟性を支えるのが制御系である。TCVでは、実時間平衡再構成コードを用いてプラズマ形状・位置・電流を高速に制御するハイブリッド磁気制御系が長年の運転で磨かれており、その外側にアイソフラックス方式の形状制御器を統合した階層型アーキテクチャが近年実装された。また、強化学習を用いた形状制御器の実証（DeepMindとの共同研究）や、PFコイル電流を飽和限界から守る電流制限回避アルゴリズムの実験検証など、将来のITER・DEMO制御系に向けた先進的制御手法の試験台としての役割も大きい。TCVの容器・プラズマの時間応答は大型装置より速く、制御系のサンプリング周波数を高く要求するため、ここで実証された制御アルゴリズムは計算資源の面で将来炉へそのまま拡張可能とされる。

ECRHを主軸とする加熱と電流駆動

TCVの歴史を通じて主たる加熱手段はECRHである。第2高調波Xモード（82.7 GHz）と第3高調波Xモード（118 GHz）を組み合わせ、最大で7基の独立したランチャーから最大4.5 MW規模の電力を注入できる。ランチャーごとにビームの入射角・偏波を変えられるため、加熱の局在位置や電流駆動の分布をプラズマ内のほぼ任意の場所に設定でき、これが形状自由度と相まって輸送実験や安定化実験の強力な手段となっている。ジャイロトロンの更新により、84/126 GHzの二周波数共用1 MW級機が導入され、X2/X3の選択柔軟性が回復・拡張した。ECRHの応用は広く、局所加熱による電子内部輸送障壁の制御、傾斜変調加熱とジアマグネティックループによる吸収測定、複数沈着位置の同時追跡、高調波吸収・電流駆動の検証、過密度プラズマへの電子バーンシュタイン波加熱（O-X-B 変換）など、電子主体の輸送・加熱物理の実験拠点となっている。

2015年以降は中性粒子ビーム入射（NBI）も加わった。15–25 keV、最大1 MWの接線入射ビームが二重通過の幾何でイオン加熱と回転を供給し、ECRHとの加熱混合比を変えた実験を可能にした。これにより、これまで電子支配的だったTCVのプラズマでイオン輸送やHモード遷移しきい値の研究が進んだ。

プラズマ形状物理：負三角形状と閉じ込め

TCVの最も影響力のある成果の一つが、負三角形状（NT）プラズマの研究である。通常のD字形（正三角形状、PT）とは逆に断面の凸側をトーラス内側へ向けた形状では、乱流輸送が低減され、同じ入射電力でLモードのまま高い圧力勾配が得られることが、TCVでの長年の実験で示された。さらにLモードからHモードへの遷移しきい電力が上昇するため、Hモード特有のエッジ局在モード（ELM）を伴わずに、Hモードに匹敵するコア性能を達成できる可能性がある。この効果はコア深部まで及ぶことがコア乱流測定で確認されており、DIII-DやASDEX Upgradeでも追試され、建設中のイタリアのDTT装置では全出力運転のNTオプションが設計段階から検討されている。TCVでは、DTTの形状を縮小再現したPT/NT比較実験がNBI単独、NBI/ECRH混合、ECRH単独の各加熱条件で実施され、ジャイロキネティックシミュレーション（GENE）や輸送シミュレーション（ASTRA-TGLF）と突き合わせて、NT効果の物理的起源と形状パラメータへの依存性が検証されている。

図はTCVで実現された正負の三角形状プラズマのポロイダル断面と、三角形状のプラズマ半径方向への侵入を示す。上段の磁気面の形からD字の向きが反転している様子が分かり、下段のグラフは三角形状δが中心から縁に向かってどのように変化するかを、上流・下流・平均の各定義で描いたものである。形状効果がコア輸送に影響するかどうかを論じるうえで、この半径方向分布が鍵となる。

ダイバータ物理とパワー排気：スノーフレークから密閉長脚ダイバータへ

核融合炉の最大の課題の一つである熱排気に対して、TCVは代替ダイバータ配位の実証実験の中心的存在である。スクレイプオフ層の熱流束幅がポロイダル磁場に反比例して決まるため、炉規模ではターゲット熱負荷が材料限界を大きく超えると予測され、磁気配位の工夫による緩和が求められる。TCVでは、二次X点を低磁場側共通磁束領域に持つスノーフレーク（SF-LFS）配位を実現し、4つのストライク点すべての熱流束分布を測定して、標準単一ヌル比で外側ターゲットのピーク熱流束が低減されること、二つのストライク点への電力配分を制御できることを示した。窒素シードによる高放射運転では、単一ヌルではX点近傍に放射領域が集中するのに対し、SFでは二つのX点の間に強放射領域が形成され、コアから離れた位置で放射損失を増やせる可能性が示された。ただしコア不純物濃度の管理が炉成立性の鍵であり、バッフル導入後のSF実験では放射増強とコア・ダイバータ両立性の評価が進められている。

2019年には、取り外し可能なガスバッフル（SILOバッフル）が設置され、ダイバータ領域の中性粒子閉じ込めを高めることで中性圧を上げ、デタッチメント（ターゲット前のプラズマ冷却）への到達を容易にした。これはITER設計でも用いられた「ダイバータ中性粒子圧が排気性能を決める」という経験則の実証でもある。さらに次段階として、長く伸ばしたダイバータ脚をタイトにバッフルで囲む密閉長脚ダイバータ（TBLLD）の導入が進められている。接続長の増大が二点モデルに従ってターゲット温度を下げ、バッフルによる中性粒子の閉じ込めがプラズマ・中性粒子相互作用によるエネルギー散逸を強化するという相乗効果を狙った概念で、SOLPS-ITERシミュレーションでは、同じコア密度に対してターゲット前の中性粒子密度を最大2桁、排気性能を最大1桁向上させ、主室の中性粒子密度を1桁低減できると予測されている。ARC炉などでも検討されるこの概念の原理実証が、TCVの現在の主要ミッションの一つである。

図は、バッフルなし・バッフル付きの標準ダイバータと、3種類のTBLLD配位のポロイダル断面を比較したものである。マゼンタ色の分離面に対して、赤・青・オレンジの各TBLLD案ではダイバータ脚が下方へ長く伸ばされ、その周囲を黒の破線で示すバッフルが覆う構造が描かれている。脚の延長と密閉の組み合わせが、接続長の増大と中性粒子閉じ込めの両立をどう実現するかを具体的に示している。

運転シナリオと制御研究

TCVの実験計画は、ITER基線シナリオに関連するHモード研究（ELM周期のEC電力による実時間制御、高密度Hモードでのガス供給とスクレイプオフ層乱流の研究、Hモード熱流束幅の測定など）と、ELMを回避する代替シナリオ研究に大きく分かれる。装置の形状・加熱・制御の柔軟性は、ディスラプションとランナウェイ電子物理、エネルギー粒子粒子駆動の測地音響モード（GAM）のトロイダル構造の全周マッピング、エッジ輸送駆動のトロイダル回転の検証など、基礎物理の実験にも幅広く活用されている。診断面でもトムソン散乱系の全面改良、ドップラー後方散乱、ナノ秒パルス反射計、可視カメラ系などが整備され、多診断を統合したモデルベースの電子密度推定など、実時間診断・制御融合の研究も進んでいる。中型装置でありながら高速なプラズマ応答と豊富なアクチュエータを持つTCVは、将来炉の制御系・シナリオ・排気概念を事前に試験する「縮小試験台」としての役割を、EUROfusionの枠組みで国際チームとともに担い続けている。