TFTR

TFTR(Tokamak Fusion Test Reactor、トカマク核融合実験炉)は、アメリカ合衆国プリンストン等离子体物理研究所に建設された大型トカマク実験装置であり、1982年から1997年まで運転された。その中心的目的は、重水素と三重水素(トリチウム)を実際に燃料とする核融合プラズマを実現し、磁場閉じ込め炉心で発生するアルファ粒子(ヘリウム4原子核)の振る舞いを反応炉に近い条件で研究することであった。1993年に始まったD-T(重水素-三重水素)運転は、トカマクとしてはJETに次いで二番目のものであり、10 MW級の核融合出力の発生、閉じ込めの同位体効果の解明、そしてアルファ粒子物理というそれまで純粋に理論的であった分野の実験的開拓を成し遂げた。

装置と使命

TFTRは、プラズマ電流が数MA級、主要半径が大型トカマクとして標準的な規模を持ち、主加熱手段として大出力の中性粒子ビーム入射(NBI)を備えた非円形断面を持たない(円形断面に近い)トカマクである。ビーム入射に加えて、三重水素の第二高調波を用いたICRF(高周波)加熱もD-Tプラズマで実証された。装置の設計段階から、D-T運転に耐えるトリチウム取扱設備と、14 MeVの中性子を計測するための核融合生成物診断が組み込まれており、これがTFTRを通常の重水素トカマクと一線を画す存在にしていた。

使命は大きく二つあった。第一は、ITER(国際熱核融合実験炉)の設計を支える物理データの取得、すなわちD-T混合比、アルファ粒子の閉じ込めと加熱、同位体質量が閉じ込めに与える影響の定量的把握である。第二は、炉心プラズマの定常運転に関わる課題、すなわち電流駆動、燃料補給、不純物制御という三つの問題に対するデータベースの整備である。1980年代後半の重水素運転の段階で、すでに密度分布の形状、とくに中心側へのピーク化が輸送の大きさを敏感に左右することが示され、高温度トカマク閉じ込めにとって中心密度のピーク化が有利になりうるという見通しが得られていた。これは後述のスーパーショットという高性能運転領域の物理的基盤となった。

D-T運転と核融合出力

1993年から1997年までのD-T運転期間に、TFTRは数百発のD-T放電を実施した。1995年9月時点での最大核融合出力は10.7 MWであり、これは39.5 MWの中性粒子ビーム入力に対するもので、スーパーショット放電で達成された。また、電流ランプダウン後に得られる高ベータP領域の放電では6.7 MWが記録された。プラズマ中心部の核融合出力密度は2.8 MW/m³に達し、これは当時ITER設計で想定された値を上回るものであった。ただし、これらの放電はビーム入力に対する核融合出力の比(Q値)が1を大きく下回る、いわゆるブレークイーブン未達の実験であり、エネルギー増倍ではなく炉心条件の実現と物理の検証が目的であった点に注意が必要である。

D-T運転がもたらした最も重要な知見の一つは、閉じ込めの同位体効果である。重水素のみのプラズマと比較して、ほぼ等濃度のD-Tプラズマではエネルギー閉じ込め時間が約20%増大し、密度・イオン温度・閉じ込め時間の積(n(0)T(0)τ_E)は約55%増大した。この熱閉じ込めの改善は主としてイオン熱伝導率の低下によるものであり、スーパーショットとリミッターHモードのいずれの領域でも観測された。同位体質量の増大が乱流輸送を抑制するというこの効果は、D-T反応炉設計にとって有利な方向の発見であった。

性能の向上には壁条件付けも寄与した。リチウムペレット入射による壁の被覆は再結合・再循環を抑え、閉じ込め時間を0.27 sまで伸ばし、より高いプラズマ電流での運転を可能にした。また、中性粒子ビームの燃料供給プロファイル(深く入射するか浅く止めるか)が核融合出力・閉じ込め・安定性に大きく影響することも系統的に調べられ、中心密度分布の制御が性能最適化の鍵であることが確認された。運転性能の最終的な限界はMHD安定性によって設定された。

閉じ込め領域：スーパーショット、高ベータP、逆せん断

TFTRの運転は、いくつかの特徴的な閉じ込め領域の発見と体系化によって知られる。スーパーショットは、リミッター近傍の再循環を強く抑えた条件下で中心密度を急峻にピーク化させた放電であり、イオン熱伝導の低下によって高い中心温度と高い核融合出力密度を実現する。前述のように密度分布のピーク化が輸送を改善するという1980年代の知見が、この領域の物理的説明である。高ベータP領域は、プラズマ電流をランプダウンさせて正規化ベータを高めた放電であり、異なる安定性条件の下で高い出力を与えた。

運転後期には、逆せん断(reversed shear)領域が開拓された。これはプラズマ電流分布の中心部で安全係数の半径分布が極小を持ち、その内側で磁気せん断が逆転する配置であり、輸送障壁の形成によって中心部の粒子・熱輸送が大幅に低減される。実際に、三重水素やヘリウムの中心部輸送障壁が逆せん断プラズマで観測され、粒子輸送係数の半径分布の直接測定と結び付けられた。逆せん断は中心輸送の低減と予測される安定性限界の向上を同時に約束するものであり、いわゆる先進トカマクの概念を実験的に示した先駆的成果として、後の装置の研究に引き継がれた。

アルファ粒子物理と高速イオン効果

TFTRのD-T運転の独自の価値は、14 MeVのアルファ粒子が反応炉心と同程度の密度・温度条件で実際に生成され、その閉じ込めと波動相互作用を直接測定できた点にある。アルファ粒子は3.5 MeVの運動エネルギーを持って生成され、背景プラズマ電子にエネルギーを譲りながら減速して熱化する。この減速過程でアルファ粒子がプラズマ加熱を担うことが磁気閉じ込め核融合の成立条件であるため、アルファ粒子が理論どおり閉じ込められるか、また集団的不安定性を駆動しないかは炉設計の死活的な問題であった。

実験の結果、MHD的に静穏な放電では、閉じ込められたアルファ粒子の測定は古典的な単粒子閉じ込めモデルに基づくシミュレーション(TRANSP)とよく一致した。ペレット電荷交換診断によるMHD静穏コア中の閉じ込めアルファ粒子およびトリトンの測定、アルファ「灰」(熱化したヘリウム)の半径分布の測定とヘリウムガスパフ実験から得た粒子輸送係数との比較、そして容器底部の検出器による損失測定が行われた。損失については、ビーム軌道が容器壁に直接触れることで生じる第一軌道損失(first-orbit loss)の機構でよく説明され、アルファ粒子駆動の不安定性による損失は観測されなかった。高エネルギーアルファ粒子に対して推定された小さな径方向拡散係数は、小スケール乱流が軌道平均によって平滑化されるという理論的描像と整合した。

一方、波動・粒子相互作用の側面も調べられた。アルファ粒子と鋸歯状振動との相互作用、トロイダルアルフベン固有モード(TAE)との共鳴、ICRF波との相互作用が観測され、いずれも理論モデルとほぼ整合するものであった。TAEモードは、アルファ粒子のベータが十分大きくなれば不安定化しうることが予測されており、TFTRではトロイダル性に起因する新しい分岐のアルフベン固有モードが実際に観測された。ただしTFTRのアルファ粒子圧は反応炉のそれには及ばず、アルファ駆動不安定性が閉じ込めに実質的な被害を与える状況を作り出すには至らなかった。この点は、より高いアルファ圧を実現する後世の装置に残された課題となった。

輸送、安定性と性能の限界

TFTRの輸送研究は、イオン温度勾配モード(ITGモード)に基づく輸送モデルを用いたイオン温度分布のシミュレーションが日本のJT-60のプラズマにも適用されるなど、国際的なデータベース比較の中で行われた。ヘリウムや炭素不純物の輸送係数の半径分布が直接測定され、粒子輸送が熱輸送と同様に密度分布形状やせん断配置に依存することが示された。逆せん断プラズマにおける粒子輸送障壁の観測は、乱流輸送が磁気せん断とE×Bせん断によって制御されうるという現代的な輸送理解の実験的裏付けとなった。

安定性の面では、高密度放電におけるディスラプション(プラズマの急速喪失)の現象論が体系化され、逆せん断プラズマ特有のディスラプションの特徴も調べられた。ディスラプション時の高エネルギーアルファ粒子の損失もD-T運転中に測定され、高速イオンを含むプラズマの終端過程という、反応炉の安全設計に直結するデータが初めて得られた。また、高出力中性粒子ビーム加熱中の強烈な電子サイクロトロン放射バーストの観測は、高速イオン駆動の高周波現象が予想以上に豊かに存在することを示した。

TFTRが1997年に運転を終えたときに残したものは、単なる核融合出力の記録ではない。D-T混合プラズマの閉じ込めが同位体効果によって改善すること、アルファ粒子が古典的描像どおりに振る舞うこと、そして電流分布の制御によって輸送障壁を作り性能限界を引き上げられること――この三つは、その後のITER設計と先進トカマク研究の直接的な出発点となった。運転性能がMHD安定性によって制限されていたという事実も含めて、TFTRは磁気閉じ込め核融合が「燃えるプラズマ」の物理を扱う段階に入ったことを実証した装置であった。