トカマク崩壊

トカマク崩壊（tokamak disruption）とは、トカマク型核融合プラズマで起こる、閉じ込めとプラズマ電流の急速かつ不可逆的な喪失である。図は、崩壊緩和のために固体ペレットを破砕して注入する際の幾何学模型であり、破砕点からプラズマ内部へ飛散する断片の速度分布と広がり角を示している。

トカマクではプラズマを電流で加熱し、その電流が自ら磁場をつくることで閉じ込め配置が保たれる。この自己組織的な平衡は安定性の限界（密度限界、ベータ限界、回転停止など）に近い状態で運転されることが多く、限界を超えると崩壊が進行する。崩壊はミリ秒から数十ミリ秒の時間スケールで進み、貯蔵された熱エネルギーと磁気エネルギーを第一壁や周辺導体に急速に放出する。将来の大型装置ではこの放出が装置を損傷しかねないため、崩壊の理解・予測・緩和はトカマク融合の成立性に関わる核心課題とされている。

崩壊の位相と全体像

崩壊は一般に二つの位相に分けて理解される。第一は熱クエンチ（thermal quench）であり、プラズマの熱エネルギーが急速に失われる位相である。第二は電流クエンチ（current quench）であり、冷えたプラズマの抵抗が急増することでプラズマ電流が減衰する位相である。熱クエンチではエッジ局在モード的な不安定化や大型テアリングモードの成長など、磁気面の破れと磁力線の確率的化（stochasticity）が中心役割を果たす。電流クエンチでは、縦方向の平衡が失われて垂直変位イベント（vertical displacement event, VDE）に至ることがあり、プラズマが上下方向に移動して第一壁に接触しながら電流が減る。この際、周囲の真空容器や導体に誘導される電流が大きな電磁力を生み、装置構造への機械的負荷となる。

崩壊の進行は、プラズマ電流の時間発展に顕著に現れる。図は、実験で観測されたプラズマ電流の変化と三次元非線形磁気流体シミュレーションの結果を比較したものであり、左図は全体像、右図は電流スパイク付近の拡大図である。

電流クエンチの初期には、プラズマ電流が一時的に約10％程度増加する「電流スパイク」が観測されることが多い。これは磁気ヘリシティがほぼ保存される条件下での電流密度分布の緩和によって、磁気エネルギーが解放され、緩和領域の電流が増加するためである。この緩和は、確率的磁力線に沿って伝わるせん断アルフヴェン波がヘリシティを輸送することで進むと考えられており、緩和の時間スケールはアルフヴェン波がプラズマを横切る時間と結びつく。電流スパイクの大きさと継続時間は、磁気的乱れの空間構造や電子損失の速さを反映するため、崩壊中の輸送を理解する手がかりとなる。

熱クエンチと磁気流体力学的不安定性

熱クエンチの引き金となるのは、m=2, n=1 のテアリングモードをはじめとする磁気流体力学的不安定性の成長である。注入された不純物がプラズマを冷やすと、温度の低下によって抵抗が局所的に増大し、磁気島の内部で発熱が追いつかなくなる。この「島内部の冷却による駆動」がテアリングモードを急速に成長させ、隣接する共鳴面どうしの磁気島が重なって磁力線の確率的構造が広がる。確率的領域では熱が磁力線に沿って急速に壁方向へ流出し、これが熱クエンチの本質的なメカニズムである。

熱クエンチの時間スケールと、熱が第一壁のどこにどれだけ集中するかは、確率的領域での電子輸送によって決まる。三次元非線形磁気流体シミュレーションは、この過程を定量的に再現できるようになりつつあり、合成診断を通じて実験測定と直接比較される。熱クエンチで失われる熱のうち放射で除かれる割合と、磁力線に沿って壁へ直接流れ込む割合の配分は、後述の緩和戦略の設計を左右する重要な量である。

電流クエンチとランナウェイ電子

電流クエンチでは、プラズマ温度の低下に伴ってオーム抵抗が急増する。このとき誘導電場が大きくなるため、電子の一部は衝突による減速を振り切って加速され、ほぼ光速に近いエネルギー（数MeV以上）に達する。これがランナウェイ電子（runaway electron）である。ランナウェイ生成には二つの経路がある。一つは熱クエンチ中に高温側の速度分布の裾から直接生じる「ホットテール」由来の種生成であり、もう一つは、一度生じた種のランナウェイ電子が背景電子と衝突することで新たなランナウェイを次々と生む「なだれ（avalanche）」増幅である。なだれ機構は増幅率が指数関数的であるため、わずかな種からでも最終的に大きな電流へ成長しうる。

ランナウェイ電子は磁力線に沿って運動し、磁気面が保たれている間は閉じ込められる。しかし垂直変位イベントで磁気面が上下に移動すると、ビームは第一壁に掃引されて失われ、そのエネルギーは数平方cmから100平方cm程度の狭い領域に集中して沈着する。この局所的な熱負荷は第一壁の融損や冷却系の損傷を引き起こしうるため、ランナウェイ電流の抑制と安全な終息は崩壊緩和の最大の課題とされる。ランナウェイ生成の閾値はプラズマの有効電荷や密度に依存し、磁場の強さにも影響される。また、崩壊中に磁気的乱れが強いとランナウェイ電子も磁力線に沿って径方向に失われ、生成が抑制される。このため、崩壊中の磁気的乱れの強さ（確率的領域の広がり）を正しく評価することが、最終的なランナウェイ電流の予測に直結する。

崩壊の予測

崩壊は装置を損傷しうるため、事前に検知して回避または緩和動作に移ることが求められる。崩壊には前兆現象があり、磁気探針や放射計測、プラズマ位置・電流の変化などから崩壊の接近を推定できる。データ駆動型の予測手法は、JET、ASDEX Upgrade、DIII-D、EAST など多くの装置で蓄積された運転データをもとに発展してきた。深層学習を用いた予測器は高い精度を達成しているが、将来装置では学習データが得られない、という根本的困難がある。

この問題に対して、異なる装置間でデータ分布のずれを補正して予測器を転用する「ドメイン適応」の手法が近年導入された。これは、崩壊の物理機構が装置間で共通であるという仮定のもと、既存装置のデータで学習したモデルを新しい装置に適用するもので、物理ガイドに基づく特徴抽出と組み合わせることで、少数のデータでも予測精度を保つ試みが進んでいる。また、ニューラルネットワークを用いて高ベータ限界に基づく崩壊警報を構成する試みもあり、予測は経験的データと物理限界の両面から攻められている。

緩和：大量物質注入

崩壊が起きると判断されたとき、現在の主流の緩和手法は大量の不純物をプラズマに注入することである。注入された物質は放射で熱エネルギーを広い面積に分散して除去すると同時に、電子密度を上げてなだれ増幅を抑制する。注入方法には、加圧ガスから吹き込むマッシブガス注入（massive gas injection, MGI）と、低温固体ペレットをノズル内で破砕してから注入するシャッタードペレット注入（shattered pellet injection, SPI）がある。MGI は比較的単純であるが、注入ガスがプラズマ縁で速やかにイオン化されて磁力線に乗ってしまうため、プラズマ内部への侵入が遅い。SPI は破砕された断片がプラズマに沿って昇華しながら物質を堆積するため、より深く均一に物質を行き渡らせることができ、ITER の崩壊緩和システムの基本方式に採用されている。

注入の設計には相反する要求がある。熱の放射除去には多量の注入が有利であるが、急速な冷却は抵抗を増大させて電流クエンチを速め、またホットテール由来のランナウェイ種を増やす。このため、注入を二段階に分ける工夫が提案されている。まず大量の重水素を注入してプラズマを希釈によって冷やし、磁気配位を大きく乱さずに温度を下げ、数ミリ秒後にネオンを注入して放射で熱を除去する。この二段階化により、ホットテール種の生成を抑えつつ、熱エネルギーのより多くを放射で除くことができる。ただし、核融合運転ではトリチウム崩壊やコンプトン散乱による種生成が常時起こるため、ランナウェイ電流を十分低く抑えることは容易ではない。

ランナウェイ電流が形成されてしまった場合の終息手段も研究されている。高原子番号のタングステン微粒子をビームの進路上に打ち込み、ランナウェイ電子を散乱・吸収して第一壁への局所熱負荷を分散させる構想はその一つであり、図は、ランナウェイ電子が微粒子に入射したときのピッチ角散乱を、通過・捕獲・後方散乱の三つの領域に分けて整理したものである。

捕獲と後方散乱、および微粒子内での吸収がランナウェイの終息に寄与する。この種の最終防衛的な手法は、ランナウェイ電流を完全に消すのではなく損傷許容範囲まで減らすことを目的とするもので、磁気的乱れの制御や不純物注入と組み合わせて用いられることを想定している。