トロイダル磁場コイル

トロイダル磁場コイル（toroidal field coils、略してTFコイル）は、トカマクやヘリカル装置などの環状磁気閉鎖装置において、プラズマを周回する方向（トロイダル方向）の磁場を発生させる主磁場コイルである。プラズマ中の荷電粒子は磁力線に沿ってラーマー運動をするため、トロイダル方向の強い磁場はプラズマを環状に閉じ込めるための基礎となる。コイル電流とプラズマ電流の合力として働くローレンツ力は極めて大きく、TFコイルの設計・製造・支持構造は核融合炉工学の中心課題の一つとなっている。

図は、ITERで実際に製造されたTFコイルの全体形状と、巻線パック（winding pack、WP）と支持構造との組み立て関係を示す。コイルは高さ約17.7メートル、幅約9.2メートル、総重量約310トンのD字形超伝導磁石であり、そのうち巻線パックが約110トン、ステンレス鋼製の支持構造が約200トンを占める。ITERではこのコイルが18基と予備1基でトロイダル方向に並べられ、コイル内を流れる68キロアンペアの電流によって、コイル上で最大約11.8テスラ、プラズマ主半径位置で約5.3テスラの磁場を発生させる。

トカマクにおける役割と動作原理

トカマクでは、プラズマ電流が作るポロイダル磁場とTFコイルが作るトロイダル磁場とを重ね合わせて螺旋磁力線を形成し、粒子の閉じ込めを確保する。トロイダル磁場の強さはコイル電流にほぼ比例し、環の中心軸からの距離に反比例して減衰する。このためプラズマ側（内側）ほど磁場が強くなり、この不均一性が後述の構造荷重やリップルの起源となる。

超伝導コイルの採用により、放電中のコイル発熱の問題は解消されたが、代わりに超伝導体が臨界磁場を超えられないという新たな制約が加わった。低温超伝導体では、コイル内側（高磁場側）で磁場が最大となるため、軸上のプラズマ磁場はこの臨界値によって実質的に上限を定められる。すなわち、TFコイルの性能がそのまま装置の磁場強度、ひいては閉じ込め性能の上限を規定する。

さらに、TFコイル電流は放電時間全体を通じてほぼ一定に保たれる。超伝導装置では運転中にトロイダル磁場を切ることは通常なく、この定常性がコイル系の設計思想の基本となっている。

コイル構造：巻線パック、導体、ケーシング

TFコイルの心臓部は巻線パックである。これは複数の「ダブルパンケーク」（double pancake、DP）と呼ばれる導体層を積み重ねた構造で、ITERの例では5つの標準DPと2つの側面DP、計7つのDPから構成される。各DPは、超伝導導体（ITERではNb₃Sn）、導体絶縁、ラジアルプレート（radial plate、RP）、カバープレート、およびそれらを包む電気絶縁からなる。ラジアルプレートは導体を機械的に保持し、電磁力を外側構造へ伝える骨格であり、その加工技術の開発が製造上の重要課題となっている。

巻線パックはさらに厚いステンレス鋼製ケーシングに収められる。ITERでは、運転時に約600メガニュートンに及ぶ電磁力に耐えるため、巻線パック（約110トン）を約200トンの鋼構造で包み込む設計となっている。ケーシングは電磁力を受け止めると同時に、コイル位置を精密に保つ役割も担う。

導体には、Nb₃SnやNbTiなどの低温超伝導線を撚り合わせてジュケット管に収めたケーブルインコンジット（CICC）構造が用いられ、液体ヘリウムで冷却される。ITERのTFコイル用Nb₃Sn線材は、過去の実績を大きく上回る約60トン（全量では約380トンに相当）が厳しい品質管理の下で量産され、すべてが仕様を満たした。この量産技術の確立は、TFコイルが単一の研究装置の部品ではなく、産業的調達の対象となったことを示している。

電磁力と構造支持

TFコイルに働く電磁力は二種類に大別される。第一は、コイル電流とトロイダル磁場自身との相互作用による面内力で、コイルを環の外側へ広げようとする力である。第二は、ポロイダル磁場コイル系やプラズマ電流が作る磁場との相互作用による面外力で、コイルをトロイダル方向に倒そうとする力である。面内力は圧倒的に大きく、ITERでは約600メガニュートンに達する。このためコイルは単体で力に耐えるのではなく、隣接コイル同士を機械的に連結し、全体として力の釣り合いを取る構造とする。ITERではコイル間に圧縮荷重を与えるプレコンプレッション構造が設けられている。

内側領域（高磁場側）では面内力が特に集中するため、この領域の支持構造をいかに軽減するかが設計上の焦点となる。この課題への一つの答えとして、コイルの一部をトロイダル方向に傾ける（チルティングする）設計案があり、これについては後の節で述べる。

製造、調達および低温試験

TFコイルは、導体の製造から巻線、ラジアルプレートへの組み込み、巻線パックの絶縁と熱処理、ケーシングへの溶け込み、最終試験に至る長い工程を経て完成する。ITERでは、導体、巻線パック、鋼構造が複数の国・地域に分担して調達され、最終的に組立工場でコイルに組み上げられるという、核融合装置としては初めての本格的な国際共同生産が行われた。欧州と日本の生産現場からは、品質管理、工程管理、技術移転に関する多くの教訓が得られている。

完成したコイルは、実機と同じ低温環境で性能を確認する「コールドテスト」を受ける。JT-60SAでは専用の低温試験施設を整備し、TFコイルを液体ヘリウム温度まで冷却した上で、定格電流まで通電して超伝導性能、クエンチ（超伝導状態の喪失）挙動、絶縁性能を検証した。EASTでも同様にクエンチ電流の測定と性能評価が行われている。コールドテストは、線材・導体レベルの試験結果では予測できないコイル全体の性能を確認する最終関門であり、実機運転前の品質保証に不可欠な工程となっている。

設計上の変種：コイル傾斜と磁場リップル

TFコイルの設計には、装置の目的に応じた変種がいくつかある。前述の通り、コイルの内側脚部をトロイダル方向に傾けることで、面内電磁力を大幅に低減できる。傾斜は面外力成分を新たに生むが、その大きさは面内成分より小さい。さらに、傾斜したコイルが作るトロイダル磁場の時間変化は、プラズマを貫くポロイダル磁束の変化としてループ電圧を誘起する。これを利用すると、従来の中心ソレノイドと傾斜コイル由来の誘導を併用して、非誘導電流駆動に頼らずに誘導放電の持続時間を大幅に延長できる。この「二重中心ソレノイド」構想は、高磁場・コンパクトなトカマクで特に価値を持つ。

図は、最適化計算から得られた傾斜コイルの一例として、トロイダル方向に連続してつながる単一の傾斜コイル形状を示す。内側脚部の傾斜が、隣接コイルと連続した電気回路を形成しつつ電磁力の低減を図る形状になっている様子が分かる。

一方、コイルはトロイダル方向に離散的に配置されるため、コイルとコイルの間で磁場が弱くなる「リップル」が生じる。リップルが大きいと、粒子が磁力線に沿って損失しやすくなるなど閉じ込め性能への悪影響があるため、コイル本数や形状の選定はリップル低減との兼ね合いで決まる。ヘリカル装置（トーサトロン）においても、追加のトロイダル磁場コイルを用いて帯電粒子の直接損失を低減するといった、コイル構成の工夫が行われている。また、既存のTFコイルに補助コイルを並列接続することで放電特性を改善する試みや、二流体物理の研究のために既存コイルを完全支持する最適構成の探索など、運転目的に応じたコイル系の改変も行われている。