W7-AS

W7-AS（ヴェンデルシュタイン7-AS）は、ドイツのマックス・プランクプラズマ物理学研究所が1988年から2002年まで運転した中型のヘリアカル装置（ステラレータ）であり、最適化ステラレータという新しい設計思想を初めて実機で検証した実験装置である。主要半径約2メートル、プラズマ小半径は0.5メートル弱程度で、トロイダル磁場は最大2.5テスラ級、加熱は電子サイクロトロン加熱（ECRH）と中性粒子ビーム入射（NBI）を主とし、後期には合計3メガワット級のNBI出力が用いられた。W7-ASは、磁場のらせん構造によってプラズマ電流を持たずに閉じた磁面を作るステラレータの本質的な利点（定常運転の可能性、ディスラプションの不在）を保ちながら、トカマクに比べて劣る輸送特性を三次元磁場形状の最適化によって改善できるかを問うた最初の装置であり、その答えは後継の超伝導大型装置W7-Xの設計を直接導いた。

図はW7-ASの代表的な平衡を示す。(a)は回転変換ιの半径方向プロファイルで、プラズマ境界付近で1/2という有理面を横切る様子が分かる。(b)は異なるトロイダル位相角（φ = 0, 0.1π, 0.2π）での磁束面の断面であり、断面形状がトロイダル方向に変化する三次元的な磁場構造が見て取れる。境界で有理面を意図的に通すこの配置こそが、後述するアイランドダイバータの基盤となる。

装置と磁場配位

W7-ASは「部分最適化」の段階にある装置だった。完全なネオクラシカル最適化を狙ったW7-Xに対し、W7-ASは5周期の部分らせん対称性を持つ磁場配位を採用し、 Pfirsch-Schlüter電流の低減と磁気井戸の確保という二つの目標を部分的に達成した。回転変換はトランスフォームに相当する量で、W7-ASではその大部分を外部コイル電流で作り、トロイダルプラズマ電流はほぼゼロに保たれる（正確にはNBIやECRHに伴うブートストラップ電流や駆動電流が小さく存在する）。この「正味電流ゼロ」の運転は、トカマクで問題となる電流駆動型の不安定性（ティアリングモードやソフトディスラプション）を原理的に回避できることを意味する。

一方で、三次元磁場に固有の課題も抱えていた。磁場強度が磁束面上で一様でないことによる Pfirsch-Schlüter電流は、プラズマ圧力が上がると平衡を歪め、Shafranovシフトを生む。W7-ASでは高ベータ領域でこの平衡変形をX線撮像と自由境界平衡計算の比較によって精密に検証し、圧力が上がるにつれて磁気井戸が深まり、トカマク的な磁気シアが発達するという、この装置クラスに特有の安定化機構を実験的に確認した。図はベータ走査における圧力プロファイルと回転変換プロファイルの変化を示す。圧力の上昇（中心圧力0から14キロパスカル）とともに境界部のShafranovシフトが進む様子が(b)に、シアの発達が(a)に見える。

この「高ベータで磁気井戸が深まる」性質は、W7-ASの部分最適化に起因するものであり、後述するソフトベータ限界の物理の中核をなす。

アイランドダイバータの概念と端部物理

W7-ASの最も重要な技術的貢献の一つは、ステラレータ用ダイバータとして「アイランドダイバータ」を実証したことである。従来のステラレータはリミッタ運転であり、高密度化に伴うプラズマ・壁相互作用の制御が難しかった。W7-ASでは、境界の回転変換が1/2や5/9といった低次有理面を通る磁場配位を利用し、その面で自然に形成される磁気島列を、1990年代後半に設置した10個の開放型ダイバータモジュールで受け止める構成を取った。リミッタを全て撤去し、磁気島の端にターゲット板を置くことで、トカマクのダイバータに相当する「磁気的に隔離された排気領域」を初めて実現した。

アイランドダイバータの物理はトカマクのダイバータと基本機能を共有しつつ、 helical 磁場特有の要素を持つ。磁気島の内側と外側をつなぐスクレイプオフ層（SOL）の輸送、粒子フラックス増強、中性粒子の遮蔽、不純物の保持、そして不純物輻射による熱除去とディタッチメント（ターゲットからのプラズマの剥離）といった鍵となる機能が、三次元島構造の中でどう実現されるかが系統的に研究された。特に重要なのは、SOLとコアプラズマの間の結合が島構造の幅や配位に強く依存することであり、磁場反転（field reversal）のような配位変更が低密度域の島ダイバータ挙動に影響を与えることも調べられた。

アイランドダイバータの導入は単なる端部制御にとどまらず、プラズマ性能そのものを変えた。ダイバータ運転への移行後、粒子・不純物閉じ込め時間が密度上昇とともにむしろ減少するという好都合な性質が見出され、密度制御が可能になり、部分ディタッチメント条件下でも準定常運転が達成された。輻射損失は付着状態では低〜中程度だが、ディタッチメント時には加熱出力の約90%に達し、しかもその輻射はエッジに局在するためコアの汚染を避けられる。この「エッジ局在輻射」の制御は、後のW7-Xの運転シナリオに直接引き継がれた。

閉じ込め領域：HモードとHDH高密度領域

W7-ASは、トカマクで発見されたHモード（高閉じ込めモード）がステラレータでも実現できることを示した初期の装置の一つである。ただし、その成立には磁場配位の条件があった。境界に磁気島や十分な輸送障壁を形成できる配位、すなわち境界磁場構造が適切であることがHモード存在の必要条件であり、この点はトカマクとは異なるステラレータ固有の知見として確立された。Hモード運転ではELM様のイベント（エッジ局在モードに類似した周期的なエッジエネルギー放出）が観測され、その運転条件と特性が詳しく調べられた。

アイランドダイバータの設置後に発見された最も重要な運転領域が「高密度Hモード」（HDHモード）である。従来のステラレータでは、高密度化に伴い密度制御を失い輻射崩壊で放電が終わることが常態だったが、HDHモードはこの限界を突破した。HDHモードへの遷移時にはELM様イベントと乱流揺らぎの明確な減少が観測され、エネルギー閉じ込めは良好なまま、不純物閉じ込めだけが著しく短くなるという特異な組み合わせが実現する。その結果、コアの輻射は低く抑えられつつ、輻射はエッジに局在し、典型的に2×10²⁰ m⁻³の密度でパルス長約1秒の範囲で定常放電が可能になった。密度が3×10²⁰ m⁻³を超えると制御された部分ディタッチメントへの遷移が起こり、輻射は加熱出力の90%に達してターゲット板への熱負荷をさらに下げる。ボロメータ断層撮影によるHDHモード密度限界近傍の輻射分布の研究は、このエッジ局在輻射の空間構造を明らかにした。HDHモードは、高密度でも閉じ込めが劣化しないという意味で、ステラレータの密度限界（グリーンワールド限界を大きく超える運転）を再定義する結果となった。

加熱系：ECRH、NBI、電子バーンシュタイン波

W7-ASの加熱はECRHとNBIの二本柱で行われた。ECRHは電子サイクロトロン周波数のマイクロ波を共鳴面に注入する方法で、W7-ASでは70 GHz級（2.5テスラ運転）と140 GHz級のシステムが用いられ、電子加熱だけでなく電子サイクロトロン電流駆動（ECCD）にも使われた。ECCDでは低磁場側入射と高磁場側入射の比較が行われ、入射位置による駆動効率の違いが調べられた。また、ECRH出力のプラズマ中での吸収位置（パワー堆積）は運転条件に敏感であり、運動論的モデルによる予測と実測の比較が行われた。ECRH加熱されたプラズマでは電子温度揺らぎがECE（電子サイクロトロン放射）計測で観測され、コア乱流の性質が研究された。

NBIは主にイオン加熱と高ベータ実験のための高出力加熱手段であり、共方向入射で最大3.2メガワットの吸収出力が高ベータ放電に用いられた。NBI加熱プラズマでは、半径方向電場が閉じ込めに重要な役割を果たすことが分かった。電荷交換分光（高エネルギーリチウムビームを用いた手法を含む）による半径方向電場の直接計測と、NBI加熱効率に対する電場の影響の研究は、ステラレータにおける電場と閉じ込めの関係（いわゆる「電子ルート」現象を含む）の理解を進めた。電子ルート状態ではコアの電子熱輸送が改善され、Shafranovシフトの増大などが観測された。

高密度運転の進展は、従来型の加熱では対応できない問題を生んだ。3×10²⁰ m⁻³を超える密度では、電子サイクロトロン波の共鳴条件が満たせなくなり（プラズマ周波数がサイクロトロン周波数を超える「過剰密度」状態）、通常のECRHはプラズマ中心に到達できない。このためW7-ASでは電子バーンシュタイン波（EBW）加熱が開発された。EBWは静磁場に平行に伝わる静電波であり、密度の高い端部で電磁波からモード変換によって励起される。W7-ASでは140 GHzの第二高調波EBW加熱によって、NBIターゲットプラズマへの初めての効率的な中心加熱に成功し、同時にダイバータ運転のための端部境界条件の微調整手段としても機能した。この成果は、高密度運転するステラレータ全般にとって標準的な加熱手段の選択肢を開いた。

高ベータ性能とW7-Xへの遺産

W7-ASの最終運転期間の主要目標は、最適化ステラレータの高ベータ性能の実証だった。ベータ（β）はプラズマ圧力の磁場圧力に対する比であり、核融合炉の経済性を左右する重要な指標である。W7-ASでは、低不純物輻射のMHD静穏な放電において体積平均ベータ3.4%を達成した。これは0.9テスラという低磁場運転と、HDHモードという高密度・良好閉じ込め領域の達成、そしてアイランドダイバータ用に設計された黒鉛製プラズマ対向壁の組み合わせによって可能になった。

重要なのは、この高ベータ運転が線形MHD安定性理論の予測する限界（メルシエ基準）を超えて観測されたことである。圧力駆動のMHD活動は小さな振幅で飽和し、大規模な崩壊（ディスラプション）を起こさない「ソフトベータ限界」として振る舞った。これは正味電流ゼロのステラレータに共通する性質だと考えられており、トカマクのようにハードな安定性限界が運転領域を厳しく制限しないことを意味する。実験では、中間ベータ域で低モード数の抵抗性バローニングモードが観測されたが、加熱出力を増やすことで抑制された。また、誘導電流駆動を伴う配位ではティアリングモードやソフトディスラプションが発生し、電流なし配位ほどのベータに到達できないことが確認され、正味電流ゼロ運転の安定性上の利点が実証された。近年の非線形MHD数値計算（JOREKコードなど）による再現研究では、このソフトベータ限界が粘性抵抗的な圧力駆動モードの非線形飽和として理解され、抵抗率が活動がコアに侵入して閉じ込めを損なうかどうかを決める重要なパラメータであることが示されている。図はW7-ASのティアリングモード試験ケースにおける非線形計算の結果で、(a)は各トロイダルモード数nの磁気エネルギーの時間発展、(b)は飽和した(2,1)磁気島構造のポアンカレプロットである。

W7-ASは2002年に運転を終えたが、その遺産は大きい。アイランドダイバータの実証、HDHモードの発見、高ベータでのソフト限界の確認、そしてEBW加熱の開発は、いずれも超伝導大型後継装置W7-Xの設計と運転計画に直接反映された。W7-Xは真空磁気井戸と低磁気シアを持つ完全ネオクラシカル最適化装置として設計され、W7-ASで観測された高ベータ安定性の詳細な非線形挙動は、W7-Xの予測的ベータ限界研究の基礎データとなっている。W7-ASの実験結果は、最適化ステラレータが核融合炉の現実的な候補であることを示した最初の証拠であり、現在のステラレータ研究の方向性を決定づけた。