ヴェンデルシュタイン

ヴェンデルシュタイン7-X(Wendelstein 7-X、W7-X)は、ドイツ・グライフスヴァルトのマックス・プランク・プラズマ物理学研究所が建設した大型ヘリアカル・アドバンスド・ステラレータ(最適化ヘリカル装置)であり、現在稼働するステラレータとしてはLHD(日本)と並ぶ世界最大級の装置である。主要半径5.5 m、副半径0.5 m、プラズマ体積30 m³を持ち、2015年12月に初プラズマを達成した。その使命は二つある。すなわち、ステラレータ磁場の数理的最適化の実証と、核融合炉に関連するプラズマ条件での定常状態運転の実証である。ステラレータはプラズマ電流に依存しない外部コイル磁場で閉じ込めるため、電流駆動を要さず本質的に定常運転が可能であり、また電流起因のディスラプション(急速放電終息)が原理的に存在しない。W7-Xはこの概念の炉成立性を検証する旗艦装置である。

概要と装置の使命

W7-Xの設計は、精緻な数値最適化手続きに基づいている。最適化の目標は、高温度・低衝突頻度領域での新古典輸送損失の抑制、プラズマ中心部での高エネルギー粒子(将来炉では核融合アルファ粒子)の閉じ込め改善、高ベータでの平衡・安定性の確保、そして信頼できるダイバータ運転の両立である。この「ドリフト最適化」により、磁場強度に沿って粒子の磁気モーメントを保存するよう配位が設計されており、W7-Xはその代表例として準オムニジーニー(quasi-omnigeneous)配位を設計点に含む。

装置は5つのトロイダル周期を持ち、豆形(bean-shaped)断面が各周期の中央に、三角形断面が境界に位置する三次元磁場構造をもつ。磁場は磁軸上で2.5 Tであり、液体ヘリウムで冷却したNbTi超伝導コイルによって生成される。すべての対プラズマ部材は能動水冷却能力を備えて設計されており、これが1800秒(30分)に及ぶ定常放電の技術的基盤となる。

磁場コイル系と磁場の最適化

磁場コイル系は、非平面超伝導コイル50個と平面超伝導コイル20個からなる。非平面コイルはねじれた三次元形状をした主閉じ込めコイルであり、平面コイルはこれに直列的に重ねて配位を変調する。さらに5つのトリムコイルが固有の1/1誤差場の補償のために、10個の制御コイルが境界磁場島構造の制御のために備えられている。コイル系は数ミリメートルの精度で製造・組立てられ、極低温への冷却収縮後も磁場の対称性を維持するよう設計されており、実際、初運転前の磁場計測により設計通りの磁場トポロジーと、トリムコイルで補正可能な範囲に収まる誤差場が確認された。

コイル電流の組み合わせにより、複数の基準磁場配位が得られる。標準配位では境界の回転変換(イオタ)がほぼ1(=5/5)となり、プラズマ境界に5本の磁場島の鎖が形成される。非平面コイルの電流を豆形断面付近で増やせば鏡比の高い「高鏡」配位(準オムニジーニー設計点)、平面コイルに逆方向電流を流せば境界回転変換を5/4まで上げた「高イオタ」配位が得られる。W7-Xはこのように高いイオタと低いせん断を特徴とし、境界磁場トポロジーを外部から柔軟に制御できる点が大きな特色である。

加熱系

定常加熱の主役は電子サイクロトロン共鳴加熱(ECRH)である。140 GHzのジャイロトロン10基で計10 MWが設計されており、2.5 Tの磁場で第二高調波加熱の中心加熱が可能である。初運転段階では6基・最大5 MWが用いられ、低磁場側の6か所の独立したステアリング鏡により、加熱位置の垂直方向移動やトロイダル方向の電流駆動が行えた。ECRHはジャイロトロンが連続運転可能であるため、ステラレータの定常化の理念と整合する加熱手段である。

これに加えて、高ベータプラズマや高エネルギー粒子物理の研究のために、55 keVの水素中性粒子入射(NBI)とイオンサイクロトロン共鳴加熱(ICRH)が整備されてきた。NBIの入射エネルギーは、より大型・高磁場の炉で生まれる核融合アルファ粒子と同じラーモア半径・軌道特性となるよう選ばれており、アルファ粒子閉じ込めの代理試験を可能にしている。ただしNBIはトロイダルに局在した粒子生成と非一様なピッチ角分布をもつため、炉でのアルファ粒子損失分布を直接模擬するものではない。

島ダイバータとパワー排出

熱・粒子排出は、先行装置ヴェンデルシュタイン7-ASで初めて探索された島ダイバータ概念に基づく。境界回転変換が有理数に近いことで生じる磁場島の鎖をプラズマ境界に置き、島の断面をターゲット板で切断して熱流を受け止める。装置は上下各5基、計10のダイバータユニットをもち、各ユニットは水平ターゲットと垂直ターゲットからなり、ポンプギャップを通じてサブダイバータ容積(排気ダクト)に接続される。

三次元の島ダイバータでは、10基のダイバータユニットへの熱負荷が本質的に非軸対称となる。これに加え、コイル製造・組立ての不完全さに由来する低次の誤差場(1/1、2/2成分)、粒子ドリフト、ベータ効果などが熱負荷の非対称性を増幅し、局所過負荷のリスクとなる。赤外線サーモグラフィによる全ダイバータの実時間監視と、トリムコイル・制御コイルによる誤差場補償によって熱負荷の対称化が図られており、制御コイルによる2/2誤差場補償の有効性も位相走査実験で示されている。

不純物ガス(ネオン、窒素)シードによる放射冷却排熱も実証された。単一トロイダル位置からの一方向注入で放射損失の8割に達する運転が可能であり、ダイバータ熱負荷を全体に約2/3低減でき、熱流の分離(detachment)が達成された。その代償として貯蔵エネルギーの低下が生じるが、密度低下はフィードバック制御されたダイバータ燃料補給で補償できる。この複雑な三次元島幾何での制御された熱負荷低減は、将来の全金属ダイバータでの分離制御への有望な知見とされる。

粒子排出と密度制御の鍵はサブダイバータ内の中性ガス圧である。制御コイル電流で島の形状を変えストライクラインをポンプギャップ近くへ移動させると、サブダイバータの中性ガス圧が3〜5割向上することが示されている。一方、壁に蓄積される粒子リザーバ(結合粒子貯蔵)は放電中の動的な粒子源・シンクとして振る舞い、密度制御を複雑にする要因となる。

運転段階と主要成果

W7-Xの運転は、炉内機器の整備進捗に応じた段階的アプローチをとる。最初の運転段階OP 1.1(2015年12月〜2016年3月)はリミタ配位であり、5枚の石墨リミタが熱負荷を担うため、注入エネルギーは当初2 MJ、後に4 MJに制限された。この段階ではプラズマ起動・運転の総合試験が主目的で、30を超える診断系が整備・稼働した。続くOP 1.2では冷却されていない石墨製試験ダイバータ(10モジュール)が設置され、注入エネルギー80 MJ、8 MW加熱で10秒級の放電が可能となり、島ダイバータでの初の本格的物理実験が行われた。さらに長パルス・高性能運転段階では、能動水冷却ダイバータと全炉内機器の水冷却、クライオポンプの整備により、10 MW加熱・最長30分の定常運転を目指す。

OP 1.2の非冷却運転では注入エネルギーは200 MJまで拡大され、典型的に10〜30秒の高性能放電、低出力では最長100秒の長パルス放電が実現した。この段階で、高密度プラズマの長パルス生成、ペレット入射による高速粒子輸送を介した中心燃料補給、島ダイバータでの放射排熱、そして最適化の検証である新古典輸送・閉じ込め特性の評価が進められた。高エネルギー粒子については、赤外線サーモグラフィによる第一壁・ダイバータへの高速イオン損失(ホットスポット)の計測とモンテカルロ軌道シミュレーションとの検証が行われ、NBI出力増強に伴う対プラズマ部材の負荷評価が課題として続いている。

装置・運転の側面でも、超伝導コイルの製造、クエンチ検出系、クライオスタットの組立て、リアルタイム制御ソフトウェア、実験データアーカイブなど、長パルス超伝導装置に固有の技術課題が体系的に解決されており、これら自体がステラレータ炉概念の技術的実証の一部をなしている。