解説ST 研究の最近の進展
高瀬−MAST と NSTX−
雄一（東京大学大学院新領域創成科学研究科）

Recent Progress in ST Research − MAST and NSTX −TAKASE Yuichi
Graduate School of Frontier Sciences, The University of Tokyo, Tokyo 113-0033, Japan(Received２４January２００３)
Abstract
Research on spherical tokamak (ST) plasmas is progressing rapidly. Recent results from the mega-ampere
class ST devices, MAST and NSTX, are herein reviewed. A toroidal beta of up to 35% and a normalized betaof over 6 were achieved on NSTX. The highest betas are obtained with low internal inductance and a flat pressure profile, exceeding the no-wall stability limit by up to 20%. Diamagnetic plasmas with a noninductive current fraction of 60% and a self-driven current fraction of 40% have been obtained. Ion thermal diffusivity is
consistent with neoclassical transport, whereas electron thermal diffusivity is anomalous. A strong toroidal
flow ( 20‐30 % of Alfven velocity) is observed. H-mode is routinely observed in both MAST and NSTX. Energy confinement is consistent with the ITER 98y2 ELMy H-mode scaling, but the H-mode transition threshold power is about 50% higher than the ITER scaling. The divertor heat load is highly asymmetric, the outboard side being higher than the inboard side, typically by an order of magnitude. Up to 0.5 MA of plasma
current has been obtained using the merging-compression technique, and further increase was demonstrated
by ramping up the vertical field on MAST. Up to 0.4 MA of toroidal current has been obtained by coaxial helicity injection on NSTX. Noninductive current drive techniques using the neutral beam, high harmonic fast
wave, and electron Bernstein wave are being developed.
Keywords:
spherical tokamak, high beta, H-mode, transport, divertor, current drive

い値（数％程度）に制限されているためである．高 "１．はじめに核融合出力密度はプラズマ圧力の約自乗に比例するたを実現できればより経済性の高い炉設計が可能となる．

め，プラズマ圧力の向上は核融合炉の小型化・高効率化

ST（球状トカマク）は低アスペクト比のトカマクであにつながる．しかしプラズマ圧力の上限は安定性により#り，アスペクト比 !!"!
（" および #はそれぞれトー制限されている．磁場閉じ込めプラズマでは，この上限ラスの大半径と小半径を表す）が 1.5 程度以下のものをさを "（ベータ≡プラズマ圧力/磁場圧力）を使って表す．

す．低アスペクト比ではトーラスの断面形状の楕円度お"に対する安定限界は閉じ込め磁場配位によって決まる

よび三角度が自発的に大きくなり，Fig. 1 のように球かが，プラズマの圧力分布や電流分布にも依存する．トカら軸を抜き取ったような形に近づくため球状トカマク

マク炉やヘリカル炉で強力な磁場が必要なのは，"が低（あるいは球状トーラス）と呼ばれる．高い楕円度およびauthor’s e -mail: takase@k.u-tokyo.ac.jp
３３６J. Plasma Fusion Res. Vol.79, No.4 (2003)３３６‐３４４Commentary

Recent Progress in ST Research −MAST and NSTX−

Table 1

Parameters achieved in NSTX and MAST.

% (m)
&(m)!
κ"
#*(MA)") (T)$'% (MW)$(&(MW)
Fig. 1

Y. Takase

NSTX
0.85
0.68
1.27
2.5
0.8
1.5
0.6
76 (HHFW)

MAST
0.85
0.65
1.3
2.45
0.5
1.35
0.52
30.6 (EC/EBW)

Spherical tokamak (spherical torus) configuration. Stability is improved by a large fraction of the magnetic field linein the good curvature region.

三角度は高 !における安定性を向上させる．高い楕円度はさらに，プラズマがその圧力勾配によって自発的に流す自発電流の全プラズマ電流に対する比（自発電流比）を高めることにも貢献する．このほかにも，ST では核融合動力炉を高い安全係数（'$#!"!程度）で実現でき，その装置規模は中性子壁負荷により決定されるため，!限界ぎりぎりの運転や高い閉じ込め改善度が要求されることなく，裕度をもった設計が可能であるという利点がある．また，核融合動力炉の候補としてのみでなく，小型で強力な体積中性子源としての実用化や，小型 ST 炉を用いた核融合エネルギー開発の加速，さらに長期的には中性子生成の少ない先進燃料炉としての展望もある極めて有望なプラズマ閉じ込め方式である．本稿では，ST研究の最近の急速な進展を，プラズマ電流 1 MA 級の装置 MAST
［１］
（英国カラム研究所）および NSTX［２］（米国Fig. 2プリンストンプラズマ物理研究所）の結果を中心に解説する．ここで紹介する内容は，２００２年１１月の国際STワー

NSTX device. All coils are located outside the vacuumvessel. Close-fitting stabilizing plates are installed to improve MHD stability.

クショップで発表された最新の結果［３，４］を基にしてい中で ST 研究が盛んに行われている［６］．日本では従来かる．
球状トカマクでは，高 !，顕著なトロイダル効果，高度ら大学を中心に先進的な研究が展開されているが［７］，なシェーピング（高い楕円度や三角度等），高い誘電率と現在最も規模の大きな装置を使って研究を行っているのいうような通常アスペクト比のトカマクとは異なった物はイギリスおよびアメリカである．MAST と NSTX の代理が重要となってくる．これらに付随して，速い（アル表的パラメータを Table 1 に，断面図をFig. 2および Fig.

ヴェン速度や熱速度に近い）流れおよびその勾配による3 に示す．これらの二装置は大きさ，アスペクト比，プ乱流の安定化，二流体効果，電磁的な乱流，大きなラーラズマ電流等は同規模であるが，装置設計・研究計画とモア半径および粒子軌道幅，曲率のよい磁力線によるも相補的であり，互いにフィードバックしながら効率的MHD 安定性の向上，ポロイダル流に対する強い減衰，に研究を進めており，より高温領域で核融合炉設計に必

ダイバータ部における顕著な磁束の拡張などの特徴が現要なデータベースが着々と蓄積されている．日本としてれ，これらの影響を理解することが重要となる．

もこの規模の研究で貢献できる体制を早期に構築するこ

イギリスのSTART装置［５］においてその高 !安定性ととが強く望まれる．

良好な閉じ込めが両立することが実証されてから，世界
３３７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.79, No.4 April 2003

Fig. 4(a) Waveforms of NSTX discharge that reached "t = 35%.

Fig. 3

MAST device. Poloidal field coils are located inside a large
vacuum vessel.

２．高 "安定性
ST の高 "安定性に関する優位性については１
９８５年頃から指摘されていたが［８］，START において高 "が良い
閉じ込 め と 両 立 す る こ と が 実 証 さ れ，MAST およびNSTX でこれが無衝突領域へと拡張されつつある．ベータにはいくつかの定義があるが，本解説ではトロイダル
"!"
#!"
##"#!
#!"
##!
!#"
ベータ "#!"!および平均ベータ"!"#を用いる．ここでブラケットは体積平均，!#!はプラズマの幾何中心（"!"!）における真空トロイダル磁場を表す．
START では NBI 加熱により "#!40％ が達成されたが［９］，装置が小さかったため，NBI による高速イオンの閉じ込めが不十分であり，温度もそれほど高くはなかった．MAST および NSTX ではより大きい装置規模およびプラズマ電流によりこれらの問題点を克服し，より高温の無衝突領域における "の向上が進んでいる．現段階での最高値は，強力な NBI が既に稼動している NSTX で得ら れ た "#!３５％で あ る（Fig. 4）．こ れ を 達 成 す る ため，３５０℃のベーキング，ボロニゼーション，誤差磁場を低減するためのコイルの位置調整，H モードを改善するための内側（高磁場側）からのガス注入等が行われた．
MAST においても同じ傾向のデータ が 得 ら れているが，NSTX に比べて加熱パワーが不足しているため，"３３８Fig. 4(b) Equilibrium flux surfaces at maximum beta, "t = 35%.

Commentary

Recent Progress in ST Research −MAST and NSTX−

Y. Takase"
対する到達ベータの依存性を示す．これより #' が "!
(の達成値は NSTX より低い．
NSTX で得られた高 #プラズマが，導体壁による安定"まで伸びており，通常型トカマクにおける上限 $(を超え"#!
#'$%）を既に超えている化がない場合の #限界（#)が低いほど高 #が得られるていること，また "(および !

!
%）ことは特筆に値する（Fig. 5）．壁"$#'$!
%，#' "&（#ことがわかる．同様な結果は MAST でも得られている．

による安定化が効いているのは，トロイダル回転が低下

このような分布を得るためには，H モード運転が不可欠し始めた後，壁に誘起された渦電流の減衰時間スケールである．NSTX では既に，反磁性を示す ST プラズマで抵抗性壁モードが成長し，コラプスが生じていることからもわかる（Fig. 6）．今のところ，新古典テアリング
モードにより，#が制限されている徴候は観測されていない．Fig. 7 に，電流分布（内部インダクタンス "(でピーキングの度合いを表す）および圧力分布（圧力ピーキン##$でピーキングの度合いを表す）にグファクタ !)!#!"

Fig. 5

Fig. 6

Toroidal beta #t and average beta〈#〉as functions ofIp/aBt0 (left) and〈#N〉as a function of qcyl. The range ofbeta limits is shown by the grey region.

Fig. 7(a)#N as a function of the normalized internal inductancel i. Large l i corresponds to peaked profile.

Comparison of experimental data with stability calculation
by VALEN. #N exceeded the no-wall limit by 20% while
the toroidal rotation V $ was large.

Fig. 7(b)#N as a function of the pressure peaking factor Fp =p0〈p〉/.

３３９Journal of Plasma and Fusion Research Vol.79, No.4 April 2003!
!
"，$+"!
#）が得られており，このプラズマでは（$) "%

３．閉じ込め"!
!
+!
+!
非誘導電流比が !
６０％，自発電流比が !
４２％)(
&*"

MAST および NSTX からの閉じ込めデータが蓄積さ!
!
!$，$+""!でで あ っ た．MAST に お い て も $) "$れつつあり，ST の閉じ込め比例則の導出も既に試みら!
!
+!
４０−５０％という結果が得られている．
&*"

れているが，まだ通常型トカマクのデータベースに比べると十分なデータが得られておらず，不確定要素が多い（例えばデータベースフィッティングより求めた比例則と単一パラメータスキャンをした場合の依存性が異なる）．通常型トカマクの閉じ込め比例則［１０］と比較すると，同程度あるいはそれ以上であるが（Fig. 8），今のところ H モードの閉じ込め改善はそれほど著しくないように見える．これが L-H 遷移のしきい値パワーに比べ遥かに高いパワーを入力した場合もそうであるかどうかは今後の実験で明らかになってくるであろう．
MAST では空間３００点トムソン散乱，２５６コードの '#カメラ，５７６本のラングミュアプローブ等の高分解能計測を使った H モードに関する詳細な研究が行われている．MAST の H モードは NSTX に比べてより明確なものである．この理由として，NSTX には安定化用の導体壁がプラズマの近くに設置されているのに対して，MASTでは弱磁場側には障害物がないことが可能性としてあげ

Fig. 8Energy confinement time determined from magnetic
analysis for NSTX L-mode and H-mode plasmas, compared to the ITER 97 L-mode scaling.

られている．Fig. 9 に３００点トムソン散乱で得られた典型的な H モードの電子密度および電子温度の空間分布を示す．電子密度のペデスタル（中心密度とほぼ同じ）に比Fig. 9Electron density and electron temperature profiles for a typical MAST H-mode plasma.

３４０CommentaryFig. 10

Recent Progress in ST Research −MAST and NSTX−Y. Takase

Visible image of double null divertor (DND, left) andnatural divertor (ND, right) plasmas.

べ電子温度のペデスタル（中心温度の１０％程度）はそれほど顕著ではないことがわかる．MAST には壁が近くにないため，いろいろな配位を作ることができる．Fig. 10にダブルヌル配位および ST に特有な自然ダイバータ配Fig. 11

Changes in D#emission and electron density as a function of %rsep, indicating favorable H-mode access for theconnected double null (CDN) configuration compared tosingle null divertor (SND) configurations.

Fig. 12

Energy confinement of MAST H-mode plasmas compared to the ITER 98 IPB(y,2) ELMy H-mode scaling.

位（内側リミタ配位に対応）で得られた H モードプラズ
マの可視像を示す．プラズマ境界にシャープな発光が観測され，周辺輸送障壁（ペデスタル）ができていることを示している．MAST で現有のパワーで H モードを得て!
"(+ !!
&までであり（Lモードまで含めるといるのは ","","!
!
"(+ !""(+ !!
&），閉 じ 込 め 改 善 度 も ","%で!)'&/#!"!
$が得られている．ここで "(+ はトカマクの密度限界の指標となる Greenwald 密度［１１］であり，!)'&/#
は ITER グループにより導出された ELMy H モード閉じ込め比例則［１０］に対する閉じ込め時間の改善度である．
配位としては，上下セパラトリックスが対称となるダブルヌルダイバータ（DND）配位のときに質のよい H モードになりやすい．上下のセパラトリックス磁気面の差を#.
,-で表すと，Fig. 11 に示す
その赤道面上での位置の差 %%#.
,-"ように "がイオンラーモア半径の半分程度以下の場合に H モードが得られやすい．MAST では安定な高 $，!
$）高閉じ込めの H モードプラズマ（$* !$，!)'&/#!"が得られている．
MAST，NSTX とも H モードプラズマのエネルギー閉
じ込め時間は，トカマクのスケーリングに基づいた予測値［１０］と同程度である（Fig. 12）．MAST や NSTX のデーに広げるもので，従来不明確であったアスペクト比依存

タは，従来のデータベースのアスペクト比の範囲を大幅性や $依存性を確定する重要な役割を果している．これ３４１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.79, No.4 April 2003

Fig. 13

Fig. 14(a) Electron and ion temperature profiles (Te, Ti) andtoroidal rotation velocity (V$).

The threshold power for L-H transition compared to theITER database. MAST threshold power appears to be
somewhat higher than the ITER scaling. The inverse
aspect ratio is defined as #= 1/A.によると，エネルギー閉じ込め時間は ITER98y2 スケー#$
リングの !!!
より若干強いことが示唆される．L-H 遷移のしきい値パワー "L-H については従来のトカマクスケー
リング［１２］の予測より有意に高く（Fig. 13），"L-H !#"
ではなく "L-H !$（表面積）スケーリングを明らかに支持しており，これにさらに !の負の指数の依存性を加える必要性も示唆されている．
NSTX の輸送解析では，イオンのエネルギー輸送は低く，新古典理論でほぼ表されるが，電子輸送は乱流輸送に支配されていることが明らかとなっている（Fig. 14）．
即ち，イオンの輸送に効く ITG モード（トカマクの乱流輸送に寄与するイオン温度勾配により駆動される不安定性）のような長波長モードは自然に抑制されており，電子の輸送のみに効く短波長モードのみが不安定となり乱流状態を形成していると考えられる．場合によっては，Fig. 14(b) Electron and ion thermal diffusivities ("e, "i) compared to the neoclassical "i.

イオン温度がNBIによる古典的な加熱とイオンに関して新古典輸送を仮定して計算される値より有意に高いこともある．この理由はまだ解明されていないが，古典的なる．MAST で観測された内部輸送障壁を Fig. 15 に示す．

衝突過程のほか，高速イオンにより不安定化された波動

トロイダル流速の勾配が急なところに強い温度勾配がつを介して，高速イオンから熱的イオンにエネルギーが受いている．また速いトロイダル回転（アルヴェン速度のけ渡される可能性も指摘されている．密度揺動の相関長２０−３０％程度）に伴い，理論的に予測されるように，密は %%（イオンのラーモア半径を電子温度を使って評価し度の非対称性（トーラス外側へのピークのシフト）が観たもの）に比例しており，これは粒子輸送が磁場の増大測されている．理論的にはこのような速い流れおよびそとともに低減されることを説明する有力な手がかりとのシアにより，不安定モードの線形成長率の低減や，乱なっている．

流の安定化効果が予測されている．

H モードのほか，内部輸送障壁の形成も確認されていST はコンパクトであるため，ダイバータ熱負荷は重３４２

Commentary

Recent Progress in ST Research −MAST and NSTX−

Y. Takase

る．間欠的に現れる blob と呼ばれる構造が可視光イメージングなどで観測されており，これが径方向輸送を増大させていると考えられている．H モードプラズマはこれと対照的に穏やかであり，このような構造は観測されていない．

４．ソレノイドなしのプラズマ立ち上げおよび電流駆動
ST 方式の核融合炉では，低アスペクト比を実現するため，トーラス中心部にはソレノイドは置かず，トロイダル磁場発生用の常伝導導体１本と，最小限の遮蔽のみを設置する．このため，中心ソレノイドを使わないプラズマ電流の立ち上げおよび定常維持法の開発は不可欠である．これは ST が核融合炉として成立するための必要Fig. 15(a) Internal transport barrier observed on MAST (Ti andV !).

条件であるばかりでなく，通常型トカマク炉にとっても高磁場化・小型化により大幅な経済性改善につながる重要な研究課題である．MAST では外側上下にある一対のポロイダル磁場コイルの誘導を用いて，プラズマを２個生成し，これらを合体させる「合体圧縮法」により，中心ソレノイドを使わず，最大 0.5 MA のプラズマ電流の立ち上げに成功している．一方 NSTX では，同軸ヘリシティ入射により，0.4 MAのトロイダル電流の生成に成功しているが，このうちどれだけの電流が閉じた磁気面内に流れているかは確定されていない．
MAST，NSTX とも，プラズマ電流の４０％程度の自発電流比を既に達成しており，NBI による非誘導電流駆動を合わせると６０％程度の非誘導電流比を得ている．STは低い磁場で高密度のプラズマを閉じ込めることができるので，通常アスペクト比トカマクに比べ１桁から２桁高い誘電率をもつ．そのようなプラズマでは，電子サイクロトロン波や低域混成波はプラズマ中心部に到達することができないので，加熱や電流駆動には使えない．

Fig. 15(b) Internal transport barrier observed on MAST (electron and ion pressures, Pe and Pi).

NSTX では高誘電率プラズマ中でも良い伝播特性をもつ高次高調速波（HHFW）を電子加熱および電流駆動に大な問題となり得る．内側ダイバータは半径の小さいと使っている．順方向・逆方向の電流駆動に対する周回電ころにあるため，熱負荷の低減が特に要求されるが，熱圧を比べることにより，100 kA 程度の電流が駆動された流束の内側対外側の分配は著しく非対称であり，シングことが推察されている．MAST では電子バーンシュタイ

ルヌル配位でも外側ダイバータ熱負荷は内側ダイバータン波（EBW）を使った加熱・電流駆動実験を開始したとの約１０倍である（H モードの周辺輸送障壁が間欠的に崩ころである．MAST ではさらに，垂直磁場の増加によりれ，瞬間的に大きな熱流束を生じる ELM 時は，３０倍にも電流を増加することに成功している．JT-６０U では，中心なる）．MAST では，ELM 時にトーラス外側半径方向にソレノイドを使わずに，電子サイクロトロン波，低域混

30 cm 離れたところにも粒子が到達することが報告され成波，NBI およびポロイダル磁場コイルの誘導を使っている．L モードプラズマでは，スクレープオフ層（セパて，高性能（高ベータ，高閉じ込め，高自発電流比）プラトリックスの外側）の熱流束減衰長は 1 cm 程度であラズマの生成を実証した［１３］．これを ST においても実
３４３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.79, No.4 April 2003

参考文献

証することが計画されている．

［１］A. Sykes et al., Phys. Plasmas 8, 2101 (2001).
［２］M. Ono et al., Nucl. Fusion 40, 557 (2000).
［３］M. Gryaznevich, "Overview of MAST Results," presented at the 8th Int. ST Workshop (PPPL, Nov. 18-21, 2002).
http://nstx.pppl.gov/Pages̲folder/meetings̲folder/STW̲2002 / Presentations / GryaznevichM̲MASTResults.pdf［４］M.G. Bell, "Overview of NSTX Experiments in 2002,"
presented at the 8th Int. ST Workshop (PPPL, Nov. 18-21,2002). http://nstx.pppl.gov/Pages̲folder/meetings̲
folder / STW̲2002 / Presentations / BellM̲Overvw̲
NSTX̲Exp̲Talk.pdf［５］A. Sykes et al., Nucl. Fusion 32, 694 (1992).
［６］A. Sykes, Plasma Phys. Control. Fusion 43, A127 (2001).
［７］Y. Takase et al., J. Plasma Fusion Res. 76, 503 (2000).
［８］Y.-K. M. Peng and D. J. Strickler, Nucl. Fusion 26, 769(1986).
［９］A. Sykes et al., Phys. Plasmas 4, 1665 (1997).
［１０］ITER Physics Basis, Nucl. Fusion 39, 2175 (1999).
［１１］M. Greenwald et al., Nucl. Fusion 28, 2199 (1988).
［１２］F. Ryter et al., Plasma Phys. Control. Fusion 44, A415(2002).
［１３］Y. Takase et al., J. Plasma Fusion Res. 78, 719 (2002).
［１４］JT-60 改修に関する技術検討会報告書(日本原子力研究所，2001).
［１５］M. Ono et al., Fusion Energy 2002 (Proc. 19th Int. Conf.,Lyon, 2002) IAEA-CN-94/FT/1-4.
［１６］F. Najmabadi et al., Fusion Energy 1998 (Proc. 17th Int.
Conf., Yokohama, 1998) IAEA-CN-69/FTP/08.
［１７］S. Nishio et al., Fusion Energy 2002 (Proc. 19th Int. Conf.,Lyon, 2002) IAEA-CN-94/FT/P1-21.

５．将来展望ST 研究は急速に通常型トカマクのレベルに近づきつつあり，今後の進展が期待される．MAST および NSTXの次の世代では，JET や JT-６０のような大型トカマク級の臨界プラズマSTが適切なステップと考えられている．
日本でも JT-６０を改修して，5−10 MA のプラズマ電流をもつ臨界プラズマ級STを建設する提案があったが［１４］，残念ながら現状ではその実現の可能性は低い．アメリカ
では，これと同規模の装置 NSST の設計が進んでおり［１５］，小型で高性能を発揮できるSTを利用し，開発コストを低減し，核融合エネルギー開発を加速することが提案されている．
核融合炉を小型化・高効率化させるためには，強い熱負荷および中性子負荷に耐えられる材料の開発が必要である．IFMIF による材料開発が計画されているが，これと相補的に，ブランケットモジュールのような大型コンポーネントの照射テストのできる体積中性子源の役割も重要である．ST を用いれば，小型の体積中性子源が実現できる．
!!!
!
"程度の ST 炉では常伝導コイルの抵抗損失が大きく，経済性を確保するためには通常アスペクト比トカマク炉と同程度の規模が必要と考えられている［１６］．超伝導コイルを用いつつできるだけ低アスペクト比配位の利点を生かした設計も近年行われており，ST と通常アスペクト比トカマクの中間に最適な領域がある可能性も追求されている［１７］．

本解説で紹介した内容を提供していただいた MASTの M. Gryaznevich 博士と NSTX の M. Bell 博士に深く感謝します．

!!!!!!!!!!!!!!!!!

謝辞!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!
たかせゆういち高 瀬 雄 一MIT理学系研究科博士課程修了．MITプラズマ核融合センターにて，Alcator C およびC-Mod を用いた高周波加熱・電流駆動，プラズマ高性能化研究を行ってきた．現在東京大学新領域創成科学研究科教 授．東 大 の TST-2 お よ び
PPPL の NSTX で球状トカマク研究を行うかたわら，JT-60
U における CS なし高性能プラズマ生成や LHD における進行波励起アンテナの開発等も行っている．

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

た核融合エネルギー開発への多様な貢献が期待される．

!!!!!!!!!!!!!!!!!

このように，ST の小型・高性能という特徴を生かし３４４