大型ヘリカル装置研究の進展と今後の展望
Progress and Future Prospect of Large Helical Device Study
山田 弘司、LHD 実験グループ
核融合研
YAMADA Hiroshi, LHD Experimental GroupNIFS

Email hyamada@lhd.nifs.ac.jp

性能を有している（図１）。異常な熱伝導による損失は中型装置と比較して特に周辺部で抑制されており、周辺部での高い圧力勾配を実現している。
10Tokamaks

LHDtEexp (s)

図 1 LHD お
よびトカマクH モードのエ
ネルギー閉じ込め時間の比較。
IPB98(y,2)
から Ip 依存性を排除。

010q=3-1

q=510-2
10-2

10-1

100

tEscl (s)第２ステップ：加熱パワーは ECH 1.9MW、NBI 9.0 MW、ICH 2.7MW まで伸びてきた。スケールメリットと合わせ、閉じ込め物理を理解するために重要な 3 つの無次元パラメータである衝突頻度、β、規格化ジャイロ半径において研究領域を大きく広げている（図２）。磁気軸を装置中心より

図 2 バナナ粒子のバウン
ス周波数による規格化
衝突頻度と規格化ジャイロ半径での運転領域。

LHD
W7-AS

データ 19

CHS
H-E
ATF

10-1

100-210r*

平成元年の核融合科学研究所発足に伴って、大型ヘリカル装置実験(LHD)計画は「ヘリカル方式の先駆的研究を行い、ひいては環状プラズマ（トカマクを含む）の総合的理解を深める。同時に大型ヘリカル装置を共同利用、共同研究に供して、数千万度級の高温プラズマの研究の場を広く提供する」[1]ことを目的として開始された。以来、足掛け 9 年の建設期を経て、世界的に例を見ない超大型超伝導システムとしての装置を稼動させることに成功し、平成 10 年 3月よりプラズマ実験を安定して遂行している。本講演では、この 4 年間のプラズマ実験を通じて得られた成果を、所期の目的・目標に照らし合わせてアセスメントし、今後の展望を考察したい。LHD 実験研究の成果を３つのステップに分けて問うてみる。
第 1 ステップは磁場閉じ込め装置としての性能が発揮され、スケールメリットがあったかどうか、第 2 ステップは加熱性能を向上させ、必要なパラメータ伸長を図る中で、どのような研究の進展あるいは発見があったか、第 3 ステップは理論と合わせた体系的理解を進め、汎用性、一般性のある物理を拓いたか、である。LHD は現在、第２ステップの半ばにあり、第 3 ステップへつながると期待される萌芽が見え始めた段階と言える。
第１ステップ：3T の磁場を実験に供し、3 分間隔という大型装置では画期的な間隔でのプラズマ放電を可能とした。ポロイダ
ルコイルによる磁気軸位置と楕円度の変化、ローカルアイランドダイバータ（LID）磁場による磁気島抑制・拡大さらにヘリカルコイル・ブロック別通電によるアスペクト比の変化が実験に多様性をもたらしている。
エネルギー閉じ込め時間は従来のサイズ効果（例えば R0.65a2.21）を越えて優れた値を示し、トカマクの H モードスケーリングと比較して、q=4.5 とした場合とほぼ等価の10-310-2

n*101102も内側に寄せる磁場配位は粒子軌道と磁気面とのズレを抑制し、高エネルギー粒子の閉じ込め及び新古典拡散による輸送の点で優れているものの、磁気丘が強調されるため交換型モードが不安定化されると予測されていた。このいわゆる内寄せの優位性は中型ヘリカル装置（CHS と W7-AS）において実験的に示唆されていたが、LHD の実験によって高温の衝突頻度の低い領域におThomson scat.
ECE
X-ray PHA6e

図 3 ECHによる中心加熱時の電子温 度分
布。

T (keV)84203.03.5

4.04.5R (m)制されている点が重要である。図 3 に ECH
加熱実験で観測された 10keV の高い電子温度を示す。分布は尖塔化しており、中型装置での発見をもとに予見されていた新古典拡散による電場形成の機構を鍵とする内部輸送障壁の形成によってもたらされていると考えられている。現在、主力加熱源である NBI のエネルギー170keV に対して電子温度は数 keV であるため電子加熱の条件となっている。一方、イオンの閉じ込めについては、イオンへの加熱入力の増大に伴うイオン温度の上昇が見られており（図 4）、
65Ti (keV)

図 4 単位イオン密度当りの加熱入力の増大によるイオン温度の上昇。

Rax=3.60m

432
100

NBI+ICRF(<4MW)
NBI(<4MW)
ICRF(1MW)
NBI_Ne(8MW)
NBI(8MW)

510Pi/ni (MW/10 13cm-3)

15

今後の課題への取り組み方が示唆されている。この他、ICRF 加熱の有効性の実証、ペレット入射による高密度・高閉じ込めなどの成果の蓄積や長時間放電においてエネ
ルギー閉じ込め時間の 10 倍以上の時間スケールでの不純物の振る舞いを発見したことなどはこれまでの中型実験では得られなかった重要な知見である。また、トカマクにおける H モードのような閉じ込めの大き4842 260A
3630 500A

図 5 外部ヘリ カル 摂動 コイ ル電 流に よる 磁 気 島(m/n=1/1)拡大に 伴う 径電 場構造の変化。最下 段で は磁 気島 内に シア 流が 発生 して いる。

1cm

24r

10な質的変化は見られておらず、それが加熱パワー不足によるものかどうかアセスメントする必要がある。
第３ステップ：交換型不安定性の描像と相反した閉じ込め特性が得られていることと新古典拡散による電場の分岐現象は、中型ヘリオトロン実験と LHD を通じてジェネリックに見られ、体系的な物理の理解へ整理が進むであろう。トロイダルプラズマの総合的理解という観点ではトカマクにおける研究との相補性を具体的に電流有り無し、磁気シアの向きなどにブレークダウンしてアプローチしていくことが求められる。
このトポロジーの影響という意味から、
LHD では外部から誘起した磁気島の影響を調べている。新古典拡散ティアリングモードと対をなすヒーリングや、磁気島内でのフローの発現（図 4）など今後の発展が期待できる萌芽がある。これらを実らせるためには精密な計測を充実させることが求められる。

E (kV/m)

いて線形安定性理論の予測を越えて圧力勾配が形成されることが明確に示された。これまでの核融合プラズマの最適化においては線形 MHD 理論は強力なガイドラインであった（現時点でもトカマクではある）が、この LHD における観測は強い非線形散逸過程の考察を喚起している。さらに、内寄せ配位による新古典拡散の抑制は理論の予測に良く一致している一方、異常輸送も抑18 690A

4cm

129cm

6 900A0-6 1200A
3.83.94.0R(m)4.1

ヘリカル型無電流プラズマの核融合炉への展望を考えるとき、電流駆動や MHD 不安定性を抑制するための加熱を不要とし、循環エネルギーを低く抑えた高利得が期待できることと、高い密度の運転によって高閉じ込め、高β、低温高密度ダイバータを同時に満足する可能性があることがコアコ
ンピテンスとして上げられる。
参考文献[1] 飯吉厚夫
309.

日本物理学会誌 44 (1989)