J. Plasma Fusion Res. Vol.86, No.9 (2010)５１９‐５２３小特集 燃焼・高ベータプラズマの実現に向けたプラズマ分布制御の課題

２．制御目的と制御対象
鎌田裕

日本原子力研究開発機構（原稿受付：２０１０年７月８日）

原型炉では，求められる総合的性能を有するプラズマを高い信頼性で定常的に維持する必要がある．そのためには，自律・複合系を成す燃焼・高ベータプラズマシステムにおいて，その制御応答特性を理解し，運転限界・運転裕度・制御範囲，アクチュエータおよび被制御量・モニタ量，制御ロジックを適切に選択し，計測・予測・制御・判断を必要な時定数で行う必要がある．その研究開発の方向は，高度な科学が支える制御の簡素化である．
Keywords:
high-beta burning plasma, integrated performance, real-time control, self-regulating combined system, profile control,
control actuators and diagnostics, plasma control logic２．
１ はじめにエータ）を決め，プラズマの応答特性に基づいた制御ロ

本小特集の導入として，この章では，どのようなプラズジックを選択する必要がある．

マを対象として制御を行うのか，その課題は何か，そして２．
３ 運転限界・裕度・制御範囲の設定

どのような方向で研究開発を進めていくのか，について読者の方々と一緒に考えてみたい．そして，ITER［１］という原型炉において，燃焼度が発散的に増大・減少したり，燃焼プラズマシステムや JT-60SA［２］という高ベータ高自周期変動しては炉は成り立たないことは言うまでもない

発電流プラズマシステムを用いて，原型炉［３］に向けてどが，加えて重要なことは，ディスラプションのようなプラのようにプラズマ制御を確立していくのかについての議論

ズマに崩壊を生じさせる運転限界に触れることなく裕度をの端緒としたい．

保ちつつ制御を行うことである．さらに，何らかのアブノーマルイベントが発生した場合であっても，ディスラプ

２．
２ 制御の目的ションを回避したり，あるいは緩和するに十分な迅速な制原型炉では，高い閉じ込め性能で所要の出力を発揮し，御性，あるいは停止するか回復をめざすかの判断力も備え第一壁への熱流を許容範囲に保ちつつ，高い出力密度でコる必要がある．このような実時間制御の考え方を図２に示

ンパクトな炉心を実現すると同時に，小さな循環電力で定す．我々が制御の対象とする量（被制御量）には，運転限常的にプラズマを維持することが求められる．図１は，こ界（上限あるいは下限）がある．その限界には，プラズマの総合性能を７つの指標で表したものである．即ち，の崩壊（ディスラプション等）や遷移で決まる限界と，一Ａ）閉じ込め改善度が高い：核融合出力の上昇Ｂ）規格化ベータ値（圧力指数）が高い：コンパクト化
Ｃ）自発電流割合が大きい：循環電力低減
Ｄ）非誘導電流駆動割合が大きい：定常維持
Ｅ）密度指数が高い：出力上昇とダイバータ熱負荷低減
Ｆ）放射率（＝放射パワー／全加熱パワー）が大きい：
ダイバータ熱負荷低減
Ｇ）燃料純度が高い：核融合出力の確保である．これら各々の要素性能が最適となる条件は異なるが，プラズマシステムとしては，その全体を如何に高い次元で統合・最適化できるかが鍵となる．このような，高い総合性能を，十分な信頼性で定常的に維持することが制御
図１の目的である．そのためには，上記 A〜G に関わる運転限界・裕度を明らかにし，被制御量と制御手段（アクチュ
2. Purposes and Subjects of the Plasma Control
KAMADA Yutaka

原型炉（Slim CS）で必要な総合性能と ITER,JT-60SA の目
標例，および JT‐
６０U での同時達成値．

author’s e-mail: kamada.yutaka@jaea.go.jp

５１９!2010 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.86, No.9 September 2010

定時間内での積分値（第一壁やダイバータ熱負荷等）で決まる限界がある．そして，その限界に対する運転裕度の範囲内に，制御目標値（中心値）と制御範囲を設定することになる．ここで大切なことは，このような運転限界と運転裕度はプラズマ諸量の関数であり，また，制御範囲はプラズマの応答特性を勘案して決定すべきものであるということである．そして，ある基準を設けて「判断（例えば，停止）」を行う必要があり，そのためには，実時間でその時点での状態を評価して次のプラズマの振る舞いを予測する「実時間予測機能」が不可欠である．このような「計測・予測・制御・判断」を，定常状態に加え，出力（燃焼度）の増減時やプラズマの立ち上げ・立ち下げ時等の過渡状態を含めて行うわけである．その際，重要な事柄は，我々の対象とするプラズマが，以下に記すような自律・複合系を成図３すことであり，その制御は，本質的にプラズマ諸量の空間プラズマ制御模式図．

分布制御であることである．に，ベータ値が高まるほど，分布間の相関が強まる一方，

２．
４ 自律・複合系

特に電磁流体力学的安定性の観点から規格化ベータ値や自プラズマの温度，密度，回転速度，プラズマ電流等は，空発電流割合が増加する程，精密な分布制御の必要性が高ま間的に一様ではなく，分布を持つ．原型炉プラズマに必要るからである．ヘリウム灰やその他の不純物の量と分布もな総合性能を獲得し，それを維持するためには，このよう所定の燃焼度を確保する上できわめて重要な制御対象であなプラズマ諸量の分布をセットとして適切に制御することる．燃料や不純物の密度は，さらに主プラズマとダイバーが不可欠である．例えば，分布の違いによって，燃焼度（エタ性能（熱・粒子排気）との整合性確保の観点からも制御

ネルギー増倍率）は１桁変化する．炉心プラズマ制御の考する必要がある．

え方を図３に示す．最適化の制御をしなければならないパ「分布」は，主プラズマのみに留まらず，その外側のスクラメータは，電流，圧力，回転および密度等の空間分布でレイプオフ領域からダイバータ領域に至る全体的な分布とある．重要なことは，これらの分布が互いに独立ではなく，して捉える必要がある．その一つの理由は，プラズマ中にプラズマ中の諸法則（構造の自己形成も含めて）により従は，大域的な連関性（複合性）が存在するからである．例

属的な関係，即ち自律性を持つことである．例えば，電流えば，プラズマの輸送を決める乱流はプラズマ半径方向に分布は輸送を左右し，また特徴的な圧力分布型を自己形成

長い相関距離を有しており，コアプラズマと周辺プラズマする．同時に（逆に），電流分布は，圧力分布が決定する自は連動して変化する．プラズマ周辺状態に起因して定常的発電流の分布に大きく影響される．また，圧力分布に応じに存在する ELM 等の周期的脈動も周辺プラズマとコアプて発生するアルファ粒子加熱の分布は，温度分布（圧力分ラズマを「混ぜる」．即ち，周辺プラズマは，単に局所輸送布）を決定する主要要因である．同時に，圧力はプラズマが決定する系の境界条件という以上の意味を持つ．そし中に自発回転を発生させ，その回転の変化が輸送や MHDて，この周辺プラズマは，スクレイプオフ領域・ダイバー安定性を左右する．このような分布制御は，高ベータ高自タ領域と，プラズマ過程及び原子分子過程を含む強い関連発電流割合のプラズマにおいて一層重要となる．基本的を持つ．複合性のもう一つの意味は，電子系の揺動，イオン系の揺動，MHD 不安定性の揺動等の階層が複合して全体の分布を決定するということである．プラズマは本来非線形系であり，したがって，非線形制御が基本であるが，制御量や被制御量も含めてその制御マトリックスを決定する上で，このような自律性と複合性がきわめて重要な視点となる．その際，この自律・複合性を難しさと捉えるのではなく，これを逆手に取って利用し，有効な制御手法を見つけていくことも大切な視点である．

２．
５ 被制御量とモニタ量の選択
我々が行う制御の種類としては，・常時必要な制御：例）燃焼度
図２・過渡渡状態のみ必要な制御：

実時間制御の考え方．

５２０

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Y. Kamada

相関している．プラズマ現象の物理機構の理解のために例）プラズマ電流立上・立下・Event 発生時のみ必要な制御：は，このような幅広い時間・空間スケールでの計測が不可例）disruption 回避・緩和

欠であり，そのような計測の進展が核融合プラズマ研究をがあり，また，能動／受動制御の別がある．

拓いてきた．しかしながら，原型炉に必要な計測は，この・能動制御：例）燃焼度，電流分布ようなセットではない．原型炉では，それに必要なプラズ・受動制御：例）導体壁安定化

マ物理の理解は既に完了しているべきであり，被制御量およびモニタ量として必要な最小限のセットの計測を実施することとなる．

これらを組み合わせ，信頼性の高い制御システムを構築することが大切である．特に，原型炉という観点では，制御２．
６ 外部アクチュエータと制御時定数に必要な電力の最小化，計測・アクチュエータの合理的簡磁場による基本的な平衡制御に加えて，プラズマ制御に素化が重要である．例えば計測に関しては，必要なトリチ用いる外部アクチュエータとして想定されるのは，ウム増殖比（TBR）を得るために必要なブランケットの占有面積（体積）が重要な制限要素である．現在日本原子力

Ａ：加熱（中性粒子ビーム（NB）加熱，高周波（RF）加熱）

研究開発機構で行っている原型炉の設計では，TBR を確保

Ｂ：電流駆動（NB 電流駆動，RF 電流駆動）するためには，第一壁表面積 800−900 m2 の内必要なプラ

Ｃ：回転制御（NB運動量注入，RF印加，誤差磁場印加等）

ズマ計測に使用出来るのは 5 m2 以下であると言われていＤ：粒子制御（燃料ガスパフ，ペレット，不純物ガス，不る．その意味で，被制御量やプラズマ状態の評価に必要な純物ペレット，排気量）

計測量（モニタ量）はミニマムなセットとしなければなら

Ｅ：磁場制御（誤差磁場印加等）

ない．
被制御量として確実に必要なものとしては，核融合出力である（表１）．これらと被制御量との関係は，アクチュ（中性子），プラズマ平衡（プラズマ電流，プラズマ位置形

エータの入力が外部ソースとして直接に制御する部分と，状，周回電圧等），安定性（ベータ値，密度），第一壁熱負自己加熱・自発電流・自発回転等を媒介して制御する部分荷である．一方，被制御量あるいはモニタ量として選択をとの組み合わせとなる．これらを用いて制御を行うわけで考えるべきものには，プラズマ電流分布，温度（イオン，電あるが，大切なことは，各々のアクチュエータの特長を最子）分布，密度分布，回転速度分布不純物種とその分布，放大限に利用して，これを組み合わせることである．例えば

射パワー分布，磁場揺動等がある．これらを，どのような中性粒子ビーム入射は，加熱，電流駆動，運動量注入の３空間・時間スケールで計測するのか，また，その内何を被者の機能を同時に持つ．これは，特定のパラメータ（例え制量とするのか，これらをすべて計測する必要があるのば，温度，電流，回転）の独立制御は難しいが，一方で，こか，等を決定しなければならない．図４に，代表的なプラの３者を複合して制御できる利点があるとも言える．要点

ズマ現象の時間スケールと空間的スケール（プラズマ半径は，結果として得られる「温度・電流・回転」のセットが方向の広がり）を示す．時間スケールはマイクロ秒のオー適切であるよう設計することである．一方，局所制御性のダーから〜１００秒のオーダーに広がりを持ち，空間的にも観点からは，電子サイクロトロン（EC）加熱・電流駆動・小半径の１００分の１以下の局所的なものから小半径程度の回転駆動が適している．その代表例は，EC 電流駆動による大域的なものがある．そして，これらの諸現象が複合的に新古典テアリングモードの抑制であるが，これは上記のようなセット制御というよりも，「単一目標の制御」である．
加えて重要な事柄は，「外部制御の割合」を，どの程度に設定するかである．現在までの実験（例えば JT-60U）では，プラズマの加熱は中性粒子ビーム等の外部加熱で行い，その下で電流分布等，上記の分布制御を行ってきた．
しかしながら，今後制御しなければならない燃焼プラズマ
では，そのときの温度や密度の分布に従って，プラズマが自らを加熱する系となる．現在想定する原型炉では，DT燃焼による自己加熱パワーが 80−90％ 以上を占めるため，加熱分布の大部分はプラズマが自ら決定する．また，自発電流割合が 70−80％ を占め，電流分布もプラズマが自分で決める割合が大きい．換言すれば，このような自律系の分布を，全加熱の 10％ 程度の外部加熱パワーと 20−30％ の外部駆動電流で制御することになる（図５）．
このような「自発割合」を，何処に設定するかはきわめて重要な思想である．自発割合の増加は，制御に必要な電力を低減する等原型炉の合理化にとって必要不可欠ではあ

図４

プラズマ現象の時間スケールと空間的広がり．

るが，一方では制御裕度の低下を意味するからである．即５２１

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ち，どこまで小さな外部入力で「上手に制御できるか」は，原型炉の経済性の向上に必須の研究課題である．具体的には，ITER のエネルギー増倍率 !!"!のプラズマ制御の実
績から原型炉の !!#!"$!プラズマ制御の予測を行うこと（図５（a）），JT-60SA において原型炉で想定する自発電流割合 70〜80％ での高ベータプラズマ制御を実証すること（図５（b）），そしてこれらを組み合わせて「燃焼・高ベータプラズマの制御」を構築することが我々が今後行うべき事柄である．その際，燃焼プラズマ（ITER）と高ベータ高自発電流プラズマ（JT-60SA）の両者のプラズマの振る舞いを統合して理解し，原型炉の予測を可能とするモデリングの開発が不可欠であり，そのモデルを用いて原型炉
図５ （a）
エネルギー増倍率と外部加熱割合，（b）
自発電流割合と外部電流駆動割合．のプラズマ制御を構築することになる．
各分布が変化する時定数は異なる．
原型炉の領域では，温度，密度，圧力，回転等は数秒から１０秒程度，電流は１００

表１秒程度の時定数である．炉心プラズマの最適化のためにアクチュエータと被制御量．

は，上に述べたように各分布をセットとして最適化する必要があるが，それぞれの分布が発展する時定数が数オーダー異なる．これを上手く利用し，時定数領域で階層化し，各領域で適切なアクチェータとロジックを選択することが重要である．その意味で，プラズマの温度や密度という燃焼や安定性（ベータ値）に直結する分布変化を決定する「エネルギー閉じ込め時間の時定数」での制御は大変重要である．この制御では，粒子供給・排気による燃料密度制御が主体となる．なぜならば，時定数の長い電流分布制御では追いつかず，また，原型炉では外部加熱割合が小さいために加熱制御の範囲が限定されることからである．しかしながら，密度制御は同時に第一壁の健全性確保に必要なに必要なしきい値以上に維持することによって，磁場印加放射パワー制御の主役でもあるため，「エネルギー閉じ込なしであってもこれを安定化し，高ベータプラズマを維持め時間の時定数」での制御アクチュエータを粒子供給・排することが重要である．一方，プラズマ回転制御を積極的気のみで賄えるか否かは大きな課題である．もし別のアクに行うべきか否かに関しては，今後詳細な検討が必要であ

チュエータが必要な場合には，この時定数で変化する回転る．プラズマ回転は RWM の安定化に必要であるが，もし，分布制御に大きな役割を期待することとなる．

自然に発生する回転（自発回転）がその安定化しきい値以上であれば，RWM の安定化に関しては積極的な制御は行

２．
７ 制御の簡素化

なう必要はない．その場合，前節末尾に記したようにエネ

以上に述べたように，燃焼・高ベータプラズマの制御をルギー閉じ込め時間スケールでの制御手段としての回転分確立するため，我々は「求める総合性能」，「自律・複合布制御の必要性が重要な判断基準となる．また，プラズマ性」，「外部制御割合・時定数」を考慮し，アクチュエー諸量の空間分布に関しても，どこまで詳細な計測が必要かタ，被制御量および制御マトリックスを決定していくことを判断する必要がある．になる．その際，「炉」という工学システム概念，即ち実用以上のような，原型炉に向けた「自律系プラズマの制御の観点が重要であり，ミニマムな計測とアクチュエータのとその簡素化」は，これまで我々が行ってきた炉心プラズセットで評価・判断・制御を実現しなければならない．

マ研究とは，質的にあるいはアプローチとして異なるもの

例えば，表１に記した磁場印加手法は，周辺局在化モーになる．ITER においては，まずそのミッションであるド（ELM）や抵抗性壁モード（RWM）の制御に有効である!!"!の実現のためにすべての詳細な制御を動員するこが，プラズマに近い領域に制御用コイルを設置しなければとになるであろうことを考えると，JT-60SA において，こならない．このような制御手法は，ITER・JT-60SA 世代まの「自律系プラズマの制御とその簡素化」を成就すること

では研究開発に有効な手段であるが，最終的に原型炉でこが大変重要である．のような磁場印加を行うことは非常に難しい．そのため，

２．
８ おわりにELM の小振幅化は磁場印加ではなく，JT-60U で見いだされた Grassy ELM（プラズマ断面の三角形度が高い場合に以上，本小特集の導入として，自律・複合系を成す燃発生）のように自然に発生する小振幅 ELM を利用するべ焼・高ベータプラズマシステムにおいて，目的とする高いきである．また，RWM については，プラズマ回転を安定化総合的性能を維持するために必要な制御手法の研究開発課
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2. Purposes and Subjects of the Plasma Control

Y. Kamada

題を述べた．運転限界・運転裕度・制御範囲，アクチュせ，原型炉に向けて燃焼・高ベータプラズマの制御を実現

エータおよび被制御量・モニタ量，制御ロジックの選択していくことが大切である．

や，計測・予測・制御・判断の確立等，挑戦を続けていくべき研究開発の宝庫である．「一を聞いて十を知る計測」

参考文献と「ツボを押せば全身が健康に保たれる制御」が究極であ［１］'Progress in the ITER Physics Basis', Nucl. Fusion 47, S1(2007).
［２］Y. Kamada et al., J. Plasma Fusion Res. SERIES Vol.9, 641(2010).
［３］K. Tobita et al., Nucl. Fusion 49, 075029 (2009).

るが，そのような簡素化をめざす制御の確立には高度な科学とその実証が必要であり，ITER での燃焼プラズマ制御と JT-60SA での高ベータ高自発電流プラズマ制御研究，そしてこれらのプラズマの振る舞いを統合して理解し実時間予測を可能とするモデリングの開発，これらを組み合わ

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