J. Plasma Fusion Res. Vol.87, No.10 (2011)６
７１‐６８１

解説

将来の大型超伝導トカマク装置に向けた
プラズマ着火・立ち上げ研究の現状前川孝１），井 手 俊 介２），梶 原

健２），長 崎 百 伸３），諫 山 明 彦２），羽 田 和 慶１）

１）

京都大学大学院エネルギー科学研究科，２）日本原子力研究開発機構，３）京都大学エネルギー理工学研究所（原稿受付：２
０
１
１年８月３
０日）

国際熱核融合実験炉（ITER）に代表される将来の大型超伝導トカマクにおいては，プラズマ着火と外部加熱によるプラズマの高温高密度化を経て燃焼点火に至るが，トカマク方式であるがゆえに，核燃焼プラズマ保持に必要な１５MA にものぼるプラズマ電流を安定に再現性良く立ち上げる必要がある．そのためには，立ち上げシナ
リオの最適化とともに堅実なプラズマ着火手法の確立が重要である．現在建設中の ITER は，寸法で既設の大型トカマクの２倍以上，プラズマ電流を駆動する中心ソレノイドも超伝導という今までにない装置であり，安定で，効率的な立ち上げを図るためには，新たな研究開発が不可欠である．本解説では，電子サイクロトロン加熱（ECH）による立ち上げ支援も含めた立ち上げ法の研究開発の現状を述べる．
Keywords:
breakdown, plasma start-up, current ramp-up, ECH, superconducting tokamak, ITER

１．はじめにしているわけではなく，今後に向けてさらに検討を進める

トカマク装置におけるプラズマ着火・立ち上げは，これ必要があると考えられている．

に続く高性能プラズマ生成の出発点となるため，より良い

トカマクにおいてプラズマ電流はトロイダル磁場に沿っ条件，安定的な着火・立ち上げ手法の開発が重要な課題でて駆動される内部ループ電流である．プラズマ電流は外部ある．

垂直磁場 !.'-+との相互作用で生じる '#!.'-+力によりプラ輸送や加熱などの分野と同様に，プラズマ着火・立ち上

ズマループの大半径方向での位置平衡を確保し，さらに磁げ過程についても，多くの実験的理論的研究により，おお気面を形成してプラズマ閉じ込めをもたらす．トカマクに

まかな理解が進み，ITER での立ち上げについてのシナリ

おいてプラズマ着火・立ち上げとはプラズマ電流 #)を起動

オを描ける段階に達している［１，２］．しかしながら，これもし，立ち上げることである．
#)は中心ソレノイド（CS）の磁束を掃引することによっ他の分野と同様に，厳密な見方をすると，ITER 等の大型超伝導トカマクは未知の領域であり，そこでの経済的，技て生じる誘導電圧 &%*により駆動される．プラズマループ

術的によりすぐれた立ち上げをめざした研究が進められてに沿っては自己誘導による誘導電圧も加わるので #
)に関す

いる．

る回路方程式は，プラズマループの自己インダクタンスを

超伝導大型トカマクにおいては超伝導コイルの運用によ$)，一周抵抗を %)と書くと，り長時間運転をめざしているが，超伝導であってもセン/"%!"$&%*!$)#
"
)$%)#
)

ターソレノイド（CS）の磁束量が特に増加するわけではな（１）

く，超伝導コイルは巻数が多いため，むしろ磁束の掃引速で与えられる．ここで %!はプラズマループの主半径，"度に制約が加わり，印加できる一周ループ電圧が低くなはループに沿ったトロイダル電場である．トカマクあるいる．ITER ではトロイダル電場が 0.3 V/m（一周電圧 15 V）

はトカマク炉の標準的な運転においては #)をゼロから起動

以下での着火とプラズマ電流立ち上げが求められている．

し，様々な実験あるいは核燃焼に必要な値 #(+まで立ち上CS の み に よ る 着 火・立 ち 上 げ で は 安 定 性 に 難 が あげ，定常に維持する．このフラットトップ電流を維持してり，１９９０年代の初代 ITER の設計段階において，電子サイ

いる間に，点火・燃焼を含めた多様な実験を行う．時刻ゼ

クロトロン加熱（ECH）による予備電離と追加熱が不可欠

ロに #)を起動し，時刻 ((+にフラットトップ値 #(+に達したとすとの認識に達し，実験と理論モデルの研究が進められてき

ると，立ち上げ（startup）に必要な CS 磁束の掃引量 !*,はた［3］．プラズマ着火とこれに引き続くプラズマ立ち上げ

(
(
+

(
(
+

!

!

(
!*,$! &%*&(
$$)#
)&
(
+"! %)#

は，プラズマ・中性粒子間の相互作用と磁場構造の質的変化を伴う複雑な過程である．これにECHが加わるのでさら（２）と書ける．CS 磁束の掃引量の上限を !#$とするとフラットに複雑になる．着火立ち上げ過程について完全な理解に達

Recent Research Activities on Breakdown and Start-up towards Future Superconducting Large Tokamaks
MAEKAWA Takashi, IDE Shunsuke, KAJIWARA Ken, NAGASAKI Kazunobu, ISAYAMA Akihiko and HADA Kazuyoshi

６７１!2011 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.10 October 2011

トップの維持に用いることのできる磁束 !*0は
&."

.
*
0

(*0"!'/!$.#.
!*0"&*0#.(*0*
0!! &.#（３）!

$&! +##' ,)-#（５）で与えられる．
最初に，CS からの誘導電圧のみにより立ち上げる場合

ここで，&*0はフラットトップでのループの一周抵抗，(*0を考える．

はフラットトップを維持できる時間の上限である．
ループの自己インダクタンスは幾何学的に決まる定数な

初期に真空容器内に水素ガスを充填する．通常充填後のので，(*0を伸ばすためには右辺の第三項（抵抗損とよばれ容器内封入ガス圧力%%#は10−4〜10−3 Torr程度である．続る）を抑制することになる．すなわち，抵抗 &.を下げるこ

いて中心ソレノイドにより誘導電場を印加して着火する．

ととともに立ち上げ時間を短くすることが目標になる．加

ここでは，初期電子が誘導電場で加速され，水素分子・原えて，立ち上げを確実かつ安定に行うことは必須の条件で子に衝突してイオン化するたびに，電子数が倍増することある．ECH の支援により，これらの複数の要件を満たす方により電子数が急増する．いわゆる タウンゼントなだれ

法を探究する．

である．起動時は，初期電子は電子銃などにより注入されITER においては CS の磁束掃引量 !$&"277 Wb のうちるが初期電子密度はきわめて小さく，当然イオン密度も水

４００秒維持!*0"37 Wb を確保し，#*
0"15 MA の電流を (*0"

素分子密度に較べて無視できる．大まかに述べると，#のするシナリオである［４］．$.〜13 μH なので，$.#*0〜195 Wb

大きさは水素原子・分子との衝突で決まり，その密度に比とな り，立 ち 上 げ 時 の 抵 抗 損 を 約 45 Wb と 見 込 んでい

例する定数である．すなわち，着火の初期にはループの抵

る．これらの数字から抵抗損の抑制が，いかに重要な課題

抗はタウンゼントなだれによる電子数の爆発的な増大によであるかが見て取れる．

り低下する．

第２章で，立ち上げ過程での抵抗&.を決める要因につい電子は誘導電場により加速され，水素原子と衝突を繰りて解説し，抵抗損を抑制するための要点を述べる．第３章

返しながら，磁力線に沿って移動し，やがて容器壁に到達で，ITER でのプラズマ着火／電流立ち上げに向けてのして消滅する．この間の電子の増倍率が十分に大きいとITPA での研究活動状況を，第４章で DIII-D と JT-60U で行

き，タウンゼントなだれがおきる．電子の単位走行距離あわれた ITER 模擬実験の結果を，第５章で ECH アシストにたりのイオン化衝突率 "は，水素密度を ,%，電子衝突によよるプラズマ着火についてのモデリングの具体例を述べる．

るイオン化断面積を %+-,として，最後に CS によらない立ち上げ研究についてふれる．動""%+-,,%

機はトーラスの低アスペクト比化による高性能トカマク炉（６）の実現である．低アスペクト比を実現するために CS を完

容器壁に到達するまでの初期電子の走行距離を &とすると全に省く，あるいは，制御用に細い CS を残した炉設計が行"&が１よりはるかに大きいことが，タウンゼントなだれがわれた［５，
６］．ここでは，CS に頼らない着火・立ち上げが成立する条件である．ここで，要点は，①衝突電子の運動必須である．炉工学的にはECHによる立ち上げが有利であエネルギー /が水素 の イ オ ン 化 ポ テ ン シ ャ ル で あ るり，小型大型を含めていくつかの装置で実験が進められて13.6 eV を超えて初めてイオン化が可能になること，②

（前川

いる［７，
８］．

%+-,は/"13.6 eVから急速に増大して/"70 eVで最大にな孝）り（13.6 eV の場合の約１０００倍），/が 100 eV を超えると緩２．トカマクプラズマの着火・立ち上げ手法の基
礎と物理

やかに小さくなること，③イオン化衝突以外に弾性衝突および非弾性衝突があり，その衝突断面積は %+-,の数倍であ電子がトロイダル電場 "により駆動され電流 が生じることである［９］．中性ガス圧が低すぎると，イオン化衝

る．電子のトロイダル方向へのドリフト速度を 1とすると突が極めてまれになり なだれ が起きない．高すぎると衝運動方程式は突頻度は高まるが非弾性衝突により電子の運動エネルギー

2"+1
"!#
+1

が吸収され，/ が小さくなりイオン化断面積がゼロかある（４）

いは非常に小さく，十分なイオン化が起きない．最適の水

ここで，#は他粒子との衝突頻度である．1は衝突時間

素ガス圧は，&と "に依存し，定量的な検討がなされてい#!"より十分長い時間にわたって平均した速度であり，左て［３，９］，ITER の場合は %%#"10−5〜10−4 Torr と見積も辺の慣性項の大きさは，右辺の両項に比べてはるかに小さられている．

いので，ドリフト速度と電流密度 *は，電子密度を ,)と書

電子は第ゼロ近似で磁力線に沿って移動するので，ポロイダル磁場を !$，トロイダル磁場を !0，容器半径を )とす

いて，
"
1"
，
#
+

ると，磁力線に沿った走行距離は,)-#"*",)-1"
#
+

!
&#) 0
!$

で与えられる．したがって，プラズマ断面積を 'とすると（７）と見積もられる．このように定義したものは結合長とよばプラズマループの一周抵抗はれる．&が長いほど有利なので垂直磁場がゼロになる（ヌ６７２Commentary

Recent Research Activities on Breakdown and Start-up towards Future Superconducting Large Tokamaks

T. Maekawa et al.

ル）領域を容器内に確保することが理想であるが，エラーきるわけではない．'$'を高めすぎると，プラズマの表面

磁場等により !&〜2 mT であることが ITER では想定され電流密度が高まって極端な場合は電流分布が中抜けになりて い る．ITER で は !-〜5 T，(〜2 m な の で $〜5000 m

磁気流体的に不安定になるので，これが起きない範囲でになり，"〜0.3 V/m とすると一回の走行で電子の得るエ#+の上昇をはかる．また，この最後の段階の時間幅は立ち

ネルギーは ,"$〜1500 eV であり，イオン化エネルギーよ上げの大部分を占めるため，抵抗損を抑えるためプラズマ

りはるかに大きいことがわかる．すなわち，"はトーラス

中心部を ECH で追加熱することも考えられる．すなわち，の寸法に逆比例するが，結合長は比例するので，"$は変化

この段階では分布制御と，ダイバータ配位への移行が課題

せず，トーラスの大型化はタウンゼントなだれに不利にはである．第３章および第４章に具体的な実験と検討状況がたらくわけではない．イオン化に十分な運動エネルギーに述べられている．

到達させるために水素圧力を下げればよい．弾性衝突は電オーミックに先立って ECH による予備電離を行った場

子のピッチ角を大きくして，軌道を磁力線に巻きつくスパ

合を考える．この場合，電子はサイクロトロン共鳴によりイラルにするので電子の走行距離を伸ばすことになり有利

磁場にほぼ垂直に加速されるので，電子の走行距離は，容にはたらく．

器壁に至るまでの磁力線の長さで見積もった結合長よりもかくして，電離が進み，電子とイオン密度が増大すると，圧倒的に長くなり，初期電離は容易に進行する．

電子―電子，電子―イオン衝突が主になり，様相が質的にタウンゼントなだれのごく初期段階では電磁波モードは変化する．すなわち，プラズマが生じたことになり，式

自由空間モードであり，磁場に垂直方向の波動電場を持つ（５）の衝突率 "はモードであれば（X モードに相当），電子のラーマー回転方向（磁場ベクトルに対して右回転）に回転する電場成分

)
"% +
&)#!"

を有するので，サイクロトロン共鳴加速を行うことができる．しかし，光速を )で，サイクロトロン周波数を #(で書となる．したがって，この段階に至ると電子温度 &)の上昇

くとき，電子密度がが抵抗を下げることになる．&)を上昇させるためにはプラ

#
#(!
+)($'
)(

ズマへの入力電力を増大し，プラズマからの流出エネル
ギーを下げればよい．オーミック（OH）入力の上限 $&% は，
"
'"
%+#
'
+(
"
$&% "%+#
# (,
+"
%+
%+

を超えて上昇すると，磁場に垂直に伝播する X モードはサ
イクロトロン共鳴層近傍において右回転成分がなくなり，共鳴加熱に役立たなくなる．この場合は X モードが高域混（８）成共鳴層に達して静電波である電子バーンスタイン波になである．この段階の初期では &)はせいぜい数 eV であるとり共鳴加熱を起こす．電子バーンスタイン波の波数ベクト推察される．ここでのエネルギーの主な流出は，炭素等のル *は磁場にほぼ垂直であり，電場と *は平行で，電力の軽元素不純物イオンからの線輻射と，イオンと中性粒子と半分は右回転成分とみなせるからである．また群速度は電の荷電交換による損失であり，これらの損失は &)の増大と子の熱速度以下であり，&)が低い場合は衝突減衰も期待でともに急劇に増大し，&)の上昇を妨げる．これは放射障壁

きる．高域混成共鳴層の弱磁場側にはサイクロトロン遮断とよばれ，これを突破するためには十分な電力が必要であ層があるので，X モードを高磁場側から広域混成共鳴層にる．一旦障壁を乗り越え，&)が 100 eV を超えるとイオン化近接させる必要がある．弱磁場側から O モードを内側壁に率が高まり中性粒子密度が下がり荷電交換が少なくなると向けて入射し，壁での反射の際に X モードに変換させる方

ともに，軽元素不純物イオンの完全電離も促進されて線輻法が有力な候補である．

射も下がる．すなわち，プラズマからのエネルギーの流出

ECH による電離の場合，実効的な結合長は磁力線の長さが主に熱拡散となる相に移行する．第５章でECHアシスト

より圧倒的に長くなるので，弱い外部垂直磁場 !0)/-を印加によるプラズマ着火についてのモデリングが具体的に述べしていても不都合は生じない．むしろプラズマが成長するとともに !0)/-が有利にはたらく．荷電粒子はトロイダル磁られている．
プラズマ体積はトーラスの寸法の３乗に比例するので，

場の曲がりと大半径方向への勾配により垂直方向にドリフ

単位体積あたり入力電力は寸法の３乗に逆比例して小さくトする．その速度は，. を運動エネルギーとしてなる．一方，上記の輻射損失はプラズマ寸法に無関係であ./$り，寸法が大きくなっても熱拡散のようには低減しない．
したがって，プラズマ寸法が大きい場合は放射障壁を乗り

.
,
%!!-

越えるために入力電力を十分増加させる必要がある．ここ

で与えられる．大型で強磁場である ITER では ."30 eV

でECHによる追加熱が重要な役割をはたす．一旦放射障壁

で .0〜1 m/s と非常に遅いのでこのドリフト自体による損を突破すると &)の上昇に伴って %+が大幅に下がり，式失は完全に無視できるが，電子とイオンのドリフトの向き（８）にみるようにオーミック入力が劇的に増加する．

が逆のため，短時間で非常に大きな荷電分離が生じ，/方

かくして，この段階に達すると，オーミック電力のみに向に非常に大きな静電場 "0が生じる．その結果 "/!!-

より #+を所定の最終値 #*-まで立ち上げることができる．たドリフトによりプラズマ径が急速に大きくなり容器壁に達だし，#+の増加率を '$'の上限まで用いて高めることがでする．放射障壁を乗り越えるためには，プラズマ体積を小６７３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.10 October 2011

さく保つこと，さらに軽元素不純物の流入を抑制すること

ように ITER では基本的に ECRF によるアシストを想定しが重要なので，この荷電分離を中和する必要がある．!%"$#ているが，この比較実験には低域混成波（LHRF）やオーがあると上下の領域が磁力線によりつながり，中和できる．

ミック電場のみの結果も含まれる．結果は文献［１０］にまと中和に際して，電子が磁力線に沿ってドリフトするが，められているが，多くの装置で 0.3 V/m 以下のオーミック

この流れによりトロイダル電流が生じる．このトロイダル

電場のもと 0.3−2 MW レベルの ECRF あるいはLHRFでプ電流が発達して自発的に磁気面が形成されることも観測さ

ラズマ着火に成功した．さらに JET や DIII-D，ToreSupra

れている．プラズマ電流の発生も含め，!%"$#下におけるでは 0.3 V/m 以下のオーミック電場のみでの着火に成功しECR プラズマの振る舞いについては小型装置を中心に最ている．これにより，ITER の低電圧での着火には見通し

近急速に研究が進んだ．!%"$#下で ECH のみにより磁気面が得られたといえる．ITER の ECRF のトロイダル入射角をもち，かつ放射障壁を突破した初期プラズマが形成できは２０°でほぼ固定である．昔のDIII-Dの結果でECRFHのア

れば，電離と放射障壁の突破というプラズマ立ち上げの二シスト効果にトロイダル入射角依存性が見られたという報つの段階をすましていることになる．ここからオーミック

告があった．そのため，トロイダル入射角２０°の斜め入射のを印加するとともに !%"$#を増加させて最後のステップに条件でのプラズマ着火についての国際装置間比較実験の提進むことができる．ECH による初期磁気面形成に関しては案を改めて IOS TG から行い（IOS-2.1: ECRH breakdown

JT-60U［７］や DIII-D［８］などでも実験が進展していて ITER

assist at 20°toroidal angle）複数の装置で検証を行った．そクラスの装置での !%"$#の役割が解明され，より優れた立ちの結果，参加した９つの装置のうちひとつを除くすべての上げに結びつくことが望まれる．

（前川

孝）

装置で，斜め入射の場合も垂直入射同様に着火アシスト効果が得られることがわかった［１１］．

３．ITPA における ITER のプラズマ着火および立
ち上げの検討（IOS-2.3: X2-breakdown assist after application of Uloop）．

国際トカマク物理活動（ITPA: International Tokamak

ITER では主加熱用のジャイロトロン（170 GHz）をプラズ

Physics Activity）では，ITER 実現に向け物理課題を国際

マ着火にも用いる．最大磁場（5.3 T）近傍では正常波の基的な協力のもと進めている．ITPA には７つのトピカル物

本周波数（ここでは O1 と表記する）で，半分の磁場近傍で現在さらに詳細な国際装置間比較実験が進められている

理グループ（TG）があるが，「統合運転シナリオ」（IOS:

は異常波の第二高調波（同じく X2 と表記する）の電子サイ

Integrated Operation Scenarios）TG では ITER の運転シナ

クロトロン共鳴を用いる．いずれの場合も有限ラーマー半リオに関する課題について議論し，最適な運転シナリオを

径効果を考慮しないと，すなわち共鳴電子があらかじめ速

提案することが主な役割である．そのために国際装置間比度を持たないと，波はプラズマに吸収されない．この時

較実験とモデリング活動を両輪として進めている．プラズ

オーミック電場があると電子がトロイダル方向に加速さ

マ着火と電流立ち上げは ITER において重要な課題であれ，電子が吸収に十分な速度を得る前にドップラーシフト

り，当 TG においても国際装置間比較実験とモデリング活のため共鳴条件から外れてしまうのではないかというのが動両方を通じ積極的に取り組んできた．その取り組みは，

この比較実験のモチベーションである．基本周波数の場

IOS グループの前身である「定常運転」（SSO: Steady State合，第一壁での反射で，あるいはモードの純度が高くない

Operation）TG（２００８年６月まで）から始まっている．SSO

ため入射時から，異常波（X1）が存在することが期待されTG においてプラズマ着火や電流立ち上げについてモデリ

る．X1 は有限ラーマー半径効果を考慮しなくてもダイレ

ングや実験結果について議論が行われており，２００７年の国

クトに吸収されるのでこれがプラズマを加熱し O1 の吸収際装置間比較実験に関連する実験が提案されている．

を促進することが期待できる．一方，第二高調波帯ではこIOS/SSO TG で 課 題 と し た の は 大 き く 分 け て２つ あのようなものが期待できないため，上記のような状況が懸る．一つは着火である．ITER をはじめとして，中心ソレノ

念される．これまでの実験では，ECRF はオーミック電場

イドが超伝導コイルであるトカマクでは，誘導（オーミッを引火する前から入射されている．一方 ITER では，真空ク）により真空容器内に印加できるトロイダル一周電場

容器内への電場の染み込みが遅いため，オーミック電場が（!!!）または一周電圧（!"）は大きな値にできな い．ITER

かかった状態で ECRF を入射し着火することになっていでは，!!!!0.3 V/m または !" !15 V である．ちなみに，おる．プラズマ着火に関しては，このように着実に比較実験

なじく超伝導マシンである JT-60SA では，!!!!0.5 V/mを展開してきている．いずれの結果を見ても，また進行中

または !" !8.8 V である．この値は常伝導コイルを用いた従のものについても，ITER のプラズマ着火に関しては大き

来 のトカマクのそれ（たとえば JT-60U では，!!!!1.7 V/m

な問題はないと言えるであろう．ただ，より詳細な運転をまたは !" !36 V）に比べてかなり低い．そのため ITER

考えた場合，第一壁の状況等に応じた最小必要パワーにつではこのような低電場での着火をアシストするために電子

いては，まだスケーリングと言ったものを確立するところ

サイクロトロン波（ECRF）を用いることを想定している．

までは行ってはいない．

SSO TG で提案された国際装置間比較実験「SSO-5: Simu-

国際装置間比較実験 SSO-5 でもうひとつ問題としたの

lation and validation of ITER startup to achieve advanced

は，プラズマ着火後どのようにプラズマ配位を変化させて

scenarios」の目的の一つは，ITER で想定される低電圧でいくかということである．それまでの ITER の立ち上げシの着火を複数の装置で検証することであった．先に述べた

ナリオでは，小体積の外側リミタプラズマをプラズマ電流
６７４Commentary

Recent Research Activities on Breakdown and Start-up towards Future Superconducting Large Tokamaks

T. Maekawa et al.

の上昇とともに徐々に大きくしていきダイバータ配位へ移

内部インダクタンスの時間発展等）と比較，さらに ITER

行するというものであった（small-bore シナリオと呼ばれへ適用した場合の検討を行っている［１２］．現状まだ，最適る）．このシナリオでは，３０秒間リミタ配位を維持しプラな輸送モデルというものは確定されていないが，ITPA を

ズマ電流 7.5 MA でダイバータ配位に移行するというもの

中心にして活動が続けられている．

である．ITER との電流染み込み時間を考慮した上で，プ

このように，ITPA では IOS TG を中心に ITER のプラズ

ラズマ配位の時間変化を ITER と相似にした実験を SSO-5

マ着火／電流立ち上げシナリオの最適化に大きく貢献してのもと DIII-D，JET，ASDEX Up-grade で行った結果，このような立ち上げをした場合，内部インダクタンス（!
!）

きている．

が ITER で想定している範囲を超えて大きくなることがわかった．リミタ配位で高くなりすぎた !
!はダイバータ配位

４．DIII-D，JT-60U における ITER 相似実験に移行後に回復することは困難である．これは，ポロイダ

求められており，そのためにECH補助によるプラズマ着火

ルコイル電流／電圧が定格値を超える可能性を意味する．
また，!
!が高くなると垂直不安定性が抑えられなくなる可およびプラズマ電流立ち上げを予定している．第３章にて能性もある．実際 DIII-D の実験では垂直不安定性が抑えき

比較実験がさかんに行われているが，本章では特に DIII-

れずにディスラプションに至ったケースもある．垂直不安
定性を回避しても，!
!が高すぎると早期に Sawtooth 振動

D および JT-60U での実験結果について紹介する．

が発生して閉じ込め性能に影響することも考えられる．こ３点を考慮する必要がある．

（井手俊介）ITER においては，低周回電圧でのプラズマ立ち上げが概要が述べられているように，ITER のために国際装置間

ITER のプラズマ立ち上げを模擬する実験として以下のの従来の ITER 立ち上げシナリオ相似実験とあわせて異な

１．周回電圧がヌル点の位置において 0.3 V/m 以下．

る立ち上げシナリオの検証も SSO-5 で行った．これは，着２．ECH は基本波，外側入射（弱磁場側入射）．

火後できるだけ早くプラズマの断面積を大きくし，またで

３．電流立ち上げ時のプラズマ配位．

きるだけ早いタイミングでダイバータ配位に移行するものである（large-bore シナリオと呼ばれる）．各装置でこのシナリオを検証した結果，!
!を ITER の運転範囲内に抑えらてを同時に模擬する実験は残念ながらこれまで行われてきれることが示された．Small-bore，large-bore 両シナリオにていない．そこで，プラズマ着火・電流立ち上げの検証とおける模擬実験については第４章で解説する．これらの結しては２つのステージを考える．

しかしながら，プラズマ着火から電流立ち上げまですべ

果を受けて，ITER では立ち上げシナリオの見直しを行っ

１．プラズマが着火してからプラズマ電流が数百 kA

た．今は放電初期から大体積のリミタプラズマで立ち上になるまで（プラズマ着火・初期電流立ち上げ）．

げ，２３秒 5.6 MA でダイバータ配位に移行する等のシナリ

２．プラズマ電流が数百 kA からフラットトップまで

オが考えられている．内側あるいは外側の第一壁いずれも（プラズマ電流立ち上げ）．

リミタとすることが可能である．また，最初のシナリオでは長時間リミタ配位を維持するために外側ポロイダルリミ

４．
１ プラズマ着火・初期電流立ち上げ

タへの熱負荷が懸念されていたが，リミタ配位の時間が短

４．
１．
１ 基本波 ECH による着火・初期電流立ち上げ実験くなったため問題ではなくなった．このため，外側のポロ

ECH による大型トカマクにおけるプラズマ着火実験とイダルリミタをなくし装置を簡素化することもできた．

しては ITER と同様な弱磁場側（外側）の基本波入射によモデリングによるプラズマ性能の予測や放電シナリオ開る実験データは少ない．その理由は DIII-D や JT-60SA，ま発の重要性は近年ますます重要となってきている．プラズ

た，その他 の ト カ マ ク で も 二 倍 の 高 調 波 に よ る ECH/

マ着火や電流立ち上げに関しても同様で，様々なアプロー

ECCD 実験が主流になり，基本波によるプラズマ着火実験

チがなされている．特に，プラズマが着火した後電子温度を行うことが不可能になったことによる．しかしながら，分布がどのように発展するかは，電気伝導度という形でプ

図１に示すように基本波による弱磁場側入射による吸収過ラズマ内部へのプラズマ電流の染み込み，それによる内部程においては X-mode に対してカットオフが存在しており ，インダクタンスの違い等に影響し，結果前述のようにポロ

カットオフが存在しない高調波入射とは状況が異なる．

イダルコイルの電流／電圧制限やプラズマパフォーマンス

DIII-D における基本波入射の実験としては１
９９１年の文献と係ってくる．ITPA に於いても精力的に，特に電流立ち［１３］がある．実験当時の DIII-D における ECH システムは上げのモデリングについて活動が行われている．電子温度

200 kW/60 GHz の ジ ャ イ ロ ト ロ ン１０本 よ り な り 基 本 波

分布の発展はプラズマ内のエネルギー輸送で決まる．そのECH を強磁場側（内側）より入射していた．プラズマ電流

ため，どのようなエネルギー輸送モデルを用いるかがポイ

立ち上げ時の周回電圧を 0.3 V/m に固定し，ECH 入射パントとなる．IOS TG と輸送と閉じ込め（T&C: Transport

ワーの変化によるプラズマ抵抗の変化，初期封入ガス圧力

and Confinement）TG では，共同でどの輸送モデルが電流依存性，エラー磁場の影響を調べている．プラズマ抵抗は

立 ち 上 げ 時 の モ デ リ ン グ に 最 適 か を 検 証 し て い る．

300 kW の ECH 入射により 30％ 下がるが，さらに 650 kW

Gyro，Gyro-Bohm，Coppi-Tang，GLF２
３，MultiModelまで入射パワーを上げても 40％ 程度しか下がらない．ま等いくつかの輸送モデルを，まずは JET や DIII-D，AS-た，初期封入ガス圧力を増やした時（4×10−5→9×10−5

DEX Upgrade 等での ITER 模擬放電のデータ（温度分布やTorr），通常のオーミック加熱による着火では 10 ms から
６７５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.10 October 2011

図２

図１

DIII-D における基本波 ECH 実験．強磁場側（内側）ECH
入射．左図が通常立ち上げ時のエラー磁場，右図は意図的に垂直磁場を増やしエラー磁場を増やした場合．いずれの場合も 0.3 V/m の周回電圧でのプラズマ電流立ち上げに成功．文献［１３］より．

基本波弱磁場側（外側）入射における想定される吸収過程．
O-mode 入 射 の 場 合，内 壁 で 反 射 さ れ る こ と に よ り Xmode が出現すると X-mode に対して右周り偏波遮断と高域混成波共鳴が現われ，高調波入射に比べて吸収過程がより複雑になると考えられる．文献［１４］より．

タ，すなわち入射角度，共鳴位置，偏波を変化させた．い80 ms に着火までの時間がのびるのに対して，ECH の着火

プラズマ電流立ち上げ速度に差があることがわかる．これではいずれの圧力でも ECH 入射の瞬間に着火することがらのパラメータは小型および中型のトカマクではあまり依わかった．これは他の中型および小型のトカマクの結果と存性が見られなかった．しかしながらこの実験結果から，一致する．また，エラー磁場の影響を調べるために，図２

大型トカマクにおいてはこれら入射条件に対する依存性がに示すように垂直磁場を印加して意図的にエラー磁場を強あると考えられ，ITER においても最適な入射条件があるめた実験を行っている．平均で約 5 mT のエラー磁場があことが予想される．一方，カットオフを交えた多重反射のるにも関わらず ECH による着火・初期電流立ち上げに成末に吸収されると考えられる弱磁場側，基本波ECH入射と功している．これに対してオーミック加熱による着火・初いう条件ではそ の 吸 収 過 程 は 装 置 固 有 な も の で あ り，

期電流立ち上げは 2 mT 以上のエラー磁場では失敗するた

ITER における着火の最適条件を現在稼働中の装置で模擬

め，ECH による着火はエラー磁場に対して強いことを証明することは困難であると考えられる．同様に ITER におけした．これらの実験から 0.3 V/m という ITER の条件を満る ECH 着火・初期電流立ち上げに必要な最低パワーを求たした低い周回電圧においては，ECH による着火・初期電

めることは吸収過程，リサイクリングによる密度の上昇お流立ち上げを行うことにより安定にプラズマを立ち上げら

よび不純物の挙動の予想が難しいため，さらに困難である

れることがわかる．

と考えられる［１３］．従来，第３章で述べられている（次節

ずれのパラメータにおいても立ち上げ速度に変化が見られた．入射角度依存性について図３に示す．入射角度により

しかしながら，実際の ITER の配位は外側入射であり，

４．
２でも紹介する）Small bore シナリオにおいては外側に位

正確な模擬のためには，同様な外側入射で実験を行う必要

置するヌル点付近で着火を行うために，ECH の周波数を通がある．このため JT-60U において実験が行われた［１４］．

常の 170 GHz から 120 GHz まで下げる必要があり，着火・

JT-60U における ECH システムは 1 MW ジャイロトロン４

初期電流立ち上げ専用として，３本の 120 GHz/1 MW ジャ

本で構成され，弱磁場側（外側）に二つのランチャーをもイロトロンの使用が予定されていた．しかしながら，近年

つ．実験は周回電圧 0.26 V/m で行われ，パワー依存性，初立ち上げシナリオとして考えられている Large bore シナリ

期封入ガス圧力依存性，ECH 入射角度，共鳴位置，偏波をオ（３章又は４．
２節参照）においては 170 GHz の吸収位置付変化させ周回電圧が一定電圧制御の間のプラズマ電流立ち

近にヌル点が存在するため，通常の 170 GHz ECH/ECCD

上げ速度を調べた．ECH のパワーは 400 kW 入射と 200 kW

ジャイロトロンの使用が可能であり最大 20 MW ものパ入射を行い，200 kW 入射においても若干プラズマ電流立

ワーを入射できる可能性がある．このため，他の装置によち上げ速度が遅くなるが，0.26 V/m での初期電流立ち上げ

る模擬によって事前に ITER において最低限必要な入射パに成功している．また，400 kW 入射にて初期封入ガス圧をワーを求めることが困難であっても大きな問題ではないと

1.2×10−4

Torr まで上昇させたところ，顕著な立ち上げ速考えられる．
４．
１．
２ 二倍の高調波による着火実験

度の減少が見られている．これは密度に対して ECH のパ
ワーが足りず，プラズマ抵抗が下がりきらなかったためと二 倍 の 高 調 波 に よ る 着 火 実 験 は KSTAR，ASDEX-考えられる．さらに，ECH の入射条件を定義するパラメー

Upgrade 等で行われており DIII-D においても，1 MW の２
６７６

Commentary

図３

Recent Research Activities on Breakdown and Start-up towards Future Superconducting Large Tokamaks

T. Maekawa et al.

JT‐
６
０U における ECH プラズマ着火，電流立ち上げ時の ECH 入射角度依存性．0.26 V/m の一定周回電圧印加中のプラズマ電流の立
ち上がり速度が ECH の入射角度により変化する．文献［２］
および［１
７］
より．

倍の高調波による ECH プラズマ着火により，ITER の目標

タ配位を形成し，早い時間でダイバータ配位に移行するモ値をクリアする0.21 V/mのプラズマ着火，電流立ち上げにデルが模索されている．これら二つのシナリオ は文献成功している［１５］．ただし，この実験においてはパワーを［１５，
１７］中でそれぞれ small bore シナリオ，Large bore シナ

下げた ECH 入射は試みられていない．同様に JT-60U におリオとよばれ（第３章を参照），DIII-D において相似実験

いては 800 kW の二倍の高調波入射によって 0.26 V/m でのが行われた．実験では，ITER の電流立ち上げを次のよう

プラズマ着火・電流立ち上げに成功している［１４］．

に模擬している．ITER と DIII-D の弱磁場側での主半径の４．
１．
３ オーミック加熱による着火実験

比は約 3.5 であることから，これに対応してダイバータフェー

ITERにおいては周回電圧0.3 V/m以下であるが，このよズでの主半径比を 3.65（ITER：&"6.2 m，!+ "5.3 T，DIII

うな低周回電圧でもオーミック加熱だけで着火が可能なよ-D：&"1.7 m，!+ "2.14 T）と設定，#は小半径）が)!（)2!
+

うに，十分低いエ ラ ー 磁 場 に な る よ う 設 計 さ れ て いる

ほぼ同じになるようにしている．また，電流の染み込み時［２］．この検証のため実際に大型トカマクにおいて低周回

間は ITER と DIII-D で約５０倍の差があるため，電流立ち上

電圧で着火が可能か試みられてきた．DIII-D においては文げ速度も５０倍とした．Small bore シナリオの ITER と DIII

献［１５］において 0.43 V/m でのプラズマ着火・電流立ち上-D のプラズマ形状の時間変化の比較を図４に，Large bore

げに成功している．同様に文献［１３］においては 0.25 V/m

シナリオの比較を図５に示す．なお，Small bore シナリオ

での立ち上げに成功しているが，ただしこれは内側で着火の場合，本来であれば５５秒でダイバータ配位であり，DIIIした場合の成功例であり，文献［１５］の条件の方がより正確-D では 1.1 秒でダイバータ配位に移行する必要があるが電に ITER の外側着火を模擬していると考えられる．JT-60

源の制約により 0.7 秒でダイバータ配位に移行する実験しU におけるオーミック加熱だけの実験としては 0.6 V/m

かできなかったため図４の ITER の時間変化もそれに対応

でのプラズマ着火・電流立ち上げが報告されている［１６］．

した３５秒でダイバータ配位に移行するものになっている．

４．
２ プラズマ電流立ち上げ

Small bore シナリオのプラズマ電流と */の時間変化を図６に示す．なお，図中の*を示したもので，$%とは近似的に*//$

プラズマ電流立ち上げについては近年 DIII-D
［１５，
１７，
１８］

#
（' はプラズマの体積）で表わ
*
'&
!
+!#
$%
%#
"#
(
$
2%&)
/$
2'

や JET
［１０］，ASDEX-Upgrade でさかんに相似実験が行われている．本節では DIII-D で行われた実験結果について紹される．図６の水平の点線は ITER が目標とする *，垂直の/介する．ITER においては中心ソレノイド付近のプラズマ

点線がダイバータ配位に移行した時間を示す．また，図７

対向壁およびその冷却機構の精密な設置が難しく，中心おに同様に Large bore シナリオでの波形を示す．図が示すよよび内側付近での着火，プラズマ電流立ち上げが現実的でうに，Large bore シナリオでは */が低く ITER の目標値よないため［２］，精度が要求されない外側での着火，プラズ

り十分低い領域で運転可能であることがわかる．また，

マ電流立ち上げが当初計画されていた．そのため，ITER

図８に以下の式より計算したリミタへの熱負荷の時間変化のプラズマ電流立ち上げモデルは &"7.48 m，-"0.62 mの両シナリオの比較を示す．

に小半径 0.8 m のヌル点（!+ "4.4 T，!5
"1 mT 以下）にプ
ラズマを生成し，外側リミタでプラズマ半径を制限しなが#"0/1/4.3#!
%)' !%3,-%
!
#
-,
"
#%
$
!(('& !$*
2$

（９）

ら５５秒かけてダイバータ配位に移行，１１０秒でプラズマ電
流 15 MA に到達するものであった［２，１７］．しかしながら，%)'，%3,-，(('&，$* はそれぞれオーミック加熱入力，放リミタ配位が長時間続くためにリミタへの熱負荷が大き

射パワー，プラズマ中の蓄積エネルギー，プラズマの自己い，および，電流分布が尖度化してしまい内部インダクタ

インダクタンスを示す．small bore，large bore シナリオでンス */が大きく垂直不安定性がおきやすいという二つの問それぞれ ,"0.6 s，0.2 s でダイバータ配位に移行している．

題点があった．そこで，３章にも述べられているとおりプ

図からわかるように，large bore シナリオの場合はダイラズマを若干中心よりに着火することで大きめの外側リミ

バータ配位への移行が早いため，リミタへの熱負荷は
６７７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.10 October 2011

図４

図５

図６

Small bore シナリオでのプラズマ電流と li (3) ．縦の点線はダイバータ配位に移行した時間，横の点線は ITER におけるli (3)の目標値．文献［１
７］
より．

図７

Large bore シナリオのプラズマ電流と li (3)．図６に示す
small bore シナリオと比較すると li (3)が低く ITER の目標
値よりも十分低い．文献［１
５］
より．

図８

リミタ熱負荷のSmall boreシナリオおよびLarge boreシナ
リオの比較．リミタ配位の時間が短い分，Large bore シナ
リオの熱負荷は小さい．文献［１７］より．

Small bore シナリオの DIII-D における模擬実験．左が ITERの配位で小さい配位から順に 7.8 秒，15 秒，24 秒，35 秒．
右が DIII-D の模擬実験での配位で順に 0.13 秒，0.15 秒，0.5
秒，0.7 秒．文献［１７］より．

Large bore シナリオの DIII-D における模擬実験．左が ITERの配位で右が DIII-D の模擬実験時の配位．垂直の縦の点線
は左の ITER の図は基 本 波 ECH の 吸 収 位 置，右 の DIII-Dの図は第二高調波による ECH の吸収位置．図４と比較すると初期プラズマ形状が大きく，ダイバータ配位への移行時間が早い．文献［１５］より．

220 kJ から 82 kJ に下がっている．なお，DIII-D ではリミタ
配位での時間が短いため，リミタの実際の温度上昇は両シ
ナリオともに測定はできなかった．また，DIII-D において
は電流立ち上げ速度を調整機構とした !
!フィードバック制

われてきており両トカマクにおいて ITER で規定されてい御の実験を行っており，large bore シナリオにおいて !
!!

る 0.3 V/m 以下の周回電圧にて，着火および初期電流立ち

0.65，0.75，0.85，0.95 でのプラズマ電流立ち上げに成功し上げが可能であることが明らかになっている．しかしながている［１５］．これらの結果を元に DIII-D および ITER の立ら，JT‐６０における基本波 ECH の実験によると，大型トカ

ち上げを模擬する，境界条件なし平衡計算および輸送計算

マクにおいては入射条件（入射角度，共鳴位置，偏波）のコード（CORSICA）の検証が行われており
［１５，
１７，
１８］，電

最適値があることが予想される．ITER における最適値を流立ち上げ速度，周回電圧，電子温度分布などが実験値と事前に確認することが困難であるため，ECH システムとし一致することがわかっている．しかしながら，周辺の電子てできる限りの自由度をもたせることが安定な着火を得る

温度のモデルと実験とのわずかな違いから，電流密度分布ために必要であると考えられる．

（すなわち !
，"分布など）の予測が実験と大きく異なるこ!

また，DIII-D や JET 等の大型トカマクによりプラズマ電とがわかってきた［１８］．今後，主に周辺部での輸送モデル

流立ち上げシナリオの相似実験が行われている．DIII-Dの精度を上げることにより，電流密度分布をより正確に予では ITER のプラズマ電流立ち上げ，磁気配位および電流測できるコードの構築が重要であると考えられている．

分布等を再現する模擬実験を行っており，文献
［１５，
１７］中

４．
３ まとめ

にて small-bore と呼ばれる従来の外側のリミタ付近でプラ

基本波および二倍の高調波 ECH によるプラズマの着火

ズマを立ち上げるシナリオと large-bore と呼ばれる small-および初期電流立ち上げ実験が DIII-D および JT-60U で行

bore よりヌル点が内側に形成される新しい立ち上げシナ
６７８

Commentary

Recent Research Activities on Breakdown and Start-up towards Future Superconducting Large Tokamaks

粒子数は変わらないものとする，即ち，

リオにおいて，模擬実験におおよそ成功している．しかしながら，電流分布については実験と計算で異なっており，

5 +%6"+!&#!
5,

周辺部のより正確な輸送モデルの構築が ITER のプラズマ
電流立ち上げを模擬する上で鍵となっている．（梶原T. Maekawa et al.

健）

（１１）

電子へのパワー入力は ECH パワーとオーミックパワー，

５．ECH アシストによるプラズマ着火のモデリング

パワー損失はイオン化パワー，電子からイオンへのパ

近年，ITER，KSTAR，JT-60SA，EAST など，定常運

ワー，制動輻射，放射損失，誤差磁場による損失，ドリフ

転をめざし超伝導コイルを用いたトカマクが開発されてきト損失，閉じ込め損失を仮定する．イオンへのパワー入力ている．超伝導トカマクでは，超伝導ソレノイドコイルでは電子からイオンへのパワー，パワー損失は荷電交換損失，生成される磁束変化量が小さいことや絶縁ブレークのない

閉じ込め損失を仮定する．不純物による放射損失では，不肉厚の真空容器が用いられることなどから，ループ電圧が純物として，酸素と炭素を考える．電子およびイオンの内常伝導トカマクに比べて低く，真空容器壁等の状況によっ部エネルギー密度の時間発展方程式は次式で与えられる．

てはプラズマ着火が行えない可能性がある．この問題を解

5 +'
" $
%6 6&
# %
"$.) !$*.-*4!$(02(8 (&)
5,

決するために，電子サイクロトロン共鳴加熱（ECH）
を用いた予備電離が提案されている．例えば，韓国の超伝導トカ"!$%1(, !$*1$'&!+6'6%
69
9""
（１２）
(&
59""

マク KSTAR は２００８年よりプラズマ実験を開始したが，実

5 +'
" $
% &
# %
!$&3&
!+)'7"(
5, ) 7 (8 (02験開始当初はプラズマ着火のために ECH プラズマによる
予 備 電 離 が 重 要 で あ っ た［２０］．ま た，JT-60U，DIII-D，（１３）

ASDEX-Upgrade などの多くの常伝導トカマクにおいて

ここで，+) は水素イオン密度，$(&) は ECH 吸収パワー，

ECH アシストによるプラズマ着火実験が行われ，オーミッ#（$.) #"，$*.-*4はイオン化$.) はオーミック加熱パワー
8%8）

クのみに比べ，プラズマ着火のためのトロイダル電場の下損失と放射損失の和，$(02は衝突により電子からイオンに限を拡張した［１３，１４，２０］（詳細は第４章参照）．一方，ルー

移るエネルギー損失，$%1(, は制動輻射損失，$*1$' は不純

プ電圧がないヘリカル系装置においては，ECH のみによる物粒子による放射損失，$&3 は重水素原子と重水素イオン

プラズマ生成がルーチン的なプラズマ生成法として確立しの間での電荷交換損失，"
699は誤差磁場による損失割合，ている．物理機構についても実験的に調べられており，基"(はエ
59は$!ドリフトと湾曲ドリフトによる損失割合，"

本波・第２高調波 ECH によるプラズマ着火に関する理解

ネルギー閉じ込め損失割合である．それぞれの項の具体的が進んでいる［２１‐２３］．

な表式については参考文献［３］を参照されたい．プラズマ

低トロイダル電場の条件においてトカマクの様々な実験

着火フェーズでのエネルギー閉じ込め時間を正確に評価す

状況下で常に信頼性あるプラズマ着火を行うためには，実るのは難しく，ここでは定常プラズマでのエネルギー閉じ

験による検証とともに，モデリングによって検討すること!
#
込め時間 #( から "( #"( として評価した．水素イオン密が重要である．その際，プラズマ着火を決定する主たる物

度，電子密度，不純物密度の関 係 は +6#+) "! +*'，)(*理過程が何かを明らかにすることが鍵となる．

+7#+) "! +*%"!*&で与えられる．ここで，+*は不純物イ*""

オン密度，')(*は不純物*は不純物を含めた平均電荷数， *ECH アシストのあるプラズマ着火の時間発展を解析す

イオンと不純物イオンの基底状態との存在比である．

るモデルは，ISX-B トカマクでの予備電離実験を説明する
ため Kulchar によって提案され［２４］，その後，より発展し電気回路方程式は，外部ループ電圧，自己インダクタン

たモデルが Lloyd や Bae によって開発された［３，２５］．本章スによる電圧，プラズマ抵抗による電圧の釣り合いから構では，ITER，KSTAR でのECHアシストによるプラズマ着成される．プラズマ電流の電気回路方程式は火を調べるために用いられた０次元モデルをベースに，

( !"
5"
8%8
8
# +
#8
5,

ECH でアシストされたプラズマ着火の理論解析手法について説明する．

（１４）と書ける．ここで，"8はプラズマ電流，%8はプラズマ抵抗，プラズマが空間的に一様な０次元モデルを考え，粒子輸
送方程式，イオンおよび電子の内部エネルギー密度輸送方#8はプラズマの自己インダクタンス，(+は外部印加電圧で程式，電気回路方程式を用いて，電子密度，イオン温度，電ある．プラズマ抵抗は新古典抵抗率で与えられるものとす

子温度，プラズマ電流の時間発展を調べる．

る．

電子密度は中性粒子のイオン化による粒子生成と粒子閉

この０次元モデルを用いたプラズマ着火時間発展の数値

じ込め損失によって求める．プラズマの粒子密度方程式は解析を JT-60SA のパラメータを用いて行った．図９は入力次式で与えられる．

条件として用いたJT-60SAで想定されるループ電圧時間発+5+6#+!+6&! 6#
5,/

展の例である．印加初期の 0.2 sec 間，ループ電圧 9 V が印
加されており，その後，2 V の準定常状態となる．誘導逆電（１０）圧を考えないとすると，最大トロイダル電場は 0.5 V/m

ここで，+6は電子密度，+!は中性粒子密度，&はイオン化である．このループ電圧下での時間発展結果の例を図１０に反応係数，#
8は粒子閉じ込め時間である．プラズマ中の総示す．時間発展初期の低温プラズマではイオン化反応係数６７９

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.10 October 2011が大きいため，電子密度はプラズマ電流・イオン温度・電子温度に比べて早い立ち上がりを示す．その後，ループ電圧が高い時間帯においてイオン温度，電子温度，プラズマ
電流の速い上昇が見られ，ループ電圧が 2 V に下がる !!
0.2 sec から，ゆっくりとした時間変化へと変わる．電子温度の上昇によるプラズマ抵抗の低下，それに伴うプラズマ
電流の上昇があり，結果として，オーミックパワーの増加へと繋がる正のフィードバックがかかる．これに対し，
ECH パワーが十分にない場合は，電子温度が上がらず，パワーバランスとして損失が上回りプラズマ着火が成功しな
い．
低ループ電圧条件下でプラズマ着火が成功するためには
ECH パワーに閾値が存在する．ECH パワーが閾値以下になった場合にはプラズマ電流・イオン温度・電子温度の立
ち上がりが見られない．この閾値は中性粒子密度に依存しており，中性粒子密度が高くなるにつれ，プラズマ内部エ
ネルギーの増大，放射損失の増大により，必要とされる
ECH パワーが急激に増える．また，プラズマ着火に必要となるECHパワーは不純物密度にも依存しており，不純物密度が高くなるにつれて放射損失が増大するため，プラズマ着火に必要な ECH パワーの閾値は高くなる．このことは，
壁コンディショニング等による中性粒子制御・不純物軽減
が信頼性あるプラズマ着火のために重要であることを示唆している．特に，大気開放後やディスラプション発生後のプラズマショットでは，高パワーでのECHアシストが有効
図１
０ JT-60SA パラメータにおけるプラズマ着火成功時の時間発
展例，（a）
電子密度と中性粒子密度，（b）
プラズマ電流，イ
オン温度，および，電子温度．

に作用することが予想される．
このモデルの妥当性を検証するため，JT-60U におけるECH アシスト実験結果との比較が進められている．ECH
パワーを実験と同程度とした場合，入力パラメータの設定

密度分布，電流分布などの時間発展を考慮に入れた１次元によるものの JT-60U における第２高調波 ECH アシストプ

拡散方程式による解析が進めば，ECH パワーのより定量的

ラズマ着火での実験結果［１４］を比較的よく再現する．ただな評価が可能となるだろう．また，ポロイダル方向の非一し，プラズマの自己インダクタンスの設定等に課題があ様性，磁場ヌル点等の効果も考慮した２次元モデルへの発り，今後モデリングの改良が必要である．

展も考えていかなければならない．ECH パワーの入力条件

０次元モデルは現実の装置でのプラズマ着火を予測するにも課題がある．これまでの解析では，入射した ECH パには十分とはいえず，今後，より発展したモデルを構築し

ワーは初期状態からすべて吸収されるとしているが，実際なければならない．例えば，渦電流の効果の導入，また，プのプラズマ着火初期での低密度・低温プラズマでは ECH

ラズマの径方向の電子温度分布，電子密度分布，中性粒子

パワーの１回吸収率は低く，パワー吸収の時間変化や壁からの多重反射が無視できない要素となる．また，バルク電子での吸収が弱くとも高エネルギー電子の生成がプラズマ生成に寄与するため，原子分子過程や電子の速度分布の変化［２６］も考えていかなければならない．
（長崎百伸，諫山明彦，羽田和慶，井手俊介）

参考文献

図９

［１］ITER Physics Expert Groups, ITER Physics Basis Editors and ITER EDA, Nucl. Fusion 39, 2577 (1999).
［２］Y. Gribov, D. Humphreys, K. Kajiwara, E.A. Lazarus, J.
B. Lister, T. Ozeki, A. Portone, M. Shimada, A.C.C. Sips
and J.C. Wesley, Nucl. Fusion 47, S385 (2007).
［３］B. Lloyd, P.G. Carolan and C.D. Warrick, Plasma Phys.
Control. Fusion 38, 1627 (1996).
［４］http : / / www. naka. jaea. go. jp / ITER / FDR / SummaryFDR.pdf (Summary of the ITER final design report

JT-60SA におけるループ電圧の時間発展例．

６８０

Recent Research Activities on Breakdown and Start-up towards Future Superconducting Large Tokamaks

孝

京大エネルギー科学研究科．現在ECHによるトカマクの初期磁気面形成に興味を持っている．昭和２
５年３月兵庫県佐用の生 まれ．小学校学級文庫以来の魯智深ファン．
平成１
５年には銭塘江の潮信を聞き入寂した杭州六和塔を訪ねる機会を得た．いつかは出家の地である五臺山にいってみた
いと思っている．

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

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!
わら

けん

梶 原

かじ

健

日本原子力研究開発機構，核融合研究開発
部門，加熱工学研究グループ・研究副主
幹．ITER 用ジャイロ ト ロ ン お よ び ラ ン
チャーの研究開発が主なテーマです．これまでに静岡大学，筑波大学，日本原子力研究所（JT-60U），米
国ゼネラルアトミクスと転々としてきました．最近はランニ
ングにはまっています．

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

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!
いさ

やま

あき

ひこ

諫 山 明 彦日本原子力研究開発機構核融合研究開発部門研究主幹．１
９９５
年原研入所以来 JT-60 で電子サイクロトロン放射計測，新古典テアリングモード等の MHD 不安定性研究，高ベータプラ
ズマの定常化研究等に従事．２００
８年１０月からは JT-60SA 用
ジャイロトロンの開発に従事．

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

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

たかし

い

で

しゅん すけ井 手 俊 介１９８９年京都大学大学院理学研究科博士後期課程終了（理学博士）．１
９９０年，原子力機構（当時は原研）に入所．以来，JT‐
６
０U で先進トカマク研究を中心に実験を続けてきた．現在は，JT‐６
０SA の物理検討を主に行っている．国際トカマク物理活動「統合運転シナリオ」トピカル物理グループ議長（間もなく任期終了）．家族は妻一人息子二人と犬一匹，２
年程前に猫一匹追加．最近子どもがあまり相手をしてくれな
くなってきたので，一人で趣味に浸っても良いか思案中．

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!
なが

さき

かず

のぶ

長 崎 百 伸京都大学エネルギー理工学研究所エネル
ギー生成研究部門・教授．京都大学工学研
究科電気系第２専攻博士後期課程修了，工学博士．主な研究テーマは核融合プラズマの生成・閉じ込め・輸送，波動加熱物理・システム開発，特に，ミリ波領域の加熱・電流駆動，計測．通勤に自転車，週末にテニス，水泳，ボウリングなどのスポーツで体力維持に努めている．

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!
は

だ

かず

よし

羽 田 和 慶京都大学大学院エネルギー科学研究科，修士課程２回生．主な研究分野：プラズマの理論解析．現在の研究内容 は『JT‐６０SAにおける予備電離を用いたプラズマ生成に関する１次元解析』です．学部生のときはパワーリフティン
グをして体を鍛えていましたが，最近はあまりトレーニング
場に行っていませんので，少しお腹が気になりだしました．

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

まえ!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

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

かわ

前 川

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T. Maekawa et al.

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Commentary

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