J. Plasma Fusion Res. Vol.85, No.8 (2009)４
８７‐４９８特別寄稿

核融合研究５０年の進展を振り返って
飯 吉 厚 夫，武 藤

敬１），横 山 雅 之１）

１）

中部大学， 核融合科学研究所（原稿受付：２
０
０
９年６月１
５日）

人類の究極のエネルギー源として期待されている制御熱核融合の研究は，１９５８年に公開研究となってから
２００８年で５０年が経過した．当初はすぐにでも実現すると思われたが，すぐに多くの困難に出会うことになった．
多くの研究者の努力により，この難関を乗り越えて制御熱核融合の原理実証に成功したが，これからは商用炉に向けていくつもの高いハードルを越えなければならない．５０年を経過した機会に核融合研究の過去を振り返って
まとめておくことは，これからの進展を見通し，適切な計画を進めるために役立つと思われる．
１９５８年当時，筆者（A.I.）は大学生であった．その頃の学生は，プラズマに関する数少ない教科書，Cowlingの"Magnetohydrodynamics"や，Lyman Spitzer の"Physics of Fully Ionized Gases"を一生懸命に勉強していたことが想起される．核融合研究の５０年は，まさに筆者（A.I.）自身の核融合研究と重なるものであり，こうして振り返ることは感慨無量である．

１．多様なアイデアの競争

まず，直線ピンチ概念から派生したミラー閉じ込め概念

制御熱核融合の研究は，１９５０年頃，米，旧ソ連，英におについて述べる．このような直線閉じ込めにとって端損失

いて当初は秘密裡に行われていたが，１９５５年ジュネーブでは克服すべき課題である．単純ミラー磁場やカスプ磁場を開催された第１回原子力平和利用国際会議において，議長用いて端損失を抑える（plugging）アイデアが試されたが，の H.J. Bhabha（図１）が，２０年後には核融合によって制御

異常輸送による閉じ込め劣化のためにうまくいかなかっされた形でエネルギーを取り出すことができるだろうと予た．この異常輸送の原因は，後に，フルート不安定性によ言した．

るものであることが確認され，その安定化を図るために，

これが契機となり，１９５８年に再びジュネーブで開催され極小磁場（minimum-B）概念の適用が図られた．ヨッフェ

た第２回原子力平和利用会議では，秘密研究が解除とな

バー，ベースボールコイル，インヤンコイルを用いた極小り，米，英，旧ソ連を中心に，それまでの核融合研究が一

磁場配位が提案された．これら概念の模式図を図３に示

斉に公開された．図２に示すように，その会議で報告されす．極小磁場概念による巨視的安定化の実証は，「煉獄のた実験装置としては，Harwell 研究所（英国）のトロイダル
ピ ンチ ZETA，プリ ン ス ト ン プ ラ ズ マ 物 理 研 究 所（米国）の Model‐B3 ステラレータ，オークリッジ国立研究所（米国）の DCX，クルチャトフ研究所（旧ソ連）の OGRA，
リバモア研究所（米国）のASTRONなどの直線ピンチがあり，いずれも，すぐにでも制御熱核融合が実現できる，と考えられていた．現在も研究が進められている概念であるが，すでに５０年前に黎明期の研究が行われていたことは感慨深いものがある．しかし，このように意欲に燃えた研究は，１９６１年にザルツブルグで開催された第１回 IAEA プラ
ズマ・核融合会議の頃には，すでに多くの困難に直面していた．このことは，L.A. Artsimovich の有名な「煉獄の苦し図１み」発言に表れている［１］．
本稿では，多様な核融合研究のアイデアの中から，現在まで進化を続けている方式を中心に，述べてみたい．

H.J.Bhabha 議長（右から２番目）［第１回原子力平和利用
国際会議（Geneva，１
９
５
５）］（出典：核融合科学研究所核融合アーカイブ室 http://www.nifs.ac.jp/archives/２
００
７final.
pdf）
．

２
０
０
８年９月にプラズマ物理国際会議 ICPP２００８（International Congress of Plasma Physics２
００８）が開催され，特別講演「核融合研
究の５０年」が筆者（A.I.）により行われた．本稿はその講演原稿をもとにまとめたものである．参考文献は代表的なもののみの記載にとどめた．
本 文 中 に あ る 出 典「C.M.Braams&P.E.Stott」は Nuclear Fusion ― Half a Century of Magnetic Confinement Fusion Research ―C.M.Braams and P.E.Stott, Institute of Physics Publishing, Bristol and Philadelphia (2002)を指す．

４８７!2009 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.85, No.8 August 2009

図２ （a）
第２回原子力平和利用会議（Geneva,1958）の会場の様子（出典：核融合科学研究所核融合アーカイブ室）と，その会議で研究報告がなされた世界各地の主要な実験装置の写真．（b）
トロイダルピンチ装置 ZETA[Harwell]（出典：C.M.Braams & P.E.Stott），（c）
ステラレータ装置 Model-B3[Princeton]（出典：Reproduced from presentation file by Prof. F.Waelbroeck at 25th JET Anniversary,
Culham (2004)），（d）
ミラー装置 DCX[ORNL]（出典：ORNL review 25(2002)），（e）
ミラー装置 OGRA[Kurchatov]（出典：Reproduced from presentation file by Prof. F.Waelbroeck at 25th JET Anniversary, Culham (2004)），（f）
ミ ラ ー 装 置 ASTRON[Livermore]（出典：LLNL Archives）．

図３

ミラー閉じ込めにおける端損失の克服をめざした種々の磁場 概 念．（a）
単 純 ミ ラ ー（出 典：近 藤 育 朗，栗 原 研 一，
宮健三著「核融合エネルギーのはなし」日刊工業新聞社，
１
９
９
９）
，（b）
カ ス プ，極 小 磁 場 配 位 形 成 の た め の（c）
ヨッフェバー，（d）
ベースボールコイル，（e）
インヤンコイル．
（（b）
〜（e）の出典：C.M. Braams & P.E. Stott）．

図４

MFTF‐B 装置[Livermore]のインヤンコイルの搬入風景．
6 m もの高さを有している．（出典：https://www.llnl.gov/
str/January01/pdfs/01_01.3.pdf）

ムミラー装置 MFTF‐B に用いられるべく完成した，6 m
もの高さを有するインヤンコイルの写真である．しかしな苦しみ」発言に象徴される，ザルツブルグ会議での落ち込

がら，MFTF‐B は実験を行うことなく，１９８６年に計画そのんだムードを吹き飛ばす，大きなブレイクスルーであっものの中止の決定がなされた．財政上の理由と言われていた．リバモア研究所の 2XIIB 装置では，インヤンコイルがるが，当時，トカマク方式での研究が世界各地で進展を見

端部プラグに採用された．その結果，フルート不安定性のせ始めていたことも中止の背景として無視できないであろ抑制に成功し，１９７
５年には，40％ にも至る高ベータプラズ

う．この決定によって，世界のミラー閉じ込め研究は，大マの安定閉じ込めが実証された［２］．

幅に減速してしまう結果になった．今日では，筑波大学の端損失のさらなる克服をめざして，タンデムミラー概念

GAMMA-10 が，最大の実験装置として，研究を続けていが提案された．１９７８年，筑波大学の GAMMA-6 は，世界でる．

初めて，端部での両極性ポテンシャル障壁形成に成功しミラー系核融合装置の利点は端部から出てくる高エネル

た．このような成功を受けての第２世代のミラー装置でギー粒子を用いた直接発電が利用しやすいことである．

は，端部でのポテンシャル障壁形成と軸対称磁場との整合ローソン条件は通常熱効率を 33％ で計算するが，もし 90性を図る研究が展開された．
図４は，リバモア研究所で建設が進められていたタンデ％以上の高効率が可能であれば，条件は大幅に緩和される［３］．磁力線に沿って出てくる粒子を利用した直接発電が４８８

Special Contributed Article

図５

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A. Iiyoshi et al.

FRC 概念に基づく D-3He 核融合炉 ARTEMIS の概念図．FRC 生成部（Formation Chamber），燃焼部（Burning Chamber），直接エ
ネルギー変換器（Direct Energy Convertor）部から構成される．

高効率で実現できれば，ミラーを始めとする直線型の装置
は実現性を高く持つことになる．高いベータ値と先進燃料（D‐３He）を用いた，直接発電を用いた直線型 FRC（Field
Reversed Configulation）核融合炉（ARTEMIS）の炉心概
念設計が１９９０年頃に日本で行われた．ARTEMIS の概念図を図５に示す．FRC 生成部（Formation Chamber），燃焼部（Burning Chamber），直接エネルギー変換器（Direct
Energy Convertor）部から構成され，全長は約 160 m である．ミラー型と似た形状であるが，FRC 炉心と，カスプ磁場による荷電分離と進行波型の直接エネルギー変換器を両側に有しており，それぞれの変換効率が 65％，76％ と高い値が期待できる［４］．
ここで，レーザー核融合研究について若干触れておきた
い．MFTF‐B の計画中止が決定された１９８０年代中頃，制御
熱核融合の実現に向けた新たな手法として，レーザー核融合研究が公開された．日本では，激光シリーズの数々の実験装置を用いた研究が進展し，
１９９１年には，1000 g/cc という超高密度爆縮に成功した．点火条件に向けて超高密度爆
縮プラズマをさらに加熱する手法として，高速点火概念が
図６

大阪大学より提唱され，２００２年にペタワットレーザーによる加熱を実証した．この成果に基づいて，高速点火実証計
画（Fast Ignition Realization Experiment）が スタ ー ト しレーザー核融合研究の進展（横軸はイオン温度，縦軸は核融合 積［イ オ ン 密 度 と エ ネ ル ギ ー 閉 じ 込 め 時 間 の 積］）
（大阪大学三間圀興名誉教授提供）．

２．トカマクの進展

た．第一段階の FIREX‐I では，核融合点火温度への加熱の実現，さらには，第二段階である FIREX‐II では，核融合点

第２回原子力平和利用会議で報告されたトロイダルピン

火・燃焼の実現と高エネルギー利得の実現を図る計画であチ ZETA（図２（b））は，Zero Energy Thermonuclear As-

る．米国では，リバモアの NOVA における高密度爆縮，ロ

sembly（入力パワー＝出力パワー）の名が示すように，制チェスター大学のOMEGAにおける高中性子利得が実現さ

御熱核融合によるエネルギー発生を実証するという野心的れている．さらに，米国では，国防省の予算によって NIF

な研究計画であった．しかしながら，キンク不安定性によを建設中，フランスでは LMJ が建設中であり，それぞれ，る閉じ込め劣化に悩まされ，その実証は叶わなかった．こ

自己点火実証をめざすなど，自己点火領域での研究段階への問題を克服するために，タム，サハロフ両博士（旧ソ連）と入りつつある．これら，レーザー核融合研究の進展を，は，トロイダル磁場を強くしてキンク不安定性を抑える概図６に示す．

念を提案し，それによって，Kruskal‐Shafranov 限界まで閉じ込め性能を向上させることに成功した．トカマク研究

以下では，限られた紙面の中で，トカマク方式，ヘリカの黎明である．

ル方式研究の進展を，特筆すべき成果に触れながら振り返

１９６０年代には，クルチャトフ研究所において T シリーズ

りたい．

のトカマク実験が進められ，世界の核融合研究に大きなイ
４８９

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.85, No.8 August 2009

ンパクトを与えた．特筆すべきは，１９６８年に T‐3 トカマクでの体積平均ベータ約 11％，!!〜3.5-5 達成）［８］），計測技（図７（a））で，1 keV の電子温度，ボーム閉じ込めをはるか

術の進歩，ダイバータ研究の進展などにより，閉じ込めスに超える（約５０倍）良好なエネルギー閉じ込め時間を達成

ケーリング研究も大幅に進展し，後の大型トカマク装置設した（図７（b））ことであろう［５］．カラム研究所の研究者

計にも大いに活用された．

がクルチャトフを訪れ，カラムから持ち込んだトムソン散１９８２年の ASDEX における H モードの発見は，核融合研

乱計測装置で 1 keV の電子温度を追試，実証したことは有究に大きな希望とインパクトをもたらした［９］．ダイバー

名である［６］．この出来事は，核融合研究における国際協力

タプラズマにおける強力 NBI 加熱（＞2 MW）によって，エの端緒とも言える．

ネルギー閉じ込 め 時 間 が 倍 増 す る 現 象 が 発 見 さ れ た．

T-3 トカマクでは，プラズマ電流は 100 kA オーダであっ（図９（a））．周辺部の密度勾配も急峻化（図９（b））し，周たが，１９７０‐１９８０年代の PLT，D‐III，ASDEX，JFT といっ

辺部での粒子・熱の損失の突然の減少を理解する観点かたトカマクでは，MA クラスのプラズマ実験が展開され

ら，リサイクリング効果に注目が集まった．H モードの発

た．NBI や RF 技術の進展に伴う加熱パワーの増強による見は，ダイバータ，周辺プラズマに関する精力的研究を促

プラズマ温度の進展（図８（a）：PLTでのイオン温度5 keV

すとともに，分布制御研究の端緒ともなった．また，プラ達成）［７］），高ベー タ プ ラ ズ マ の 実 現（図８（b）：DIII-D

ズマ表面付近の電場の分岐性に基づいた新たな理論も提唱

図７ （a）
T-3 装 置 写 真（Reproduced from presentation file by Prof. F.Waelbroeck at 25th JET Anniversary, Culham (2004)），（b）
T-3
における，ボーム閉じ込めをはるかに超える良好なエネルギー閉じ込めの実現を示した図．横軸はプラズマ温度（eV），縦軸は，ボーム閉じ込め時間（"［５］．
B）で規格化したエネルギー閉じ込め時間（"E）を表している

図８ （a）
PLT 装置における 5 keV のイオン温度を達成したプラズマのイオン温度，電子温度分布［７］．（b）DIII‐D 装置における高ベータ実
現［８］．!N は，ベータ値 !T を，I/aB［I ：プラズマ電流，a：プラズマ小半径，B ：磁場強度］で規格化した際の比例係数を表しており，規格化ベータ，あるいはトロヨン係数と呼ばれる．

４９０

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図９ （a）
L モードから H モードへのエネルギー閉じ込め時間の改善を示す図．L モードから H モードへの遷移で，エネルギー閉じ込め時間が約２倍に増加している［９］．（b）L モードと H モード時の周辺部密度勾配．H モードへの遷移で，周辺部の密度勾配の急峻化が起こっている．（M.E. Manso, Plasma Phys. Control. Fusion 35, B141 (1993).）．

され，電場を活用した閉じ込め改善研究の潮流の原点とマ加熱も確認された．
（図１２で !(1/+-,〜70% !*'&0+,)と書かなっている．

れたデータでは，アルファ粒子による加熱が加熱パワー全JT‐60U においても，輸送障壁など特徴的な圧力分布を

体の 70％ に達している［１０］．）

有する，反転磁気シアモード，高 ".モードなど種々の改善

１９５５年の第１回原子力平和利用会議で Bhabha 氏が予測閉じ込めモード研究が精力的に行われ，閉じ込め性能の大した「２０年後」と比べると，約２倍の年月を要したが，人きな進展がもたらされた（図１０）．

類が制御熱核融合エネルギーを手にした大きな成果であ

このような，小型，中型トカマクにおける研究進展に基る．

づいて，数 MA クラスのプラズマ実験を行う大型トカマ

また，核融合三重積の進展を図１２に示す．横軸は中心イ

ク，JET，TFTR，JT‐60 が競争的に建設された．これら大オン温度，縦軸は核融合三重積である．T-3 での 1 keV 達成

型トカマクは，制御熱核融合条件に至るプラズマ研究をめから，ここ４
０年で，三重積はおよそ４桁も向上している．

ざした設計がなされた．

少し大きな丸印で示したJET，TFTRのデータは，DT実験

これら大型トカマクにおける最も特筆すべき出来事は，

での値，JT‐60U のデータは，DD 実験からの DT 換算値でDT 実験による制御熱核融合エネルギーの実証であろう．

ある．DT 換算ではあるが，"$%〜1.25 を達成している．

図１１に示すように，１９９１年の JET での DT 実験を皮切り

世界各地の，異なったサイズ，形状，磁場強度などを有に，１９９４年 に TFTR で 10 MW，さ ら に，
１９９７年 に JET でする数多くのトカマクにおける実験データに基づいて，ス

16.1 MW（"!!
!
#"）という核融合エネルギーの実証に成ケーリング則を導き，種々のパラメータへの依存性を把功した［１０］．１９９７年の JET での DT 実験では，エネルギー
バランス解析から，核融合生成アルファ粒子によるプラズ

図１
０ JT-60Uにおける種々の改善閉じ込めモード研究の進展．電流，圧力分布の制御手法の進展により，反転磁気シアモー
ド，高 "p モード，さらに，周辺部に輸送障壁が形成（Hモード）された複合的改善閉じ込めモードも実現されている．（日本原子力研究開発機構牛草健吉核融合研究開発調整グループリーダー提供）．

図１
１ 大型トカマクにおける DT 実験の推移．JET における１９９７年の実験では 16.1 MW（Q = 0.65），定常化を図った条件では，およそ 4s にわたって，約 4 MW（Q ~0.2）を実現して
いる［１
０］
．

４９１

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図１
３ 数々のトカマク装置におけるエネルギー閉じ込め時間から導出された，エネルギー閉じ込め時間のスケーリング則（図中の直線）と，それに基づく ITER でのエネルギー閉じ込め時間の予測
EIPB98(y,2)=0.0562HHI0.93
値．ここで示されたスケーリング則 "p0.41 −0.69 1.97 0.19 0.78 0.58
!
B0.15
n
P
R
M
κ
は，IPB９８(y,2)スケーリ
Teングと呼ばれ，I（p プラズマ電流），BT（トロイダル磁場），P（加熱パワー），M（イオン質量比），κ（楕円度），!
（逆ア
スペクト比）への依存性が示されている．
このスケーリングからの改善度が，閉じ込め改善度 HH として評価されている．ITER‐FEAT とあるのが，現在の ITERの設計点である（http://www.iter.org）．

図１
２ トカマク研究における核融合三重積の進展．横軸は中心部の イ オ ン 温 度，縦 軸 は，核 融 合 三 重 積（イ オ ン 密 度［1020 m−3]，エネルギー閉じ込め時間 "[s]，イオン温度 Ti[keV]の積）を表している．
（Reproduced from Prof. P.H. Rebut’s presentation at 25th
JET Anniversary, Culham (2004)）

好な閉じ込めの実証がなされて［１１］から，MAST（英国），
握，予測性能を高めた装置設計を可能とする研究も，国際NSTX（米国）での MA クラスのプラズマ電流実現，より協力によって大きな進展を見せている．H モードへの遷移

高温領域での核融合炉設計に必要なデータベースの蓄積なに必要な加熱パワーの閾値に関するスケーリング則，エネ

どの進展をもって世界各地で展開されている．さらに，九ルギー閉じ込め時間のスケーリング則（図１３）などである．

州大学の QUEST 装置（図１４（b））が，２００８年６月にファー

様々なトカマクからのデータを集積し，その回帰的解析にストプラズマ点火に成功した．TRIAM での長時間放電の基づいて，スケーリング則を導き出している．これらのス実績を活用した，ST プラズマの長時間閉じ込め，プラズマ

ケーリング研究は，ITER における H モードへの遷移に必−壁相互作用の研究など，ユニークな研究が展開されるこ

要な加熱パワー評価，予測されるエネルギー閉じ込め時間とが期待される．

の評価など，設計活動に役立てられている．図１３に示されトカマク方式研究の進展に関するまとめに代えて，図１５ているように，ITER（ITER‐FEAT）においては，3.7 sに，トカマクの系譜を示す．プラズマサイズ，断面形状の概略が示されている．主な特徴として， 白抜き

程度のエネルギー閉じ込め時間が予測される．

はダイ

ITER 計画は，１９８５年の米ソ首脳会談（レーガン・ゴル

バータを備 え た 装 置， 水 玉 模 様 は DT 実 験（JET とバチョフ会談）がその発端である．当初EU，日本，旧ソ連，

TFTR）， 縦 じ ま は 非 円 形（strongly shaped）断 面，

米国の４極（米国は１９９９年にいったん脱退したが，その後濃い塗りつぶし２００
３年に復帰）によって概念設計・工学設計活動が展開さ示している．また， 装置名に下線を付したもの

は高磁場強度の装置， 横線 は ST をれていたが，現在では，中国，EU，インド，日本，韓国，ロ

導装置である．EAST（中国），KSTAR（韓国）の実験開

シア，米国（アルファベット順）の７極が参加し，参加極始，SST１（インド）の建設［いずれも超伝導装置］など，

総人口は世界人口の半数以上に及ぶというまさに世界的プ

アジア地域における研究の興隆も大いに期待されるところ

ロジェクトになっている．コスト超過の懸念から，装置サ

である．

は超伝

イズの再評価（ダウンサイズ：ITER‐FEAT）が行われ，

旧ソ連で発明されたトカマクが，T‐3 トカマクの成功以!!" の実証という当初目標も，!!"!（ただし，!!"来，核融合研究の主流として発展し，これまで各国で最もの可能性も含む）となっている．フランス・カダラッシュ

多くの人材と予算を投入して研究が進められ，ITER 計画

で装置建設が進められている状況である．

につながっている．

また，高ベータプラズマの物理研究を志向したスフェリ

３．ヘリカルの進展

カルトカマク（ST）研究も１９８０年代の概念提唱から，１９９０
年代の START（図１４（a））での約 40％ のベータ値実証と良L.Spitzer のアイデアであるステラレータは，１
９５８年に
４９２

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図１
４ （a）
START 装置のプラズマ（出典：http://www.fusion.org.uk）．世界で初めての高温 ST プラズマを実現し，４０％のベータ値実証も行った．（b）
TRIAM‐QUEST 装置．２００
８年６月にファーストプラズマの点火に成功し，ST の長時間閉じ込め等の研究が進められている．（九州大学 佐藤浩之助名誉教授提供）

Model B-3 ステラレータがジュネーブで発表される（図１

いて，Model C ステラレータが建設され，１９６１年に実験が参照）までに，すでにプリンストンでいくつかの実験装置開始された．ZETA と同様に，C ステラレータも，制御熱が建設，実験が進められていた．これらの研究進展に基づ

核融合反応の実証を目的としていた．
C ステラレータの装置写真と概観図を図１６に示す．回転変換生成のための !!!と，磁気シア生成のための !!"のヘリカル巻線が，レーストラック型の放電管の U ベント
部２カ所に巻かれていた．それぞれ，平衡，安定性の保持を意図している．磁場強度は 30 kG（3 T），ICRH アンテ
ナ，また，不純物制御のためのダイバータ（世界初）も設置され，動力炉をもめざした当時の研究者の意気込みを感じさせる．
筆者（A.I.）自身，１９６５年からの２年間，C ステラレータ
実験に参加することができた．ICRF実験に参加し，イオン
温度 3 keV，10％ の重水素・90％ の水素から成るプラズマの ICRF 加熱実験で，25 keV の少数イオン加熱にも成功した．
しかしながら，C ステラレータにおけるプラズマ閉じ込

図１
５ トカマク方式研究の系譜．（出典：K.Lackner 氏の２００
２年
Snowmass 会議での発表資料に基づいて改訂・追記，［謝辞：K.Lackner 氏，F.Wagner 氏（Max‐Planck Institut für
Plasmaphysik，Germany）．
）

めは，図１７に示されているように，プラズマ温度の上昇とともに閉じ込め時間が反比例的に減少するボーム拡散に悩

図１
６ （a）
C ステラレータの装置写真（出典：http://www.bryndan.com/pppl/pppl‐small.pdf）と（b）
装置概観図（出典：C.M.Braams &P.E.Stott）．装置直線部に ICRH アンテナ，ダイバータが設置されている．

４９３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.85, No.8 August 2009

まされた［１２］．ボーム拡散のままでは，現実的な装置サイ
ズでの自己点火は不可能であり，研究者たちは落胆した．
その原因は長い間不明のままであった．１９７１年，Hosea らによって電子ビームを用いた磁気面マッピングが初めて行われるに至って，多くの磁気島の存在によって理想的な入れ子状磁気面が形成されていないことが示された［１３］．この磁気面計測結果によって，ボーム拡散が，誤差磁場（給電部の電流フィード，U ベント上のヘリカル巻線と直線部との接続の不完全さ（図１６（b）にあるように，ヘリカル巻
線が，直線部手前で巻き戻されている）などが原因と考えられる）によるものであるとの理解に至った．
しかし，不幸にも，この磁気面計測が行われた時には，
すでに，C ステラレータをトカマク（名称 ST）に改造することが決定されていた．筆者（A.I.）は，C ステラレータの実験終了直前に帰国したが，ヘリカル方式核融合研究において，精度の高い入れ子状の磁気面を形成することがきわめて重要であるとの思いを抱いての帰国であった．
図１
７ C ステラレータの種々の放電におけるエネルギー閉じ込め
時間．閉じ込め時間 !が，電子温度 Te に反比例している様子が示されている［１２］．

ここで，ヘリカル系装置における磁気面マッピングの例を示す．図１８（a）は，C ステラレータ，図１８（b）は LHD
における結果である．ヘリオトロン E，Wendelstein 7-ASなど，その後のヘリカル系装置においては，精度の高い入の字型）ステラレータ，ヘリアック（TJ-II［スペイン］，

れ子状磁気面 が 形 成 さ れ て い る．特に，LHD に おいて

H-1［オーストラリア］，東北大学ヘリアック），ヘリアス

は，ヘリカルコイル大半径 3.9 mという大きさに対して，ヘ（Wendelstein 7-AS［ドイツ］），準対称（HSX［米国］：準リカル巻線の許容誤差として 2 mm というきわめて厳しい

ヘリカル対称，NCSX［米国］：準軸対称，２００８年５月に装条件を課し，その実現によって，入れ子状磁気面を確保し置建設途上で計画中止），準等磁場概念（Wendelstein７‐Xている．C ステラレータでの教訓が，後のヘリカル方式核［ドイツ］）など立体磁気軸系の研究に進展してきている．

融合研究に活用されていることを示している．

中でも，Wendelstein７‐ASはステラレータ概念のkeVクラ

図１９に，ヘリカル方式核融合研究の発展を，種々の概念，

スの原理実証装置として多くの成果を挙げた．その発展と実験装置に触れながら示している．ヘリカル方式核融合研

して，超伝導モジュラーコイルを用いた Wendelstein 7-X

究は，閉じ込め磁場を外部コイルによって形成しているたが，マックスプランクプラズマ物理研究所で建設中であめ，定常性の高い概念として，研究の黎明期から認識されり，ステラレータの定常性能実証をめざした実験の開始をていた．

２０１４年に予定している．

ヘリカル研究は，ステラレータ概念とヘリオトロン概念

ヘリオトロン概念は日本独自のアイデアとして，１９５８とに大別できるであろう．

年，宇尾光治教授によって京都大学で発案された．１９７０年

ステラレータ概念の研究動向は，その後の Figure 8（８ごろから筆者（A.I.）らが参画したヘリオトロン D 装置，ま

図１
８ （a）
C ステラレータ［１３］，（b）LHD における磁気面マッピングの結果（O. Motojima et al., Nucl. Fusion 40, 599 (2000)）．磁力線追跡計算の結果が（b）の左図に示されている．

４９４

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図１
９ ヘリカル方式核融合研究を構成する，ステラレータ系とヘリオトロン系の発展を示す系統図．宇尾の提案による，巻き戻しのない２
條の連続巻線によるヘリオトロン配位は，LHD へと発展し，一方，L.Spitzer の提案によるステラレータ磁場は，ヘリアック系，ヘリアス系など多様な配位へ進展した．

図２
０ （a）
ヘリオトロン E 装置において，無電流 ECH プラズマの閉じ込め実証［１４］，（b）
自然に備わった磁力線構造を活用したダイバータ
配位［１５］によるプラズマ・壁相互作用研究が展開された．オーミック加熱に頼っていたプラズマ実験から，トロイダル電流のない
良好なプラズマ閉じ込めへの転換は，その後のヘリオトロン研究に新しい展開を与えた．

た，１９８０年代の keV クラスの原理実証装置ヘリオトロン E

カル方式の進展につながっている．図２０（b）は，ヘリオトを経て，現在の LHD 研究へと発展してきている．ヘリオト

ロン配位で自然に備わっている磁力線構造を活用したダイ

ロンにおいては，２重らせん形状のシンプルな連続巻きのバータ形状を示している．ダイバータ研究，プラズマ・壁

ヘリカルコイル系を採用しており，ヘリアス配位のような相互作用の研究なども精力的に行われた［１５］．

モジュラーコイルと対照的である．

ヘリオトロン E 装置での実験に基づき，炉心プラズマに

ヘリオトロン E では，図２０（a）に示したように，１９８２年に外挿しうるパラメータ領域でのヘリオトロン概念の定常閉

keV ク ラ ス の 無 電 流 ECH プ ラ ズ マ の 生 成 に 成 功 し た

じ込め実証を目指した大型ヘリカル装置（LHD）計画がス［１４］．当時のトーラス装置ではオーミック加熱が主流で，タートし，１９８９年に大学共同利用機関として文部省核融合

他の加熱法は補助加熱と呼ばれていたが，加熱電流がない

科学研究所が創設された．その主装置として，LHD の建設状態での良好な閉じ込めを実証したことが，その後のヘリが始まった．
４９５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.85, No.8 August 2009

LHD ではヘリカル装置本来の利点である定常プラズマ

は，すべての関係者にとって挑戦的なものであったが，その実証をめざして，超伝導コイルの採用が決定された．プ

れを成功裡に進め，今日の研究進展を実現させたことは，

ラズマへのアクセシビリティや製作期間などの観点で無難

誇るべきことであると思う．図２２に LHD 装置の外観と真な常伝導にするか，あるいは，挑戦的な研究開発が必要で空容器内部の写真を示す．

はあるがヘリカル系の特長を発揮させることが可能となる

LHD では良好な閉じ込め性能と MHD 安定性を高ベータ超伝導にするかの議論が沸騰した．超伝導コイルを採用す（5％）まで確保することの両立性が設計の課題であった．

るという決断は，LHD 実験で大きな役割を果たすこととトーラス性に加えてヘリカルリップルが存在することによなった．

る新古典拡散，MHD 平衡・安定性，および，ダイバータ配超伝導ヘリカルコイルの製作途中の様子を図２１に示す．

位の成立が，設計の主要課題であったが，これらの整合性

日本の科学技術の粋を集め，９年の歳月をかけて建設されは，コイル最適化，磁場配位の最適化によって解決された．

た LHD は，当初計画どおりに，１
９９７年度（１９９８年３月３１

ヘリオトロン配位は磁場配位のフレキシビリティが高く，日）にファーストプラズマ生成に成功し，実験をスタート

磁気軸位置の変化等による輸送の制御と MHD 平衡・安定させた．世界最大のヘリカル実験装置である LHD の建設性の制御がうまく機能している．
図２３にヘリカル系におけるエネルギー閉じ込め時間のス
ケーリング則が示されている．図には LHD のデータ以外に，ヘリオトロン E，ATF，CHS など，他の中型ヘリカル
装置と，大型トカマク装置の L モードおよび H モードのデータが示されている．LHD および W７‐AS のデータがトカマクの H モードとほぼ同等であることがわかる［１６］．
図２４には，ヘリカル系装置における達成ベータ値の進展が示されている．LHD によって，体積平均ベータ値が急速に進展し，5％ を超える領域に到達している様子がわかる．
LHD における最近の大きな成果の一つに，超高密度プラ
ズ マ の 実 現 が あ る．図２５は，ト カ マ ク（Alcator C，
DIII，PBX）における達成密度 が，Greenwald 密度限界
［１７］（κ!
""!：κは縦長非円形度，!
"はプラズマ電流）に"!
よって制限されていることを示している．この図に，LHD

図２
１ 大型ヘリカル装置（LHD）の超伝導ヘリカルコイル建設風
景．大型ヘリカル装置の建設には超伝導コイルの R&D 開始（１９８９年）から装置本体完成（１９９７年）まで，９年の期間を要した．

における達成密度をプロットすると，プラズマ電流により生成される安全係数の代替として回転変換を等価的に用い

図２
２ LHD の全景と真空容器内部の写真．超伝導コイルのための断熱真空容器の外径は 13.5 m で，周辺に加熱装置，計測装置，ダイバー
タ装置，真空排気装置が配置されている．広角撮影による真空容器内部の写真（右下）には，２本のヘリカルコイルとダイバータタ
イルを見ることができる．

４９６

Special Contributed Article

Recollections on the Progress in Fusion Research over the Past Fifty Years

A. Iiyoshi et al.

図２
５ トカマク（Alcator C，
DIII，
PBX）
における達 成 密 度 と Greenwald 密度限界．LHD は，等価な Greenwald 密度限界を大きく超えた密度領域のプラズマ生成に成功していることが示されている［１８］．トカマクのデータは，M. Greenwald,
Plasma Phys. Control. Fusion 44, R27 (2002)から引用されている．
図２
３ 各種ヘリカル系装置におけるエネルギー閉じ込め時間ス
ケーリング（ISS95）と，トカマクの L，H モードにおける閉
じ込め時間との比較［１６］：ISS95 スケーリングが，トカマ
クの H モードとほぼ同等であることが示されている．ISS
95 スケーリングに用いる回転変換の値は，!=2/3 の値であり，トカマクのデータをプロットする際には，!=2/3 の安全係数の値を用いている．

nal Diffusion Barrier）を伴う超高密度コア（Super Dense
Core）［IDB/SDC］
プラズマを活用した高密度ヘリカル炉心
プラズマシナリオの検討も着手されている．
ヘリカル系における各種改善閉じ込めにおける電場の役
割に関する知見についても，各種実験装置における計測手
法・計測装置の進展，ならびに，理論・シミュレーション
研究の進展が相まって，トカマクを包含したトーラスプラ
ズマにおける学術的体系化が進んでいることに触れておきたい［１９］．

４．終わりに本稿では，トカマク，ヘリカル方式等の磁場核融合研究を中心に，核融合研究５０年を振り返った．最後に，今後の核融合研究への期待について述べて結びに代えたい．
ITER は，２０１８年の完成を目標に現在製作設計に入っている．ITER の最大の目的である !!"!の DT 燃焼は実証されるであろうが，それをより確実にするためには，現在ある JET，JT‐６０U，（さらに）JT‐60SA などにより，長時間の制御を含むプラズマ性能を向上させる新発見を追究する必要があるだろう．トカマクにより，さらに商用炉に進
図２４ ヘリカル系装置における達成ベータ値の進展（出典：核融合科学研究所パンフレット：NIFS2009-2010‐太陽エネル
ギーを地上に‐）．LHD 実験の進展によるベータ値の急速な上昇，5％ を超える領域への到達が示されている．

むには電流ディスラプション回避への対策，電流駆動が必

たGreenwald限界を大きく超えていることがわかる［１８］．

る．ヘリカル系が本来持つ定常運転の容易性という核融合

最近の実験では，1021 m−3 を超える超高密度も達成されて炉へ向けた優位性の実証とともに，高ベータ化と良好な閉いる．W7-AS においても，等価な Greenwald 限界を大きくじ込め性能の両立が示されている．超高密度プラズマの定

超えた密度が達成されており，ディスラプションのないヘ

常化研究などは，定常核融合炉への新しい道筋を明らかに

リカル方式の特長を活用して，高密度プラズマ生成が可能

するものであり，今後の成果が期待される．

要であれば駆動装置の効率と信頼性の向上等が重要な課題として残されている．
ヘリカル方式に関しては，LHD は年々性能を上げていであることが示されている．このような超高密度プラズマ

ミラー方式については，端損失を抑制することに最大限

は，連続ペレット入射によって実現され，密度分布に障壁の努力が行われてきたが，逆にその端損失を利用して，が形成されていることが特徴である．内部拡散障壁（Inter-

D‐3He や p‐11B など中性子の出ない核融合反応を用いる直４９７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.85, No.8 August 2009［５］L.A. Artsimovich et al., Proc. Plasma Phys. Control. Nucl.
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Conference Proc. 1095, (Edited by S.‐I.Itoh et al.), (2009)178.
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接発電炉の可能性は残されている．
慣性核融合は，最近になって高速点火概念も実証され，
FIREX‐I，NIF，LMJ の実験開始も間近で，燃焼実験は磁場核融合よりも早く実施されると期待される．実用化に向けては，ドライバーの効率向上，高繰り返し運転をめざした研究を行う必要がある．
この５０年間の核融合研究の発展は，すべての関係者の英
知と努力の結晶である．この場を借りて，心からの敬意を表したい．
核融合研究の進展をより確実にするには，いくつかの方式の競争が必要である．５０年前の核融合研究の草創期のよ
うに，若い優れた人材の輩出と参加により，多くの新しい
発想が生まれ，既存の方式を超えた，より魅力のある核融合炉へのいくつかの道が開かれることを期待したい．

参考文献［１］L.A. Artsimovich, Nucl. Fusion, Suppl. Part I, p.9 (English
Trans. p.15) (1962).
［２］F.H. Coensgen et al., Phys. Rev. Lett. 35, 1501 (1975).
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７
２）．
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