J. Plasma Fusion Res. Vol.87, No.3 (2011)２
３０‐２４３

プロジェクトレビュー

大型ヘリカル装置計画から
山田弘司
自然科学研究機構 核融合科学研究所 ヘリカル研究部（原稿受付：２
０
１
１年１月２
５日）

大型ヘリカル装置（LHD）実験の最近の成果を中心に紹介するとともに，原点からの経緯を振り返り，将来の展望について述べる．また，共同研究を骨子とした実験体制と国際的・学際的連携についても触れる．LHD
実験では本体・加熱などのハードウェアの整備とプラズマ物理学上の発見が相乗的に研究を加速している．プラズマ性能を向上させる内部拡散障壁，高イオン温度をもたらす改善モードなどの発見，非局所輸送，共鳴摂動磁場への多様なプラズマの応答などに新しい知見が開かれてきている．精密な計測機器の整備によって，これらの物理現象間の相関関係から因果関係の同定を緻密に詰め，理解の体系化を図っている．LHD は平成１０（１９９８）年より超伝導コイルの冷却運転を根拠とした数か月の実験サイクルを平成２２年（２０１０年）度までに１４回実施し，１０万
ショット以上のプラズマ放電を共同研究に供してきた．今後も LHD ではトロイダル電流を必要としない定常ヘ
リカルプラズマの特長を活かし，核融合エネルギーの実現に資するトロイダルプラズマの総合的理解に向け，成熟度を高めていく計画である．
Keywords:
Large Helical Device (LHD), steady-state discharge, high-beta, high-density, divertor, confinement improvement

１．はじめにズマに外挿し得る輸送の研究を広範に行う．

大型ヘリカル装置（LHD）計画の目的は，平成元（１９８９）（２）炉心プラズマに必要な平均ベータ値５％以上の高い

年の核融合科学研究所設置構想に定義されているとおり，

ベータプラズマを実現し，関連する物理を調べる．

新しいプラズマ領域の研究を世界に先駆けて行うこと，環（３）ダイバータを設置して，無電流プラズマの長パルス

状磁場閉じ込めプラズマの総合的理解に寄与すること，そ実験を行い，定常運転に必要な基礎資料を得る．

して，広く共同利用に供することである．平成１０
（１
９９８）年

（４）高エネルギー粒子のヘリカル磁場中での振る舞いを

３月３１日のファーストプラズマ以来，今日まで数か月間の研究し，炉心プラズマでの粒子を対象としたシミュ実験キャンペーンを１４回行い，１０万ショット以上のプラズ

レーション実験を行う．

マ放電実験を通じて，この目的に沿った研究を進めてき（５）トカマクとの相補的研究を行い，トロイダルプラズ

た．これらの目的は，１３年間の LHD における研究進展と世マの総合的理解を深める．

界的な核融合研究の流れから，今日的意義を高め，輪郭がより明確になりつつある．すなわち，定常型原型炉に向け

現在，これらの基本課題を達成するための目標とされるた研究の収斂を学術的なアプローチから加速する一方，関プラズマ性能で言えば，概ね６―７合目に来ている．表１にわる分野において知の循環を発展させるための研究ネット

代表的な達成値をまとめる．これまでの研究成果について

ワークの中核としての機能強化を図ることである．

は，国立大学法人評価委員会による評価での「イオン温度，

本稿で は，プ ラ ズ マ・核 融 合 学 会 誌 に お い て 平 成１
８密度，放電時間など核融合炉実現のために重要な諸パラ（２００６）年に掲載されたプロジェクトレビュー「大型ヘリカル

メータの顕著な改善が得られ，核融合エネルギー開発を先

装置の最近の成果」［１］以降の進展を振り返り，アップグ
レードとも呼べる新しい研究段階への展望について述べ

表１

る．ごく最近の成果については，学術誌への投稿準備中で主だったプラズマ性能の達成値（同時達成ではなく個別達成）．

緒元
中心イオン温度
中心電子温度
中心電子密度
体積平均ベータあるものが多く，さわりの紹介になることをご容赦願いたい．
LHD の目的が叶うよう設定された重点課題は常に研究の方向性を照らすために基本となるものであり，本稿のはじめにあたって再確認しておきたい．

定常運転（１）高温・高密度・長時間プラズマを発生し，炉心プラ
Large Helical Device Project
YAMADA Hiroshi

達成値
5.6 keV
20 keV
1.2×1021 m−3
5.1%
１
３分２
０秒
３
１分４
５秒
５
４分２
８秒

備考
電子密度 1.6×1019 m−3電子密度 2.0×1018 m−3電子温度 0.25 keV
磁場強度 0.425 T
加熱電力 1 MW
加熱電力 0.7 MW
加熱電力 0.5 MW

author’s e-mail: hyamada@lhd.nifs.ac.jp

２３０!2011 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchProject Review

Large Helical Device Project

H. Yamada

導する学術の発展に貢献する成果を上げている」との評価

LHD 実験会議は研究計画の策定と遂行の本部として，まを受けて，平成２２（２０１０）年からの法人第 II 期中期計画ではず長期的なビジョンのもとに，中期計画に照らして，年度「大型ヘリカル実験装置（LHD）の性能を最大限に発揮さ単位での目標を定める．これによりその年度の実験サイク

せ，ヘリカル方式の物理および工学の体系化と環状プラズ

ルにおける実験課題の優先度を明確にし，実験グループメ

マの総合的理解に向け共同研究を活用し，学術研究を行ンバーに周知している．平成２２年（２０１０年）度（第１４サイク

う．このため，プラズマ制御，加熱および計測機器の整備

ル）は，（１）高イオン温度領域の拡大と関連する輸送物理，を進め，核融合炉を見通すことができる高性能プラズマを（２）改造ダイバータによる中性ガス圧縮の実証と詳細な実現する」こととしている．

データ集積，（３）改良 ICRF ア ン テ ナ の 特 性 評 価，と し次章以降に，まず，最初に共同研究を骨子とした現研究

た．同時に，研究を評価し，高度化を図るためのイニシア体制の紹介を行い，その後に最近の成果について，プラズ

チブとして，（１）プラズマ性能の拡大，（２）新たな発見（発マ性能の拡大，新しい発見，体系的な理解へ向けた法則化

見は計画できないが，これを見過ごさない緻密な計画との試みの観点から述べる．さらに，国際的・学際的な連携なっていること），（３）現象の法則化（相関関係から因果関を紹介し，今後の展望を述べる．

係の同定へ），これらを支える（４）計測および理論モデルの精度の向上，を掲げている．

情報公開として，実験日一日一日の予定表と結果の速報をまとめた実験日誌や，詳細な週間レポート［２］，実験情報

これらの前提に立ち，各実験研究テーマを共通する課題

を ま と め た LHD Experiment Technical Guide［３］などをで分類するテーマグループ制によって実験を遂行していWeb 上で公開している．これらを入口に LHD に関心を寄る．このテーマグループは２サイクル毎（２年毎）に見直せていただければ幸甚である．また，核融合科学研究所２０

しをしている．平成２２―２３年（２０１０―２０１１年）度は①高密度

周年を機会として，平成２２（２０１０）年に LHD のすべての成プラズマとダイバータによる閉じ込め改善，②高ベータ領果を網羅する特集号を Fusion Science Technology 誌から域の拡大，③高温定常プラズマ保持，④高温度領域の拡大，

発刊いただいた［４］．６００頁に及ぶ大部であるが，本稿と合⑤コアプラズマの熱・粒子輸送，⑥周辺プラズマ物理とプ

わせて，ご参照いただければなおのこと幸いである．

ラズマ・壁相互作用，⑦ MHD 平衡と安定性，⑧高エネル
ギー粒子の物理，⑨波動加熱物理，⑩ LHD を用いた原子・

２．研究体制分子過程研究，⑪装置工学実験の１
１テーマとなっており，

LHD 実験計画の運営は，核融合科学研究所の LHD 実験

これらは公募における研究課題と一致させている．

の責任を担う研究教育職員，安全衛生推進部長，技術部部

テーマリーダーには，所外と所内の２人の方に共同リー

課長，そして所外の研究者コミュニティの代表者からなるダーとして当たっていただいている．所内・所外の共同研

LHD 実験会議が中心となって行っている．実験研究の遂行究者を問わず，すべてのテーマ枠への参加の垣根はなく，を現場で担う実験グループのメンバーシップは，公募によ研究者の発想に基づいて所内からも所属にとらわれずに参る共同研究申請と所内および海外からの実験研究テーマ提加できるようになっている．研究テーマ課題の申請総数

案書の提出を合わせて，LHD 実験会議において審議のうえは，平成２２年（２０１０年）度は，２４４件で，そのうち所外からの認定している．実験グループメンバーには LHD 実験 LAN

申請は４２件であった．所内研究者の多くは複数の研究課題

へのアクセスを許可し，データの閲覧から実時間の実験実を申請しているため，実験参加者に占める実効的な所外か況や，様々な情報を共有できるようにしている．

らの寄与は全体の３分の１程度となっている．LHD 実験会

図１

平成２
２年度第１
４サイクル LHD プラズマ実験運転計画．

２３１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.3 March 2011

議では運転計画を基盤（図１参照）として，これらの実験

プンダイバータ配位であり，これを閉構造化することが平

テーマが有効かつ効率的に実施できるよう，実験サイクル

成２３年（２０１１年）度以降に計画されている．一方，外部からレベルから，半日単位以下までのテーマグループへのマシ

共鳴磁場摂動（Resonant Magnetic Perturbation : RMP）を

ンタイム配分までを明らかとした実験計画を，テーマグ

印加し，磁気島を発生させ，この磁気島をセパラトリック

ループリーダーとの議論の上，決める．現場での実験はマスとして利用するダイバータ概念が Local Island Divertor

シンタイムの配分内で担当するテーマグループが原則的に（LID）である［１０］．LID による高効率の排気によって，後裁量できるものとしている．

述する内部拡散障壁（Internal Diffusion Barrier : IDB）によ

LHD では，遠隔地からの実験参加を可能とする手立てもる超高密度プラズマ状態が発見された［１１］．LHD の回転講じている．スーパー SINET を用いて，データへのアクセ変換は真空磁場でおしなべて中心が 1/3 強であり，周辺がス環境が LHD の制御室と同等な拠点が，これまで九州大"!2/1，周辺部に 1/1
1.5 程度であることから，コア部に !!

学，京都大学，名古屋大学，広島大学，東京工業大学，東の共鳴面を持つ．RMP コイル（LID コイル）は主として京大学，東北大学，筑波大学等に設けられている
［５］．ま

!!
"!1/1 の共鳴磁場を発生させ，プラズマ周辺部に磁気た，双方向の環境を整備するため，多地点中継が可能な島を発生させる．この LID コイルはダイバータ実験に限ら

TV 会議システムを導入し，制御室の情報だけではなく，いろいろな研究打ち合せ等にも利用している．制御室の音声と画像や実験放電条件・実験条件記録等の情報は LHD
実験 LAN を介しても配信しており，スーパー SINET 環境を持たない共同研究者にも一方向ではあるが，実時間の実験情報の提供等を行っている．データへのアクセスもトークンと VPN を利用して，ユーザ登録者にはセキュリティを確保しつつ，所内と同じ環境となるように配慮している．また，共同研究成果についての論文等への研究発表は，
事前登録，LHD 合同会合等での事前発表，LHD 実験会議における投稿承認を経ることを義務づけており，一連の手続
きが容易かつ迅速となるよう Web による仕組みが整備されている．

３．装置整備とプラズマ性能の拡大
LHD ではディスラプションのない無電流定常プラズマの特長を活かしつつ，プラズマ性能の拡大が順調に図られ

図２

LHD の実験開始以来の装置性能の経緯．（a）
閉じ込め磁場強度，（b）
加熱電力，NBI（中性粒子ビーム入射），ICH（イオ
ンサイクロトロン共鳴加熱），ECH（電子サイクロトロン共
鳴加熱）
．

図３

LHD の本体と加熱装置の平面配置図．中心のハッチした円環がプラズマ．

てきている．ここでは，装置本体および加熱設備などの各々の要素について信頼性に優れ，かつ十分な尤度を持ったハードウェアを整備するともに，これらを最大限に物理実験に統合利用していく物理の理解が重要である．図２に実験開始以来の代表的な装置性能である磁場と加熱入力パ
ワーの推移を示す．超伝導コイルによって約 3 T の磁場が定常に実験に供され，加熱では主力となる中性粒子入射加熱（NBI）が 29 MW まで整備されてきている．
NBI は図３に示すように，負イオン源を用いた 180 keVの加速電圧を有する接線入射が３基，正イオン源を用いた
４０‐60 keV で運転される垂直入射が２基の構成となっている［６］．電子サイクロトロン加熱（ECH）は３本の 77 GHz
ジャイロトロ ン を 中 心 と し て 約 4 MW の 加 熱 電 力を持ち，局所加熱や変調加熱によって特徴ある実験を可能としている［７，
８］．イオンサイクロトロン加熱（ICH）［９］は定常運転に優れており，さらに性能を向上させるためのアンテ
ナ改造を待って，平成２２（２０１０）年より３年ぶりに実験を再開した．
他に，本体の基幹機能として粒子排気と供給があげられる．ヘリオトロン磁場配位は，ポロイダル断面でトカマクのダブルヌルに似た４本のダイバータレッグを本来的に有している．このヘリカルダイバータは現在，いわゆるオー
２３２Project Review

Large Helical Device Project

H. Yamadaず，磁気島生成や磁力線の統計化（ストキャスティック化）なった．LHD において磁気軸位置が MHD 平衡・安定性とを通じて，非常に多様な実験研究の展開をもたらしてい閉じ込めの鍵となっていることは広く論ぜられているとこる．また，IDB の発見には，固体水素ペレット入射によるろである［２０］．このパルス電源を用いることによって，プ

高効率燃料供給も決定的な貢献をした．LHD では固体水素

ラズマ放電中に磁気軸を移行させ，ベータ値を制限する機

ペレット入射のために，２０発のパイプガン方式装置と，入構について詳しく調べられるようになった．すなわち，大射個数に制限がなく 10 Hz 程度の繰り返しが可能な射出成

きく磁気軸を内寄せにしたり，アスペクト比を大きくした型方式の連続ペレット入射装置が常時稼働［１２］している．

場合は，理想交換型不安定性が大きく成長し，その共鳴領

これらの装置性能と同じ時系列で，図４に代表的なパラ域での圧力勾配を広い範囲で平坦化したり，局所的な緩和メータをあげてプラズマ性能の拡大を示す．ここでは，全現象を引き起こしたりすることによってベータ値が制限さ体として順調な進展の中でも，急激な性能拡大の時期があれる．また，逆に磁気軸を外寄せにしたり，アスペクト比

ることがわかる．つまり，ここに技術的なブレークスルー

を小さくしたりすると，高速イオンの軌道のずれによる加と新たな物理の発見を相乗的に作用させる重要性が指摘で熱効率の劣化や異常輸送の増大によって閉じ込め性能が劣きる．

化することがベータ値の制限につながる．これらの中間領

特に，最近の展開として，内部拡散障壁をもった超高密域では理想交換型不安定性が安定であっても，周辺部では度コアプラズマ［１３，１４］と，不純物を自動的に排出する機

抵抗性交換型不安定性が不安定となり，これが輸送を増大構を有した閉じ込め改善による高イオン温度
［１５，
１６］の二

させ，ベータ値の制限につながっているものと考えられつがあげられる．これらについては３章で詳しく述べる．

る．このように，ベータ値をさらに上げうる磁場配位はほLHD が採用しているヘリオトロン磁場配位では磁気丘

ぼ定まってきている．抵抗性交換型不安定性の影響を抑えを伴っている．プラズマコア部はプラズマ圧力によるシャるためには磁気レイノルズ数を高めることが有効であるこフラノフシフトによって自発的に磁気井戸となること，磁とが，磁気揺動強度が磁気レイノルズ数とともに減少する

気丘が残る周辺部については強い磁気シアによって交換型

ことの観測や理論予測から示唆されており，このための高不安定性を安定化する概念となっている．交換型不安定性

温化を課題とした高ベータ実験への取り組みが強化されつが線形不安定であってもプラズマへの影響は軽微なものにつある．

とどまる理解［１７］が運転シナリオに反映され［１８］，磁場強閉じ込め物理における径電場の重要性は広く指摘されて度 0.425 T において炉条件に求められるベータ値５％を達いるところである．ヘリカル系ではプラズマの回転ととも成した［１９］．さらにこの 5％ 近傍の高ベータ状態は図５にに，ヘリカルリップルの存在による新古典拡散の非両極性示すようにエネルギー閉じ込め時間の１００倍程度まで保持

によっても径電場が形成される．このヘリカル系に特有なできており，この保持時間およびベータ値はプラズマの安径電場による閉じ込め改善モード（コア電子ルート閉じ込定性などの物理過程ではなく，NBI 加熱の装置能力によっめ（Core Electron-Root Confinement : CERC）［２１］によっ）て制限されている．平成２０年（２００８年）度より，ポロイダルて，ごく最近，20 keV の中心電子温度を実現した．ここで，コイル電源にパルス電源を追加し，磁場 0.5 T 時には 1.4

注意すべきことは，電子温度の勾配と釣り合った正の径電秒間で磁気軸を 10 cm シフトさせることができるように場の発展は重イオンビ ー ム プ ロ ー ブ（Heavy Ion Beam
Probe: HIBP）［２２］によって新古典拡散とよく一致することが確かめられている一方，閉じ込めの改善は新古典拡散の抑制だけでなく異常輸送の抑制が決定していることである．また，この改善は有理面の位置と必ずしも相関してお図４

LHD の実験開始以来のプラズマ性能の進展．
（a）中心イオ
ン温度 Ti と中心電子温度 Te，（b）
体積平均ベータ〈!〉と中心電子密度 ne０，（c）
定常放電パルス幅と注入加熱エネル
ギー．

図５

２３３

縦軸に体積平均ベータ，横軸にエネルギー閉じ込め時間で規格化した維持時間で表した LHD の達成運転領域．参照文
献［１
７］
より転載．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.3 March 2011

らず，その相関が指摘されているトカマクにおける内部輸!
"領域に近いプラトー領域においてもこのだけでなく，!

送障壁（Internal Transport Barrier: ITB）との包括的な理

特徴ある分布構造が形成されることが確かめられている．

解に注視している．

また，周辺部の制御に LID コイルにより RMP を印加する

４．新たな発見

がって，SDC 領域が広がることや，この粒子吐き出しはダ

４．
１ 内部拡散障壁による超高密度プラズマ

イバータ部での密度を逆に増やし，SDC の状態とプラズマと，粒子の吐き出しが増長され，マントル部の密度が下放射崩壊をもたらす 100 eV 程度の周辺プラズマの密度

デタッチメントが安定して両立できることもわかった．デ［２３］を強力な粒子排気によって下げ，中心部に固体水素ペタッチメントについては４．
４節に詳述する．

レットによってプラズマ燃料を直接供給すると，2.5 T程度
21の磁場で中心密度が 1×10 m−3固体水素ペレット入射による密度の帰還制御を行うことを超える超高密度プラズ

によって，最長４秒間，エネルギー閉じ込め時間の３５倍程マが生成できることがわかった．この現象は，LID［１０］を度の間，中心密度が 3×1020 m−3 程度の IDB による SDC

用いた高効率粒子排気実験時に発見され［１１］，その後，周状態を保持できることを実証した．この間，Zeff には顕著な

辺中性粒子密度が抑制できる磁場配位では LID を用いずと増加は見られず，不純物の蓄積は問題となっていない．荷も再現できることが明らかとなった［１３］．

電交換分光によるポロイダル回転から電場を推定する方法

ガスパフによって同じ線平均密度を持つプラズマとの比は必要とされる NBI の侵入長が SDC 内部まで及ばないた

較を図６に示す．プラズマコア部に IDB を示す急峻な密度

め，直接の電場測定はできていないが，測定可能なマント勾配が形成され，この超高密度コア（Super-Dense Core :ル部からの傾向として負電場が示唆されており，また，電SDC）内での粒子の拡散係数は 0.1 m2/s 以下に抑えられて場に関しては実験と良い一致を示す新古典拡散理論からもいる．プラズマ性能の最大値として，2.5 T の磁場強度で中負電場が予測されている．この高密度プラズマが負電場で心密度は 1.2×1021 m−3，中心圧力は 1.5 気圧を，1.5 T の磁あっても，コア部での不純物イオンの蓄積が起こらない理

場強度では中心ベータ値１０％を記録している．

由の同定については今後の研究を待たねばならない

また，この時の SDC 内の電子温度は，高い密度にも関わが，５．
２節で後述する LHD プラズマに特徴的な周辺エルゴ

らず，ガスパフ時よりも高く，顕著な閉じ込め改善を示唆

ディック層による不純物流入の遮蔽効果がこの運転の背景している．一方，SDCはマントルと呼ぶ比較的低い密度をにあることは確かである．

外部に持ち，温度勾配はこのマントル部に見られる．

現在の LHD ではダイバータ部に排気設備を有していな

衝突頻度で言えば，低温・高密度の衝突頻度が高い領域いことに留意願いたい．現在の SDC の準定常保持の場合はNBI の設備能力によって時間が制限されているが，放電後期にはマントル部の密度上昇，周辺中性粒子圧力の上昇，閉じ込めのゆっくりとした劣化が観測されており，さらな
るパルス幅の伸長や良好な閉じ込めの維持には能動的な排気制御による周辺中性粒子の抑制が必要であることが明らかである．
この超高密度運転の上限を規定する機構は，一つには周辺部の冷却に起因する放射崩壊（radiation collapse），二つには密度が非常に高い SDC 内を直接加熱する術が今ないことから，固体水素ペレット溶発に必要な温度を保てなくなること，そして，コア密度崩壊（Core Density Collapse :CDC）［１３］と呼んでいる現象である．この CDC は１ミリ秒
以下の時間スケールで SDC 内の粒子の半分までが吐き出される現象である．SDC 内はもともと温度分布が平坦なので，温度の変化はないが，プラズマの圧力も半分になる．
時間スケールから MHD 不安定性によることが示唆され，周辺部で発生したバルーニングモードによる緩和崩壊がコアへと伝播する物理描像に合致した理論的考察［２４］と実験観測［２５］が確かめられつつある．CDC はシャフラノフシ
フトを抑える縦長断面変形や周辺での圧力勾配を下げる調
整によって回避できることがわかっている．
この IDB を伴う SDC プラズマの閉じ込め改善モードの機構については，密度が非常に高いために，電場，回転変

図６

内部拡散障壁（IDB）を伴うプラズマ（黒丸）と同じ線平均密度を持つガスパフによる高密度プラズマ（白丸）の分布の比較．（a）
電子密度，（b）
電子温度，（c）
プラズマ圧力．
負の小半径は磁気軸に対してトーラス内側を示す．

換，イオン温度などについて現在の計測が適用できないことや，SDC 内を加熱することができないことなどから，まだ体系的な解明が十分とは言えない．しかしながら，この２３４

Project Review

Large Helical Device Project

H. Yamada

運転を炉条件まで外挿できれば，10 keV 以下の低い温度領域においても燃焼運転を見込むことができ，ダイバータ熱負荷などの工学的要求を軽減できる可能性がある［２６］．核融合炉としてこの温度領域は一般に熱的に不安定であるとされているが，帰還制御［２７］による方法の原理実証や，温度上昇によって増大する輸送が調整に働くことを閉じ込め特性の理解から予測できるかなどを明らかにしていく必要がある．この他にも，MHD 平衡と磁力線の乱れの課題がある．磁気面の存在を仮定しない３次元 MHD 平衡コード
HINT によると，非常に大きなシャフラノフシフトによってマントル部では磁力線が統計的に乱れた状態になることが予測されている［２８］．一方，このマントル部では有意な温度勾配が存在しており，輸送と MHD 平衡の矛盾のない説明を精密に辿ることができるよう研究を行っていく必要

図７

イオンサイクロトロン共鳴加熱時に観測された高エネル
ギーイオンスペクトル．

図８

典型的な高イオン温度プラズマの分布．（a）
イオン温度（黒丸）と電子温度（白丸），（b）
トロイダル回転（三角）と電子密度（四角）．reff は実効小半径．

がある．
４．
２ 内部輸送障壁による高イオン温度プラズマ
LHD では主力となる NBI 計画が当初から接線入射であったことから，十分な侵入長を確保するため高い加速電圧（180 keV）を必要とし，このことから，主たる加熱は電子が対象となっていた．ヘリカルリップルによって無衝突
領域では新古典拡散が増大するという懸念に対して，捕捉粒子の軌道が磁気面とずれない磁場配位（いわゆる磁気軸
内寄せ配位）［２９］をとることにより解答が与えられ，特に，
イオンサイクロトロン共鳴加熱（ICH）実験の進展により，
2.5 MeV におよぶ高速イオンの閉じ込めが確認できた［３０］（図７参照）．これらの成果の基づいて低い加速エネルギー（４０‐60 keV）を持つ垂直入射 NBI を導入し，イオンへの加熱効率を高めた実験を進めている．
図８に典型的な高イオン温度プラズマの分布を示す．イ
オン温度は尖塔化しているが，電子温度はイオン温度よりも低く，より幅広い分布となっている．この時，コア部でのイオンの熱輸送は新古典拡散の予測値近くまで低減しており，異常輸送が抑制された閉じ込め改善状態にある．この状態では，コア部の温度勾配が加熱入力に強く相関して増加することに対して，周辺部では加熱入力を増大させても温度勾配が増加しない．したがって，コア部と周辺部の間にイオン系の ITB が形成されていることを 示 している．ト カ マ ク で は，こ の ITB に よ る イ オ ン 温 度 勾 配 は"!
!!"にして数十にもなるが，その輸送障壁の幅は狭い．一方，LHD では温度勾配 は 同 じ く１
５程 度 ま で に と どまる
が，幅が広いという差異がある．LHD の ITB はトカマクにる不純物がコア部から自動的に排出される現象であり，も比べると際立った断熱特性を示すわけではないが，かえっう一つはプラズマのトロイダル方向の自発回転である．いて著しい温度勾配（圧力勾配）によって不安定性を招くこ

ずれの現象も輸送行列の非対角項が本質的な役割を果たしともない．また，LHD の ITB 形成には，初期条件として電ている．

子温度をイオン温度と同程度までに抑えることが必要条件

上記の知見に沿って，垂直 NBI による加熱の初期状態であることがわかってきた．電子温度がイオン温度よりもで，できる限りイオン温度を電子温度に近づけるため，ま有意に高い状況では，垂直 NBI によってイオンを加熱してた高いエネルギーを持った接線NBIの吸収パワーを低密度もこのような高いイオン温度を得ることができない．これで増加させるため，炭素ペレット入射を行うことが運転上

らITB特性のトカマクとの異同についての議論を進めてい有効である．炭素ペレット入射を行わない水素のみの放電

る［３１］．

でも ITB の形成は確認されているが，結果として現在のとこの高イオン温度プラズマでは非常に興味深い輸送現象

ころ炭素ペレット入射をした場合に比べて達成される中心が二つ顕著に見られている．一つは不純物ホールと呼ばれイオン温度は低い．さて，この意図的に入射された炭素が２３５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.3 March 2011

とともに異常輸送の抑制をもたらす物理機構の解明が，熱輸送だけでなく，磁場閉じ込めプラズマの特徴である多様な輸送の連関という物理描像の中で進むものと期待される．
４．
３ 拡散輸送から逸脱した非局所輸送について輸送というものを考える場合，プラズマでは温度，粒子，
そして運動量が代表的であり，単純な拡散の場合は%#*#!%$&$#!!$*$#*")"#!&$'
によって表される．ここで，%，$，$はそれぞれ熱流束，
粒子束，運動量束であり，*%*"&は（イオン）密度，& は温度，)"はイオン質量，' は流速，そして %，!，&はそれぞれ熱輸送係数，粒子輸送係数，運動量輸送係数である．
図９

高イオン温度プラズマ中の不純物（ヘリウム，炭素，ネオン）濃度の分布．reff は実効小半径．

この輸送係数はそれぞれの物理量の関数であることが一般的であるが，さらに，その勾配の関数となる場合があることが 知られ ている．例えば，%#%%&"*"$&&や !#!%$*&

イオン温度の上昇とともにコア部から排出されることが明である．これによって流束と勾配で表される熱力学的力のらかとなった．密度分布は図８（b）に示すように平坦であ関係が非線形となり，トカマクの L モードで見られる分布

るが，不純物の分布は極端な凹型となる．炭素以外の不純のスティフネス（加熱電力を増加させても，温度勾配が変物についても，意図的にガスパフなどで注入した実験に化しないなど）を説明することにしばしば用いられる．

よって排出が確認された（図９参照）．いずれの場合も初

さらに，プラズマの非線形性の現れの一つとして，非拡期状態では濃度として数％から数十％であるにも関わら散項が働く．異なった物理量間の輸送に相関が生じ，空間

ず，イオン温度が高い状況では，図９に示すように，不純対称性の破れによって H モードや ITB などの特異な構造形

物は極めて低い濃度となり，プラズマの純度は高い．不純成につながっていると考えられている．特に，非拡散項の物ホールの原因となる機構については未解明であるが，特影響は粒子輸送と運動量輸送に顕著であり，方程式は以下性が定量的にも同定されてきており，重要な点を４つ指摘のようになる．

しておく．
（１）コア部はイオンルートにあり，負の径電場

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が形成されている．このため，新古典拡散理論からは内向$#*")"#!&%'#&&$"&$'"&# %$&"...

きの対流が予測されるが，実際は外向きの対流が不純物
ホールをもたらしている．
（２）外向きの対流は輸送行列で非拡散項は輸送方程式を行列で表すと，非対角項（輸送は非対角項となる温度勾配とともに増大する．
（３）新古典係数の上付き # は非対角項であることを表す）となり，粒拡散理論による実効的ヘリカルリップルが大きいほど外向子輸送では粒子のピンチ，運動量では自発回転として観測

き対流が大きくなるという明確な相関がある．
（４）外向きされることは前節で述べた．

対流はイオン種の質量が大きいほど大きくなる．

ここまでは，局所的な勾配が局所的な流束を生む拡散の次がトロイダル回転である．LHD の接線 NBI３基は図３

局所論の域にあるが，プラズマが遠く離れた現象によってに示すように向きが異なっており，閉じ込め磁場の向きに瞬時に応答する，拡散的描像では描くことができない長距

よって順方向（NBI 駆動電流が回転変換を増やす向き）と離相関あるいは非局所輸送と呼ばれる現象があり，LHD

逆方向（逆に減らす向き）に偏りが生じる．図８（b）では順でも研究が進められている．輸送方程式へのモデル化で言方向 NBI が支配的な場合で，尖塔化した順方向のトロイダ

えば，次の例に示すように積分項の導入・考察が図られてル流 が 認 め ら れ る．一 方，逆 方 向 NBI が 支 配 的 な 場 合いる．

は，コア部では接線 NBI からのトルク注入によって逆方向
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称性は順方向の自発回転があることを示しており，その自周辺部を冷却した場合の応答が数年前より調べられてきて発回転の大きさはイオン温度勾配と相関している．このよいる．この場合，周辺の冷却が拡散的に コ ア 部 へ 伝 播

うに，不純物輸送とともに運動量輸送においても非対角項（コールドパルス）するのではなく，周辺の冷却がトリガーの現れを見て取ることができる．

となってコア部で逆に温度が上昇しだすことがしばしば観平成２２年（２０１０年）度の実験では，垂直 NBI の整備により測されてきた．これらの応答を定量的に評価していくため

加熱電力を増加させた実験を進めており，運転領域の拡大に，確率分布関数の考えを導入している．これは，プラズ
２３６Project Review

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H. Yamada

マが取る局所的な温度勾配の値を確率的に示そうとするものである．例えば上記のような摂動をプラズマに加えた
際，その後の応答の結果，ある温度勾配をプラズマが取った時間で与えることができる．定常状態では，もちろん温度勾配は一定値を取るので，確率分布関数はその一定値だ
けに鋭いピークを持つことになる．過渡応答では，もし最も単純な局所的拡散が支配すれば，もとに戻るので，もとの値をユニークなピークとした広がった分布になる．しかし，非局所輸送が現れるような状況では，この分布関数は複数のピークがあるような複雑な形を取る［３２］．これはプラズマが取りえる状態が一意ではないことを示している．
このように過渡応答を調べることによって，一見定常に見えるプラズマであっても，その分布構造に内在して隠れている機構を現出させ，その分布の安定性などに定量的な考察を進めることができる．今後，ITB などの閉じ込め改善
状態の制御研究に発展していくことが期待される．
これらの非局所輸送にはメゾスケールの MHD 不安定性や乱流構造が介在しているものと考えられる．微視的な不安定性はこのメゾスケールのパターンによって変調を受けるので，異なった場所での微視的不安定性の揺動の相関を調べることによって，メゾスケール構造を可視化できる可能性がある．例えば，電子サイクロトロン輻射（ECE）測定による電子温度揺動で微視的不安定性と考えられるものに注目し，径方向についての相関を調べると，通常の拡散
図１
０ RMP 印加によるダイバータデタッチメントの安定保持を実証したプラズマの放電波形．（a）
線平均電子密度，（b）
ダ
イバータ板上のイオン飽和電流，（c）
ダイバータ部の電子密度（左軸）と電子温度（右軸），（d）
ダイバータへの熱流束，（e）
放射損失（実線）と H"光（破線）
，（f）
蓄積エネル
ギー，（g）NBI 加熱パワー（実線）とガスパフ量（破線）．参
照文献［３
３］
より転載．

的伝播を遥かに越えた 1 km/s もの速さをもったコア部から周辺部への伝播が認められる場合がある．さらにこの電子温度揺動と異なったトロイダル位置でのマイクロ波反射計や磁気プローブとの相関を取ることによって，この非拡散的伝播がスパイラル構造を持っていることも同定できて
いる
［３
３］
．
４．
４ 共鳴磁場を用いたデタッチメントの安定保持

は不純物や中性粒子を含めて，EMC3［３６］-EIRENE［３７］ヘリカルヘリオトロン磁場は，閉じた磁気面構造とダイ

コードによって３次元の幾何学形状の元で解析することがバータレッグの間に壁への連結長が数 km にも及ぶ統計的でき，上記の実験観測を正確に再現することに成功してい磁場構造を持った層（エルゴディク層）がある．磁気軸位る．

"!
置を外寄せにしていくと周辺の回転変換が下がり，!!

この発見は，周辺磁場構造によってダイバータデタッチ

1/1 の共鳴が，このエルゴディック層中に位置するようにメントを制御できることを示唆しており，ヘリカル系プラなる．この磁場配位に LID コイルを用いて RMP を印加す

ズマだけでなく RMP を用いたトカマクにおける先進的なると，エルゴディック層中に磁気面を成してはいないが一ダイバータ設計に貢献するものと期待される．

定の磁気島構造が残留した状態が共存するようになる．こ５．現象の間にある相関関係および因果関係の同定を通じて法則化への条件が，放射損失が支配的なプラズマの生成を安定化させ，コアプラズマ性能を損ねることのない安定なダイバー
タデタッチメントをもたらすことがわかった
［３４］
（図１０参

様々なプラズマ現象においてその原因となる物理機構を照）．この場合，ダイバータへの熱・粒子束はアタッチの解明するため，現象を体系的にとらえようとするアプロー

状態に比べて 1/10 まで減少する．赤外カメラを用いた放射チをすでにいくつか読み取っていただけたと思うが，この損失のイメージング計測から，残留磁気島の X 点近傍で選章で整理してみたい．核融合プラズマは非線形性に富んだ

択的な冷却が起こり，局所的に放射損失が増大すること，非平衡開放系であり，定常的に見える状態であっても，時デタッチメントを起こしている間，この最外殻磁気面の外間および空間スケールの大きく異なった物理現象が内在での放射が安定化されていることが明らかとなった［３５］．

し，それらが自己組織化することによって特異な構造を作

さらに真空紫外分光計測から，デタッチメント時においてり，維持している．これらの因果関係を理解することは，も高 Z 金属不純物の顕著な増加は観測されておらず，コア

例えば ITER における核融合燃焼プラズマの実証というよ

プラズマへの不純物混入が抑制されていることを示している．

うな具体的な目標への道程を短縮することにもつながり，

このエルゴディック層における周辺プラズマの振る舞い

ひいては核融合エネルギーの早期実現に決定的な貢献をす
２３７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.3 March 2011

るものとなる．ヘリカル系プラズマとトカマクの異同の考の３次元の MHD 平衡の磁気面関数へのマッピングデータ

察は，ある範囲では自明であっても狭量な理解の本当の有が常時得られるようになっており，物理モデルの精度を高効性を相補的に問い直すことにつながり，科学的予言性能

め努力を続けている．理論においては，磁気面を仮定しなの格段の進化をもたらすものである．トカマクにおいてもい３次元 MHD 平衡コード HINT の実験への直接適用が図有限個のトロイダルコイルによるトロイダル磁場リップル

られる一方，精密な実験によってさらなるコードの高度化や磁性ブランケット，そして ELM 制御のための共鳴磁場の必要性が喚起されている．また，帯状流についても，よなどにより３次元で物理を精密に議論することが不可欠とり線形不安定な磁気軸内寄せ配位において，その乱流がよなっている．例として，図１１に３次元 MHD 平衡コードでり大きな帯状流を作るために，かえって熱輸送が抑えられ求められた ITER の磁気面と磁気面状での磁場強度分布をることが，世界最高精度のブラゾフシミュレーション［４０］示す．有限の個数のトロイダルコイルとテストブランケッによって示されている．

トモジュールによって軸対称性が破れていることがわか

以下に，現象の間にある相関関係および因果関係の同定

る．このようなことから，トロイダルプラズマの総合的理を通じて法則化へ，というアプローチの例として３次元磁解を深めるという重要課題の今日的意義は益々強まってい場に注目した二つの研究課題と高エネルギー粒子が駆動する．

る不安定性に関わる課題を紹介する．
５．
１ コア部における磁気島の発生・消滅と統計的磁力線

このためには，まず精密な計測による観測を通じて，精構造への遷移度の高い相関関係の同定から因果関係の確認へと実験によって確証していくことと，その論理を記述する理論的にヘリカル系では閉じ込め真空磁場を可視化して観測する

精密な物理モデルが必要である．図１２にプラズマ中の分布ことができ，LHD でも外部から RMP を印加すると，計算構造を決定する輸送機構の関係を記述する試みを示す．点通りに磁気島が発生することが確認できている．しかしな線で示された関係はヘリカル系に特有の３次元性に起因すがら，プラズマはこの真空磁場を自己調整し，磁場の幾何

る電子とイオンの非両極性拡散が生む径電場の役割を示し学構造を変えることも LHD で明らかとされている［４
１］．

ている［３８］．LHD では，これまでに非常に高い空間・時最近の研究では，この磁気島の発生と消滅に関して，ポ間分解能を持った分布計測の充実がはかられ［３９］，これら

ロイダル流との相関が明らかにされつつある．RMP を印加した状態で，プラズマの衝突頻度を保ったまま，ベータ
値を高めていくと磁気島を示す電子温度の平坦部が解消され，勾配を持つようになる．この過程において，磁気島外側での電子反磁性方向の回転が加速されることに応じて磁気島が消滅することが確認され，また，逆に磁気島が消滅している状態から発生する状況では，この回転が抑制されるという相関がみられた．さらに，磁気島を消滅あるいは発生・拡大させるためにプラズマが自ら対応する共鳴磁場を作ることが観測されており，この共鳴磁場も磁気島消滅
時には電子反磁性方向に回転しながら位相を反転させることがわかった．
磁気島は低次の共鳴面で顕著にみられる．前述したよう"!2/1，周辺部に 1/1に LHD の磁場配位はコア部 に !!の共鳴面を持つ．さて，LHD では接線 NBI によってトロイ

図１
１ ３次元 MHD 平衡コードで計算された ITER の最外殻磁気面と磁気面上の磁場強度．

ダル電流を150 kA程度流すことができる．最外殻の回転変換は等価電流にして 1 MA 程度であるので，大きくは変化

図１
２ トロイダルプラズマにおける輸送の連関についてのダイアグラム．点線はヘリカル系の特有のものを表す．参考文献
［４］
より転載．

２３８

Project Review

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できないが，コア部の回転変換はかなり大きく変化させる

流からの粒子の流れとの摩擦によるダイバータへ向かう力ことができる．これによって共鳴磁気面の有無やその場所と，温度勾配によるコアプラズマに向かう熱力学的力のバ"!2/1 共での磁気シアを制御した実験が可能である．!!

ランスで決まると考えられる．短い磁力線を介した垂直方

鳴近傍の磁気シアを弱めると，電子温度分布に大きな平坦向の粒子損失はリサイクリングを促進し，結果として電離部が生ずる場合があることがわかった．温度勾配が失われによる粒子源が増えることによりダイバータ部へ向かう粒るが，これは熱輸送係数が極端に大きくなったことより子の流れを加速させる．このため衝突頻度が上がる高密度

も，磁気島が発生したと考える方が妥当である．さらには，

時には不純物はこの粒子の流れとの間の摩擦力によってダ

磁力線が統計的（ストキャステック）になった可能性もあ

イバータ部に押し戻される．また，密度の上昇とともに残る．これらを区別するために，中心加熱となる ECH に変調

留磁気島内で垂直方向の熱流束が増加し，磁力線に平行方をかけ，その熱パルスの伝播を ECE 測定から解析した．温向の熱流束を補う働きがある．この働きは平行方向の温度度勾配がある状況では，熱パルスは拡散的に伝わる．一方，勾配力を減少させる．この二つの効果によって，高密度プ

温度勾配がない状況では，平坦部外縁がすぐ応答し，中心ラズマでは，不純物イオンはダイバータ面近傍に留めらと平坦部外縁から熱パルスを印加したようにその中間領域

れ，コアプラズマから遮蔽されることになる．

へと熱パルスが拡散的に伝播する場合［４２］と，熱パルスに

図１４に EMC３‐EIRENE コードによって計算された周辺

時間遅れがなく，中心から平坦部の外縁まで一度に応答す

エルゴディック層での不純物の分布をダイバータ板前面のる場合があることがわかった．後者は前者よりも磁気シア密度で規格化したものを示す．いずれの不純物においてが少しあるという相関も明らかとなった．この実験結果

も，密度が高まるとコアへの流入が遮蔽されることが示さは，前者は磁気島があり，磁気島内では閉じた磁気面にれ，多価になるイオンほど，イオン化がダイバータのより

よって拡散的に熱が伝播すること，後者は磁力線が統計的近傍で起こるため，その効果は強い．実際の観測においてになっていることの証左となっている．この研究手法はプもこの予測と合致する不純物の挙動が確認されている

ラズマ周辺部にも応用され，磁力線構造の同定の決定的な［４４］．前述した，IDB を伴う超高密度プラズマでは負電場手段として確立されつつある．

にも関わらず不純物汚染の問題が露わになってこない主要５．
２ 周辺の統計的磁力線構造がもたらす不純物遮蔽な理由として，このエルゴディック層での不純物遮蔽効果

前述したように，ヘリカルヘリオトロン磁場は，閉じたがあげられる．
５．
３ 高速イオン励起の測地的音響モード
（GAM）
の特性理

入れ子状の磁気面構造の外に壁への連結長が数 km にも及解

ぶ統計的磁場構造を持った層（エルゴディク層）があり，この層の最終的な最下流として，４本のダイバータレッグ

高速イオンが起こすアルフベン固有（Alfvén Eigen : AE）

によって壁（ダイバータ板）へとつながる，という構造をモードについて，LHD でも研究が進められ［４５］，磁場配本来的に有している．このエルゴディック層では磁気島構造が折りたたまれ，重畳し，開いた磁力線とは言え，連結長が長いために磁力線に垂直方向の輸送が有意となる状況となっている［４３］．図１３に磁力線の壁への結合長をポロイ
ダル断面とスラブ上に開いた断面で示す．
ダイバータで発生した不純物の振る舞いは簡単には，上

図１
４ EMC3-EIRENE コードで計算されたエルゴディック層中の不純物（ヘリウム，炭素，鉄）分布．低密度（1.5×1019 m−3）（破線），高密度（5×1019 m−3）（実線）の２ケースについて表す．不純物密度はダイバータ直面の密度で規格化．

図１
３ LHD の最外殻磁気面の外側を取り巻くエルゴディック層における磁力線の連結長分布．上はポロイダル断面，下は縦
軸小半径方向，横軸ポロイダル角上に展開．参考文献［４
３］
より転載．

２３９

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.3 March 2011に比例することが見出された．GAM 振動数はイオンの質
量数の関数でもあるので，この周波数測定によって水素同位体比を同定する手法へと展開されることも期待される．

６．国際的・学際的連携研究
核融合科学研究所は大学共同利用機関であり，LHD は共同利用装置である．核融合科学研究所は，その役割を国際的にも展開し，核融合科学における我が国のハブとして国際的な学術拠点のネットワーク作りに努めている．また，分野の発展には他分野との学際的交流による知の循環が必須であり，長期にわたる研究を支える人材育成の観点も合わせて，幅広い学術基盤上での研究展開が不可欠である．
このような国境，学術分野，世代を越えた連携は，これからの核融合科学において特に重要なキーワードである．
核融合科学研究所は法人化後も国を代表して核融合科学に関わる２国間協定および国際エネルギー機関（IEA）
実施
協定などの多国間協定の実施機関として当たるとともに，海外の大学・機関との間に１６の学術交流協定を結んでいる．
これらの協定の傘のもとに，LHD を利用した国際共同実験が位置づけられている．前述［３］の LHD Experiment Technical Guide は英文で作成されており，これまでも，海外からの参加については形態に応じた随時の対応を取ってきたが，平成２３年（２０１１年）度の共同研究公募からは海外研究機
関所属の研究者も研究代表者として申請できるようにした．最も組織だった共同研究活動として，IEA のステラ
レータ・ヘリオトロン概念の開発実施協定のもとで行われ

図１
５ 以下の物理量の揺動スペクトル．（a）
静電ポテンシャル，（b）
規格化された密度揺動に対応する HIBP のビーム強度，（c）
磁場，（d）
静電ポテンシャル揺動と磁場揺動間のコヒー
レンス．HIBP による測定は規格化小半径で 0.15 の位置．参
考文献［４
６］
より転載．

ている調整作業会会合（Coordinate Working Group Meeting: CWGM）活動がある．ここでは，ヘリカル系の閉じ込
めデータベースの作成と公開［４８］をはじめとして，H モー
ド，周辺プラズマ乱流，３次元 MHD 平衡などに活動範囲

位やプラズマのベータ値の変化に伴い，様々な AE モードを広げている．ITPA への協調も閉じ込め関連トピカルグが同定されてきている．

ループでの３次元物理セッションの企画などを通じて取り

特に，接線入射 NBI や電子サイクロトロン電流駆動に組んでいる．

よって中心回転変換を上げ，回転変換分布がプラズマ内部

LHD をプラットフォームとした共同研究への参加ではで極小値を持つような，いわゆる反転磁気シア（Reversed

滞在型共同研究を促進しており，最近では，マックスプラ

Shear : RS）配位において高速イオン励起の反転磁気シア

ンクプラズマ物理研究所（ドイツ）や中央環境エネルギー

励起アルフベン固有モード（RSAE）とともに測地的音響

技術センター CIEMAT（スペイン）から高速カメラなどのモード（Geodesic Acoustic Mode : GAM）が観測されていハードウェアを持ちこんで，大学院生の長期滞在を軸としる［４６，４７］．図１５に HIBP で測定された静電ポテンシャルとた組織的かつ継続的な共同研究を進めるケースも複数出て

密度揺動，および磁気プローブによる磁場揺動のスペクトきている．また，プリンストンプラズマ物理研究所（米国）ルを示す．観測された 20 kHz 近傍のピークは GAM 周波数から大規模な計測器であるイメージング結晶分光器［４９］のの理論予測と近いこと，磁場揺動との相関から !"!の空提供（平成２３年（２０１１年）度より稼働）を受けての共同研究

間構造を持っていること，HIBP の精度の高い電位分布計が進められている．また，ITER の ELM 制御をターゲット

測により，この揺動は磁気面の揺らぎではなく，静電ポテ

として，DIII-D グループとの組織的な双方向での共同実験

ンシャルそのものの揺らぎであることが示されている．さ研究に取り組み始めている．中国，韓国とは超伝導トカマ

らにはこのポテンシャルの揺らぎは径方向に RSAE より内ク KSTAR，EAST の稼働により，定常プラズマを中心側に局在化しており，このことは径方向にも電場の揺らぎ

テーマとして，共同研究が益々，盛んになってきている．

を生み，振動する "!!フローを誘起することを意味する．

学際的な研究展開については，自然科学研究機構が発足

以上の理由から観測された揺動は GAM であると結論づけした平成１６（２００４）年より分野間連携をキーワードとして加られる．

速されてきている．特に，機構に所属する５研究所を横断

実験条件を変え，この GAM 振動の周波数の温度依存性するテーマである新しい科学の方法論としての「イメージンを調べたところ，理論からも予測される電子温度の平方根

グサイエンス」への貢献を「磁場閉じ込めプラズマ中の乱
２４０Project Review

Large Helical Device Project

H. Yamada流，磁気島及び磁力線の研究」という切り口から進めていン源の加速電圧を増加させることによって，さらなる性能

る．ここでは，マイクロ波や軟 X 線を計測する素子開発な向上が期待できる．ECH についてもジャイロトロン単管でどの入口，構造の再構成など画像処理の中間，そして仮想

1.8 MW，１秒間の発振に平成２２（２０１０）年，成功し，分布制空間上での３次元での可視化表現などの出口にわたって，御や物理研究への応用を念頭においた短パルスでの 5 MW

他分野との交流を通じて，研究の高度化を図っている．

入射や定常 1 MW 運転を可能とすべく整備を進める．ICH

また，プラズマを共通の研究対象を持つ国立天文台とのについては，すでに 0.5 MW，約１時間のプラズマ入射や間では，いくつかの具体的な研究課題をあげた共同研究が1.6 MW，5,000 秒の単独発振に成功している．さらに，プラ進められている．ここでは，トピックスとして二つ紹介すズマ加熱 3 MW，１時間を目標として，波数制御を可能とる．一つ目は太陽コロナの加熱機構の解明を目的としたするアンテナ（図１６）へと改良をはかり，平成２２年（２０１０

LHD と太陽観測衛星「ひので」［５０］による非平衡プラズマ年）度に３年ぶりの実験を再開した．これらの波動加熱にの共同研究である．プラズマパラメータが良くわかっておよって高いプラズマパラメータ領域での定常運転実験をめり，なおかつ制御できる LHD のプラズマを利用して，鉄イ

ざしていく．そこでは，今回詳しく挙げなかったが，プラオンスペクトル線解析を行い，これを太陽活動領域の電子ズマ・壁相互作用の研究［５４，５５］が益々重要となってくる．

密度分布の評価に応用するなど，多くの成果が上がっておこれらの定常高性能プラズマと壁との相互作用に研究に関り，平成１７（２００５）年の協力開始以来，２０篇の共同論文が発して，LHD は ITER 世代以降のための研究に世界的にユ表されている［５１］．二つ目は実験室プラズマの自発回転とニークな実験環境を提供できると考える．

太陽の差動回転との共通の物理を探る共同研究である．太ダイバータについては LID の原理検証実験や IDB による

陽では赤道に近い方が，回転が速いことが知られており，

超高密度プラズマの発見などから，粒子制御の重要性が極

最近の LHD でもプラズマの自発回転が精密に議論されるめて高いと位置づけられる．５．
２節で少し触れたように，ヘようになりつつある．このことから，乱流駆動の角運動量

リオトロン磁場はダイバータ磁場構造を本来的に持ってお輸送をテーマとして議論を進めている．前者もその範疇にり，これを利用したヘリカルダイバータを考慮して，LHD

入るが，２章で述べた研究テーマグループ「LHD を用いたの真空容器は設計・製作されている．これまでは，ダイ

原子・分子過程研究」では，他にも EUV 光源開発やアインシュタインのA係数など量子力学上の基本的な物性値の精
密な同定のための研究［５２］も進められており，核融合科学という分野以外においても LHD という実験装置には非常に高い利用価値があることが示されている．

７．今後の展開とまとめ
LHD 実験計画は平成１０（１９９８）年の実験開始より，所定の成果をあげ，MHD 不安定性による限界の考え方の見直しを迫る発見や，超高密度プラズマや不純物ホールなどのプ
ラズマ性能の抜本的な向上をもたらす発見が得られてきた．これらの成果をもとに，重点課題にある「炉心プラズ
マに外挿し得る研究」すなわち，ヘリカル系プラズマが燃
図１
６ 改良された ICH アンテナ．ダブルストラップにより，トロ
イダル波数を制御することができる．

えるということを十分な確度を持って学術的に示すことを目的とした新しい段階に進むことが求められる．２０
３０年代での原型炉の稼働を見据えるとき，核燃焼プラズマの実証と定常運転の実証が二大課題として立ちはだかる．核燃焼
プラズマの点火と制御のミッションは ITER が担っている．一方，定常運転の問題は LHD と JT‐６０SA が回答を用意しなければならない．LHD ではヘリオトロン磁場によって原理的に定常運転が可能であり，keV 級プラズマの１時間保持にすでに成功している［５３］．このため，上で述べたが，ヘリカル系プラズマが合理的な運転によって燃焼に至りえることを示すことが必要である．
そのために，加熱設備能力の充実，閉構造ダイバータによる熱・粒子制御，地元との協定締結後の重水素の利用を柱として，LHD アップグレードとも言うべき，新たな段階

図１
７ 改造されたダイバータ．ヘリカルコイル間の畝に沿って，
ダイバータ板が両側に設けられ，その間にドーム構造を持
つ．

の計画を準備・検討している．
加熱装置に関しては，中心となる NBI についてはプラッ
トフォームが整い，重水素の利用が可能となれば，正イオ
２４１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.3 March 2011

ある．
三つ目の柱が重水素プラズマである．将来の核融合炉を見通すためには同位体効果を明らかにしていかねばならな
い．トカマクにおいては H モードへの遷移が容易となるな
ど，重水素プラズマの性能が軽水素プラズマの性能を上回ることが広く知られている．この閉じ込め改善は，異常輸送のモデルとして広く受け入れられているジャイロボーム的な記述と質量比依存性においては矛盾しており，未解明
かつ，物理モデルの予測の信頼性に決定的な影響を持つ一大課題である．現在，LHD での重水素実験の前提となる地
元の了解に研究所をあげて努力している．この地元の了解の後，所定の手続きと準備に着手する予定である．重水素の利用により，閉じ込め改善が得られれば，現在の装置仕様のままで，大きなプラズマ性能の向上を図ることができる．５章で紹介した帯状流の理論的考察を発展させた最近の研究［５７］は，重水素ではポロイダルマッハ数が大きくな

図１
８ 改造されたダイバータ部による中性ガス圧縮効果を示す放電波形．（a）
蓄積エネルギー Wp と NBI 加熱電力 PNBI，（b）
電子密度とガスパフ，（c）
中性ガス圧力，改造部を実線，非改造部を点線で表す．

ることからより大きな乱流抑制が期待されることを示唆している．
改めて，LHD の今後の位置づけをタイムラインに載せて
図１９に示す．２０３０年代での原型炉稼働をめざし，LHD 計画

バータ板はプラズマに対向しており，中性化したガスを滞は今後１０余年でその判断を可能とする学術的に体系化され留させるバッフル構造を持たない状態で実験を進めてきた知見を提供することに全力をあげる．原型炉の判断材料

た．この状況でのダイバータ機能を実験で把握しつつ，ヘは LHD とともに，ここに示された大型実験計画と相補的リカルダイバータの設計を進めてきた．平成２２年（２０１０年）に 用 意 さ れ る こ と が 必 要 で あ る．LHD は ITER，原 型度の実験では，中性ガスが詰まりやすいトーラスの内側の炉，そして核融合エネルギーの実用化に向け，深い科学的一部（LHD はトロイダル方向に１０の周期性があるが，この理解に基づいた予言能力の高い物理モデルの定量的な成熟

うち２か所）について，ダイバータ板上で中性化したガス

度を試す極めて重要なプラットフォームである．LHD を含がプラズマに戻りにくくするためにバッフルやドーム構造

めたこれらの大型実験計画による今後１
０余年の研究はプロを設ける改造を行った（図１７）．初期実験結果では，図１８にジェクト間で互恵的に加速し合えるものでなければならな示すように，この改造を施した場所は従来の場所よりも中い．この原型炉に向けた収斂とともに，この大きな挑戦を性ガス圧が２０倍まで高まることが確認できた［５６］．これら

支える拡がりが学際的に生まれ，人材育成が長期的に涵養

の結果は，設計に用いられた EMC３‐EIRENE コードによされることが不可欠であり，このためにも，大学センター

る予測と良く合致しており，最終的な閉構造ダイバータのとの連携を中心とした組織的なものから，個々の研究者の設計を固めることができた．平成２４年（２０１２年）度の実験よ

自由な発想に基づいたものまで共同研究の果たす役割は極り，トーラス内側部の全周に近い領域にわたって排気装置

めて大きい．LHD 計画はその中核としての役割を果たすもを備えた本格的な閉構造ダイバータ実験を開始する予定でのである．最後に，LHD を利用した共同研究へのご支援と

図１
９ LHD の他，主だった核融合実験プロジェクト（W7-X，JT-60SA，ITER）の今後の予定．

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Project Review

Large Helical Device Project［２７］O. Mitarai et al., Plasma Fusion Res. 2, 021 (2007).
［２８］Y. Suzuki et al., Annual Report of National Institute for
Fusion Science April 2006-March 2007, p.183, http://nifsrepository.nifs.ac.jp/bitstream/10655/454/1/ANREP
06-07-183.pdf［２９］S. Murakami et al., Nucl. Fusion 42, L19 (2002)［３０］K. Saito et al., Annual Report of National Institute for Fusion Science April 2006-March 2007, p.36, http://nifsrepository.nifs.ac.jp/bitstream/10655/247/1/ANREP06-07-036.pdf［３１］居田克己：プラズマ・核融合学会誌 86, 86 (2010).
［３２］N. Tamura et al., Contrib. Plasma Phys. 50, 514 (2010).
［３３］S. Inagaki et al., in Proc. 23rd IAEA Fuiosn Energy Conference (Daejeon, 2010) EXC/7-4Ra http://www-pub.
iaea.org/MTCD/Meetings/PDFplus/2010 / cn 180 / cn
180̲papers/exc̲7-4ra.pdf.
［３４］M. Kobayashi et al., Phys. Plasmas 17, 056111 (2010).
［３５］Drapiko, et al., in Proc. 23rd IAEA Fuiosn Energy Conference (Daejeon, 2010) EXD/P3-09 http://www-pub.iaea.
org/mtcd/meetings/PDFplus/2010/cn180/cn180̲papers/exd̲p3-09.pdf.
［３６］Y. Feng et al., Contrib. Plasma Phys. 44 (2004) 57.
［３７］D. Reiter et al., Fusion Sci. Technol. 47 (2005) 172.
［３８］K. Ida, Plasma Fusion Res. 3, S1003 (2008)［３９］K. Kawahata et al., Fusion Sci. Technol. 58, 331 (2010).
［４０］T.H. Watanabe et al., Phys. Rev. Lett. 100, 195002 (2008).
［４１］N. Ohyabu et al., Phys. Rev. Lett. 88, 055005 (2002).
［４２］K. Ida et al., Phys. Rev. Lett. 100, 045003 (2008).
［４３］小林政弘，増崎貴：プラズマ・核融合学会 誌 85, 221(2009).
［４４］小林政弘他：プラズマ・核融合学会誌 85, 393 (2009)［４５］東井和夫他：プラズマ・核融合学会誌 83, 883 (2007)［４６］K. Toi et al., Phys. Rev. Lett. 105, 145003 (2010)［４７］T. Ido et al., Plasma Phys. Control. Fusion 52, 124025(2010).
［４８］http://ishcdb.nifs.ac.jp/［４９］M. Bitter et al., Rev. Sci. Instrum. 81, 10E328 (2010).
［５０］渡邊鉄哉：プラズマ・核融合学会誌 84, 147 (2008).
［５１］T. Watanabe, J. Phys., 163, 012002 (2009).
［５２］門信一郎他：プラズマ・核融合学会誌 86, 631 (2010).
［５３］大藪修義：プラズマ・核融合学会誌 82, 429 (2006).
［５４］芦川直子：プラズマ・核融合学会誌 84, 924 (2008).
［５５］吉田直亮，時谷政行：プラズマ・核融合学会誌 84, 929(2008).
［５６］S. Masuzaki et al., Plasma Fusion Res. 6, 1202007 (2011).
［５７］T.H. Watanabe et al., in Proc. 23rd IAEA Fuiosn Energy Conference (Daejeon, 2010) EXC/6-1 http://www-pub.iaea.
org/MTCD/Meetings/PDFplus/2010/cn180/cn180̲
papers/thc̲6-1.pdf

ご参画をお願いするとともに，利用価値を高め，学術的にエクセレントな研究成果を上げるために御叱正を乞う．

謝

H. Yamada辞

本稿は，所内所外を問わず LHD を用いた研究に貢献をされた LHD 実験グループおよび実験を支えた LHD 運転グ
ループの方々を代表して，執筆させていただいた．これらすべての方々の日頃の不断の努力に，心より敬意を表し，
感謝申し上げる．秋山毅志氏は LHD 実験グループメン
バーであるが，今回担当編集委員として大変お世話になったことを特に感謝したい．

参考文献［１］小森彰夫：プラズマ・核融合学会誌 82, 233 (2006).
［２］http://comets.lhd.nifs.ac.jp/［３］http://www.lhd.nifs.ac.jp/［４］Fusion Sci. Tech. 58, 1 (2010).
［５］T. Yamamoto et al., Fusion Eng. Des. 85, 637 (2010).
［６］Y. Takeiri Fusion Sci. Tech. 58, 482 (2010)［７］下妻隆：プラズマ・核融合学会誌 82, 506 (2006).
［８］下妻隆，長崎百伸：プラズマ・核融合学会 誌 85, 368(2009).
［９］武藤敬：プラズマ・核融合学会誌 82, 422 (2006).
［１０］A. Komori et al., in Proc. 15th Int. Conf. on Plasma Physics
and Controlled Fusion Research (Seville, 1994) Vol.2 (Vienna, IAEA) p.773.
［１１］N. Ohyabu et al., Phys. Rev. Lett. 97, 05502 (2006)［１２］R. Sakamoto and H.Yamada, Plasma Fusion Res. 4, 002(2009)［１３］H. Yamada et al., Plasma Phys. Control. Fusion 49, B487
(2007)［１４］R. Sakamoto et al., Fusion Sci. Tech. 58, 53 (2010)［１
５］永岡賢一，横山雅之：プラズマ・核融合学会誌 86, 71(2010).
［１６］吉沼幹朗：プラズマ・核融合学会誌 86, 78 (2010).
［１７］K.Y. Watanabe et al., Nucl. Fusion 45, 1247 (2005)［１８］H. Yamada et al., Contrib. Plasma Phys. 50, 480 (2010).
［１９］S. Sakakibara et al., Plasma Phys. Control. Fusion 50,
124014 (2008)［２０］H. Yamada et al., Plasma Phys. Control. Fusion 43, A55(2001)［２１］M. Yokoyama et al., Nucl. Fusion 47, 1213 (2007)［２２］井戸 毅，清水昭博，西浦正樹：プラズマ・核融合学会
誌 86, 507 (2010).
［２３］J. Miyazawa et al., Nucl. Fusion 48, 015003 (2008).
［２４］N. Mizuuchi et al., Nucl. Fusion 49, 095023 (2009).
［２５］S. Ohdachi et al., Contrib. Plasma Phys. 50, 552 (2010).
［２６］O. Motojima et al., Fusion Eng. Des. 83, 983 (2008).

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