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Y. Hirano et al.

融合の実現への可能性を持った逆磁場ピンチ方式であるらの中で，平均トロイダル磁場（!#）の大きさに比べて，トが，大きな二つの課題を抱えていた．第一の課題は，トロロイダルプラズマ電流の作るプラズマ表面のポロイダル磁

イダル磁場分布がプラズマ中で逆転しているという複雑な場の大きさ（!"!）が，!"!!
!#!1.2−1.4 程度以上になるま

逆磁場ピンチの磁場配位を，どのようにして形成するかとで，電流を増加させると，図２に示すように，各種の揺動いう配位の立ち上げの問題であり，第二の課題は，何らかが極端に減少する期間（#"）が現れ，そしてこの状態ではの方法により逆磁場ピンチ配位を形成できたとしても，形プラズマ周辺のトロイダル磁場（!#!）が，平均磁場の方向成された配位をどのようにして維持するかという問題であと反対方向を向いていること，即ち，逆磁場ピンチ磁場配る．図１に示すようなトロイダル磁場分布は，プラズマの位が形成されていることが明らかとなった（図３）．その有限の導電率によるプラズマ中の電流の減衰のため，平坦

後，D.C. Robinson 等 に よ り，逆 磁 場 ピ ン チ 磁 場 配 位 の化していくことは避けられない．そのため，単に電流の減

MHD 安定性の解析が行われ，理論的にも逆磁場ピンチ配

衰のみを考慮した場合には，磁場配位は不安定な状態へと位は MHD 的に安定であることが示された［４，５］．安定化 Z

遷移していくと予想される．

ピンチを安定化するもう一つの方法は，プラズマ電流の大このように二つの問題の両者とも，トロイダル磁場分布

きさに比べて十分大きなトロイダル磁場を用いることであがプラズマ中で逆転しているという逆磁場ピンチの磁場配る．必 要 な 条 件 は お お よ そ !"!!
!#〜1/10 程 度 以 下 で あ

位に関連した本質的な課題である．以下に述べるように，る．これがトカマクであり，ロシアの T-3 装置で，世界でこの二つの課題は，逆磁場ピンチ磁場配位が，ある特定の初めて高いプラズマ閉じ込めが実現されたことはよく知ら条件下においては（トロイダル磁束を保存する系においてれている．

トロイダルプラズマ電流が作るポロイダル磁場とトロイダ
ル磁場の大きさの比がある値を越えた時），磁場エネル
ギーが最小の状態であり，プラズマはその状態へと緩和するという，J.B. Taylor の緩和理論により解決の根拠が与えられることになる［６，７］．ここでは，上記二つの課題について，産業技術総合研究所の逆磁場ピンチ研究に主眼をおきつつ，これまでの逆磁場ピンチ研究の歴史を振り返って記述していく．さらに，上記の課題の解決後に新たに現れた
プラズマ閉じ込めにおける課題と，その解決に向けた最近の研究の中の主要な成果について記述していきたい．

２．逆磁場ピンチ配位の歴史
逆磁場ピンチ方式によるプラズマ閉じ込めが，現実性を持って捉えられるようになったのは，ZETA 装置による安定化 Z ピンチの実験において，磁場や，その他の揺動が非常に小さくなり，プラズマ閉じ込め性能が格段に向上する
期間，いわゆる Quiescent Period（#"）が見いだされてから

図２

ZETA における静かな状態（Quiescent period, QP）［８］．

である［８，
９］．
初期の磁場によるプラズマ閉じ込めの実験の一つとして，プラズマ中に単純に電流を流して閉じ込め磁場を発生させる，Z ピンチ方式があった．初期の実験では円筒状の真空容器の両端に電極を設けて，その間に高電圧をかけて放電電流を発生させることにより，封入ガスを電離・加熱
してプラズマを生成した．放電電流の向きは円筒の長軸，
即ち，Z 軸方向なので Z ピンチと呼ばれた（トーラス系ではトロイダル方向電流に対応する）．しかし，Z ピンチでは非常に激しい MHD 不安定性（ソーセージ型等）が観測されたので，これを抑えるため Z 軸方向の磁場（トーラスではトロイダル磁場）を同時に用いる安定化 Z ピンチによる実験が試みられた．ZETA はその代表的なトーラス型（実際はレーストラック型）の実験装置であった．
２．
１ ZETA における安定状態（Quiescent Period ，QP ）の
発見
ZETAの安定化Zピンチにおいても，MHD不安定性を抑図３えることは容易ではなく，様々な試みがなされたが，それ
３８３

ZETA の QP における Bta の逆転［９］．

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このように，逆磁場ピンチで MHD 的に安定なプラズマとなる．$を一定として( の極小値を求める問題は次の変閉じ込めを実現できることは，実験的，および理論的に確分の問題に帰着する．ここで，% はラグランジエの未定常認されたが，なぜ &%が現れ，その状態が持続するかとい数，*は円筒の半径である．

うメカニズムは不明なままであった．特に，配位立ち上げ

'
(!&
%#
*'
'
$#
(!$!
#

時には，!($が逆転していない MHD 的に不安定な安定化 Z
ピンチの状態を必ず通過する必要があるため（不安定性の上の変分の結果，無力磁場配位を示す次の方程式が得られ成長率は，ポロイダルアルフヴェン時間程度，即ち数マイる．

クロ秒程度であると予想された），この状態でのプラズマ

"
%#
*'
'
&("$&
#

の崩壊をどのようにして避けるかが大きな課題となった．
このことから，最初の逆磁場ピンチの実験装置は，数マ

円筒座標系でのこの方程式の解はイクロ秒程度のプラズマ電流の立ち上げとトロイダル磁場%-'!)$!)!##!&

変化を用いる，いわゆる高速ピンチ方式によるものとなっ!) $!)!#%-'#"&

た［１０‐１４］．これは，不安定性の成長率と同程度の磁場変化を用いることにより，不安定性が成長する前に，逆磁場，#と表される．ここで，!)!$!)&!'!と #"は０次と１次のピンチ配位を形成してしまうものであった．高速ピンチの*である．また，% はピンチパラメー
ベッセル関数，-$,#

実験では，プラズマの安定性の理論解析との比較など，

タと呼ばれ，境界条件（z 軸方向の磁束とプラズマ電流がMHD 現象の解明に関しては多くの成果を得ることができ一定）から %$!)$#!))と定まり，プラズマ電流の軸方向(た．しかし，高速の磁場変化を放電容器内部に発生するに磁場に対する相対的な大きさを与えるパラメータとなる．

は，放電容器の材料として，石英，ガラス，セラミックな

ただし (!))は !)の体積平均である．

どの絶縁材料を使用する必要があることから，放電容器内

上式から緩和状態の磁場分布に関してひとつの重要な点

面からの不純物の発生を抑えることが難しく，結局，高速が明らかとなる．即ち，プラズマ電流が平均軸方向磁場にピンチによる逆磁場ピンチの実験では，酸素などの軽元素対して相対的に大きい %$"!
#の状態では，-$"&,$*)

不純物障壁を突破することができなかった．その結果，電では #!の値は負となり !.の向きは中心と逆転する．言い

子温度は 10−30 eV 程度の低い値しか実現できず，閉じ込

換えれば，プラズマ中心と表面で軸方向磁場（トーラスでめ性能としては不満足な結果しか得られなかった［１］．

はトロイダル磁場）の向きが逆転する磁場配位がエネル

２．
２ 磁場エネルギー最小原理

ギー最小の状態となり，その状態が，プラズマが緩和して

１９７４年の IAEA の東京会議において，J.B. Taylor は逆磁

行く先の磁場配位であるということが示される．この理論

場ピンチ磁場配位の自発的形成の根拠となる，プラズマのは，ZETA の実験において発見された逆磁場ピンチ配位の緩和現象の理論を発表した［６］．この理論は，ポロイダル方

自発的形成に対して，物理的な根拠を与えるものであっ向に閉じた完全導体のシェルを持つ無限長の円筒プラズマ

た．

を考え，Z 軸方向のトロイダル磁束とプラズマ電流の大き

その後の数値計算等によって，逆磁場ピンチ配位への緩さを与えた時に，円筒内部の磁場配位がどのような分布に

和過程において，ヘリシティの減少より磁気エネルギーの緩和するかを示すものである．即ち，上記のプラズマは，減少が速いことが実際に示されており［１５］，磁気へリシある制限条件のもとで系全体の磁気エネルギー ( が最小

ティを一定に保ちながら，磁気エネルギーが最小の状態をの状態へと緩和すると考える．その際プラズマの持つ運見いだすという仮説は，近似的には成り立つのではないか

動，並びに熱エネルギーは磁気エネルギーに比べて小さいと考えられる．

として無視する（&$!，grad +$#""$!を仮定する）．

（)方向磁場のプ
ここで，逆転パラメータ "$!)$#!))(

従って，磁気エネルギー最小の状態は，系全体のエネル

ラズマ表面の値と体積平均の値との比）を導入すると，ギー最小の状態を意味することになり，その状態に系が緩Taylor の緩和状態は %-"面上の一本の曲線として表すこ

和することは，物理的には最もありそうなことであると考と が で き る（図４）．こ れ を "- % ダ イ ア グ ラ ム と 呼 ぶえられる．J.B. Taylor は制限条件としてグローバルな磁場が，相対的にプラズマ電流の小さい %%!近辺はトカマクのヘリシティ $ の保存を用いた．$ は次の式で 与えらに対応しており，!)は真空磁場にほぼ等しく "%"となる．

れ，系全体としての磁力線の絡まり具合を示す量である．

一方，プラズマ電流が大きくなって % が増加すると，パラ
マグ効果により中心付近の !)が増加して(!))が!)$より大きくなり "は減少する．そして，% が 1.2 で !)$$!を通過"%'$$! !#'

して，%$"!
#では !)$"!，即ち，""!となり逆磁場ピン

こ こ で !は ベ ク ト ル ポ テ ン シ ャ ル，"は 磁 束 密 度 でチに対応する．この曲線上のすべての点はエネルギー最小（"$'&(!），積分は円筒の単位長あたりの体積で行うこの完全緩和状態に対応しているので，MHD 的に安定であととする．また ( は，(!を真空の透磁率としてると考えられるが，現実のプラズマを考え，プラズマと金属シェル間に真 空 領 域 が 存 在 す る 場 合 を 想 定 す る と，"%"となるトカマクの場合と，""!となる逆磁場ピンチ#"#( $! &(!'%'#'の場合に，MHD 的に安定であることが，D.C. Robinson
３８４

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る．日本における最初のトーラス型プラズマ閉じ込め実験
装置ではないかと思われる上記装置の写真を図５に示す．
しかし，この Z ピンチの実験は逆磁場ピンチにつながることなく終了し，しばらくの期間をおいて同所でのプラズマ閉じ込め研究は，円筒プラズマである "ピンチの実験［１６］，"ピンチをトーラス化したトロイダルピンチ装置
ETL-TPE‐１号機［１７］と ETL-TPE‐
２号機［１８］とによるト
ロイダルスクリュウピンチの実験へと進展した（ETL はElectrical Technical Laboratory；電子技術総合研究所の，TPE は Toroidal Pinch Experiment の略）．その後，
１９７４年に至って，小川
図４

潔主任研究官の指導のもと，TPE‐
１号機の電源部分を改造して，マイクロ秒オーダの高速磁場制御

Taylor の緩和状態を示す F-! ダイアグラム［３］．

による逆磁場ピンチの実験を開始し［１
３］，次いで，TPE-1の解析により示された［４］．

の小半径を２倍にした TPE‐
１R（大半径／小半径＝0.5 m/

この Taylor の理論により，逆磁場ピンチ配位の形成と維0.1 m）に よ る 高 速 磁 場 制 御 の 実 験 へ と 進 展 し た［１４］．

持に関して理論的な根拠が与えられたことは，その後の研TPE‐１号機ではパイレックスガラス製の，TPE‐
１R では石究の進展に決定的な役割を果たした．それまでは逆磁場ピ

英製の真空容器が用いられ，到達真空度は 10−6 Torr 程度

ンチ配位形成の原理が明らかでなかったため，わけのわかであった．

らない状態はできるだけ速く通過して逆磁場ピンチ配位を

１９７９年度に実施された電子技術総合研究所のつくば移転形成しようとする，マイクロ秒オーダの高速ピンチを用いを契機に，Taylor の逆磁場ピンチ配位の自発的形成の理論て実験が行われていたが，装置技術上の難しさから見るに立脚して，ミリ秒オーダの低速磁場制御による逆磁場ピと，高速ピンチとミリ秒程度より遅い磁場変化を用いる低ンチ配位形成の実験へと大きく方向を変換し，１９８０年から

速配位形成では，大きな違いがある．低速配位形成では，ステンレス鋼製の真空容器を用いる TPE-1RM 装置の実験

コイル負荷系の耐電圧性能，電源系の電流立ち上げ速度とを 開 始 し た［１９，２０］．TPE‐
１RM で は 到 達 真 空 度 は

最大電流値等に対する要求は非常に楽で，その結果パワー

10−8 Torr 程度に達し，放電洗浄を繰り返して真空容器壁

エレクトロニクス素子を用いた電源設計が可能となり電源のコンディショニングを行うことにより，軽元素不純物のコストの大幅な低減が可能である．しかし，何よりも大き輻射障壁の突破を実現して，逆磁場ピンチで初めて 600 eV

な利点は，トロイダルおよびポロイダル方向にかかる周回という高電子温度を達成することに成功した．その後，電圧を数百ボルト以下とすることができるため，トーラス

10 ms 以上の逆磁場ピンチ配位の維持を実現した TPE‐
１

真空容器として超高真空の達成が容易で，軽元素不純物のRM１５装置［２０，２１］，次いで不整磁場の精密な補正と平衡制

発生の劇的な減少が期待できるステンレス鋼製の真空容器御を行った TPE‐
１RM２０装置［２２］へと発展し，最後に世界を用いることが可能となる点である．

三大逆磁場ピンチの一つと呼ばれた，大型逆磁場ピンチ実

即ち，Taylor の理論で，逆磁場ピンチ配位が，ある条件

験装置 TPE-RX の建設と実験を行うに至った［２３］．これらの下ではエネルギー最小の状態であり，プラズマが自発的の装置の特徴，スケールとプラズマ電流値，放電時間を表に緩和していく先の最終状態であることが示されたことに１にまとめて示す．また，上記の装置とは別に，ポロイダ

より，低速磁場制御で逆磁場ピンチ配位を形成する手法のルダイバータ付き逆磁場ピンチ実験装置 TPE-2M
［２４，
２５］，

理論的根拠が与えられ，軽元素不純物の少ない高電子温度

低アスペクト比逆磁場ピンチ実験装置 TPE-QS［２６］の実験を持った逆磁場ピンチプラズマの実現への見通しを得るこも行われた．

とができたということができる．

以下に，上記の装置における実験について順を追って紹次の章で，上記の研究の展開がどのように進展したか，介し，得られた成果を示すが，TPE‐
２M と TPE-QS につい

また，配位形成に成功した後，逆磁場ピンチにおけるプラては誌面の都合もあるので，装置の概略の紹介にとどめた

ズマ閉じ込め研究がどのように進展したかを，産業技術総い．興味のある方は参考文献をご覧いただきたい．

合研究所（旧電気試験所，および旧電子技術総合研究所）

３．
１ TPE-1，TPE-1R による高速逆磁場ピンチ実験
先にも述べたように，１９７０年代の半ば頃までは，逆磁場における逆磁場ピンチ実験の成果を中心にして記述していピンチの配位の形成には，マイクロ秒オーダの高速のプラ

く．

ズマ電流の立ち上げとトロイダル磁場の逆転が必要である

３．産業技術総合研究所における逆磁場ピンチ研究の歴史と考えられていた．そのため，40 kV の高電圧を使用する
コンデンサバンクと，高電圧大電流の高速投入が可能であ

産業技術総合研究所にお け る プ ラ ズ マ 閉 じ 込 め研究るギャップスイッチを組み合わせた電源，並びに，プラズは，１９５７頃に始まった電気試験所（産業技術総合研究所の

マ表面の磁場の高速制御を可能にするパイレックスガラス

前身の一つである電子技術総合研究所の基となった組織）

管で作った真空容器を用いた実験装置 TPE‐１（大半径／小における，ZETA 型の Z ピンチ実験装置に遡ることができ

半径＝0.4 m/0.05 m）を用いて，１９７４年から実験を開始し
３８５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.6 June 2011

図５

電気試験所（後の電子技術総合研究所）のZETA型トーラス
装置．おそらく日本 に お け る 最 初 の ト ー ラ ス 実 験 装 置（１
９５
０年代の終り）．

図６

TPE-1R の石英放電管と高耐電圧二重アルミシェル．

表１
TPE database
Years
$[m]
&[m]
$!
&
Volume [m3]"'max [kA]!'!max [T]
"
"%
)[ms]
!*
!max [T]
[T]
!*
!(
#+
#&$/Volume [MW/m3]%&$/Volume [kJ/m3]
Vessel material
Limiter material
Shell structure
Shell time [ms]Shell proximity
Equilibrium control
Error field cancell

TPE-1RM
19800.5
0.09
5.56
0.08
130
0.29
0.8
0.12
-0.05
90
72
SS(YUS)
SS
Double, Cu
12(in)+34(out)
1.2
Passive(shell)
Double shell

図７

TPE-1R 装置の負荷部の写真．白衣を着ているのが小川潔先生．

TPE シリーズ装置の主要パラメータ．

TPE-1RM15
1985198819900.7
0.7
0.7
0.135
0.135
0.135
5.19
5.19
5.11
0.25
0.25
0.26
180
190
230
0.27
0.28
0.34
10
10
12
0.2
0.2
0.2
-0.1
-0.1
-0.1
40
40
38
400
400
460
SS
InconelSS
SS
Graphite
Mo
Single, Cu
110
110
110
1.18
1.18
1.18
DC vertical
Gap cover + Preprog.+FB

３８６

TPE-1RM20
199219960.75
0.75
0.192
0.192
3.91
3.91
0.55
0.55
250
210
0.26
0.22
16
12
0.2
0.2
-0.08
-0.08
11
10
160
120
SS
SS
Mo
Mo
Triple, Cu
Single, Cu
8+154
154
1.08
1.12
DC vertical
Preprog.+FB

TPE-RX
1998-2007
1.72
0.45
3.82
6.82
480
0.21
110
0.2
-0.05
3.5
210
SS
Mo
Triple, Al + Cu
10+3301.08
DC vertical
Preprog.+FB

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た［１３］．次いで，TPE‐
１装置の負荷系の小半径を２倍にするとともに，真空容器材料を石英管に変更した TPE‐
１R装置（大半径／小半径＝0.5 m/0.1 m）の計画を１
９７５年ごろから開始し，１９７８年から実験を行 っ た［１４］．図６と７にTPE‐１R 装置の写真を示す．写真は組み立て途中のもの
で，絶縁を施したアルミ製のカバーで（小半径が真空容器より少しだけ大きなトーラス状の金属で真空容器を覆い，金属表面を流れるイメージ電流を利用してプラズマの磁場揺動を抑制する．シェルと呼ばれる．），石英製のトーラス型の真空容器の大部分が覆われ，覆われていないところの
真空容器の一部だけが見えている．
また，TPE-1R ではトロイダル周回電圧を発生するオー
ミックコイルも，シェルと同様の形状でシェルをほとんど完全に覆う方式をとっている．これはトロイダル方向の周
図８回電圧を真空容器内に励起するために必要な金属の切断部（これをシェルギャップと呼ぶ）で発生する不整磁場を，極TPE-1Rにおける高速逆磁場ピンチ配位形成の放電波形．プ
ラズマ電流 Ip，プラズマ表面のトロイダル磁場 Bzw，トロイダル磁束 "［
７］．
t２

力小さくするためである．また，シェルのギャップ位置と，
オーミックコイルの給電線との接続位置をずらすことによ

かわらず，輻射障壁を突破できなかったことは，軽元素不り，避けることが非常に難しい給電位置付近の不整磁場を純物対策の難しい絶縁物（石英）放電容器を用いたジュー

シールドする効果も合わせ持っている．即ち，実効的な２ル加熱装置における，プラズマ閉じ込め実験の限界を示す

重のシェル構造とすることにより，外部からの不整磁場のものであると考えられる．

侵入の防止と，プラズマの平衡維持のために必要なシェル

一方，表面の安全計数が非常に小さく "〜−0.01 程度でに流れる電流が発生する不整磁場の抑制の，両者に対してもグローバルな MHD 安定性が保たれること，周辺トロイ大きな効果を得ることができる．実際に，３．
３節で示すようダル磁場が逆転（負方向）しているにもかかわらず，プラに，一重のシェルではシェルのギャップ部の不整磁場を精

ズマ電流の数十マイクロ秒オーダの増加にともないプラズ

密に補正しない限り，トーラスプラズマの平衡を維持する

マ中のトロイダル磁束（正方向）が同様のタイムスケール

ことは不可能である．

で増加することなど，TPE-1R で得られた実験結果は，逆シェルとオーミックコイル，およびトロイダルコイルに磁場ピンチが何らかの緩和現象の結果，磁場エネルギー最は最大 40 kV の高電圧がかかるので，エポキシ樹脂による小，あるいはジュール損失率最小の状態へと緩和し，維持

絶縁が施されている．４分割したトーラス形状に，真空排されるという考えに実験的な裏付けを与えるものであっ

気や計測用のポート穴が多数設けられているという複雑なた．この実験結果は低速逆磁場ピンチ形成実験という次の形状で高い耐電圧絶縁性能を得るため，流動浸積法と呼ばステップへ踏み出す勇気を与えるものであった［２７］．

れる特殊な手法でエポキシ樹脂のコーティングを行った．

３．
２ TPE-1RM による低速配位形成実験と高電子温度の達成

図８に TPE-1R の典型的な逆磁場ピンチ放電波形を示

絶縁物（ガラス，石英，セラミック等）放電容器を用いす．約 5 μs のプラズマ電流の立ち上げにより，約 2 kG の初たジュール加熱装置では，軽元素不純物の問題を解決して期バイアストロイダル磁場からの急速な逆転にもかかわら高電子温度を達成することが難しいことが明らかになったず，初期バイアスと同方向のトロイダル磁束が捕捉され，ことにより，次の段階へ進むためには，金属（ステンレス

逆磁場ピンチ配位が形成される．ここで，逆磁場ピンチで鋼）製の真空容器をどのようにして取り入れて実験を行う

は，同じ高速立ち上げ磁場を用いているトロイダルスク

かが大きな問題となった．金属製の真空容器を使用するにリュウピンチとは違って，最初に大きなバイアス磁場を用は，容器内への磁場の浸透速度の問題から，マイクロ秒

いているため，衝撃波加熱は期待できず，プラズマ加熱とオーダの高速制御ではなく，百マイクロ秒オーダの低速磁

してはプラズマ電流によるジュール加熱が中心で，他に磁場制御による逆磁場ピンチ配位の形成を実現する必要があ

場揺動（磁場の再結合）による乱流加熱があることを指摘る．しかしその場合には，配位形成の途中で "が１以下としておく．

なり理想 MHD モードに対して不安定な領域を通過するた形成された，逆磁場ピンチ配位は 50 μs 間プラズマ電流

め，激しい不安定性が発生して配位形成ができなくなる可がほぼ一定に保たれ，その後 50 μs 間で減衰するが，トロイ能性が危惧された．一方，TPE-1R の実験で，数十マイクロダル磁束は全体でほぼ 100 μs 間保持される．しかし，電子

秒オーダの磁場変化に追随する，磁場分布の緩和現象が存

温度は 10 eV 程度と非常に低い値にとどまり，プラズマ電

在することが示されたことから［２７］，電流の立ち上げ速度

流を一定に保つために必要な周回電圧は 100−200 V と非とトロイダル磁場の逆転速度，およびそれらのタイミング

常に高い．これは軽元素不純物（同定はしていないが，おの組み合わせを適切に設定することにより，プラズマ電流

そらく酸素と炭素）の輻射障壁を突破できなかったためとの増加と表面トロイダル磁場の逆転に応じて，理想的には考えられる．20−40 MWと大きなジュール加熱入力にもか

図４に示した磁場エネルギー最小の緩和状態を表す !-!
３８７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.6 June 2011

曲線上を，"!!の点からたどることにより，低速磁場制御（a）

でも逆磁場ピンチ配位の形成が可能であるのではないかと期待することができた．実際には１９７９年に実施された電子技術総合研究所（現産業技術総合研究所）のつくば移転のため，TPE-1R 実験装置の解体・再組み立てが必要となり，
そのタイミングを捉えて，石英放電容器を用いる高速磁場制御方式から，ステンレス製真空容器を用いる低速磁場制御方式へと切り替えることとした．
これに応じて実験装置の大幅な改造を行い，TPE-1RM
装置をつくばの新サイトに建設した［２０，２８］．図９に TPE-1RM 装置とその真空容器の写真を，表１に諸元を示す．
もっとも，装置の改造を計画したときは，低速磁場制御について 100％ の確信があったわけではなく，これでだめな
ときは逆磁場ピンチの研究をやめるしかないと覚悟を決めて話し合ったことを記憶している．したがって，１
９
８０年の

（b）

６月に，おおよそ１ヶ月間に及ぶ放電洗浄その他の壁コン
ディショニングの後で，150 μs を越える低速磁場制御で逆磁場ピンチ配位の形成に最初に成功した時は，本当に感激
し，研究者冥利に尽きるとはまさしくこのことであったと，今でも思っている．
ただし，研究所のつくば移転のスケジュールの関係で，
TPE-1RM 装置への切り替えに手間取っているうちに，イ
タリアパドヴァ大学の ETA-BETA-II 装置で，１
９７９年中に金属製放電容器を用いた実験が行なわれ，約 70 μs 程度の磁場制御で，逆磁場ピンチの配位形成に成功していたことを指摘しておく必要がある［２９］．イタリアに先を越され，残念ながら我々の結果は二番手となってしまった．我々がETA-BETA-II の結果をいつ知ったかは良く覚えていない

図９が，昔は我々のような弱小グループへの国際間の情報の伝

TPE-1RM の装置負荷系（a）とステンレス製ベローズ真空容器（b）．

達はあまり速くなく，少なくとも１９８０年６月の時点ではETA-BETA-II の結果は伝わっていなかったと記憶してい器を用いた TPE-1RM へ改造すればよかったと思うが，そる．

の時点では，低速制御による逆磁場ピンチ配位形成の可能

その後イタリアのグループは組織的にも再編され，大型性に賭けることができず，思い切って踏み出すことができ

RFP 装置 RFX を有する RFX 研究機構へと発展した．一時なかった．その当時の世の中の常識も低速制御には懐疑的

期の電源装置の火災による危機を乗り越え，現在も１００名

で，TPE-1RM への改造計画を私の先輩の島田壽男氏が報を越える人員とかなりの予算を得て，世界の逆磁場ピンチ

告した日本物理学会の講演では，配位形成に関して厳しい研究の中心として，逆磁場ピンチの抵抗性壁モード不安定

質問が出たことを記憶している．やはり常識にとらわれて性のフィードバック制御による安定化など，多くの成果をいては，新しいことはなかなか始められないのかと感じて出しつつある［３０，３１］．

いる次第である．

一方我々のグループは２００６年度末で研究終了の憂き目に

１９８０年に Brussels で開催された IAEA 会議において報告遭うことになり，二番手の悲哀を感じているところであされた，TPE-1RM における低速制御を用いた逆磁場ピンる．もちろん，二番手であったこと以外にも研究終了に

チ配位 形 成 実 験 の，歴 史 的 な 放 電 波 形 を，図１０に 示 す至った原因は色々あり，むしろそちらの方が主なものであ［２８］．図１０は TPE-1RM において逆磁場ピンチ配位が得らると思われるが，一番手を逃したことはかえすがえすも残れた最初の放電である．左側が逆転をかけない安定化 Z

念である．

ピンチ（Stabilized Z Pinch）の例で，逆転をかける１ショッ

金属放電容器を用いた実験への転換は，１９７７年頃には考ト前の放電であり，"!
""などに激しい揺動が現れている．
#!

え始めていたが，予算その他の問題で，TPE-1R への改造

右側の図が逆磁場ピンチ配位が得られた図で，逆転磁場のに手間取り，そうこうしているうちに，つくば移転のスケ値が適切でなかったので，一度不安定性が起こるがその後

ジュ ー ル と 合 わせ る 必 要 が で て き た こ と な ど に よ り，

逆磁場ピンチ配位が形成されている．ただし，"!
"$に小#!

TPE-1RM の実験開始は１
９８０年にずれ込んでしまった．

さい揺動は残っている．真ん中の図が，逆転磁場を調整し今の時点で考えれば，高速制御のままで小半径を２倍にて，きれいな逆磁場ピンチ配位が得られたものであり，した TPE-1R への改造をスキップして，すぐに金属真空容"!
"$に揺動は見られない．逆磁場ピンチ磁場配位ができ#!
３８８

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図１
０ 低速逆磁場ピンチ配位の形成に成功した最初の TPE-1RMの放電波形．（a）
プラズマ電流 Ip，トロ イ ダ ル 周 回 電 圧
Vloop,dIp/dt，真空容器外側のトロイダル磁場Btw，トロイダ
真空容器内のポロイダル磁場 Btw とトロイル磁束 #t，（b）
ダル磁場 Bpw［２
８］．

Y. Hirano et al.

図１
１ TPE-1RM における中心電子温度と密度のプラズマ電流依
存性［３
２］
．

ていることは，プラズマ表面の磁場 !$% が逆転しているにもかかわらず，トロイダル磁束 !$が反転せずに最初と同じ極性に保持されていることで示される．一度必要な運転条件を見つけることができれば，逆磁場ピンチ配位を再現性よく得ることは容易であった．
配位の形成に成功した後，トムソン散乱による電子温度と電子密度測定に精力を集中し，図１１に示す，電流ピーク
時の中心電子温度，電子密度のプラズマ電流値依存性を得た［３２］．図に示すように，ピークプラズマ電流 130 kA の時，電子温度は #!〜600 eV に達する．このような高い電子

図１２ 中性粒子分析と CV ラインのドップラー計測による，TPE1RM におけるイオン温度の時間変化［３４］．

温度が逆磁場ピンチで得られたのは世界で初めてであり，
その研究上の意義は非常に大きかった．そのため，英国のカラム研究所の研究者が来所してトムソン散乱の共同測定

ナモ効果によるプラズマの揺動（運動）の熱化であり，恐と軟 X‐線輻射のエネルギースペクトル測定を行い，確か

らく磁力線の再結合と関係していることがわかってきたに高い電子温度が実現されていることを確認した［３３］．こが，詳細なメカニズムはまだ不明である．

れはかって T-3 トカマクの高い電子温度を，同じくカラム

温度と密度の空間分布計測がないので，正確な値は不明の研究者がトムソン散乱で確認したことに倣うものであっであるが，もっともらしい分布（圧力が放物線分布）を仮た．

定して計算すると，エネルギー閉じ込め時間〜0.07 ms，ポロイダル "値（〜平均 "値）〜0.1 が得られる．

次いで，日本大学の吉村久光先生のグループとの共同研
究で中性粒子エネルギー分析器を用いたイオン温度測定を

このように，TPE-1RM の実験結果は，逆磁場ピンチ方

行い，炭素（CV 227.1 nm line）のスペクトル線のドップ式で高温・高 "の閉じ込めが可能であり，逆磁場ピンチがラー広がりの計測と合わせて，電子温度だけでなくイオン

核融合プラズマ閉じ込め装置としてのポテンシャル持って温度も非常に高いことを見いだした［３４］．場合によってはいることを，初めて示したものであった．

電子温度より高い値を得ることができる（"#〜90 kA で #"さらに，J.B. Taylor のヘリシティ保存という拘束条件が〜700−800 eV）．この結果を図１２に示す．これは，逆磁場ない場合でも．磁場分布の緩和現象が起こるという面白い

ピンチに何らかのイオンの異常加熱機構が存在することを結果も得られた．図１３に示すように，最初非常に低いトロ示すものであった．その後の研究により，このイオン加熱

イダルバイアス磁場から放電を開始して，トロイダル磁場のメカニズムは，逆磁場ピンチの形成・維持に必要なダイの逆転を行って逆磁場ピンチ配位を形成し，その後，逆転
３８９

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.6 June 2011

磁場がほぼ一定になるように制御しながらプラズマ電流をクコイルとは独立な平衡磁場発生コイル，オーミックコイ

増加していくと，正方向のトロイダル磁束もほぼプラズマ

ルとトロイダル磁場コイルの給電線部分で発生する水平磁

電流に比例して増加することが観測された［３５］．この場合場を補正する水平磁場コイル，および低速磁場制御に適しには，放電容器内の磁場のヘリシティは明らかに保存せずた 20 kV と 3.3 kV，および 5 kV のオイルコンデンサバンク

増加している．この結果は磁場ヘリシティが保存しない系と，長時間維持用の 800 V のケミカルコンデンサバンクをでも，磁場配位の緩和が起こって逆磁場ピンチ配位が形組み合わせた電源を導入した．また，TPE-1RM で用いて成・維持されるという，J.B. Taylor のモデルとは異なったいたシェルと類似の構造をしたシングルターンのオーミッ

条件でも緩和現象が起こり得るということを示すものであ

クコイルの方式を取りやめて，独立なマルチターン方式とる．このことはもっと一般的な磁場緩和理論モデルの必要したため，シェルは一重の構造となった．したがって，性を示しているものと考えられる．

シェルギャップに発生する不整磁場については，シェル３．
３ TPE-1RM15 による平衡位置の精密制御実験

ギ ャ ッ プ 内 面 に 設 け た 厚 さ 0.8 mm の 銅 板 製 の シ ェ ル

TPE-1RMの実験成果を受けて，１９８２年頃から10 ms以上

ギャップカバーと，外部からトーラス全周にかける垂直磁の放電時間を持つ次の実験装置 TPE-1RM１５の検討を開始

場，および，シェルギャップ付近の局所的な補正を行なうした．TPE-1RM は多くの成果をあげたが，もともと高速

サドルコイルとそのフィードバック電源を用いて補正を行

磁場制御用の装置を低速磁場制御用に改造したもので，なうこととした［３８］．

オーミックコイルがシングルターンで供給電流が大きいた

さらに，厚い金属シェル中のプラズマの平衡位置制御のめ，給電接続部の発生する誤差磁場が大きいこと，プラズ

ため，シェルの浸透時間より十分長い持続時間を持つ垂直

マの平衡をシェルのみで維持する方式を用い，外部の平衡

磁場（DC 垂直磁場と称する）と，プラズマの最初のブレー

磁場コイルが存在しないことなどのいくつかの扱いにくい

クダウン時にこの DC 垂直磁場を消去するパルス垂直磁場点を持っていた．特に，放電の長時間化には，能動的な平を用いる標準的な手法を採用した．DC 垂直磁場の発生に衡制御と各種不整磁場の低減が必須であると考え，TPE-1

は，立ち上げ時間が 2 ms 程度の通常の平衡磁場コイルのRM１５で は 装 置 負 荷 系 と 電 源 を 大 幅 に 作 り 変 え た

トーラス外側部分を用いることとし，そのために DC 磁場［３６，３７］．即 ち，プ ラ ズ マ の 大 半 径 を 0.7 m，小 半 径 を発生用の 24 V の低電圧電源と，通常の垂直磁場発生用の0.137 m へと大きくし，空間分布の計測が可能な真空容器

5 kV の電源の並列運転が可能なように，垂直磁場電源の設のマルチポート部を設けるとともに，厚さ 25 mm の銅製の計・製作を行った．パルス垂直磁場はシェル内面の真空容

シェル，マルチターンの空芯オーミックコイル，オーミッ

器との間に設けたパルス垂直磁場コイルで発生した［３９］．
また，放電の長時間化に対応する真空容器壁への熱負荷対策として，最初は SUS316L 製の，次いでグラファイト製

図１
３ TPE-1RM における遅い電流立ち上げ時の放電波形．（a）
Ip，，Vloop と，（b）
F と!
［３
５］
．
Btw，平均トロイダル磁場〈Bt〉

図１
４ TPE-1RM15 の負荷系．

３９０

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Y. Hirano et al.

の，最終的にはモリブデン製の，多数の保護リミタを用い

何か他の致命的な装置設計上の誤りによるものではないかて，壁とプラズマが直接的に接触しないように試みた．

と疑い，眠れない夜が続いたことを思い出す．その後，簡１９８３年から装置部品の製作に取りかかり，１９８５年に装置

易的なサドルコイルと電源を用意して，図１６に示すようにを組み立てた．図１４に TPE-1RM１５装置の写真を，表１に不十分ながらシェルギャップ不整磁場の補正を試みたとこ

装置諸元を示す．図の写真からわかるように，TPE-1RM

ろ，補正を大きくするに従って放電時間が延びていったの

１５に至って，ようやく逆磁場ピンチも長時間のプラズマ維で，一安心することができた．平衡垂直磁場電源の整備が持が可能な閉じ込め実験装置としての体裁を整えることが終了して，適当な強度の垂直磁場をかけたところ，直ちにできたということができる．

10 ms に近い放電を得ることができ，シェルギャップ不整TPE-1RM１５の本格的な実験を１
９８６年から開始し，その磁場の影響の大きさを実感することとなった．

年に京都で開催された IAEA 会議で最初の平衡制御実験のそこで，平衡垂直磁場のプレプログラミングでは補正し結果を報告した［４０］．図１５に典型的な放電波形と電子温きれないシェルギャップ不整磁場を，高い精度で補正する

度・密度の時間変化を示す．10 ms を越える放電時間とことを試みた．そのため，トロイダル方向に１８０度離れた２

1 keV に達する電子温度が得られた［２０］．

カ所のギャップ部分に局所的な垂直磁場を発生する上下一また図１６にシェルギャップの不整磁場の補正の効果を示

対のサドルコイルを設置し，シェルギャップ不整磁場がゼす［２０］．TPE-1RM１５の完成直後の最初の実験では，予算ロとなるようなフィードバック制御を RFP では始めて実の都合から平衡垂直磁場の電源とサドルコイル系の整備が間に合わず，垂直磁場なしの実験を試みた．しかし，薄いシェルギャップカバーでは不整磁場を補正しきれず，放電は 2 ms 以下の非常に短い時間しか持続しなかった．最初
は，シェルギャップの不整磁場がこれほど大きな影響を与えるとは考えていなかったので，上記の短い放電時間は，

図１
６ TPE-1RM15 におけるシェルギャップ不整磁場の補正の効
果．補正はシェルギャップ部の上下に設けた，一対のサド
ルコイルで行った．（a）
Ip と，（b）
不整垂直磁場の時間変化．①−⑥は補正の強さを変えた結果を示す．①が補正な
し，④が最適補正，⑥は補正が強すぎる場合を示す［２０］．

図１５ TPE-1RM15 における放電波形．（a）
Ip と Vloop，Btw と〈Bt〉，（b）Te０と ne０．Btw out と Btw in は，それぞれ，真空容器外表
面とプラズマ表面のトロイダル磁場である［２０］．

図１７ TPE-1RM15 におけるシェルギャップ不整磁場の補正の効
果．ポロイダル磁場で正規化したシェルギャップ部の平均
垂直磁場に対する，プラズマ抵抗の依存性［２
０］
．

３９１

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施した［２０，３８］．先に図１５に示した放電波形は，このフィードバック制御を用いて不整磁場の補正を最適化した後に得られ た も の で あ る．図１７は シ ェ ル ギ ャ ップ の 不 正 磁 場［２０］．こ（!$!!##"#）がプラズマの抵抗に与える影響を示す
れから !$!!##"#がポロイダル磁場の 2％ を超えると，影響が出始めることがわかる．
この結果から，結局のところ一重シェルでは，シェルだ
けでは平衡の維持は現実的には不可能で，実際上はシェルがないと考えた時に必要な垂直磁場を外部からかける必要があることがわかった［２０，３８］．シェルギャップ付近の局所的な補正，あるいは，厚い多重シェルによる補正は有効ではあるが，その有効時間はシェルの垂直磁場に対する浸図１
８ TPE-1RM15 における平衡位置制御の効果．DC 垂直磁場により制御したShafranovシフトに対するVloop の依存性．放電開始後 4.5 ms［２０］．

透時間のせいぜい 1/10 程度であると考えられる．
TPE-1RM15 では，基本的にはプラズマの平衡はシェルで保持するので，別途垂直磁場をかけない限りは，シェルに対するプラズマの Shafranov シフトが現われ，プラズマは放電容器中心から外側にシフトする．このシフトがプラ
ズマ・壁相互作用にどのように影響を与えるかを調べるた
め，DC垂直磁場の大きさを変えて，プラズマ抵抗の変化を示した結果を図１８に示す［２０］．この結果から，mm オー
ダーの位置制御により，プラズマの抵抗が変化してプラズマ閉じ込め時間に大きな影響を与えることが明らかとなった．この原因としては，プラズマ表面付近の磁力線が真空容器壁（リミタ）と鎖交するために発生する edge helicity
loss に起因する異常周回電圧の発生，プラズマ境界の外側の領域に発生して真空容器壁（リミタ）にあたって失われる無効なダイナモ駆動電流を駆動するために発生する周回
電圧等が考えられている［４１，４２］．
図１９に示すように，TPE-1RM の実験で示されたのと同様に，ms を越える緩やかなプラズマ電流の変化においても，トロイダル磁束はほとんどプラズマ電流の大きさに比の時間変
図１９ TPE-1RM15 における，平均トロイダル磁場〈Bt〉
立ち上げ放電と，（b）
立ち下げ
化．プラズマ電流 Ip の，（a）はそれぞれのピーク値で正規放電の場合を示す．Ip と〈Bt〉化してある［２０］．

例することがわかる［２０］．これは，プラズマ中の磁場がトロイダル磁場の拡散減衰時間と同程度の変化をしても，平均トロイダル磁場とプラズマ表面のポロイダル磁場の比が一定であることを意味する．即ち，この比を一定にするような，磁場の抵抗拡散を打ち消す強力なトロイダル磁束の見ると，夢のような進歩であったが，また一方では，逆磁生成がプラズマ中で起こっていること，言い換えれば，プ

場ピンチプラズマの性能の向上に伴い，逆磁場ピンチの閉

ラズマ中の磁場分布を一定に保つ緩和機構が存在し，有効

じ込め性能を制限している最大の要因が，ダイナモ効果にに働いていることを示している．

付随した磁場揺動による大きなプラズマ損失であり，このまた，プラズマ電流の増加時のプラズマの抵抗率の増加点を突破しないと，10−20 MW/m３という高い加熱パワーと減衰時の抵抗率の減少を定量的に求め，ダイナモ効果に密度から期待されるようには，温度，密度，!値などの性能よる実効的なトロイダル周回電圧を評価することができたが向上しないことが明確になってきた．
そこで，より安定性が高く磁場揺動を抑えることが可能

［４３］．
３．
４ TPE-1RM２０による高!プラズマ閉じ込め（IHTMモー

な実験を行って，逆磁場ピンチプラズマの閉じ込め性能のドの発見）向上を図るとともに，!値や閉じ込め時間などの閉じ込め

TPE-1RM１５における実験では 2 ms の逆磁場ピンチ立ち

性能の限界を見出すため，１９９０年に TPE-1RM１５装置を一上げ，能動的な平衡制御を用いた精密な平衡位置制御，部改造して TPE-1RM２０を建設した．改造はそれほど大掛

シェルギャッ プ 不整 磁 場 の 補 正 等 に よ り，電 子 温度がかりなものではなく，オーミック，トロイダル磁場，平衡

1 keV に近い逆磁場ピンチプラズマの長時間維持を実現

磁場，水平磁場，などのコイル系と電源はそのままで，真し，低速磁場制御を用いた逆磁場ピンチ配位の形成と保持

空容器とシェルのみを一回り大きくするとともに（大半径の手法を確立することができた［２０］．

を 70 cm から 75 cm へ，小半径を 13.7 cm から 19.2 cm へ増加），厚肉シェルとは別の，薄い 0.8 mm 厚の銅製のシェル

この結果は，１０年前の高速磁場制御による実験の時から
３９２

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Y. Hirano et al.

を設けてシェルのプラズマへの近接性を向上することによすることは難しい．そこで，真空容器に，薄い絶縁シート

り，1 ms 以下の速い磁場揺動の安定化を試みた．薄肉シェを挟んで密着して取り付けることのできるフレキシブルなルを二重に設けて，シェルギャップの位置をずらすことに薄肉シェルを設けることにより，速い磁場揺動成分に対すより，薄肉シェルの作るシェルギャップ不整磁場の影響をるシェルの近接性を向上させた（&!
%〜1.08）．薄肉シェル

極力小さくした［２２，
４４，
４５］．

の磁場浸透時間は，揺動のモードに依存し，2−8 ms 程度

厚肉シェルの近接性については，リミタによる真空容器と見積もることができる．これは，磁場揺動の抑制は薄肉壁の保護に必要なスペース（TPE-1RM２０では 2 mm），真シェルで，平衡制御と外部不整磁場の遮蔽は厚肉シェルで空容器ベローのコンボリュウションの厚み（12 mm），真と，シェルの役割を分担したことを意味する．

空容器とシェルの間のスペース（両者の機械精度，絶縁，

１９９１年に装置の改造を行い，実験を開始した［４６］．装置

磁場計測センサー厚など，9 mm）を考えると，厚肉シェルの写真と断面図を図２０，２１に，装置諸元を表１に，典型的の内小半径 &とプラズマの小半径 %の比，&!
%を 1.1 以下にな放電波形を図２２に，中心電子温度 $"!とイオン温度 $#と線平均電子密度 !
'""の時間変化を図２３に，$"!と $#の "$依存性を図２４に示す．また，TPE-1RM15 と 1RM20 の比較として，トロイダル周回電圧の抵抗成分 #$"
$の "
$依存性を
と$"!の"
図２５に，!
６，２７に，磁場揺動（#!%）'""$依存性を図２の周波数スペクトルを 図２８に示す［４７，４８］．TPE-1RM15

図２
０ TPE-1RM20 装置の負荷系．

Btw と
図２
２ TPE-1RM20 における放電波形．（a）
Ip と Vloop，（b）
〈Bt〉
，（c）
F と "．Btw out と Btw in は，それぞれ，真空容器
外表面とプラズマ表面のトロイダル磁場である．
図２
１ TPE-1RM20 装置の断面図．

３９３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.6 June 2011

図２
３ TPE-1RM20 における中心電子温度，イオン温度，線平均電子密度，およびプラズマ電流の時間変化．
図２
７ TPE-1RM20 と TPE-1RM15 の比較．中心電子温度のプラズ
マ電流依存性［４４］．

図２４ TPE-1RM20 における中心電子温度とイオン温度のプラズ
マ電流依存性．

図２
８ TPE-1RM20 と TPE-1RM15 の比較．放電容器の影響を補正したトロイダル磁場の揺動成分の周波数スペクトル［４６］．

の結果と比較して同じプラズマ電流（〜160 kA）では，電子温度はほぼ同じ（700−８００eV），密度は約半分（2.5×1019 ! 1.2×1019 m−3），"!!
!は 半 分（30 V ! 15 V）で ある．これ程低い "!!
!の値が RFP で得られたのは世界初であった．磁場揺動の減少は低周波（1−2 kHz）領域で顕著であるが（約 1/10），高周波（〜100 kHz）領域でも見られる（〜1/2）．電子密度の低下は，表面積／体積の比の減少と，磁場揺動の低減によるプラズマ・壁相互作用の抑制の結果，壁からの粒子補給が減少したためであると考えられ

図２
５ TPE-1RM20 と TPE-1RM15 の比較．トロイダル周回電圧の６］．
抵抗成分 RpIp のプラズマ電流依存性［４る．これらの結果から，図２９，３０に示すように，!!の変化
は小さくほぼ 0.1 で，エネルギー閉じ込め時間は約２倍（〜0.3−0.4 ms）となった．
TPE-1RM20 の実験では，ADC チャンネルの増強と DEC
計算機の導入等，データ収集・処理装置の増強による磁場や静電揺動の計測性能の向上，その他分光計測，温度密度計測等の拡充により，各種揺動の周波数やモード解析，プラズマパラメータの計測精度の向上が可能になり，プラズ
マの閉じ込め物理の理解を大きく進展することができた［４９］．
特に，データ収集・処理装置に関しては，TPE-1R，TPE1RM の実験時には８チャンネルの ADC しかなく，逆磁場ピンチの緩和現象について面白い実験結果が出ていながら，磁場揺動のモード解析などは夢のまた夢で，悔しい思

図２
６ TPE-1RM20 と TPE-1RM15 の比較．中心コード平均電子密度のプラズマ電流依存性［４４］．

いをした経験がある．そこで，TPE-1RM５の実験開始以
降，データ収集・処理装置の増強・整備を重点的に進め
３９４

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Y. Hirano et al.

TPE-1RM20 の磁場揺動の解析により，この状態が出現
し，ある一定時間持続することが世界で初めて見いだされた．その結果は文献［５０］の図７に示されている．その図は!!!で異なる "を持つフーリエモードの大きさの時間変化を示したものであり，#!5 ms付近で!!!，"!#のモードが他のモードに比べて大きくなり，QSH 状態となることを示している．その後の理論的な解析で，QSH 状態の発展したシングルヘリカル状態では，シングルヘリカルモードの揺動だけによるダイナモ効果で，逆磁場ピンチ配位の維持が可能であることが示された．このシングルヘリカル
モードによるダイナモ効果では，通常の多重ヘリカルモー
図２
９ TPE-1RM20 と TPE-1RM15 の比較．"p のプラズマ電流依存
性［４
８］
．

ドのダイナモ効果では避けられない隣接した共鳴面の磁気
島の重なり合いによる磁気面の破壊と，その結果生じる大きなプラズマ損失を避けることが可能で，ダイナモ効果による逆磁場ピンチ配位の維持と，良好なプラズマ閉じ込めを両立させることができる．現在，イタリアの RFX 装置を中心として，磁気軸がヘリカル変形した，いわゆる立体磁
気軸を持つ逆磁場ピンチ配位をも視野に入れた，ヘリカル
逆磁場ピンチの研究が精力的に行われているが，TPE-1
RM20 におけるQSH状態の発見はその先駆けとなるものであった．
また，高ピンチパラメータ領域における高プラズマ閉じ
込め運転モード（IHTM）では，図３１と３２に示すように，!""の高ピンチパラメータ領域で，約 0.5 ms のエネル
ギー閉じ込め時間と "$〜20％ の高 "値を同時に達成し，そ図３０ TPE-1RM20 と TPE-1RM15 の比較．#
E のプラズマ電流依存
性［４
６］
．

の状態を〜10 ms 程度維持することに成功した．ピンチパ
ラメータが大きい程，プラズマ周辺部の磁場のシェアーがた．その当時は核融合の実験分野では標準的であった，
DEC の計算機を処理装置とする CAMAC システムを導入
し，時間をかけて ADC のチャンネル数の増加を実現していった．TPE-1RM15 の実験の終わり頃には不十分ながら磁場のモード解析ができる状態になり，TPE-1RM20 の実
験開始時には，磁場揺動と静電揺動，およびその他のパラメータの同時解析が可能となる状態にまで持ってくることができた．
実験装置の建設時には，どうしても装置の性能を優先してしまい，装置の製作に予算をかけ過ぎて，計測にしわ寄せがいくということになってしまいがちであるが，いくら面白い実験ができても，きちんと計測して結果をだすこと

図３
１ TPE-1RM20 における "p の ! 依存性［４７］．

ができなければ，宝の持ち腐れになってしまうということを実感させられた次第である．
多くの TPE-1RM20 の実験の成果の中で，主なものとして，Quasi-Single Helicity（QSH）状態の発見［３５，５０］と，高プラズ マ 閉 じ 込 め モ ード（Improved High Theta Mode，
IHTM）による高 "プラズマの実現をあげることができる
［５１，
５２］．
QSH 状態とは，ポロイダルモード数 !!!の磁場揺動のなかで，特定のトロイダルモード数 n（ほとんど場合には最も中心近くで磁力線と同じピッチを持つ中心共鳴モード）を持つモードのみが成長して，プラズマがヘリカル状態になったものである．ただし，他のモードも一定の振幅

［５
２］
．
図３
２ TPE-1RM20 における #E の ! 依存性を持つため Quasi-Single Helicity（QSH）と呼ばれる［５３］．
３９５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.6 June 2011

大きくなってプラズマが安定化されるため，高 $プラズマ

る．RFP ではプラズマへの加熱入力はオーミック加熱のみの閉じ込めが可能となる．しかし，それまでの実験では，なので，プラズマ中のトロイダル磁束が変化しない定常状

通常 # が 1.7 を越えると大きな間欠的なダイナモ現象が起態を考えると，!
,#*++,が加熱入力となる．したがって，式

こり，プラズマ中の磁場配位は磁場エネルギーのより小さの最初の行は%,の定義を用い&の定義式であり，次の行も $い低い # 配位へと緩和するが，その際にプラズマエネルて%& の定義を書き直した恒等式である．この式から，RFP

ギーも同時に損失してしまい，良好な閉じ込めを実現するでは（もっと一般には，オーミック加熱閉じ込め装置では）ことが難しかった．TPE-1RM20 における IHTM では，ププラズマ電流が !
,の時の %,の値と，その& は，その時の $ラズマ電流の減衰率を適切に設定することにより，高ピン!
,を維持するために必要な#*++,の大きさで決まることがわ

チパラメータ領域での間欠的なダイナモ効果の発生を抑え

かる．RFPでは $,はMHD不安定性による $限界で決まり，#*++,は，電子温度の関数であるプラズマ抵抗率と装置のスて，高い閉じ込め性能を得ることに成功した．
この結果は，何らかの手法で間欠的ダイナモを抑えるこケールとで決まる古典的な周回電圧と，ダイナモ効果を駆とができれば，逆磁場ピンチで高温・高 $のプラズマの閉動するために必要な異常周回電圧（この部分がイオンの直じ込めが可能であることを示しており，外部からの直接ポ接加熱に寄与している）の和で表される．

ロイダル電流駆動の有効性を示唆するものである．また，$,は，これまでの TPE-1RM，TPE-1RM15，TPE-1RM

電流減衰フェーズにおける高プラズマ閉じ込めを利用した

20 の実験では，ピンチパラメータ#が大きくない通常の放プラズマ燃焼と，損失が増大する電流立ち上げフェーズ

電では，おおむね〜0.1 が得られていたので，これが $限界

を，ヘリウム（不純物）排気フェーズとして利用する，脈であろうと考えた（TPE-1RM20では#〜2の付近で$,〜0.2

動型逆磁場ピンチ核融合炉のアイデア［５４］の基本となる実が得られていたが，これを一般化するのは危険であると考験結果である．

え，$,〜0.1 とした）．

３．
５ 大型装置 TPE-RX の実験とその成果したがって，#*++,が，!
,の大きさ，並びに装置のスケー

３．
５．
１ TPE-RX の基本構想

ルの変化とともにどのように変化するかが最大の問題とな

１９９０年代に入って，TPE-1RM20 における実験が順調にる．#*++,を決める要因としては，プラズ マ 中 の 電 流 分

進みだすと，それらの成果をもとに，産業技術総合研究所

布，電流のヘリカルファクタの大きさ，電子温度の分布，（当時は電子技術総合研究所）における今後の逆磁場ピン%())値の分布といった，通常の要因は言うまでもなく，ダイチ研究をどのように発展させていくかについて頭を悩まし

ナモ効果も大きく寄与しているので，#*++,の値を正確に予始めた．１９９０年代に入るとイタリアの RFX や米国の MST

測することは現状では不可能である．一方，TPE-1RM，という，プラズマの小半径が 0.5 m 程度の大型の逆磁場ピTPE-1RM15，TPE-1RM20 の 実 験 で は，#*++,は〜35 V，ンチの実験装置が本格的に稼動を始め，色々と面白いデー

30 V，15 V と低下し，その低下には，プラズマの小半径 a

タを出し始めた［５５，
５６］．実は，TPE-1RM15 の建設が終の増加だけでなく，プラズマの平衡位置の精密な制御をわったころから次期装置の概念設計を考え始め，いくつか行ってプラズマと壁（リミタ）との相互作用をできるだけの設計研究を行っていたが，どうも建設費が電子技術総合

小さくすることが重要であることがわかった．これらの実研究所としては大きくなりすぎ（勿論，JT‐６０や LHD に較験結果から，プラズマの小半径を TPE-1RM20 より２倍程べれば雀の涙のようなものであったが），我々のグループ

度大きくするとともに，TPE-1RM20 と同様の精密な平衡の体力では無理ではないかと考えていた．イタリアの RFX

位置制御を行うことにより，10 V 程度の #*++,を実現するこは装置建設に１００億円以上，スタッフ１００人以上の大きな研とは可能であると予想した．$,＝0.1，#*++,= 10 V とする究施設であり，我々の太刀打ちできるものではなかった．

と，

しかし，１９９０年のワシントンの IAEA 国際会議の後，米国

%
［ms］
＝#
［MA］
!
"'［m］!
%,&

マディソン市のウィスコンシン大学にある大型逆磁場ピンチ装置 MST を見学したところ，その簡単な構造と，少ないとなる．

人数での研究の実施に感銘を受けた．このような装置であエネルギー閉じ込め時間としては，これまでの RFP の実

れば我々にも可能性があると感じ，意を新たにして設計研績を考慮して，ms オーダの %& の実現，具体的には 5 ms
以上，望むらくは 10 ms 程度の %&を実現することを目標と究に取りかかることとした．
設計研究では三菱電機および三菱重工との共同作業で，し た．"'〜1.7 m，!
,〜1 MA と す る と，%&〜8 ms と な

RFX や MST に匹敵する大きさの RFP 装置の設計を試みり，上記の %
& に対する条件を満足することができるのた．その際，エネルギー閉じ込め時間に対する次の方程式

で，装置の規模としてはこの付近の値を中心に考えることを，考えの基礎とした
［５４］．

とした．
このことを念頭に置いて，装置の物理的，工学的な制限，

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

および現実的な予算規模を条件として，以下に示す点に留#*++,!
#%""!!$$,"'!
#!
,"

意しながら装置の設計を進めた．

ここで，%&はエネルギー閉じ込め時間，$,はプラズマの熱エネルギー，!
,はプラズマ電流，#*++,はトロイダル方向の

１）TPE-1RM20 の実験結果である，高 $と低周回電圧を

周回電圧，$,はポロイダル $値，"' は装置の大半径であ再現できるよう，シェルの近接性を高めてプラズマの
３９６

Project Review

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MHD 安定性を確保するため，薄肉と厚肉の二重シェ

３．
５．
２ TPE-RX の実験結果

ル構造とする（１）全体の特性

Y. Hirano et al.

TPE-RX 装置の建設には１
９９５年から取りかかった．１９９６２）小半径は RFX や MST と同程度の大きさ（〜0.5 m）が年の１２月には TPE-1RM20 をシャットダウンして解体を行

望ましい．
３）アスペクト比は，RFX（〜5）と MST（〜3）の間の〜

い，その跡の場所に１９９７年から装置の設置・組み立て作業

４とする．$# 〜1.7 m なので，%〜0.5 m 程度とするこを開始した．１９９８年の初めに組み立て・試験を完了し実験とを考える．

を開始した．その後の実験は順調に進展し，その年の秋に

４）真空容器はステンレス鋼製の一体構造とし，薄肉ベ

横浜で開催さ れ た IAEA の核融合エネルギー国際会議

ロー部とストレート部を交互に用いる構造とする．そで，最初の実験データを報告することができた［２３，６５］．

の際，トロイダル方向の一周抵抗のポロイダル周回方

図３４にその後の実験で得られた，典型的な TPE-RX にお向の一様性だけでなく，ポロイダル方向の一周抵抗のけるプラズマ電流 #'，プラズマ表面の平均トロイダル磁場

トロイダル周回方向の一様性を確保する．RFP ではポ!()%，トロイダルコイルが作る磁場!()&，プラズマ中の平均

ロイダル磁場だけでなくトロイダル磁場も変化するの

トロイダル 磁 場 $，トロイダル周回電圧の抵抗成分!(%

で，真空容器の誘導電流がトロイダル対称性を壊さな

５に そ の 際 の ピ ン チ パ ラ メ ー タ$'#'，を 示 す．ま た 図３

いようにする必要がある．

"!!')!
!(%と逆転パラメータ "!!()!
!(%の時間変化を$$示す．ここで，!') !#!#$%#はプラズマ表面の平均ポ""'!

５）真空容器の保護にはモリブデンリミタを使用する．グ
ラファイト材の使用は，高温のベーキングの導入が予

ロイダル磁場である．
図は #'のピークが 260 kAの放電を示しており，#'のピー

算的に無理であることから考慮しなかった．また，
RFP ではプラズマ周辺部の磁場はほぼポロイダル方〜71 mT，!()〜−5.7 mT，"〜
クで，$'#!(%'〜16.5 V， $向を向いているので，その点を考慮してリミタの形状

1.62，"〜−0.08 である．また，プラズマ電流の立ち上げ時と配置を決める．

間〜25 ms，プラズマ電流の立ち上げからトロイダル磁場

６）プラズマ電流の最大値は 1 MA を目標とする．

が逆転する時間〜4 ms，プラズマ電流がほぼ一定に保たれ

７）利用可能なスペースと予算の点から，電源の大幅増強

る時間〜25 ms，放電持続時間〜90 ms である．

は難しいので，目標プラズマ電流を実現するため，

プラズマ電流が 350 kA の時の線平均電子密度 $&$%の時

オーミックコイルとしては電源効率の良い鉄芯方式を

間変化を図３６に示す．$&$%は〜6×1018 /m−3 と，予定して採用する．

いた値の半分程度と小さく，この値を如何に大きくするかがその後の実験の大きな課題となった．

８）最初の段階では電源は TPE-1RM20 の電源を使用し，IAEA 会議以降に行ったトムソン散乱と中性粒子エネル

目標プラズマ電流を 500 kA とする．最初の電源の改造・増強は必要最小限にとどめ，実験の進展状態と予算状況を見て最終的に 1 MA をめざす．
いくつかの試行錯誤の結果，図３３に外観を示す装置を選択した．表１に主なスペックを示す．上記に述べた課題をほぼ満足する装置を設計できたと考えている．装置の詳しい特徴については，参考文献［５７‐６４］を参照されたい．

図３
４ TPE-RX に お け る Ip，Vloop，RpIp，Btw と〈Bt〉の時間変化．Btw out と Btw in は，それぞれ，真空容器の外表面とプラズマ表面のトロイダル磁場である［６５］．

図３５ TPE-RX における F と " の時間変化［６５］．

図３３ TPE-RX 装置の負荷系［５
９］
．

３９７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.6 June 2011（２）ガスパフによる密度制御
初期封入圧力を変化させても，閉じ込めフェーズの密度を変えることができなかったため，TPE-RX における密度制御（増加）には，ガスパフ，あるいはペレット入射を用いることとなった．
積極的な密度制御を行わない場合には，TPEのRFPの密度の時間変化には，図３６に示すようにポンプアウトと呼ばれる配位形成時の急激な粒子の吐き出しが常に観測される．放電開始（プラズマ電流の立ち 上 げ）か ら 2−3 ms
経過したところで，密度は初期封入ガス（〜0.4 mTorr）の
60％ 程度の電離に対応する密度，1.6×1019 m−3 にまで達し

図３
６ TPE-RX における線平均電子密度〈ne〉の時間変化［６５］．

た後，急激に減少して〜10 ms にはピークの〜1/5になってギー解析（NPA）の結果，中心の電子温度は〜400-600 eV，しまう．

"
イオン温度は〜300 eV であり，圧力分布を$
$"
##
!!"
%と仮

その後，密度はプラズマ電流の増加に従って緩やかに増定すると，#'〜0.07，$%〜0.9 ms と評価することができる．

加し，プラズマ電流がピークになる〜30 ms に密度もピー

分布の測定がないのではっきりしたことは言えないが，イク（〜6×1018 m−3）に達した後プラズマ電流の減少に対応

タリアの大型 RFP 装置 RFX の分布測定では，圧力はフして，緩やかに減少していく．

ラット分布に近いので，TPE-RX でも同様であるとする

また，初期圧力を上げても最初のピークが大きくなるだと，$［６６］．この%〜1 ms 程度は実現していたと考えられる

けで，プラズマ電流のピーク付近の密度はほとんど変化し値は，これまでの RFP の実績から見て，また，プラズマ表

ない．プラズマ電流のピーク時の密度は，別の粒子供給の面の閉じ込め磁場強度が 0.11 T と非常に小さいことを考慮

手法を用いない限り，プラズマ電流の大きさで決まる．

すると，他の閉じ込め方式と比較しても，決して悪い値でさらに，初期圧力を上げすぎると，輻射障壁を突破できはない．

なくなって電子温度が上がらず，表面トロイダル磁場逆転［ms］=
し か し，#'=0.1 と "'!
'= 10 V を 仮 定 し た，$%

時にトロイダル磁束を保持できなくなってしまう．逆に最$%〜2 ms となるの初のピークをなくそうとして低い初期圧力で配位形成を行で，この予想値と比較すると半分程度となる．これは，#'

おうとしても，今度はトロイダル磁場が逆転する前に，激が 0.07 と小さいこと，"'!
'が 16.5 V と高いこととが原因でしい不安定性が起こり放電は停止してしまう．このため，あり，両者は同程度の影響を与えている．#'が小さくなっ

可能な初期圧力の範囲は装置ごとに決まっており，大きくたのは，予想より密度が低いことが原因であると考え，密変化させることはできない．

［MA］の式の予想値では!
"&［m］!
#$'

度を上げるためにガスパフやペレット入射を試みた．一

この現象は TPE-1RM 以降のすべての TPE シリーズの実方，"'!
'が大きい原因としては様々なものが考えられる

験で観測されており，全体のタイムスケールは異なるもの

が，主な原因としては，不純物の影響，不整磁場によるプの，放電持続時間で正規化すると類似の時間変化を示すこ

ラズマ周辺でのヘリシティ損失，ストキャスティックな磁とがわかっている．ただし，装置の大型化に伴って，初期

力線沿った高速電子流の壁での損失などが考えられた．

圧力を低くしていくことが必要であった．これは装置の大さらに，その後の大電流化の実験において，閉じ込め性型化に伴ってプラズマ電流の密度が小さくなって加熱密度能の向上にとって最大の問題は，プラズマ電流の増加ととが小さくなり，輻射障壁の突破には低密度の状態が要請さもに "'!
'も増加することであることが明らかになったれるためであると考えられる．RFP の配位形成時の物理は［６５］．プラズマ−壁相互作用の激化による不純物の増加

今でもまだよくわかっておらず，経験的な手法に頼っていが，この増加の大きな原因の一つではないかと考えられる．

るのが現状である．
ポンプアウト後の 20 ms に強力なガスパフを行って，プ
ラズマ電流のピーク時に高い密度を得た結果を図３
７に示す
［６６，
６７］．これはプラズマ電流〜300 kA の時の実験結果であるが，ガスパフのない場合（〜5×1018 m−3）のおおよそ５倍の密度（〜2.4×1019 m−3）が得られている．この密度の増加にともない，#'は〜0.2 へ，$% は〜1.5 ms へと増加
し，密度の増加によりグローバルな閉じ込め性能が大きく向上することを示すことができた．ただし，密度の増加は５倍であるのに対して，#'の増加は３倍，$% の増加は２倍程度にとどまっている．これは，密度の増加により温度が低下したこと，さらに "'!
'も増加したことを意味してい

図３
７ TPE-RX におけるガスパフ時の線平均電子密度
〈ne〉
の時間
変化［６
７］
．

る．密度の増加によるイオン温度の低下は見られないが（NPA で〜300 eV），電子温度は〜700 eV から〜300 eV に
３９８

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Y. Hirano et al.

低下する．一方，プラズマの輻射損失の全オーミック入力

生したりしなかったりするようになり，300 kA を超える放に対する比は，15−20％から30−35％へと増加するだけで電では放電条件の設定にかかわらずロックドモードが常にあるが，全オーミック入射のかなりの部分が，ダイナモ効

発生することが明らかとなった．図３８にその一例を示す．

果を通したイオンの直接加熱に回ると考えると，電子加熱

図はロックドモードによる最外殻磁気面の変形を誇張しての大きさが半分程度になっている可能性が考えられ，輻射

（×２５倍）示したものである［６９］．このようにトロイダル

損失の増加が電子温度の低下の主な原因であるとも考えら方向のある場所に局在する定常的で大きな磁場変動が現わ

れる．

れる．

"#!
#の増加は電子温度の低下によるプラズマ抵抗の増加が原因であると考えることもできるが，一方，密度の増加により実効電荷数 #!""が下がり抵抗が減少する可能性も考えられる．現在の５倍という密度の増加は，#!""の低減で電子温度の低下による影響を打ち消すことができる大きさである．これ以外に，密度の増加の結果ダイナモ効果がどのように変化するか，プラズマ‐壁相互作用によるヘリシ
ティー損失はガスパフによるプラズマ周辺の温度の低下によりどのような影響を受けるかなど，わからないことが多く残されている．特に，密度が増加して高い値となっている間は，磁場揺動も大きくなっていることが（５倍の密度増加で一桁程度の磁場揺動の増加）観測される．磁場揺動の主な要因はダイナモ効果であると考えられるが，密度増加時に何故ダイナモ効果が激しくなるのかはよくわからない．また，"#!
#の増加は密度の上昇時に起こり，密度が
図３
８ TPE-RX におけるロックドモードによるプラズマ表面の変形．小半径方向に２５倍に拡大［６９］．

ピークになり磁場揺動が大きくなる時刻とは一致しない．
従って，"#!
#の増加がダイナモ効果の激化によるものであると簡単に結論づけることはできない．このように密度の増加による "#!
#の増加のメカニズムははっきりせず，今後（a）

解明すべき課題として残されたままである．
（３）TPE-RX におけるロックドモードの発生
ロックドモードとは，プラズマ表面の磁場揺動のトロイダル角の位相が時間的・空間的にそろってしまい，大きな揺動によるプラズマの変形が特定のトロイダル位置に局在してしまうもので，変形により局所的な激しいプラズマ−
壁相互作用をもたらすものである．
RFP ではダイナモ効果のための磁場揺動により，ストキャスティックになった磁力線に沿って，中心部の高温の電子の一部がプラズマ表面にまで流れ出してくるので，局所的なプラズマ−壁相互作用は，トカマクにおける逃走電（b）

子の壁への衝突と同様に，局在した壁への熱負荷を発生させ，真空容器の損傷という点でも大きな問題となる．
ロックドモードは RFX 装置ではほとんどすべての放電で観測されていたが［６８］，TPE-1RM20 では，高ピンチパ
ラメータ領域で起こる激しいディスクリートダイナモ現象に付随する場合を除いては観測されておらず，しかもその場合でも短時間に消滅してモードが再度回転を始めることから［３５］，RFX の結果はフルカーボン第一壁による大きなリサイクリングの影響と考え，TPE-RX の設計段階では
厳しくは考えていなかった．
ところが，TPE-RX の実験では，プラズマ電流が 225 kA
以下の時には，高ピンチパラメータや高充填ガス圧を避け

図３
９ TPE−RX におけるロックドモードによるプラズマの劣化．
（a）Ip，RpIp と，（b）F，Theta，軟Ｘ線強度（SX）の時間変化．t ~ 20ms でロックドモードが発生す る 場 合（点 線），
t ~ 35 ms の場合（細線），発生しない場合（太線）を示す．

るなど，条件を適切に選ぶことによりロックドモードの発生を避けることができたが，この電流値を超えると条件が次第に厳しくなって，同じ放電条件でロックドモードが発
３９９

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.6 June 2011

この変動は一度発生すると，多くの場合放電終了までほ［７１］，ロックした位置で激しいプラズマ‐壁相互作用が発ぼ同じ大きさで同じ場所に停留する．そのため，その場所生していることを示しており，これが高電流領域での閉じでのプラズマ・壁相互作用の増大をもたらし，単に不純物込め性能の向上を妨げる大きな要因になったと考えている．

の発生が増大するだけでなく，熱損失の増大による壁表面

結局のところ，TPE-RX では高プラズマ電流領域でのの温度の急激な上昇（１０００度 C を超える場合もある）が起

ロックドモードの問題を解決する方法を見出すことができ

こり，壁の損傷，ひいては真空容器の破損に至る可能性がなかった．そのため，最も長いエネルギー閉じ込め時間は，ある．

プラズマ電流が 250 kA−300 kA の間で観測され，次に述

ロックドモードのプラズマに与える影響を図３９に示す．

べる高プラズマ閉じ込めの PPCD 放電ではない通常の放電
では，1 ms を大きく超えることはできなかった．

図はロックドモードが出たり出なかったりする境目とな
る，ピークプラズマ電流が 260 kA 付近の同一条件の放電

最近，ロックドモードに関する RFX の実験で，いくつかで，ロックドモードが 20 ms で出る場合，35 ms で出る場の面白い結果が得られている．RFX は電源室の火災事故の合，および出ない場合を比較したものである．ロックド

後，装置本体を大幅に改造し，抵抗性シェルと，多数（１９２モードが出ると，$$#$の増加とプラズマ電流の減衰が起こ個）のフィードバック !%コイルを用いることにより，真空ることが示されている．さらに軟 X-線信号の減衰などから容器表面での磁場揺動の抑制による，MHD 不安定性の制見ても，ロックドモードがプラズマに大きな影響を与えて御が可能な装置へと変身した．このフィードバック補正をいることは間違いないと思われる．また，ロックドモード

用いて，抵抗性壁モードのアクティブ制御に成功しているがないときに軟 X‐線に現れている振動（中心付近で共鳴が，それと同時に，ロックドモードもまた制御可能である

する %""モードによるプラズマの変形がトロイダル方向

ことが示されている．改造後のRFXではフィードバック制に回転することにより発生すると考えられている）が，御により，モード間の位相のロックをなくすことができな

ロックドモードの出現とともに消えてしまうことは，周辺い場合でも，ロックする場所を変えていくことが可能で，のモードだけでなく中心付近のモードの回転も止まってし

特定の場所への熱負荷の集中を緩和することができるようまうことを意味していると思われる．面白いのは，ロックになった．その結果，プラズマ電流の大電流化と放電時間

ドモードがある放電の方が，同じ逆転パラメータ "の値にの延伸が可能となり，現在ではピークプラズマ電流〜

対してピンチパラメータ ! が小さくなることである．これ

2 MA，放電時間 400 ms と，中型トカマクに匹敵する値をはロックドモードのある方が，完全緩和状態（ベッセル関

実現している［３０］．RFX では，不安定性に対する直接的数モデル，そこでは #"!）に近いことを意味しており，なフィードバック制御だけではなく，様々な原因で発生すロックドモードにより #値が低下する，即ち，閉じ込め性

る不整磁場をフィードバック制御で消すことにより，ロッ能が悪くなっていることを，軟 X‐線信号の減衰とともにクドモードの発生が抑えられることを見出している［３１］．

示唆している．

TPE-RX でも，補正しきれないシェルの絶縁ギャップのこのように，ロックドモードの問題を解決することは，

不整磁場や，鉄芯の作る非対称磁場成分のシェル内への浸プラズマ閉じ込め性能の向上と 300 kA を超える高プラズ

透，シェルのポート穴の作る磁場などの影響を調べて，マ電流領域への運転領域の拡大を実現する上で，最も重要

ロックドモードだけではなく閉じ込め全体への影響を調べ

な課題となった．そのため，ロックドモードの発生メカニる必要があるとは考えていたが，予算やマンパワーの制限

ズムの解明を試みるとともに，RFX と同様に回転局所磁場などの問題で時間切れとなってしまい，十分な実験ができによる，ロックドモードの発生の抑制と，一度起こったなかったことは，反省すべき点として残念に思っている．

ロックドモードの再回転駆動を試みた［７０］．しかし，プラ（４）TPE-RX における PPCD 実験

ズマ電流200 kA以下の低電流領域では，高充填ガス圧時にPPCD（Pulsed Poloidal Current Drive）はウィスコンシ

発生するロックドモードの発生を回転磁場により抑えるこン大学の MST 装置 の J. Sarff に よ っ て 考 案 さ れ た も のとができたが，ロックドモードの再回転駆動の方はうまくで，RFP の配位維持にとって必要不可欠なポロイダル方向できなかった．また，プラズマ電流が 250 kA 以上の領域での周回電圧を，ダイナモ効果による #"!!$の実効的な電はロックドモードの発生の抑制も実現できなかった．これ

場ではなく，外部の逆転磁場のパルス的な変動によるトロらの原因は回転局所磁場の強度不足によるものと考えられ

イダル磁束の変化で発生することにより，ダイナモ効果をるが，一方では，低電流領域でロックドモードの発生の抑抑制して磁場揺動を低減させ，磁気面の破壊をなくそうと制が可能な回転磁場強度レベルにおいても，プラズマ閉じするものである［７２］．PPCD による磁場揺動の抑制とプラ込めへの悪影響が観測されており，回転磁場の形状を適切

ズマ閉じ込めの向上により，トカマクの H モード比例則にに設定して（例えばヘリカル回転磁場を用いる等），プラ

対応するようなエネルギー閉じ込め時間の値が実現していズマ閉じ込めへの影響を少なくしない限り（なくさない限

る［７３］．

り），より強い回転磁場を用いることは難しいのではない

TPE-RX においてもいくつかの PPCD の実験を試み，大きな成果を得た．初期のころの PPCD の実験結果を図４０にかと思われる．
ロックドモードが発生したトロイダル位置での，局所的示す．これはロックドモードの回転駆動を試みたトロイダな放電容器管壁の激しい温度上昇（内表面は１０００度 C を超ル回転磁場系を，回転させずに追加的なトロイダル磁場のえる上昇が起こっていると推定）と #" 線強度の増大は

パルス逆転に用いたもので，小さな逆転の増加であるにも４００Project Review

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Y. Hirano et al.

図４
２ TPE-RX における線平均電子密度〈ne〉の変化．ペレット入射なしの通常放電，ペレット入射有の通常の放電，ペレッ
トなしの PPCD 放電，ペレット入射有りの PPCD を比較し
たもの［７
９］
．

図４
０ TPE-RX における通常放電（点線）と PPCD 放電（実線）の比，Bt と（b）
Vpolo，軟 X‐線輻射強度．Btout，
較．（a）
Ip，〈Bt〉
Btin と Vpolo は，それぞれ，真空容器の外表面とプラズマ表面のトロイダル磁場，およびポロイダル周回電圧を表す．

図４
３ TPE-RX における中心電子温度の変化．通常の放電と PPCD
放電の比較［７８］．

，Btw，E//，F
図４
１ TPE-RX における PPCD 放電での，Bpa，〈Bt〉と ! の時間変化．Bpa，Btw-out，Btw-in，SX と E//は，それぞれ，プラズマ表面のポロイダル磁場，真空容器の外表面とプラズマ表面のトロイダル磁場，軟 X 線強度および，プラ
ズマ表面の磁場方向の電場を表す．

かかわらず，密度や軟 X‐線の増加などに，はっきりとした改善の効果が見られた［７４，７５］．
この結果に意を強くして，パルス逆転電源の増強に努

図４４ TPE-RX における "p の変化．通常の放電と PPCD 放電の比
較［７
８］
．

め，最終的には６段の階段状のステップを持つ PPCD 電源を用いた実験を行った［７６，
７７］．プラズマ表面での磁場に平行な電場 !!が正である間は（トロイダル磁場の逆転を強プラズマ電流はほぼ350 kAに保たれるが，プラズマ表面のめる方向に電流を駆動する向きを正とする），軟 X‐線が急

トロイダル磁場の逆転が深くなるにつれてトロイダル磁束

激に増大する（閉じ込めが良くなっている）ことが知られが減少するため，ピンチパラメータは 1.5 から 3.2 へ，逆転

てい る の で，６段 の ス テ ッ プ 回 路 を 用 い て こ の 期 間がパラメータは−0.1 から−1.5 へ変化する．

10 ms 以上，続くように各ステップの電源の電圧とスター

また，図４２に示すように電子密度は，PPCD 前の 0.5×とタイミングを調整した．その結果，図４１に示すように

1019 m−3 か ら 次 第 に 増 加 し，PPCD の 終 わ り に は 1.1×!!は細かいスパイクを除いて 10 ms 以上ほぼ正（〜1 V）に1019 m−3 となる．さらに PPCD 開始後 5 ms のところで重水保持された．その間に軟 X‐線は２０倍ほど増加し，PPCD

素のアイスペレットインジェクションを行うと，密度は1.5の終了とともに急速に減衰した．この実験では PPCD の間

×1019 m−3 にまで上昇しこの値を PPCD 終了まで保持する
４０１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.6 June 2011

［７８，
７９］．TPE-RX では，トロイダル方向にほぼ均等に並べる可能性のあることが示されている［５３］．これは，MH 状

た，１６個のD"線の強度モニタを用いており，それらの信号態とは違って磁気面を破壊しない RFP 配位の維持の可能を加え合わせることにより，重水素粒子の補給量の相対的性，即ち，前節の PPCD で示した RFP の高い閉じ込め性能な変化を知ることができる．PPCD 放電におけるこの D"のポテンシャルを，準定常的な状態で実証する可能性を開線の強度は，ペレット入射時のピークの後は，PPCD の期

くものである．

間中減少することが観測されているので，粒子の閉じ込め

RFP において，QSH 状態が現れ，無視できない期間維持

時間は PPCD へのペレット入射により，通常の場合と比べされることは，TPE-1RM20 の実験で最初に見出されたて一桁ほど増加したと見積もることができる．

［５０］．その後，TPE-1RM20 で実現された，#&が 20％ に達

図４３にプラズマ電流〜350 kA の PPCD における電子温する高閉じ込め運転モード，Improved High Theta Mode度の時間変化を通常の放電と比べたものを示す．PPCD が（IHTM）において，このモードが持続している間，$!#終わるまで電 子 温 度 は 増 加 し 続 け，終 了 寸 前 に はほぼのQSH状態が実現し，しかもこのモードがトロイダル方向

1500 eV に達する場合もある．また，図４４に示したポロイに回転していることが観測された［３５］（その当時は QSH

ダル #&の値も，時間とともに増加し最終的にはおおよそという名称はまだなかったが）．また，RFX では軟 X‐線の40％ に達している．ただし，この実験ではイオン温度測定

トモグラフィの測定から，外部の磁場測定でQSHが観測さがなかったので，"%!"$を仮定しているが，プラズマ電流れる時には RFP の中心部分にヘリカル構造が存在するこが 300 kA 以下のケースでは，おおむね "%は "$の半分程度と，ヘリカル構造の内部では電子温度が高く保たれているなので，#&は30％程度というのが実際のところではないかことなど，ヘリカル構造をした閉じ込めの良い領域が存在と考えられる．この値でも通常の放電の 5−７％程度と比することが示された［５３］．ちなみに，QSH 状態とは RFX

べると，４−５倍の大きさであり大幅な改善が得られていの研究グループにより命名されたものである．その後，る．これらのことから，PPCD においては，粒子閉じ込め

QSH 状態の発生しやすい運転条件が TPE-RX，RFX，MSTとともに，エネルギー閉じ込めの性能も大幅に向上していなどで調べられたが，装置によらない同一の条件が示されることが示される［７８，７９］．

ているとは言い難いところがある．QSH 状態が出る運転条

このように，PPCD によりポロイダル電流を外部から駆件でも，通常では QSH 状態はスポンティニアスに出現し，動して，ダイナモ効果を抑え磁場揺動を減少させると，QSH 状態と MH 状態とを行き来するのが普通であり，一度RFP が本来持っていた高 #プラズマの閉じ込めが可能であQSH 状態になったものが放電終了まで続くことはなかっるという特長が，1.5 keV という高温度でも十分発揮された．

ることが確認された．ただし，PPCD の手法自体は逆転ト

逆にこの状態を利用して，QSH 状態と MH 状態のプラズ

ロイダル磁場を段階的に深くしていくというもので，磁場マを比較した実験が TPE-RX で行なわれ，QSH では電子温配位が時間的に変化し続けるため，数十 ms 以上の長時間

度の上昇，粒子閉じ込め時間の増加など，閉じ込めの向上

維持は原理的に難しいと考えられる．したがって，ここにを示す結果が得られた．特に，２番目に大きな振幅を持つ

示した PPCD の成果は，磁力線がストキャスティックにな

モードの大きさが減少して，単一のヘリカルモードの状態

らないダイナモ効果による磁場配位の維持を考えるか，あに近づくほど閉じ込めの向上は顕著になることが観測され

るいは，プラズマ電流の直接駆動を行ってダイナモ効果な

た［８０］．

しで磁場配位を維持することができれば，高いプラズマ閉

その後，TPE-RX では，プラズマ表面で逆転トロイダル

じ込め特性を持つ領域に RFP が到達することができると磁場が非常に浅い（〜−1 mT）状態に，小さくて短い正方いうことを実証したもの，言い換えれば，RFP のポテン

向のパルス磁場（〜＋2.5 mT，〜2 ms）を加えて，その直シャルを実証したものということができる．

後から逆転を深くすることにより，$!"の QSH 状態が制

（５）Quasi-Single Helicity（QSH）状態

御された状態で生成できることを見出した［８１，
８２］．その

通常の RFP では，ポロイダルモード数 #!!の磁場揺動

例を図４５，４６に示す．これは，正の !'( によりプラズマがには，異なったトロイダルモード数 n を持つ多数のモード

$!!
!
"が成長
MHD 的に不安定化し，最も成長率の早い #!

が同時に観測され，これを Multi-Helicity（MH）状態と称したところで，再度 !'( を負に逆転することによりプラズする．これらの磁場揺動はダイナモ効果に関係するティア

マを安定状態に戻して，それ以上のモードの成長を抑え込

リングモードであると考えられており，RFP の磁場配位のむこと，即ち，プラズマの MHD 的な特性を適切に制御す

維持に必要なものであるが，それと同時に，異なる $を持ることにより，QSH 状態を得ているものである．この方法

つモードが共鳴面に作る磁気島が重なりあい，磁気面が破により再現性良く，あらかじめ決められたタイミングで壊されてストキャスティックな磁力線構造を作り，プラズ

QSH 状態を得ることが可能となった．さらにこの QSH 状

マ閉じ込めの向上の妨げとなっている．しかし，ある特定態は放電終了まで，ほぼ 40 ms の間持続させることができの運転条件においては，磁場揺動が特定の $を持つモード

た．この状況ではQSHの持続時間はオーミック電源と逆転に集中して，単一のヘリカル構造に近い磁場配位となるこ

トロイダル磁場電源の能力により決まっていたと考えられとがあり，これをQuasi-Single Helicity（QSH）状態と呼ぶ．

る．

理論的な検討では，円筒近似ではあるが単一のヘリカル

一方，上記の方法で生成したQSH状態のプラズマの性能

モードによるダイナモ効果で，RFP 磁場配位の維持ができを通常の MH の状態と比べると，QSH 状態の方が，密度，４０２

Project Review

History, Present Status and Future of Reversed Field Pinch Research

Y. Hirano et al.

周回電圧 の い ず れ に つ い て も 少 し ず つ 悪 く な り（##〜と，また，QSH 状態を制御して生成・持続させることがで

300 eV で 変 化 な し，%#〜4.4×１０１８ ! 3.7×１０１８ m−3，"$!
$

きることが示されたが，まだ，PPCD で示されたダイナモ〜18 V ! 20 V），閉じ込め性能は 25％ ほど劣化した．これ効果のない状態での高い閉じ込めを，QSH 状態で示すこと%!!
!
"の QSH の成長時は，図４６からもわかるように，$!

はできていない．単純なトーラスではトロイダル効果によに，少ないとはいえ他の %!7，8，9 などのモードも大きくるモード間のカップリングが避けられず，特定のモードのなっているのが原因ではないかと思われる．ただし，グラ

成長が他のモードの増加を招いてしまうと考えられ，これフが重なって訳がわからなくなるので，図４６には代表としを避けるようなプラズマの境界条件を，表面磁場のフィーて %!7 モードのみ示した．

ドバック制御などで与えることが必要でないかと考えられこれまで述べてきたように，同一放電内では MH 状態よりQSH状態の方が，プラズマ性能が向上する場合があるこる．
（６）中性粒子ビーム入射装置の開発
PPCD で示したように，ダイナモ効果を抑制すると，本来 RFP が持っている高い閉じ込め性能を，存分に発揮することが可能となると考えられる．したがって，プラズマ中の電流を何らかの方法で直接駆動することができれば，ダ
イナモ効果のない閉じ込めが可能になるものと予想される．いずれにせよパルス炉を考えない限り，RFP においても直接電流駆動は必須であり，これができれば逆にダイナ
モ効果も不要であるということになる．RFP における直接電流駆動の試みは，アークプラズマカソードを用いた低エネルギー（〜1 keV）電子ビーム入射，中性粒子ビーム入射（NBI），電子バーンシュタイン波，並びに，低域混生波を用いたプラズマ周辺のポロイダル電流駆動が MST で試みられているが，まだ明確な結果を得るには至っていない．
また，電流維持の手法としてブートストラップ電流を用いた定常低アスペクト比 RFP 炉の概念設計が行われ，その可能性が示されている［８３］．これについてはこの節の（８）において紹介する．
TPE-RX では，RFP で初めてとなる中性粒子ビーム入射（NBI）を用いた電流駆動を試みるため NBI 装置の開発を行った［８４］．TPE-RX では密度が低く磁場が弱いため，シャインスルーと荷電交換高速イオンの軌道損失の問題から，30 keV 以下と比較的低いビームエネルギーを用いる必要がある．さらに安定化のためにプラズマに近接しておかれた金属シェルの作る不整磁場をできるだけ小さくするため，真空容器のポートサイズも大きくとれないので（最大ポート径が〜100 mm 程度），NBIビーム径をできるだけ絞

図４
５ TPE-RX における QSH 状態の放電波形．この QSH 状態は，
短い正の Btw-in のパルスで励起されたものである．（a）
Ip，
Btw-in，Btw-out の時間変化．（c）
はBtw-in とBtw-out"，Fと（b）の時間軸を拡大したもの．Btw-out と Btw-in は，それぞれ，真空容器の外表面とプラズマ表面のトロイダル磁場［８２］．

る必要がある（＜70 mm 程度）．そこで凹面型のビーム電極を用いて，集束ビームを引き出すこととした．
（集束

図４
６ 図４
５に示した QSH 状態における，トロイダル磁場揺動のフーリエ展開．m = 1 の，n = 5，6，7 モードの振幅，およ２］．
び n = 1 − 16 モード振幅の二乗和の平方根の時間変化［８図４７ TPE-RX で用いた NBI 装置の模式図［８
４］
．

４０３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.6 June 2011（a）

図４
８ TPE-RX で用いた NBI 装置のイオンビーム出力波形．最大
ピークパワーが得られた場合と，準定常的な出力が得られ
た場合［８
５］
．
（b）

ビーム装置の設計を行うにあたっては，大阪大学の超高温研究施設（当時）の故後藤誠一先生とそのグループの方々に大変お世話になり，集束ビーム製作の経験の乏しい我々に貴重な助言をいただくことができた．ここで改めて御礼を申し上げるとともに，後藤先生のご冥福をお祈り致します．）
設計検討の結果，ビームのエネルギーとして 25 keV，等価ビーム電流 50 A 以上，中性粒子ビーム出力 1 MW 以上，
持続時間30 ms以上，引き出し電極でのビーム径を345 mm
図４９ TPE-RX における PPCD 放電での軟 X‐線輻射強度（a），プ
ラズマ電流（b）．通常の NBI なしペレット有り，NBI ありペレット有り，の PPCD 放電を比較したもの［８
６，
８
７］
．

として，焦点距離 1860 mm，焦点でのビーム径 50 mm 以下を目標とした．図４７に NBI システムの概略図を，図４８にビームエネルギーが 25 keV の場合の最大のビーム電流値が得られた例を示す．ビーム電流に見える階段状の変化の放電ではオーミック加熱入力が 5−８ MW と大きいのは，電源に使用したコンデンサの電圧が放電とともに低下

で，NBI の 1−1.5 MW の入射パワーからみてあまり効果はすることを補償する為の，電源側の制御によるもので，階期待できないが，閉じ込めの良い PPCD 放電では入射の効

段ご と に ほぼ＋2.5 kV の 電 圧 が ス テ ッ プ ア ッ プ し て い果が見えるのではないかと期待した．図４９に PPCD のプラる．ビーム電流が 50 A の場合には 35 ms のほぼ一定のパル

ズマにペレット入射と NBI を同時に行った結果を示す．

スが得られており，イオンビームの出力は 1.2 MW に達する．また，電流がピークを持つ最大 90 A の場合にも 30 ms

NBI の結果，軟 X 線信号の増加とプラズマ電流の伸長等に効果が現れた．つまり，電子温度の上昇と !!""の低下が観を超えるパルスが得られ，2 MW を超えるイオンビーム出

測され，表面ポロイダル磁場が 0.13 T と小さな RFP におい力が得られた［８５］．

てもNBIがプラズマ加熱に有効に機能することを示すこと

一方，ビーム引き出し実験で得られたビームの焦点の位ができた．また，ペレット入射による密度の増加，即ち，お置は 1360 mm とかなり短くなってしまった．これはフィラ

およそ1×1019 m−3 以上の密度が，NBIの効果を十分発揮さメントからの熱輻射により引き出し電極が加熱・膨張しせるのに必要であることがわかった［８６］．

て，その曲率がわずかではあるが大きくなったためである

この結果を基に，NBI によるプラズマ電流の直接駆動をと考えられる．ただし，ビーム自体の発散角は 0.8 度と予想試みることになったが，磁場方向入射に必要な真空容器のより小さく，焦点でのビーム径は 36 mm と非常に小さな値

改造，焦点距離を長くして入射位置でのビームの径をでき２となった．これにより焦点では 1 GW/m を超える高パワー

るだけ小さくするための NBI 装置の手直し，等を検討して密度のビームを得ることができた．また，このようにビーいるうちに，予算が絞られてくるとともにマンパワーも大

ム径が小さくなったので，焦点距離が短くなったにもかか変厳しくなり，TPE-RX の実験終了までに，電流の直接駆わらず，直径 96 mm のポートを用いてビームを入射するこ動の実験を実施することができなくなってしまった．誠にとが可能となった．

残念ではあるが，諸般の事情からやむを得なかったと考え最初に，装置赤道面からの垂直入射を試みた．垂直入射ている．

では電流駆動は期待できないが，装置本体運転シーケンス

その後，紆余曲折の末，産総研で開発した NBI 装置をイと NBI の同期運転のチェック，真空状態に入射して真空容

タリアの RFX 装置に装着して，RFP への NBI 加熱と直接器を損傷しないためのインターロックの動作確認などのた電流駆動を国際協力で実施することになり，既に NBI 装置

め，ビーム入射ポートの対向壁に設けたモリブデンのビーのイタリアへの搬出を終え，装置への取り付けの準備を進

ムダンプが利用できる垂直入射実験を行った．また，通常めているところである．RFX は真空容器の全内面がグラ
４０４Project Review

History, Present Status and Future of Reversed Field Pinch Research

Y. Hirano et al.

り返すことが可能となるように装置の性能を高め，エルムによる熱負荷のシミュレータとして，材料試験の知見を深めることに寄与することができたと考えている［９１］．
（７）TPE 装置における閉じ込め比例則
１９８０年以来の，電子技術総合研究所，および産業技術総合研究所における低速磁場制御による RFP の研究の結果，蓄積された TPE-1RM，TPE-1RM15，TPE-1RM20，TPERX 装置のデータをまとめて，RFP のポロイダル $とエネ
ルギー閉じ込め時間の比例則を導くことができる．その結果を図５０と５１に示す［９２］．回帰分析の結果，ポロイダル $とエネルギー閉じ込め時間は，
$(

−0.23
0.5
!
%
"%
〜!
［m］
［kA］
"
(
−0.56 "!
（"）
［10−14Am］
#
#&
("

1.6
0.78
%
［ms］
〜8.1×10 %
［kA］
［m］
"
(
'
−3

1/3 $
（"
）
［10−14Am］##("と表すことができる．ここで，%はプラズマの小半径，#
図５０ $p に対する TPE 比例則［９０］．

は電子の線密度である．この比例則の特徴は，その強い#依存性にある．#依存性以外は従来の RFP の比例則と大きな違いはなく，ティアリング不安定性による輸送から導かれる理論的な予想とそれほど違ってはいない．強い #依存性には，TPE-1RM20 における IHTM の寄与が大きい．
大きな # は深い !，即ち，深いトロイダル磁場の逆転に対応しており，プラズマ周辺部分の磁場のシェアーが大きくなることを意味している．したがって，大きな圧力勾配に対しても安定性を維持することができるので，閉じ込めが良くなることは予想されることである．ただし，# が大きくなると，多くの場合激しい間欠的なダイナモ現象により間欠的な損失が増大し，平均的な閉じ込めも良くならない
ことが観測される．TPE-1RM20 の場合，プラズマ電流と逆転磁場の時間変化を適切に設定すること（緩やかなプラ
ズマ電流の減少）により，間欠ダイナモを避けることができたことが，高い # における良い閉じ込めを実現できた原因であると考えられる．
（８）TPE-QS における低アスペクト比 RFP の研究
産業技術総合研究所の最後の実験装置として，低アスペクト比（$"%!#!
"）の RFP 実験装置 TPE-QS が建設された

［９
２］
．
図５
１ %
E に対する TPE 比例則［２６］．低アスペクト比 RFP は以下の二つの点の研究を目ファイトでカバーされており，2 MA にも及ぶ高プラズマ的としている．

電流で高電子密度の運転を行っているので，ビームのシャ!）RFP の安全係数の分布から&!"の中心共鳴モードのインスルーと高速イオンの軌道損失が大きな問題となら

トロイダルモード数は，'"#$"%となるが，低アスペ

ず，さらにスローイングダウンの時間も短いので，QHS

クト比の場合には中心付近で共鳴モードの空間密度が放電などへの入射を含めて，NBI の効果がはっきりと見え小さくなり，隣り合ったモードの共鳴半径の位置が離る実験が可能になるものと期待している．

れる．そのため，磁気島の重なりが起こりにくくなり，また，加熱や電流駆動の研究とは別に，このビームの持ダイナモ効果による磁気面の破壊が抑えられることがつ，高い集束性能によりエネルギー密度の高い粒子ビーム期待できる．

の発生が可能であるという，ビーム源としての能力を生か"）RFP 配位の定常維持の手法として，トカマクと同様にして，ITER のアルファ粒子計測に提案されている HeH＋

ブートストラップ電流を用いることが考えられるが，ビームの効率的な発生の研究［８８，８９］，並びに，ITER で使それには強いトロイダル効果を得るため低アスペクト用が予定されている，タングステンなどの高耐熱材料の研比が必要である．椎名等による定常 RFP 炉の概念設計

究［９０］などにも貢献することができた．特に，材料の研究

では，アスペクト比が２，ポロイダル $値が 0.5 程度ででは，高パワー密度のビームを短時間のパルスで高速で繰あれば，現実的な高周波による電流駆動を併用するこ
４０５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.6 June 2011とにより，炉のパラメータ領域での RFP プラズマの定がままならず，最初は２人辞めて１人補充といった感じで常維持が可能であることが示されている［８３，
９３，
９４］．

あったものが，ついには退職者の補充が全くなくなり，

TPE-QS の主な結果としては，"*〜100 kA，放電時間〜

TPE-RX が終了した時点では，常勤職員はピーク時の約２０（!'%("!"，#'$,"#）の範囲の実
10 ms の実現，広い !!
#名から，わずか３名までに減少していた．その後の平野の現，#&))*の抵抗性部分が〜5−7.5 V となり誘導部分も含む

退職により常勤職員は２名にまで減少して，研究グループと〜0 V の放電の実現とそれに伴う磁場揺動の低減，&)+&は解散されることとなってしまった．

トカマクから RFP への自発的遷移（Self-reversal in an open

その結果，電気試験所に始まり，電子技術総合研究所を

shell）の観測（!はあまり変化せず，〜0.02，" が変化，

へて，産業技術総合研究所に至る，５０年間の核融合研究は%"!
!
#のシングルヘリカルに近い QSH，$!
"=1.38-1.58）

終結のやむなきに至ったものである．これは，産業技術総状態と二重ヘリカル状態の低 F 領域での観測，などを挙げ

合研究所が（あるいは監督官庁である経済産業省かもしれることができる．また，これらの状態ではトロイダル磁束ないが），核融合の研究を継続する意思がなくなっていたの生成は非常によいトロイダル対称性を持つことが示されことの現れであったと私は感じている．しっかりとした成た．詳しくは参考文献［２６］を参照されたい．

果を着実に上げていた産総研における慣性核融合のレー（９）研究協力

ザードライバの開発も，TPE-RX よりも前に終結していTPE 装置を用いた研究協力は，IEA（International En-

る．

ergy Agency）の「逆磁場ピンチに関する研究開発計画の産業技術総合研究所の前身である電子技術総合研究所がための実施協定」による協力を中心として進めてきた．計

通商産業省傘下の国立研究所であった２０年ほど前，著者の画開始以来のすべてのものを書くことはできないので，国一人（平野）は当時の通商産業省の方と付き合うことが多際協力については２０００年以降の，国内協力については計画かったが，その頃，核融合の研究をやっているというと，終了の５年前からの，主な研究協力について付録に示し「核分裂炉では数百本の冷却水パイプがあるだけであるの

た．多数の方々と実りの多い研究協力を実施させていただに，パイプのひび割れや破損で大変苦労している．核融合

くことができ，この場を借りてお礼を申し上げたい．誠に

炉では万の単位の冷却用パイプがあると聞いているが，分

ありがとうございました．

裂炉の経験からして，本当にそんな炉が長時間運転できると思うのか？」と，よくいじめられたものである．たぶん

４．産業技術総合研究所における逆磁場ピンチ研
究の終了

どこかに，当時の通産省の人にこのようなことを吹き込む

産業技術総合研究所における逆磁場ピンチ研究の終了のてきており，「核融合炉では核反応の暴走の問題がなく，原因としては，いくつかが考えられる．原因を一つに絞る

さらに，核分裂生成物による残留崩壊熱の問題もない．真ことは難しく，それらの複合的な重なりあわせで終了のや

空容器やブランケットの放射化による熱発生の問題はある

むなきにいたったものである．

が，その量は小さく，冷却系統の故障は分裂炉と比べれば方がおられたのだろうと思うが，なかなか鋭いところ突い直接のきっかけは核融合ワーキンググループの答申で，問題の重大さが違う」といったことでその場は逃れたもの

新しい展開がない限り整理されるべき装置群の中の一つとの，大変困ったことを今でも覚えている．現在は ITER もされたことである．研究の状況や諸般の事情を検討されて動き出したので変わっているとは思うが，これが当時の通出された答申であり，将来，核融合発電が実用化された時産省の見方で，核融合は結局のところ実用化できないので点で振り返ると，あれは正しい判断であったということにはないかと疑っていたようなところが感じられた．ともかなるかもしれないが，逆磁場ピンチの研究を行っていた当

く，核融合が実用になるのは３０年以上先の将来で，まだ科事者としては，大変残念で遺憾に思ったことは事実であ学的な研究開発の段階であり，積極的にかかわるのはもっる．また，核融合ワーキンググループの答申とは直接関係と先でよいという感じであった．

はないが，その後の経緯を見ると，中規模装置を持っていそのような状況，いわば生まれた場所が悪かったようなた研究施設の中で，装置の解体・核融合研究グループの消状態の中にもかかわらず，３２年間の長期にわたって RFP滅に至ったのは，産業技術総合研究所の逆磁場ピンチ研究の研究を続けて，最後には世界で最大級の装置の一つであグループのみであり，弱小グループの悲哀を感じている次る TPE-RX の研究を行うところまでこられたのは，研究者第である．

の努力は勿論のこととして，以前の科学技術庁（現文部科

もっとも，昔に返ってもう少し長期的な観点で見ると，学省）のサポートのお陰であると大変感謝している．また，産業技術総合研究所における核融合研究は，以前から長期

経済産業省（通商産業省）傘下の研究所でありながら，文低落傾向にあり，予算の減少とマンパワーの低減には，２０

部科学省（科学技術庁）の原子力予算で研究を進めるとい年以上前からずっと悩まされてきた．

う少々特別な場所，いわば研究管理の隙間のようなところ

これを考えると，たとえ核融合ワーキンググループの答にいたことも何らかの意味があったかもしれない．いづれ申が出なくても，いずれは逆磁場ピンチの研究が終了に至にしても，経済産業省傘下の研究所で，核融合のプラズマることは避けられなかったのではないかとも考えられる．

閉じ込めの基礎的な研究を，ここまでやってこられたの予算の低減も問題であるが，特に常勤職員の減少は最大のは，奇跡とも言うべきものであったと思う．電子技術総合問題で，定年，あるいはそれ以外の理由で辞めた人の補充研究所にあった，自由な発想に基づく研究を尊重するとい
４０６

Project Review

History, Present Status and Future of Reversed Field Pinch Research

表２

う伝統が，少なからぬ影響を与えてくれたのではないかと思っている．

世界の RFP の達成プラズマパラメータ（同時達成ではない）

最長配位維持時間
最大電流値
電子温度
イオン温度

諸先輩の方々の頑張りがあり，また我々としてもよく頑張ったと思う．ただ，もし TPE-1RM の 600 eV の高電子温度を１年早く達成して，イタリアのパドア大学より先に結果を出していたら，もう少し強い立場に立つことができ，
現状も違っていたのではないかと思わないでもない．誠に

密度領域
最低トロイダル周回電圧
エネルギー閉じ込め時間
ポロイダル "値残念ではあるが，科学技術には金メダルはあるが銀メダルはないということを，本当に実感している次第である．

Y. Hirano et al.

〜400 ms〜2 MA〜2 keV〜1.5 keV
イオンの直接加熱機構の存在（0.5−20）×1019 m−3
5V
10 ms
30%

５．まとめと今後の展望
５．
１ まとめ

（２）Improved High Theta Mode（IHTM）

TPE 以外の実験をも含めてこれまでの RFP の研究をま高いピンチパラメータ（!〜2）の運転で，プラズマ電流

とめてみたい．まず，逆磁場ピンチ配位の自発的形成とそとトロイダル磁束の減衰率をそれらの自発的な減衰率に合の維持に関しては，ダイナモ効果による磁場分布のテイ

うように，運転条件を最適化することにより，高 ! であるラー状態への緩和（自己組織化）を実験的に確認し，そのにもかかわらず間欠ダイナモ効果のない状態を実現して，メカニズムの解明が進展するとともに，ダイナモ効果をもポロイダル "値とエネルギー閉じ込め時間の２倍の増加

たらす磁場揺動の性質が明らかになった．その結果，ダイ（0.1 ! 0.2，0.25 ms ! 0.5 ms）を実現した．電流の減衰時

ナモ効果の磁 場 揺 動 で 磁 気 面 が 破 壊 さ れ，ス ト キ ャスに閉じ込め特性が向上したことは，かつての ZETA におけ

ティックな磁力線構造によりプラズマ閉じ込めの向上が妨る quiescence mode と似ているが，IHTM では周回電圧はげられることが明確になった．

逆転していない．むしろ，高 ! におけるプラズマ周辺の大しかし，以下に示すように近年のいくつかの実験で，閉きな磁場シェアによる安定性の向上が，性能向上に寄与しじ込め特性が改善される３通りの運転モードがあることがたのではないかと考えている．

見出された．これらの実験で逆磁場ピンチにおいて，高 "（３）Quasi-Single Helicity（QSH）Stateのプラズマの生成・維持が可能であることは実証されたとRFP では，プラズマの運転条件（プラズマ電流，ピンチ思われる．外部磁場が弱く，さらに，オーミック点火の可パラメータ，逆転パラメータ，密度の値とそれらの変化）

能性を持つというメリットを持つ逆磁場ピンチ方式の，核を選ぶことにより，ダイナモ効果による磁場揺動の $!!

融合炉としてのポテンシャルを示すことはできたと考えてモードのトロイダルモード数 %を単一モード（通常は最もいる．これまでに RFP で達成された主なプラズマパラメー

中心で共鳴するモード）に集中させることができる．これ

タを表２にまとめた（ただし，残念ながら同時達成ではな

を Quasi-Single Helicity（QSH）状態と呼ぶが，この単一い．）

モード以外のモードの振幅が減少することにより磁気島の（１）Pulsed Poloidal Current Drive（PPCD）

重なりが解消され，ストキャスティックな磁力線構造とな!&' をパルス的に深くすることにより磁場逆転面付近にる領域が収縮し，磁気面が回復するところが出現する．磁ポロイダル方向の電場"$を誘起して，ポロイダル電流を駆気面が回復した内部では，電子温度の向上など閉じ込め性

動する．そのことによりダイナモ効果を抑制して磁場揺動能の向上が観測される．理論的な検討では，単一のヘリカを低減し，ストキャスティックな磁力線構造の改善によるルモードのみのダイナモ効果で，RFP 配位の維持ができる

拡散係数の低減で，プラズマ閉じ込め特性の向上を実現す可能性が示唆されているので，もし現在のQSH状態を発展ることができる．その結果，高温（##〜2 keV），高 "（"$

させて，この Pure-Single Helical 状態を実現できれば，スト〜30％）を得て，トカマクの L‐モード比例則に乗る閉じ込

キャスティックな磁力線構造とならないダイナモ効果で，め時間（#"〜10 ms）を達成することができた．最近，MST閉じ込めの良い高 "RFP の定常維持が，トロイダル周回電において，トカマクの H モード比例則に相当するエネル

圧のみでできる可能性が開けてくるものと期待される．

ギー閉じ込め時間が得られたという結果も得られている．

（４）抵抗性壁モードのフィードバック制御実験

ただし，PPCD 運転には，プラズマ中のトロイダル磁束

上記の閉じ込め向上運転モードとは別に，新しい発展との減少が必要なので，プラズマ状態は絶えず変化し続け，して，多重フィードバック制御によるマルチ MHD モード

長時間 PPCD 状態を持続することはできない（典型的にはの同時安定化をあげることができる．この実験は最初ス

十数 ms 程度）．したがって，PPCD で得られた閉じ込め特ウェーデンの王立工科大学にある EXTRAP-T２装置で，性の向上は一時的なもので，閉じ込め時間の値はいわば瞬

磁場浸透時間の比較的短い薄い銅製の抵抗性シェルと，多間最大風速のようなものである．ここでの成果は，ダイナ数のフィードバック !%磁場コイルとセンサーを取り付け

モ効果を抑えることができれば，RFP の閉じ込め性能が本て実験を行ったものである［９５］．最初，!%磁場コイルの当に良くなり高 "の実現が可能であることを，原理的に検電源としてはオーディオアンプを改造したものを用いるア

証したものと考えるべきであろう．

ナログ制御で，抵抗性壁モードのフィードバック制御を試みた．実験を始める前は，多数のモードを同時に制御でき
４０７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.6 June 2011

がある．

ないのではないかと心配されていたが，実験では見事に多数のモードを同時に制御でき，壁でのモードの振幅を一桁

RFP 研究の現状のプラズマパラメータを見ると，RF や程度低減することに成功した．この実験から少し遅れて，

NBI による直接電流駆動は技術的には可能であると考えら

RFX 装置で，同様のフィードバック制御実験が開始されれる．確かに，RF の場合はどの波を選ぶか，また，NBI

た．RFX のものはポロイダル方向４個，トロイダル方向４８の場合には，トロイダルやポロイダルのコイルの隙間から個，総計１９２個の !"コイルとセンサーコイルを抵抗性シェ

どのように接線入射を行うかなど，難しい問題はあるが，ルに取り付け，各々の独立なディジタル制御を行うという厚肉ではなく薄い抵抗性シェルの使用が可能となった現在

本 格 的 な も の で あ る［３１］．そ の 結 果，"!!モ ー ド のの状況を考えると，装置の設計を工夫することにより問題

フィードバック制御により，観測しているすべての #モーの解決は可能であると思われる．

ドを抑えることが可能であることを示した．また，フィー

したがって，全電流が非誘導で駆動されるダイナモフ

ドバックのアルゴリズムを調整して，ある特定のモードだ

リーな RFP 炉というものを概念的に考えることは可能でけを抑えたり，あるいは残したり（励起したり）することあろう．しかし，この状況はかつてトカマクが直面した問が可能となった．さらに，RFX を悩ませてきた，ロックド

題，電流駆動の効率が現状よりもっと高くとれない限り

モードについても，位相のロックを抑えきることはできなは，炉から十分なエネルギーを外部に取り出すことができ

いが，ロックする場所を移動させることは可能となった．

ないという同じ問題に直面することになる．

そのため，熱負荷の局所的な集中を避けることができるよ

トカマクの場合にはブートストラップ電流という天の助うになり，大電流化を試みることが可能となった．もう一けがあり，定常核融合炉の概念が成立できたわけである

つの大きな副次的な効果としては，!"によるフィードバッ

が，RFP の場合にはどうであろうか．残念ながら RFP でク制御は，磁場揺動だけではなく，様々な原因で生じていは，実験的にブートストラップ電流の存在を明確に示す結た不整磁場をプラズマ表面できれいに補正できることであ果は今のところ得られていない．

る．これは後から考えるとあたりまえのことであるが，こ数値的な定常 RFP 核融合炉の計算では，アスペクト比がのような空間分解能の良いフィードバック制御を実施し２以下の RFP で，50％ を超える高 !を実現できれば，ブーて，その効果を実感するまで誰も予想していなかった．逆トストラップ電流が主な電流となり，直接駆動の電流は中に言うと，様々な支持構造や，コイルへの給電部分，真空

心付近の電流駆動と電流分布の調整に必要な小さなもので容器のポート穴，等々の局所的な構造物が，結構大きな影

済むという結果が得られている［９４］．したがって，RFP

響をプラズマに与えていることを示したということができでもブートストラップ電流を利用できる可能性はあると思る．ロックドモードの空間位置のロックの解消とこの不整われる．

磁場の高度の補正により，壁との相互作用が低減され，低アスペクト比（アスペクト比＝2.1）の RFP の実験は，

RFX の最大プラズマ電流は 2 MA，放電時間は 400 ms に達産業技術総合研究所の TPE-QS の実験終了後，後を引き継することとなり，抵抗性シェルを用いても適切なフィード

いで京都工芸繊維大学の RELAX 装置で開始されたところ

バック制御を併用すれば，シェルの浸透時間の１０倍以上である［９６］．この実験は，低アスペクト比 RFP の安定性，の，MHD 的にグローバルに安定な平衡保持が RFP でも可

特に高 !の実現の可能性と，その結果十分なブートスト

能であることを示した点は大きく評価できる．

ラップ電流が実現できるのかを確かめるうえで非常に重要

さらに，この実験は，RFP では Pure Single Helical モー

なものであると考えられ，我々としてはポジティブな成果

ドの励起とその回転駆動（あるいは定常維持）がフィードが出ることを大いに期待している．また，低アスペクト比

バック制御により可能になり，閉じ込めの改善にも寄与すの RFP の（というよりは，きちんとトロイダル効果を取りるのではないかと期待させるものである．また，この抵抗

入れた RFP の）安定性の計算はほとんど手つかずであり，性壁モードのフィードバック制御技術はトカマクの抵抗性

今後の進展が必要なところである．

壁モードの制御にも十分応用可能であると考えられる

上記の最大の課題以外にも，ロックドモードの発生の防５．
２ 今後の展望止とその制御法の開発，多重フィードバック制御によるマ

このように，いくつかの重要な成果が RFP では得られてルチ MHD モードとティアリングモードの同時安定化，特きたが，まだ解決すべき課題も多く残っている．

にフィードバックのアルゴリズムの高度化により，フィー

最大の課題は，ダイナモ効果の結果発生する磁場揺動をドバック制御コイルの位置での !"をゼロにするのではな

抑制して，プラズマ閉じ込め性能の向上を定常的に持続でく，プラズマ表面の !"がゼロになるようにフィードバック

きる（少なくとも原理的には定常化が可能な）手法を開発をかける，いわゆる virtual shell の実験的試みなど，興味深することである．内部電流トーラスの磁場配位の定常維持

い課題がまだ多く残されている．RFP の一般的な閉じ込めということから考えて，これは結局のところ非誘導的な直については平野のレビューにまとめられている［９７］．１０年

接電流駆動によりプラズマ電流を駆動することができるかほど前のレビューなので，少々古くなっているところもあどうかを意味している．たとえ Single Helicity 状態でストるが，閉じ込め現象の基本的な部分に関しては大きな変化

キャスティックな磁力線とならないポロイダル電流の駆動はないので，ご興味をもたれた方は参照されたい．

が，トロイダル周回電圧で可能になったとしても，いずれ最後に，RFP は非線形 MHD 現象が顕著に表れる（自己にせよ最終的にはトロイダル電流を非誘導で駆動する必要

反転，緩和現象，その他）プラズマであり，今後の計測・
４０８

Project Review

History, Present Status and Future of Reversed Field Pinch Research

Y. Hirano et al.

解析手法の進展により，非線形現象の探求・理解・応用へ

共同研究で TPE-RX で５倍のエネルギー閉じ込め時間の貢献が，現状よりもっと深く可能になるのではないかと向上に成功期待している．

④米国 MST：イオン温度とプラズマ速度の空間分布計

６．謝⑤イタリア RFX：TPE-RX でペレット入射実験を共同

測等を産総研研究者が長期滞在し共同で実施

辞最初に，電子技術総合研究所（現産業技術総合研究所）

で実施，電子密度の３倍増加に成功

において，逆磁場ピンチ研究を開始され，日本における逆磁場ピンチ研究の基礎を築かれた故小川⑥米国 MST：３次元 MHD 計算機コード NIMROD のイ

潔主任研究官，

ンストール

およびそれらの活動を外部より強力にサポートしていただ⑦イタリア RFX：TPE-RX で QSH 発生条件の探索実験，
発生原因の解析を共同で実施

いた故吉村久光日本大学教授に，敬意を表するとともに深く感謝いたします．また，集束型中性粒子ビーム入射装置⑧イタリア RFX：TPE-RX でPPCDの運転条件最適化実の導入に当たって貴重なご指導をいただいた故後藤誠一大験を共同で実施

阪大学教授に深く感謝いたします．

⑨米国 MST：TPE-RX における NBI による高速イオン

長期にわたるこの研究をサポートしていただいた，日本の軌道計算の実施，高速イオンの損失の評価

原子力委員会核融合部門の諸先生方，並びに，科学技術庁，⑩イタリア RFX：TPE-RX と RFX における PPCD での通商産業省，文部科学省，および経済産業省の方々，また粒子輸送の比較検討を共同で実施

様々な大学と研究機関の皆様方，電子技術総合研究所，産⑪イタリア RFX：TPE-RX で周辺プラズマの乱流状態

業技術総合研究所の研究支援部門の方々に，深く感謝いたの計測のためガスパフイメージ計測装置の開発を共同

します．

で実施

さらに，我々が，初めて，低速配位形成の逆磁場ピンチ⑫イタリアRFX：TPE-RXでNBI加熱中でのペレット入として設計を行った TPE-1RM15 装置の製作，また引き続

射実験を共同で実施

いて行った TPE-1RM20 への改造，世界３大 RFP である⑬イタリアRFX：TPE-RXにおけるNBIによる高速イオ

TPE-RX の設計・製作の際に，発注者と製作会社といったンの軌道計算の実施

枠を超えた，真摯あふれるご協力をいただいた，三菱核融⑭イタリアRFX：TPE-QSにおける低アスペクト比RFP

合開発室，三菱電機，三菱重工業の方々に感謝いたします．

の実験に参加，データの共同解析

特に，故柏野栄三氏，山口作太郎先生（現中部大学教授），
大藪

勲氏，山根

⑮イタリア RFX：TPE-RX で軟 X‐線トモグラフィ計測

実氏，長谷川満氏には大変なご協力をのデータ解析を共同で実施

いただきましたことを深く感謝する次第です．

⑯米国 MST：TPE-RX における NBI 加熱実験の結果の最後に，逆磁場ピンチ研究を実施するにあたって多くの共同解析

ご助力とご指導をいただいた，電子技術総合研究所，並び⑰米国 MST：MST で開発された平衡配位構築コードに産業技術総合研究所のプラズマ研究室の諸先輩，およびMSTFIT のインストール

同僚の方々に感謝いたします．ここに述べた多くの逆磁場
ピンチの研究成果は，故小川⑱米国 MST：TPE-RX におけるトムソン散乱電子温度

潔主任研究官はもとより，計測を共同で実施

八木康之前プラズマフロンティア研究グループ長，島田⑲イタリア RFX：TPE-RX における!!!モードによる壽男主任研究官，前嶋良紀主任研究官によるところが，非輸送障壁形成の可能性の検討，共同実験

常に大であったということを述べさせていただくととも⑳スウェーデンEXTRAP-TII：TPE-RXにおける磁場揺に，このプロジェクトレビューを掲載する機会を与えて下動の解析を共同で実施

さいました，プラズマ・核融合学会誌の編集委員の皆様に，厚く御礼申し上げまして，このレビューを終わらせて

国内，研究終了の５年前から①兵庫県立大学と日本大学：TPE-RX でコンパクトトロ

いただきます．皆様，色々とお世話になり誠にありがとうございました．

イド／ヘリシティ入射実験装置開発および初期実験を
共同で実施

付録

国内外の研究協力②筑波大学：絶対校正した真空紫外および軟 X‐線分光器を用いて TPE-RX で分光計測を共同で実施

国外，２０００年以降③東北大学と核融合科学研究所，他：高集束ヘリウム①イタリア RFX（Consorzio RFX）
：RFX で開発されたビームイオン源の開発を共同で実施

２波長炭酸ガスレーザー干渉計を用いて，TPE-RX④首都大学東京と宇宙航空研究開発機構：TPE-RX ででの密度計測を共同で実施

Micro-TES を用いた高分解能軟 X‐線スペクトル計測②イタリア RFX とスウェーデン EXTRAP-TII（Royalを共同で実施Institute of Technology）：TPE-RX での磁場揺動計測⑤九州大学：球状トカマクにおける NBI 装置の検討とその解析を共同で実施⑥核融合科学研究所：TPE-RX における高 !ヘリカル状③米国 MST（Univ. of Wisconsin）：PPCD 実験に関する態の平衡解析を共同で実施
４０９

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.87, No.6 June 2011

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⑦核融合科学研究所：TPE-RX におけるマイクロ波イメージ反射計を用いた計測法の開発と周辺揺動計測を共同で実施⑧日本原子力研究開発機構：TPE-RX でトムソン散乱光のフーリエ分光法を用いた新方式分光計測による，電子温度計測法の原理検証実験を共同で実施

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４１０Project Review

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