プラズマ加熱システム

核融合炉では、プラズマを 1 億度以上に加熱するために、性質の異なる複数の加熱装置を組み合わせて使います。このページでは、それぞれの加熱システムがどんな部品でできていて、どこに工学的な難しさがあり、実機でどの程度の性能が出ているのかを、装置工学の視点から解説します。加熱がなぜ効くのかという物理原理はプラズマ加熱の原理に譲り、ここでは「ものづくり」に集中します。

まずは直感から（高校レベル）

やかんでお湯を沸かすとき、いちばん簡単なのは電熱線に電気を流して発熱させる方法です。トカマクにも似た仕組みがあり、プラズマ自身に大きな電流を流すと、電気抵抗によって熱が生まれます。これをオーム加熱（ohmic heating）と呼びます。ところが困ったことに、プラズマは熱くなるほど電気を通しやすく（抵抗が小さく）なります。抵抗がなくなると発熱もしなくなるので、この方法だけでは核融合に必要な温度の 3 分の 1 くらいまでしか上がりません。

そこで、外から追加でエネルギーを注ぎ込む「追加熱（additional heating）」の装置が必要になります。方法は大きく 3 つあります。1 つ目は、高速の粒子をプラズマにぶつけて温める方法で、ビリヤードの球を撃ち込むイメージです（NBI）。2 つ目は、電子レンジのように電波を当てて温める方法で、電子に電波を吸わせます（ECRH）。3 つ目も電波を使いますが、こちらは重いイオンに合わせた低い周波数の電波を使います（ICRF）。

どれも「エネルギーをプラズマの奥まで確実に届ける」という点で、それぞれ得意分野と工夫があります。以下では、この 3 つの装置がどんな部品からできているかを順に見ていきます。

物理として理解する（学部レベル）

中性粒子ビーム入射（NBI）の構成

中性粒子ビーム入射（neutral beam injection, NBI）は、高エネルギーの中性水素原子を大量にプラズマへ撃ち込む装置です。中性、つまり電気を帯びていない原子を使うのがポイントで、電気を帯びていれば磁場に曲げられてプラズマの表面で跳ね返されてしまいますが、中性原子なら磁力線を無視してまっすぐ中心部まで飛び込めます。飛び込んだ後にプラズマ中の粒子と衝突してイオン化され、磁場に捕らえられてエネルギーを分け与えます。

装置は次の部品を一列に並べた構成になっています。まずイオン源（ion source）で水素イオンを大量に作り、加速部（accelerator）で数十から数百 kV の電圧をかけて一気に加速します。ここまでは荷電粒子なので電場で加速できます。次に中性化セル（neutralizer）を通します。これは水素ガスを薄く満たした部屋で、高速イオンがガス分子と電子をやり取りして中性原子に変わります。しかし中性化しきれずに残ったイオンがあるので、残留イオン偏向磁石（residual ion deflection magnet）で磁場をかけて曲げ、ビームダンプ（beam dump）と呼ばれる冷却された金属板に捨てます。中性化できた原子だけがドリフト管を通ってプラズマへ届きます。

ビームのエネルギー $E$ が大きいほどプラズマの奥まで届きますが、ここに正イオン NBI の限界があります。正イオン（陽子や水素分子イオン）を中性化するとき、エネルギーが高くなるほど中性化効率が急落し、 $100 \ \mathrm{keV}$ を超えるとおよそ 30 % 以下に落ちてしまいます。加速したエネルギーの大半をビームダンプで捨てることになり、装置全体の効率が悪くなります。

なぜ負イオン NBI が必要なのか

そこで大型装置では、正イオンではなく負イオン（電子を 1 個余分に持った水素イオン、 $\mathrm{H}^-$ や $\mathrm{D}^-$ ）を使います。負イオンは余分な電子の結合が弱いため、高エネルギーでも中性化効率がおよそ 60 % 前後を保ちます。ITER では $1 \ \mathrm{MeV}$ という高エネルギーが必要で、この領域では負イオン NBI 以外に現実的な選択肢がありません。

負イオンを効率よく作るのが工学上の難所です。負イオン源では、電極表面にセシウム（cesium）を薄く付着させて表面の仕事関数（work function、電子を引き出すのに必要なエネルギー）を下げ、水素原子が表面で電子を拾って負イオンになりやすくします。ただし余分な電子は簡単に剥がれてしまうため、ビーム経路に残る不要な電子や粒子の管理が難しく、大電流を安定に長時間出すことが課題です。

電子サイクロトロン加熱（ECRH）とジャイロトロン

電子サイクロトロン加熱（electron cyclotron resonance heating, ECRH）は、電子が磁場のまわりを回る回転周波数（サイクロトロン周波数）に一致したミリ波（ $100$ 〜 $200 \ \mathrm{GHz}$ ）を当てて、電子に共鳴的にエネルギーを吸わせる方式です。電子レンジの親玉のようなものですが、周波数は家庭用電子レンジ（ $2.45 \ \mathrm{GHz}$ ）の数十倍も高くなります。

このミリ波を生み出すのがジャイロトロン（gyrotron）という真空管です。電子銃から出した電子ビームを強い磁場の中で回転運動させ、空洞共振器（cavity）の中で電子の回転運動のエネルギーを電磁波に変換します。出口には CVD ダイヤモンド（chemical vapor deposition で作る人工ダイヤ）の窓を使います。ダイヤモンドは熱をよく逃がし、ミリ波の吸収が少ないため、 $1 \ \mathrm{MW}$ 級の連続運転に耐えられます。この窓材の開発が大電力連続運転を可能にした鍵でした。エネルギー回収型（collector で残りエネルギーを回収する方式）のジャイロトロンでは、装置効率 50 % 以上が得られています。

ジャイロトロンで作ったミリ波は、伝送系（transmission line）でプラズマまで運びます。ミリ波は波長が短い（ $170 \ \mathrm{GHz}$ で約 $1.8 \ \mathrm{mm}$ ）ので、金属管の中を鏡で反射させながら低損失で伝える導波管や、集束させる鏡列を使います。波長が短いおかげで狙った場所だけを局所的に加熱でき、新古典テアリングモード（neoclassical tearing mode, NTM）という磁気島の不安定性を打ち消す制御にも使えます。ミラーの角度を変えれば加熱位置を動かせるのも利点です。

イオンサイクロトロン加熱（ICRF）とアンテナ

イオンサイクロトロン加熱（ion cyclotron range of frequency, ICRF）は、重いイオンの回転周波数帯（ $20$ 〜 $100 \ \mathrm{MHz}$ 、ちょうど FM ラジオや短波放送に近い帯域）の電磁波でイオンを直接ゆさぶる方式です。高周波源にはテトロード（四極真空管）を使った増幅回路が実績を持ち、変換効率は 60〜70 % 程度と、加熱装置の中では電源効率が高いのが特徴です。

一方で難しいのはアンテナのカップリング（coupling、プラズマへの電力の乗せ方）です。アンテナはトーラスの低磁場側（外側）の壁に沿って置かれ、ループ状の放射ストラップ（strap）と、不要な静電場を遮るファラデーシールド（Faraday shield）からできています。電波をプラズマに乗せるには、アンテナとプラズマ表面の距離が近く保たれている必要がありますが、プラズマの表面（周辺部）の密度は運転条件で刻々と変わります。距離や密度がずれるとアンテナ側に電力が跳ね返り、投入効率が落ちたり、跳ね返った電力でアンテナ周辺に不純物が発生したりします。この境界条件の変動に追従してインピーダンスを整合させることが、ICRF の中心的な工学課題です。

理論を深める（大学院レベル）

各方式の性能を数字で押さえておくと、システム設計での位置付けが見えてきます。目安としての実績値と役割は次のとおりです。

方式	周波数・エネルギー帯	電源・変換効率の目安	主な用途
NBI（負イオン）	$\sim 1 \ \mathrm{MeV}$	壁プラグ効率 25〜30 %	主加熱、回転駆動、電流駆動
ECRH	$100$ 〜 $200 \ \mathrm{GHz}$	ジャイロトロン効率 50 % 前後	局所加熱、NTM 制御、起動補助
ICRF	$20$ 〜 $100 \ \mathrm{MHz}$	変換効率 60〜70 %	イオン加熱、少数イオン加熱

ここで壁プラグ効率（wall-plug efficiency）とは、コンセントから引いた電力のうち、実際にプラズマへ届いたパワーの割合を指します。負イオン NBI の $1 \ \mathrm{MeV}$ 系ではこの値がおよそ 25〜30 % です。加速で使ったエネルギーの一部を中性化やビーム輸送で失うため、この水準にとどまります。ECRH は電源からミリ波への変換（ジャイロトロン効率）が 50 % 前後ですが、伝送系での損失も乗るため、壁プラグ効率で比べると装置ごとに幅があります。ICRF は電源効率こそ高いものの、アンテナからプラズマへのカップリング損失を含めると実効効率は運転条件に左右されます。

これらを 1 台に統合するとき、装置ごとに得意な仕事が違う点が設計の要になります。NBI は粒子そのものを運び込むので加熱に加えてプラズマの回転駆動や電流駆動を担え、非誘導電流駆動（non-inductive current drive）の主力になります。ECRH は加熱位置を鏡で自在に動かせるので、MHD 不安定性の局所制御や、まだ密度の低い運転初期の着火補助（start-up assist）に向きます。ICRF は少数イオン加熱（minority heating）という手法で特定のイオン種を選択的に加熱でき、 $\alpha$ 粒子の振る舞いを模擬する実験にも使われます。実機ではこれらを組み合わせ、運転フェーズごとに配分を変えながら、加熱と電流分布の両方を作り込みます。

ITER の加熱システム構成

ITER は 3 方式をすべて備えます。負イオン NBI が $33 \ \mathrm{MW}$ （ $1 \ \mathrm{MeV}$ 、最長 $3600 \ \mathrm{s}$ の長パルス）、ECRH が $170 \ \mathrm{GHz}$ で $20 \ \mathrm{MW}$ 、ICRF が $40$ 〜 $55 \ \mathrm{MHz}$ で $20 \ \mathrm{MW}$ の構成で、合計 $70 \ \mathrm{MW}$ を超える追加熱パワーを計画しています。この規模と長パルス化を実現するために、NBI の $1 \ \mathrm{MeV}$ 負イオン源、ジャイロトロンの連続運転、ICRF アンテナの高耐電圧化といった要素が、それぞれ実機規模で開発されてきました。JT-60SA も NBI と ECRH を主力に据え、長パルス運転と加熱シナリオの実証を担っています。

研究の最前線（博士課程レベル）

現在の加熱システム工学では、大電力化と長パルス化を両立させることが共通の目標になっています。核融合発電を成り立たせるには、加熱装置を数分から定常で連続運転する必要があり、部品の熱負荷管理が最大の課題です。研究されている主なトピックは次のとおりです。

負イオン源の開発（negative ion source development）は NBI の心臓部です。 $1 \ \mathrm{MeV}$ 級で大電流の負イオンビームを、長時間安定に、しかも均一に引き出す技術が課題で、セシウム蒸気の供給と回収の制御、ビーム内で生じる不要な電子（co-extracted electrons）の抑制、高電圧絶縁の信頼性などが研究されています。

ジャイロトロンでは、さらなる高周波化と高出力化（higher-frequency, higher-power gyrotron）が進められています。周波数を上げると加熱できる磁場・密度の範囲が広がり、複数の周波数を切り替えられる可変周波数ジャイロトロンや、 $1 \ \mathrm{MW}$ を超える単管出力、伝送系全体の損失低減が研究テーマです。ICRF では、変動するプラズマ表面に追従してカップリングを保つアンテナ（ITER 型の設計や実時間整合）、跳ね返り電力による不純物発生の抑制が引き続き取り組まれています。

論文でよく出会うキーワードとしては、壁プラグ効率（wall-plug efficiency）、電流駆動（current drive）、少数イオン加熱（minority heating）、新古典テアリングモード制御（NTM control）、そして負イオン源（negative ion source）が挙げられます。これらの装置技術は、それ単体の性能向上だけでなく、加熱・電流駆動・不安定性制御を統合した運転シナリオの一部として設計・評価されるようになってきています。

理解度チェック

問 1. オーム加熱だけでは核融合に必要な温度まで到達できないのはなぜですか。

問 2. NBI で中性原子を使う理由として正しいものはどれですか。

問 3. 大型装置で負イオン NBI が必要になるのはなぜですか。

問 4. ジャイロトロンの窓材に CVD ダイヤモンドが使われるのはなぜですか。

問 5. ICRF の中心的な工学課題として正しいものはどれですか。