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磁気閉じ込め核融合（MCF ）は、磁場を用いて核融合燃料をプラズマの形で閉じ込めることで熱核融合発電を行う手法である。磁気閉じ込めは、慣性閉じ込め核融合と並んで、制御核融合研究における2つの主要な分野の1つである。
原子炉の核融合反応では、通常、重水素と三重水素の軽い原子核が結合してアルファ粒子（ヘリウム4原子核）と中性子が生成され、その際に反応生成物の運動エネルギーとしてエネルギーが放出されます。原子核間の静電反発を克服するためには、燃料は数億ケルビンの温度でなければならず、その温度で燃料は完全に電離してプラズマになります。さらに、プラズマは十分な密度を持ち、エネルギーはローソン基準（三重積）で規定されるように、反応領域に十分な時間留まらなければなりません。核融合プラズマの高温のため、物質容器を直接封じ込めることはできません。磁気閉じ込め核融合は、強力な磁場を印加することで、荷電粒子の運動の物理を利用してプラズマ粒子を閉じ込めようとします。
トカマクとステラレータは、現在、MCF装置の有力候補の2つです。さまざまな磁場構成を使用して核融合プラズマを閉じ込める研究は、1950年代に始まりました。初期の単純なミラー型およびトロイダル型の装置は、閉じ込めが低いという期待外れの結果を示しました。 1958年に米国、英国、ソビエト連邦による核融合研究の機密解除後、クルチャトフ研究所によってトロイダル装置に関する画期的な成果が報告されました。同研究所のトカマクは、約1000万ケルビンを超える温度とミリ秒の閉じ込め時間を実証し、訪問した英国のチームによって確認されました。[ 1 ] [ 2 ]それ以来、 JET、TFTR、JT-60が建設および運用され、トカマクは世界的に研究の主流となりました。建設中のITERトカマク実験は、科学的ブレークイーブンを実証することを目的としており、世界最大のMCF装置となる予定です。
TFTR [ 3 ]での重水素-三重水素プラズマの実験では 、1993年から1996年の間に1.6 GJの核融合エネルギーが生成されました。ピーク時の核融合出力は、毎秒3.7 x 10 18回の反応から10.3 MWで、1回の放電で生成されたピーク時の核融合エネルギーは7.6 MJでした。その後のJETでの実験では、DTE1 [ 4 ]で ピーク時の核融合出力16 MW (5.8 x 10 18 /s) を達成し 、最近のDTE3では69 MJの放電が発生しました (0.2 mgmのDとTを消費)。
MCF装置による核融合出力の現在の記録はJETが保持している。2021年、JETは5秒間、ゲイン係数Q = 0.33を維持し、59メガジュールのエネルギーを生成した。[ 5 ]ゲイン係数の 記録は1997年に達成された0.67であり、その放電におけるプラズマコアのゲインQ coreは、 TRANSP統合モデリングコードを使用して1.3と計算されている。 [ 6 ]
1950年代の初期の低閉じ込め型ヘリカル型核融合装置は、トカマク型核融合装置の初期の成功に影を潜めていたが、トカマク型核融合装置とは異なり、定常状態かつ障害のない運転が可能であることから、ヘリカル型核融合装置への関心が再び高まった。世界最大のヘリカル型核融合実験装置であるヴェンデルシュタイン7-Xは、2015年に運転を開始した。
MCF研究における課題の一つは、良好な核融合性能とエネルギー閉じ込めを維持しなければならない発電所条件下におけるプラズマシナリオの開発と外挿である。ダイバータからの電力排出、過渡現象（ディスラプション、暴走電子、エッジ局在モード）の緩和、中性子束の処理、トリチウム増殖、燃焼プラズマの物理といったその他の問題に対する潜在的な解決策も積極的に研究されている。プラズマ診断、リアルタイム制御、プラズマ対向材料、高出力マイクロ波源、真空工学、極低温技術、超伝導磁石における新技術の開発は、MCF研究において不可欠である。
核融合エネルギー研究の初期における主要な研究分野の一つは、磁気ミラーでした。初期のミラー装置のほとんどは、ソレノイド内で生成された非平面磁場の焦点付近にプラズマを閉じ込めることを目的としており、磁場強度はチューブの両端で増加していました。閉じ込め領域から脱出するには、原子核は各磁石の近くにある小さな環状領域に進入する必要がありました。原子核はこの領域から脱出することが知られていましたが、燃料を継続的に追加して加熱することで、これを克服できると考えられていました。
1954年、エドワード・テラーは講演の中で、プラズマが閉じ込め磁場を横方向にも急速に逃げ出す可能性があるという理論的な問題を概説した。これは、鏡面領域の中心に存在する凸型磁場を持つあらゆる装置で発生するはずだった。既存の装置には他にも問題があり、この現象が実際に起こっているかどうかは明らかではなかった。1961年、ソ連の研究チームがこのフルート不安定性が実際に発生していることを決定的に実証し、アメリカのチームがこの問題は確認されていないと報告した際、ソ連側は実験を再調査し、これは単純な計測機器の誤差によるものだと指摘した。
ソ連チームは「イオッフェ棒」という形で潜在的な解決策も提案した。これはプラズマをあらゆる点で凹面状の新しい形状に曲げ、テラーが指摘した問題を回避した。これにより閉じ込めが明らかに改善された。その後、英国のチームはこれらの磁石をより単純な配置で「テニスボール」と名付け、米国では「ベースボール」として採用された。ベースボールシリーズの装置がいくつかテストされ、性能が大幅に向上したことが示された。しかし、理論計算によると、生成できる最大エネルギー量は磁石を駆動するのに必要なエネルギーとほぼ同じであることがわかった。発電装置としては、ミラーは行き詰まりに見えた。
1970年代に、解決策が開発されました。大型ソレノイドの両端に野球ボール型のコイルを配置することで、アセンブリ全体でより大量のプラズマを保持でき、より多くのエネルギーを生成できるようになったのです。この「タンデムミラー」設計の大型装置を建設する計画が始まり、それがミラー核融合試験施設（MFTF）となりました。このレイアウトはこれまで試したことがなかったため、このレイアウトをテストするために、より小型のタンデムミラー実験装置（TMX）が建設されました。TMXは、MFTFが性能目標を達成できないことを示唆する一連の新たな問題を示し、建設中にMFTFはMFTF-Bに改良されました。しかし、予算削減のため、MFTFの建設が完了した翌日には、計画は中止されました。それ以来、ミラーの開発はほとんど進んでいません。
制御核融合炉を本格的に構築しようとする最初の試みは、トロイダル容器におけるピンチ効果を利用したものでした。容器を包み込む大型変圧器を用いて、内部のプラズマに電流を流しました。この電流によって磁場が発生し、プラズマが薄いリング状に圧縮されることで「ピンチ」効果が生じます。電流によるジュール熱と、ピンチによる断熱加熱が相まって、プラズマの温度は数千万ケルビンという必要な範囲まで上昇します。
1948年に英国で初めて製造され、その後、英国と米国でますます大型化・高出力化された装置が次々と開発されたが、初期の装置はすべてプラズマの不安定性に悩まされていた。中でも特に問題となったのはキンク不安定性で、これによりピンチリングが激しく揺れ動き、必要な温度に達するはるか前に容器の壁に衝突してしまった。しかし、その原理は非常に単純であったため、これらの問題に対処するために多大な努力が払われた。
このことから、「安定化ピンチ」という概念が生まれ、プラズマが圧縮される際に外部磁石を追加することで「プラズマに骨格を与える」という手法が採用された。このような装置の中で最大規模だったのが、1957年に完成した英国のZETA原子炉で、核融合に成功したかに見えた。しかし、1958年1月の発表からわずか数か月後、観測された中性子はプラズマ塊の新たな不安定性によって生成されたものであることが判明し、この主張は撤回せざるを得なくなった。その後の研究で、このような設計はいずれも同様の問題に悩まされることが明らかになり、Zピンチ方式を用いた研究はほぼ終焉を迎えた。
磁気閉じ込めシステムを構築するための初期の試みの一つが、1951年にライマン・スピッツァーによって考案されたステラレーターである。ステラレーターは基本的に、トーラスを半分に切断し、直線状の「クロスオーバー」部分で再びつなぎ合わせて8の字型にした構造になっている。これにより、原子核が装置の周りを公転する際に、原子核が内側から外側へと伝播する効果が得られ、少なくとも原子核が十分に速く公転すれば、軸に沿ったドリフトが相殺される。
初期の8の字型装置が作られて間もなく、両側にらせん状に巻かれた磁石をもう1組追加することで、完全な円形配置でも同じ効果が得られることがわかった。この配置では、プラズマ内部に部分的にしか届かない磁場が生成され、プラズマの乱流を抑制する「せん断」効果が得られるという大きな利点があった。しかし、このモデルに基づいてより大型の装置が作られるにつれて、プラズマが予想よりもはるかに速く、補充できる速度よりもはるかに速くシステムから漏れ出していることが判明した。
1960年代半ばまでに、ステラレーター方式は行き詰まりを見せた。燃料損失の問題に加え、この方式に基づく発電装置は全長が300メートル近くという巨大なものになると計算された。1968年にトカマクが導入されると、ステラレーターへの関心は消え、プリンストン大学の最新設計であるモデルCは最終的に対称型トカマクへと転換された。
ステラレーターは、2000年代に入ってから再び注目を集めている。これは、後にトカマクで明らかになったいくつかの問題を回避できるためである。より新しいモデルも開発されているが、それらは最新のトカマク設計に比べて約2世代遅れている。
ステラレータは今日ではトカマクほど広く使われたり建てられたりはしていないが、トカマクと比較して定常運転が可能でプラズマ崩壊のリスクが低いことから、依然として魅力的である。しかし、主な欠点は、同様のトカマクと比較してシステムの構築がより複雑であることと、エネルギー閉じ込めが低いことである。しかし、最近の研究では、これらの欠点を克服しようとする新しいステラレータ磁場設計のファミリーが発見されている。高度な最適化技術により、研究者は粒子をより良く閉じ込めて、トカマクに近いエネルギー閉じ込めを実現する方法を見つけた。さらに、これらの新しい設計は、ステラレータの安定した利点を維持している。[ 7 ]この結果は、ステラレータで同様の特性を示したウェンデルシュタイン7-X実験に基づいている。研究と設計の増加により、研究者はこれまで複雑すぎた磁場形状を改良できるようになり、業界を支配しているトカマクと直接競合する新世代のステラレータ原子炉につながる可能性がある。
1950年代後半、ソ連の研究者たちは、粒子の軌道のねじれが十分に強く、粒子がチャンバーの長手方向よりもチャンバー内周方向をより速く周回する場合、キンク不安定性が大幅に抑制されることに気づいた。そのためには、ピンチ電流を低減し、外部安定化磁石を大幅に強化する必要があった。
1968年、ロシアのトロイダル型トカマクの研究成果が初めて公表され、その成果は、磁気式か否かを問わず、競合するあらゆる設計の既存の取り組みをはるかに凌駕するものであった。それ以来、磁気閉じ込めに関する研究の大部分は、トカマクの原理に基づいている。トカマクでは、プラズマ自体に周期的に電流が流され、トロイダル磁場と組み合わさって、現代のステラレータ（原子核が装置の周囲を流れながら内側から外側へ移動する）とある意味で類似した、渦巻き状の磁場が生成される。
1991年、英国カルハムにSTARTが建設されました。これは、目的別に設計された初の球形トカマクです。これは基本的に、中央にロッドが挿入されたスフェロマックでした。STARTは、β値が約40%という、当時の標準的なトカマクの3倍という素晴らしい結果を生み出しました。この概念は、より高いプラズマ電流とより大きなサイズにスケールアップされ、現在、 NSTX（米国）、MAST（英国）、Globus-M（ロシア）の実験が行われています。球形トカマクは、従来のトカマクに比べて安定性が向上しており、そのため、この分野は実験的に大きな注目を集めています。しかし、これまでの球形トカマクは低トロイダル磁場で動作しており、そのため核融合中性子装置には実用的ではありません。
最近の書誌計量分析と特許動向分析では、2024年までの10年間におけるトカマク技術の世界的な開発と研究が調査されました。著者らは、高温超伝導磁石に焦点を当て、過去10年間で中国、韓国、日本が主要な貢献国であることを強調しています。 [ 8 ]この研究期間の後半で新たに注目されている研究分野は、人工知能と機械学習制御です。研究者らは、AIと機械学習のリソースを活用してプラズマの安定性を予測し、制御しています。最終的に、特許動向に関する調査結果を考慮すると、業界は商業領域に向かっているようで、トカマクシステム核融合技術による産業化の可能性を示唆しています。総合的に見ると、これらの研究は、将来の原子炉におけるより実用的で安定した運転を示唆しています。
トカマク型原子炉では、運転モード（システムが動作するモード）が設計において重要な焦点となります。高閉じ込めモード（Hモード）は、高いエネルギー利得の達成に大きな成功を収めてきましたが、プラズマ対向機器を損傷する可能性のあるエッジ局在モード（ELM）が常に伴います。代替モードであるIモードは、ELMやエッジでの不安定性を伴わずに閉じ込めを改善します。しかし、Iモードはこれまで非常に短いパルスでしか確認されていませんでした。2023年、実験用先進超伝導トカマク（EAST）を運用する研究者たちは、「スーパーIモード」と呼ばれるものを実現しました。スーパーIモードは、閉じ込めを改善するだけでなく、閉じ込めの持続時間を1000秒以上に延長しました。これは、トカマクシステムで観測された中で最も長い閉じ込め改善放電の一つです。スーパーIモードは、パルスの持続時間を延長しながらIモードのすべての利点を維持することも判明しており、発電所で必要とされる安定した運転に向けて大きな一歩を踏み出している。[ 9 ]これらの発見は、Hモードの限界とHモードに伴うELMを克服するための第一歩となる可能性がある。
磁場反転型やスフェロマックなどの小型トロイドは、閉じた磁気面構成による優れた閉じ込め効果と、中心コアを持たない装置のシンプルさを両立させようとするものである。1970年代に行われたこの種の初期の実験として、2つのシータピンチ（θピンチ）リングを形成し、互いに向けて発射するTrisops実験があった。
磁気閉じ込め核融合の研究分野ではトカマクとステラレータが主流ですが、他の構成も代替案を探るために研究されています。磁場反転構成（FRC）は、大型の外部トロイダルコイルを必要としないコンパクトなトロイダル装置の一例です。最近提案された構成「Norm」は、FRCの成功を制限してきた多くの安定性の問題を解決しているようです。FRCの従来のアプローチと比較して、Normはコストをはるかに削減しながら100倍の出力を実現できる可能性があります。FRCはまた、トカマクシステムで使用される重水素三重水素と比較して、陽子ホウ素11などの代替燃料源で動作します。[ 10 ] Normやそれに類する他のFRCは研究の初期段階にあり、その主張はまだ証明されていませんが、業界を支配しているトカマクやステラレータと競争できる、より小型でシンプルかつコスト効率の高い原子炉への一歩です。
トロイダル型装置で生成される、より斬新な構成としては、逆磁場ピンチや浮遊双極子実験などが挙げられる。
米海軍は2018年の米国特許出願において、テラワット級の出力が可能な「プラズマ圧縮核融合装置」を主張している。
本発明の特徴は、キロワットからメガワットの範囲の入力電力で、ギガワットからテラワットの範囲（およびそれ以上）の電力を生成できるプラズマ圧縮核融合装置を提供することである。[ 11 ]
しかし、その特許はその後放棄された。
これらの装置はすべて、スケールアップやローソン基準へのアプローチにおいて、かなりの困難に直面してきました。ある研究者は、磁気閉じ込めの問題を風船を絞ることに例えて簡単に説明しています。空気は常にどこか別の場所から「飛び出そう」とするからです。プラズマ内の乱流は大きな問題であることが判明しており、プラズマが閉じ込め領域から漏れ出し、容器の壁に接触する可能性があります。これが起こると、「スパッタリング」と呼ばれるプロセスが発生し、容器の壁（多くの場合、鋼鉄やその他の金属）から高質量粒子が核融合プラズマに混入し、プラズマの温度が低下します。
1997年、英国のJET（Joint European Torus ）施設の科学者たちは16メガワットの核融合出力を生成した。科学者たちは現在、プラズマの乱流とそれに伴うエネルギー漏洩をある程度制御できるようになっている。これは長らくプラズマの避けられない、手に負えない特徴と考えられてきた。プラズマが崩壊するプラズマ圧力を、発電所に許容できる核融合反応率を維持できるほど大きくできるという楽観的な見方が強まっている。[ 12 ]電磁波を注入して方向を変えることで、プラズマ粒子の経路を操作し、プラズマを閉じ込める磁場を生成するために必要な大きな電流を生成することができる。[ 13 ]これらの制御機能やその他の機能は、プラズマ乱流、プラズマ巨視的安定性、プラズマ波伝播などの分野におけるプラズマ科学の基礎的理解の進歩から得られたものである。この進歩の多くは、特にトカマクに重点を置いて達成された。
SPARCは、重水素-三重水素（DT）燃料を使用するトカマクであり、現在MITプラズマ科学・核融合センターがコモンウェルス・フュージョン・システムズと共同で設計を進めており、近い将来に実用的な原子炉設計を実現することを目標としている。2020年後半には、Journal of Plasma Physicsの特集号が発行され、原子炉の運転と容量の予測を検証するためにシミュレーションを使用することに焦点を当てた、原子炉設計の有効性に対する高い信頼度を示す7つの研究が掲載された。[ 14 ] 1つの研究は、原子炉内の磁気流体力学（MHD）条件のモデリングに焦点を当てている。この条件の安定性は、さまざまな磁場圧力の下で達成できるプラズマ圧力の限界を決定する。[ 15 ]
SPARC で達成された進歩は、前述のITERプロジェクトでの作業に基づいており、より実用的な材料として高温超伝導体(HTS) の新技術を利用することを目指しています。HTS により、原子炉の磁石はより強力な磁場を生成できるようになり、エネルギー生成に必要な輸送プロセスが比例して増加します。材料に関する最大の検討事項の 1 つは、内壁が生成される膨大な量の熱 (プラズマからの熱流束は 1 平方メートルあたり 10 GW に近づくと予想されています) に耐えられるようにすることです。この材料は、生き残るだけでなく、コア プラズマを汚染しないように十分な損傷に耐える必要があります。これらの材料上の課題は、設計プロセスで使用されるモデルと予測計算で積極的に検討され、考慮されています。[ 16 ]
DIII-D国立核融合施設では、将来の核融合炉におけるコア・エッジ統合の課題に取り組む上で進展が見られた。核融合プラズマを燃焼させるには、原子炉壁を損傷することなく、プラズマコア温度を数百万ケルビンに維持することが不可欠である。プラズマ粒子よりも（原子的に）重い不純物をプラズマおよび出力排気領域（ダイバータ）に注入することは、核融合性能に影響を与えることなくプラズマ境界を冷却するために不可欠である。従来の実験では気体不純物が使用されていたが、粉末状のホウ素、窒化ホウ素、リチウムの注入も試験されている。[ 17 ] [ 18 ]実験では、高閉じ込めモードプラズマの性能への影響を最小限に抑えつつ、プラズマ境界を効果的に冷却できることが示された。このアプローチは、 ITERのような大型核融合装置に適用でき、将来の核融合発電所におけるコア・エッジ統合に貢献する可能性がある。[ 19 ] [ 20 ]最近の実験では、ディスラプション予測、 ELM制御、物質移動においても進展が見られた。このプログラムでは、トカマク運転を最適化するための追加ツールを導入し、エッジプラズマと材料の相互作用を研究しています。将来の核融合炉の性能と柔軟性を向上させるため、大規模なアップグレードが検討されています。[ 21 ] [ 22 ] [ 23 ]
ドイツのマックス・プランク・プラズマ物理研究所にあるヴェンデルシュタイン7-Xステラレータは、最初のプラズマ実験キャンペーンを終え、容器壁を保護しプラズマ放電時間を長くするために、8,000枚以上のグラファイト壁タイルと10個のダイバータモジュールを設置するなど、アップグレードを受けました。 [ 24 ] [ 25 ] [ 26 ]これらの実験では、発電所での使用の可能性を視野に入れたステラレータ型核融合装置としてのヴェンデルシュタイン7-Xの最適化されたコンセプトを検証します。アイランドダイバータは、プラズマの純度と密度を制御する上で重要な役割を果たします。ヴェンデルシュタイン7-Xは、プラズマの乱流と磁気閉じ込めと断熱の有効性に関する調査を可能にします。装置のマイクロ波加熱システムも改良され、より高いエネルギー出力とプラズマ密度を実現しています。これらの進歩は、連続核融合発電に対するステラレータの適合性を実証することを目的としています。[ 27 ] [ 28 ] [ 29 ] [ 30 ]
TAE Technologies は2022 年に、磁気閉じ込め核融合プラズマで史上初の水素-ホウ素核融合実験を実施し、重要な研究マイルストーンを達成しました。この実験は、プリンストン プラズマ物理研究所の科学者とエンジニアが開発したホウ素粉末注入システムを使用して、日本の核融合科学研究所と共同で実施されました。[ 31 ] [ 32 ] TAE の水素-ホウ素核融合の追求は、核融合発電のためのクリーンでコスト競争力があり持続可能な燃料サイクルを開発することを目的としています。結果は、水素-ホウ素燃料混合物がユーティリティ規模の核融合発電に使用できる可能性を示唆しています。TAE Technologies は、2030 年代半ばまでにクリーンな電力を生産する核融合発電所を開発することに注力しています。[ 33 ]
米国の民間核融合企業ヘリオン・エナジーは、約5年後に電力供給を行う契約をマイクロソフトと締結した。これは核融合発電における初の契約となる。ヘリオンの発電所は2028年までに稼働開始予定で、50メガワット以上の発電を目指している。同社は希少ガスであるヘリウム3を燃料源として使用する計画だ。[ 34 ]
クロノス・フュージョン・エナジーは、国防におけるクリーンで無限の電力供給のための無中性子核融合エネルギー発電機の開発を発表した。 [ 35 ]
2023 年 5 月、米国エネルギー省(DOE) は、米国をクリーンな核融合エネルギーのリーダーとして確立することを目指し、核融合発電所の設計と研究を推進するために、7 州の 8 社に 4,600 万ドルの助成金を支給すると発表した。マイルストーンベースの核融合開発プログラムからの資金は、10 年以内にパイロット規模の核融合を実証し、2050 年までにネットゼロ経済を達成するという目標を支援する。助成金の受給者は、今後 5 ～ 10 年で実現可能な核融合パイロットプラントの設計を作成するために、科学技術上の課題に取り組む。受賞者には、Commonwealth Fusion Systems、Focused Energy Inc.、Princeton Stellarators Inc.、Realta Fusion Inc.、Tokamak Energy Inc.、Type One Energy Group、Xcimer Energy Inc.、およびZap Energy Inc.が含まれる。 [ 36 ]
強力で安定した磁場を生成することは、磁気閉じ込め核融合のエンジニアリングにおける最も重要かつ最も困難な課題であり続けている。初期の装置は抵抗銅磁石を使用していたが、多くの電力を消費し、プラズマ放電（エネルギー）の持続時間を制限していた。その後、低温超伝導体であるニオブチタンとニオブスズにより、 EASTやITERのような長時間トカマクが作られた。重要性は依然として、バリウム銅酸化物などの高温超伝導体（HTS）に依存している。このような材料は、より高い磁場と、より実現可能で現実的な極低温で動作することができる。これにより、エネルギー需要とシステム自体の複雑さが軽減される。しかし、HTS磁石は、ローレンツ力による機械的応力や、大型コイルのクエンチ保護の確保など、独自のエンジニアリング上の課題に直面している。[ 37 ]磁石技術は、より高い磁場がプラズマ閉じ込めの改善と原子炉設計のコンパクト化につながるため、原子炉の性能向上にも不可欠である。
世界の主要な磁気閉じ込め核融合研究所は以下のとおりです。
