Fusion Engineering and Design

この論文は、RFX-mod2装置の容器複合体（ベッセルコンプレックス）の組立進捗について報告しています。具体的な組立手順や現状の進捗状況、今後の計画などが述べられています。核融合研究において、装置の組立は重要な工程であり、本論文はその進捗を共有することで、関連研究者やエンジニアに有益な情報を提供します。

2026

本論文は、円形電子陽電子衝突型加速器（CEPC）の検出器超伝導マグネットに用いるダミーコイルの軸方向内部巻線と絶縁システムの実装について述べています。ダミーコイルは実機と同様の構造・性能を持つ試作品であり、巻線構造や絶縁の信頼性を検証するために製作されました。軸方向内部巻線方式を採用し、高磁場下での絶縁性能を確保するための設計と製作プロセスを詳細に報告しています。これにより、超伝導マグネットの安定運転に寄与する重要な知見を提供しています。

2026

この研究は、トカマク型核融合装置において、壁の調整（壁に付着した不純物の除去や保護膜形成）とプラズマ閉じ込めの制御を同時に行う新しい手法を提案しています。従来のガス注入や固体ペレット注入に代わり、同軸プラズマ加速器を用いて高速（毎秒数キロメートル）で微小なホウ素ペレットをプラズマ中に打ち込みます。これにより、ホウ素が壁に均一に付着し、不純物の低減や閉じ込め性能の向上が期待できます。特に、高速ペレットはプラズマの擾乱を抑えながら効率的に壁をコーティングできる可能性があります。学生向けに言えば、核融合炉の心臓部であるトカマクの内部をきれいに保ち、プラズマを安定に閉じ込めるための新しい「掃除機とコーティング剤」の技術だと考えてください。

2026

可視イメージング診断システムは、プラズマから放出される可視光を捉える装置です。このシステムをEXL-50U球状トーラスに設置し、プラズマの形状や擾乱を可視化することで、核融合研究におけるプラズマ挙動の理解を深めることができます。学生でもわかるように言うと、カメラでプラズマの様子を撮影し、その画像からプラズマの状態を調べる技術です。このシステムの開発により、より詳細なプラズマ診断が可能になります。

2026

この研究は、中国核融合工学試験炉（CFETR）のヘリウム冷却セラミック増殖ブランケット（HCCB）における全球トリチウム増殖性能に影響を与える要因を解析したものです。トリチウム増殖比（TBR）は、炉の燃料自給自足に不可欠であり、ブランケット設計の最適化が重要です。本研究では、増殖材料の組成、冷却材流量、ブランケット形状などのパラメータがTBRに与える影響を評価し、設計指針を提供しています。学生にも理解しやすい内容で、核融合炉のブランケット工学の基礎を学ぶことができます。

2026

この論文は、DIII-Dトカマクのプラズマ制御に用いる並列化リアルタイム物理コードの開発を扱っています。これらのコードはプラズマの安定性と性能を維持するために不可欠です。計算を並列化することで、コードはより高速に動作し、より複雑なモデルを扱えるようになり、リアルタイム制御が向上します。これは将来の核融合炉（ITERなど）にとっても重要です。

2026

この研究では、核融合炉のための新しい遮蔽材として、タングステン(W)と水素化ガドリニウム(GdH2)をサンドイッチ構造にした複合材料の設計とその性能を解析しました。W層がガンマ線を遮蔽し、GdH2層が中性子を効率的に吸収することで、従来の材料より軽量かつ高性能な遮蔽が可能になると期待されています。解析結果から、このサンドイッチ構造が優れた遮蔽能力を持つことが示されました。

2026

本論文は、核融合炉のトリチウム増殖ブランケットシステム内でのトリチウム挙動をシミュレーションするための解析プラットフォーム「THETA-FR」を紹介する。THETA-FRは、トリチウムの輸送、透過、蓄積、漏洩などの複雑な物理化学プロセスを統合的に扱うことができるツールであり、ブランケット設計の最適化や安全性評価に貢献する。学生でも理解できるよう、プラットフォームの基本的な構成や解析例を交えて解説している。

2026

この研究では、核融合炉のダイバータターゲットの6D姿勢（位置と向き）をリアルタイムで推定するための新しい深層学習ネットワーク「GCA-Pose」を提案します。グローバルコンテキスト注意機構を導入し、環境の全体像を考慮することで高精度化を実現。CFETR（中国核融合工学実証炉）での実用を想定し、高速かつロバストな推定が可能です。学生向けに言えば、AIが炉内の部品の位置を瞬時に把握し、メンテナンスや制御に役立つ技術です。

2026

この論文は、核融合炉の真空容器内で点検作業を行うロボット（CMOR）の動作計画問題に取り組んでいます。提案手法は、ヒューリスティック双方向遷移ベースRRTと呼ばれる経路計画アルゴリズムで、従来のRRTよりも効率的に衝突を避けながら目標に到達する経路を生成します。複雑な障害物が多い真空容器内でも適用可能で、計算時間を短縮できる点が利点です。本手法により、メンテナンス作業の自動化や安全性向上が期待されます。

2026

固体シンチレータフローセルは、トリチウム水をリアルタイムで検出するための装置です。本研究では、異なる設計（形状、サイズ、シンチレータ材料など）のフローセルの性能を比較し、検出効率や応答時間、耐久性などを評価しました。最適な設計は、低濃度トリチウムでも高感度に検出できることが示されました。この成果は、原子力施設や環境モニタリングにおけるトリチウム監視の精度向上に貢献します。

2026

この論文は、核融合炉のブランケットで使用されるFLiBe溶融塩増殖ループにおいて、トリチウムの透過を監視するための水素同位体透過センサーの設計とモデリングについて述べています。トリチウムは放射性であり、その漏洩や拡散を制御することが重要です。本研究では、センサーを通じたトリチウム輸送のモデルを構築し、センサーの工学設計を最適化することで、高感度かつ信頼性の高い測定を実現しようとしています。これにより、将来の核融合炉におけるトリチウム管理の向上が期待されます。

2026

この論文では、ジャイロトロン電源で発生する複合ノイズを抑制するための新しいフィルタリング手法を提案しています。カスケードフィルタリング（複数のフィルタを直列に接続する方法）に動的なパラメータ最適化を組み合わせることで、ノイズの種類や状況に応じてフィルタ特性を自動調整します。これにより、従来の固定フィルタよりも効果的にノイズを低減でき、ジャイロトロンの動作安定性が向上します。核融合研究などで使用される高出力電源に応用可能で、システムの信頼性向上に貢献します。

2026

本論文は、TRIGA原子炉のKATANA起動ループにおける水の放射化をシミュレーションした研究です。中性子束と冷却材の流れをモデル化し、水中での放射性同位体の生成を予測します。結果は放射線安全性の評価や運転パラメータの最適化に役立ちます。

2026

本論文では、核融合炉のメンテナンスロボットが自動でツールを交換するための、不確かさ重み付き多視点姿勢推定手法（UWMO）を提案しています。複数のカメラ視点から得た情報を統合し、各視点の不確かさを考慮して重み付けすることで、ロボットのツール交換時の位置・姿勢推定精度を向上させます。これにより、過酷な環境下でのロボットの自律作業が可能となります。

2026

本論文では、核融合炉のトリチウム増殖ブランケット内部で発生する冷却材喪失事故（インボックスLOCA）を、複数のシミュレーション手法を結合して解析する手法を提案しています。事故時の熱流動やトリチウム挙動を予測し、ブランケットの安全性評価に貢献します。学生でも理解できるよう、結合手法の利点とシミュレーション結果の概要を平易に説明しています。

2026

本論文は、核融合炉のダイバータなどに用いられるITER類似の高熱流束コンポーネントにおいて、材料間の界面に存在する欠陥（剥離や空隙など）が熱伝達性能にどのような影響を及ぼすかを調査したものです。有限要素解析や実験を通じて、欠陥のサイズや分布が熱抵抗を増大させ、冷却効率を低下させることを明らかにしています。特に、欠陥が局所的な温度上昇を引き起こし、コンポーネントの寿命を縮めるリスクを指摘しています。この知見は、核融合炉の信頼性向上や設計最適化に貢献します。

2026

本論文は、核融合炉のトリチウム増殖材料として用いられるLi4SiO4ペブルの製造において、粉末改質と転動造粒法を組み合わせたスケーラブルなプロセスを開発したものです。従来の方法に比べ、均一な粒径と高い強度を持つペブルを効率的に大量生産できる可能性があります。このプロセスは、原材料の粉末特性を調整し、転動造粒によって球状化することで、工業規模での製造を実現します。学生の皆さんには、核融合炉の燃料サイクルを支える材料製造技術の進歩として理解していただけるでしょう。

2026

この研究は、タングステン(W)とユウロピウム(Eu)の合金に焦点を当て、その機械的特性（弾性率、硬度など）と熱力学的特性（熱容量、安定性など）を理論的に解析したものです。第一原理計算を用いて、異なる組成や結晶構造における特性を予測し、合金の設計指針を提供します。学生にも理解しやすいよう、基礎的な概念から説明されています。

2026

この研究は、核融合炉ITERで使用される銅合金CuCrZrに注目しています。合金を加熱（焼鈍）すると、内部に微細な析出物が形成され、材料の硬さが変化します。特に、析出物の種類や大きさが時間とともにどのように変化し、それがナノスケールの硬さにどう影響するかを調べています。結果として、析出物の安定性が硬さを決める重要な要素であることがわかりました。これは、ITERのような過酷な環境で使われる材料の性能向上に役立ちます。学生にも理解しやすいよう、基礎的な析出強化のメカニズムを実験データとともに解説しています。

2026

この研究は、銅マトリックス中にY2O3とWの分散粒子をin-situで形成し、W前駆体の種類が粒子のサイズや分布に与える影響を調べました。適切なW前駆体を選ぶことで、強度と導電性を両立した銅複合材料が得られます。学生には、異なる材料を組み合わせて金属を強くする方法として理解してほしいです。

2026

この論文は、核融合炉の固体増殖材料として使われるペブルベッド（球状粒子の充填層）の熱伝導率に、対流と放射の熱伝達がどのように影響するかを、DEM（個別要素法）とCFD（数値流体力学）を組み合わせたシミュレーションで調べた研究です。ペブルベッドの有効熱伝導率は、炉の冷却性能に重要です。シミュレーションの結果、粒子間の接触熱伝導に加えて、高温になると放射熱伝達が無視できない寄与をすることがわかりました。また、粒子間の空隙を流れるガスによる対流も、全体的な熱伝達に影響を与えます。この研究は、より正確な熱設計に役立ちます。

2026

この研究では、トカマク型核融合炉のエネルギー閉じ込め時間を予測するために、ベイズ最適化を用いた機械学習手法を提案しています。閉じ込め時間は炉の性能を左右する重要な指標ですが、その予測は複雑な物理に依存します。モデルにはベイズ最適化を適用し、ハイパーパラメータを効率的に調整することで予測精度を向上させました。また、特徴量重要度を定量化する手法を導入し、どの物理パラメータが予測に寄与するかを明らかにしました。これにより、モデルの解釈性が高まり、物理的な洞察を得ることが可能になります。学生でも理解しやすいよう、ベイズ最適化の基本概念と機械学習の適用例を交えて説明しています。

2026

本研究では、核融合実験装置における電子サイクロトロン共鳴加熱（ECRH）で生成される大量の「ホットデータ」（頻繁にアクセスされるデータ）を効率的に保存するため、ニュートン冷却モデルを改良した最適化手法を提案する。従来モデルではデータのアクセス頻度や保存先の多様性を十分に考慮できていなかったが、改良モデルではこれらを組み込み、データ配置の最適化を実現。これにより、ストレージシステムの応答時間短縮とコスト削減が期待される。核融合研究における大規模データ管理の課題解決に寄与する。

2026

この論文では、CFETR（中国核融合工学試験炉）の水冷却セラミック増殖（WCCB）ブランケットにおいて、冷却流路の形状を最適化するトポロジー最適化手法の数学的モデリングとその応用について解説しています。トポロジー最適化は、与えられた条件下で最適な材料分布を求める手法であり、ブランケットの熱除去効率を向上させることが期待されます。数学モデルと数値計算手法を示し、実際の設計への適用例を紹介することで、核融合炉ブランケット設計の高度化に貢献します。学生にも理解しやすいよう、基礎から応用までをまとめています。

2026

この研究では、HL-3トカマクにおけるプラズマ平衡データのマッピング手法を統合モデリング・解析フレームワーク内で検証しました。プラズマ平衡とは、高温プラズマを磁場で閉じ込める際の安定状態を指し、正確なデータマッピングは実験結果の解釈やシミュレーションに不可欠です。研究では、複数の計測データを統合し、平衡再構成の精度を向上させる手法を開発。実データを用いた検証により、マッピングの信頼性が確認されました。これにより、HL-3の性能評価や将来の運転計画に貢献します。

2026

この論文では、核融合炉ITERで使用されるタングステン（W）の機械的特性を、引張試験と小型パンチ試験という2つの方法で評価しています。タングステンはプラズマ対向材料として重要ですが、脆性が課題です。試験結果から、強度や延性などの特性が明らかになり、ITERの設計や材料選定に役立ちます。学生向けに言うと、素材の強さや壊れやすさを調べる実験で、将来のエネルギー源開発に貢献する研究です。

2026

この論文は、EU-DEMO核融合炉のダイバータシステムにおけるCAD設計の進捗を報告しています。特に、低アスペクト比構成に焦点を当て、プラズマから熱や不純物を排出するダイバータが極端な熱負荷に耐えるように設計されています。低アスペクト比設計は、性能向上とコスト削減を目指しています。学生にも理解しやすいよう、ダイバータの役割と設計の重要点を解説しています。

2026

本論文は、核融合プラズマのディスラプション緩和に用いられる破砕ペレット注入器（SPI）において、推進ガスを抑制するサプレッサの各種構成を比較した研究です。SPIは高速のペレットをプラズマに打ち込み、ディスラプションを緩和しますが、推進ガスがプラズマに悪影響を及ぼす可能性があります。そこで、ガスサプレッサの効率的な設計が重要です。本研究では、異なるサプレッサ形状や配置を実験またはシミュレーションで比較し、ガス抑制性能を評価しました。結果として、最適な構成が提案され、SPIの実用化に向けた知見が得られています。

2026

この論文は、インドの核融合研究装置ADITYA-Uトカマクで使用される電子機器、データ取得、制御システムについて解説しています。これらのシステムは、プラズマ実験を安全かつ効率的に行うために不可欠です。データ取得システムはセンサーからの信号を高速で記録し、制御システムはトカマクの運転を自動化します。また、電子機器は高電圧や強磁場環境での動作に耐える設計となっています。この研究は、核融合エネルギーの実現に向けた重要な一歩です。

2026

本論文では、トカマク型核融合装置のトロイダル磁場（TF）コイルの中心線設計において、コイルに働く張力が一定でない（非一定性）問題を研究しています。TFコイルはプラズマ閉じ込めに重要な磁場を生成しますが、コイル形状や支持構造により張力分布が変化します。この非一定性がコイルの応力や変形に与える影響を解析し、最適な中心線形状を提案することを目的としています。結果として、張力変動を低減する設計手法が示され、装置の信頼性向上に貢献します。

2026

この論文は、コンパクトトカマク核融合装置の設計において、物理学的制約（プラズマ閉じ込め、安定性、加熱など）と技術的制約（超伝導磁石、トリチウム生成、材料など）がどのように相互作用するかを解説します。設計者はこれらのバランスを取りながら、実用的な核融合炉を目指します。学生向けに、核融合研究の基礎的な考え方と工学的挑戦をわかりやすく説明しています。

2026

この論文は、NCSTトカマクにおける超音速分子ビーム入射（SMBI）の燃料供給性能を調査しています。SMBIは核融合装置に燃料を注入する手法であり、入射粒子のプラズマへの浸透と閉じ込め効率を評価しています。結果は、従来のガス注入と比較して、プラズマ中心部への燃料供給が改善され、密度制御が向上することを示しています。この研究は、将来の核融合炉における燃料供給最適化に貢献します。

2026

この論文では、DTT（ダイバータトカマク試験）装置の極低温システムの概念設計と主要な要件について説明しています。DTTは核融合研究における重要なステップであり、その極低温システムは超伝導コイルの冷却などに不可欠です。設計では、信頼性、効率性、コストを考慮し、システムの主要なパラメータと構成が提示されています。将来の核融合炉の設計にも役立つ知見が含まれています。

2026

この論文では、タイ・トカマク1という小型トカマク装置において、プラズマが中心からどれだけずれているかを測定する方法を説明しています。プラズマを電流フィラメント（細いワイヤのようなもの）として扱うモデルと、光学カメラでプラズマの境界を観測する手法を組み合わせることで、変位を決定します。これはプラズマの制御と安定性維持に重要です。

2026

この研究では、核融合炉のプラズマ電流駆動（LHCD）のための新しいアンテナ設計を提案しています。パッシブとアクティブのスロットを組み合わせた導波管アレイを用いることで、従来のアンテナよりも効率的に電力をプラズマに結合できる可能性があります。概念設計の段階であり、今後の実験検証が必要ですが、LHCD用アンテナの小型化や高性能化に貢献するアイデアです。

2026