Nuclear Fusion

この研究では、EASTトカマクにおいて、超音速分子ビーム入射（SMBI）により局所的なプラズマ密度上昇を起こし、中性粒子が中性粒子ビーム入射で生成される高速イオンの損失に与える影響を調べました。三次元モデリングを用いたシミュレーションにより、SMBIの位置によってビームの初期堆積が大きく変化し、特にAポートのSMBI3ではスクレイプオフ層への堆積率が約50%増加し、コア加熱効率が低下することが分かりました。損失は主に最初のポロイダルトランジットで発生し、中性密度の高い領域と捕捉されたビームイオンの軌道が重なると電荷交換反応が促進され、局所的な壁負荷が増加します。これらの結果は、非軸対称な粒子分布がビームイオン損失の重要な要因であることを示しており、将来の核融合装置における最適な燃料供給・加熱システムの設計に役立ちます。

2026

この研究では、超伝導中心ソレノイドを持つ大型トカマクの始動時に、低ループ電圧を克服するために電子サイクロトロン（EC）波を用いた非誘導始動を解析しました。閉じ込められていない電子を閉じ込めるトラップ粒子配位（TPC）を用いて、EC加熱下での衝突のない電子の分布関数を数値的に解析。軌道平均化フォッカープランク方程式と拡張MHD平衡コードを組み合わせ、有限軌道効果と相対論効果を考慮しました。その結果、TPC下でのEC加熱による運動論的電子電流が閉じた磁気面を形成するのに十分であること、また、電子分布関数がEC共鳴層で強い加速を受けた捕捉電子による特徴的な位相空間構造を持つことが示されました。

2026

この論文では、EASTトカマクのHモードプラズマにおいて、閉じ込められた電子モード（TEM）乱流の変化を観察しました。密度勾配に敏感な低いTEMは電子の熱輸送と外向き粒子輸送を駆動し、温度勾配に敏感な高いTEMは強い熱輸送と内向き粒子輸送を引き起こします。これらのTEMの特性と勾配への依存性を系統的に調べ、電子加熱が支配的な燃焼プラズマにおける輸送理解の重要性を示しました。

2026

WESTは超伝導トカマクで、全面タングステン環境とITERグレードのダイバータを備え、定常状態での金属環境下での将来の核融合炉運転に重要な知見を提供します。WESTではRF加熱のみを使用し、1337秒のパルスと2.6GJの注入エネルギーを達成しました。これは先進的なLHCD監視システムによるものです。ICRHアンテナの壁調整への応用や、進行波アンテナの設計、新しいECRHシステムの整備も行われています。これらの成果は、将来の核融合発電所の運転に貢献します。

2026

EASTトカマクで、中性粒子入射（NBI）と第三高調波イオンサイクロトロン周波数（ICRF）加熱の相乗効果により生成される高速イオンの特性を、複数視線方向の中性子スペクトル測定で初めて詳細に調べました。飛行時間型中性子検出器（TOFED）と3台の有機シンチレータ分光器を用いて、通常のNBI加熱エネルギーを超える高速イオンの加速を示すスペクトルの広がりを観測。TRANSPシミュレーションは、約500 keVまで広がる高速イオン分布と、プラズマ電流方向に偏ったピッチ角非対称性を予測し、GENESISコードによる合成スペクトルが測定とよく一致しました。さらに、重み関数解析と軌道計算により、この非対称性が高速イオンの損失境界に起因することを確認。これらの結果は、複数視線中性子分光法が、将来の燃焼プラズマ研究に重要なMeV領域の高速イオン位相空間分布を明らかにする有力な診断法であることを示しています。

2026

磁化プラズマ中の磁気島は、電子の輸送に大きな影響を与えます。特に、磁気島のトポロジーが二股化すると、O点やX点、セパラトリックスの数や位置が変化し、電子の拡散経路が変わります。DIII-D装置の実験では、外部磁場擾乱を用いてq=2面の磁気島を回転・周期的に二股化させ、3種類の構造を切り替えました。このトポロジー変化が電子輸送に与える影響を調べるため、衝突演算子を組み込んだTRIP3Dコードで磁力線追跡を行いました。O点、X点、セパラトリックス外部から放出されたトレーサー電子は、支配的な磁気島モードや放出位置に依存して、古典拡散、亜拡散、超拡散など異なる拡散挙動を示しました。この結果は、有理面を横切る電子拡散が磁気島の二股化によって変化することを示し、粒子閉じ込めに直接関係します。

2026

この論文では、ステラレーターにおける磁気勾配スケール長（∇Bのスケール長）と、フィラメントコイルとプラズマ表面（LCFS）の最小距離との関係を調べています。∇Bのスケール長が小さいほどコイルと表面の距離が小さくなる傾向があり、コイル設計の複雑さに影響します。また、∇Bのスケール長を最適化することで、コイルを考慮した閉じ込め性能が向上する場合があることを示しました。特に、コイル間距離を一定に保った場合、∇Bのスケール長が小さい均衡ではコイルリップルによる粒子損失が大きくなりますが、コイル表面距離を増やすことで改善できます。この研究は、より効率的でコンパクトなステラレーター設計に役立ちます。

2026

JT-60SAの統合コミッショニング中に、軟X線システムを用いてプラズマ中心の電子温度（約1 keV）と鋸歯状振動を観測しました。高エネルギーと低エネルギーの制動放射信号が逆位相で振動するのは、電子温度と電子密度または実効電荷が逆方向に変化するためです。鋸歯状崩壊中、電子温度が減少し、電子密度や実効電荷が増加することが分かりました。また、反転半径を超えた電子や不純物の流入の可能性が示唆され、これは内向きピンチによるものと考えられます。

2026

EASTトカマクの電子サイクロトロン共鳴加熱(ECRH)システムを大幅に拡張し、2基のジャイロトロンを追加して140GHzでの総出力を4.5MW、パルス長1000秒に向上させました。システムは主周波数140GHzで動作しますが、低トロイダル磁場運転に備えて105GHzへの切替も可能です。伝送路は二周波対応で、31.75mm半径のコルゲート導波管を使用し、偏光器やパワーモニター付きマイター曲がりを備えています。アンテナ系はポートBに設置され、楕円面集束ミラーと可動ミラーでビームを精密にプラズマへ入射します。制御系はセルフチェック・試験・EAST実験の3モードを持ち、自動再始動機能で瞬時故障から回復、リアルタイム電力制御やRF保護機構も実装されています。この拡張により、乱流抑制やELM制御などの先進的プラズマ実験が可能となり、定常核融合条件の達成に貢献します。

2026

この研究では、核融合装置TCVのLモード放電を用いて、プラズマシミュレーションコードSOLPS-ITERの検証を進めました。特に、イオンの熱流制限因子と化学スパッタリングの仮定が、ダイバータの過冷却や過剰な密度予測に与える影響を調べました。熱流制限因子を強くすると、イオン熱伝導が制限され、電子・イオン温度が低下し、密度が増加して冷たく高密度なダイバータ解となることが分かりました。新しい測定データを用いて、弱い制限が実験とよく合い、化学スパッタリングをストライク点近傍のみに制限することで、不自然な炭素源が抑制され、二次元発光計測との一致が改善されました。その結果、上流からダイバータまでの密度・温度分布、熱流束、放射計測など、複数の診断で良い一致が得られました。

2026

この研究では、Alcator C-ModトカマクのICRFアンテナ性能を評価するため、Petra-M有限要素フレームワークを用いた3Dモデルを構築し、実験結果と比較しました。4つの実験ケースを検証：アンテナリミッター上の整流シース電位、遠方フィールドシース、ELM中のアンテナ負荷、モノポール位相運転時の高次モード励起です。シミュレーションは実験傾向をよく再現しましたが、一部に不一致も見られ、将来の炉設計における予測ツールの限界を示しています。

2026

この研究では、核融合炉内でプラズマ対向材料として使われるタングステンが、高エネルギーの光子と中性子の両方にさらされた際の振る舞いを調べました。既存のモデルを拡張して、電子と格子が非平衡状態にある中でのカスケード過程をシミュレーションしました。その結果、励起された電子が格子にエネルギーを渡すことでカスケードが激しくなる一方、既存の欠陥集積が壊されて欠陥の蓄積が抑制されることがわかりました。この研究は、複数粒子の相互作用を含む材料の非平衡進化の理解に貢献します。

2026

EASTトカマクにおいて、低域混成波（LH波）がイオンサイクロトロン周波数でパラメトリック崩壊（PDI）する現象を測定・解析しました。プラズマ密度やLH波のパワーが高いほど、サイドバンド波が強く成長することを確認。また、磁場の向き（∇Bドリフトが主X点に向かう方向）を適切に選ぶことで、高密度HモードプラズマでのPDIを抑制できる効果的な手法を見出しました。数値計算では、弱減衰領域でのサイドバンド増幅を評価するには、スクレイプオフ層を複数回通過する効果を考慮する必要があると示唆。PDIはLH波の電流駆動効率に影響を与えるため、将来の核融合実験への示唆を議論しています。

2026

核融合炉のダイバータ設計の一つであるリチウム蒸気キャビティは、リチウム蒸気の雲で熱流を散逸する方式です。本研究では、2次元エッジコードSOLPS-ITERを用いて、プラズマの径方向輸送やリサイクリング係数の仮定が、上流リチウム密度予測に与える不確かさを分析しました。その結果、重水素の径方向粒子拡散係数を4分の1に減少させると、上流リチウム密度が2.1倍増加することがわかりました。また、リサイクリング係数の現実的な範囲で密度は2.4倍変動しました。これらの結果は、性能予測の信頼性向上に重要です。

2026

この研究では、EASTトカマクにおいてn=2の回転共鳴磁場擾乱（RMP）がX点近傍の窒素放射とダイバータ粒子束に与える影響を調べました。高速カメラを用いた観測により、RMP印加時に多層の窒素放射構造が現れ、2Hzで回転するRMPと同期して回転することが確認されました。これは不純物放射が3次元磁場トポロジーと強く結合していることを示します。TOP2DコードとMARS-Fコードを用いた磁力線追跡により、観測されたローブ構造の数、位置、トロイダル位相を再現できました。適切なRMP位相条件下では、放射領域が広がり、粒子束が二次ストライク点に再分配され、コアのタングステン濃度が減少しました。タングステン濃度と全放射電力の間に正の相関が見られ、全体の放射がタングステンの挙動に強く影響されることが示唆されました。これらの結果は、RMP誘起の3次元磁場擾乱が不純物放射と粒子束再分配を制御する上で重要な役割を果たすことを示し、トカマクプラズマにおける周辺放射制御への洞察を提供します。

2026

本論文は、JET類似の核融合プラズマにおいて、中性粒子ビーム入射(NBI)によるエネルギー堆積と粒子源に対するプラズマパラメータの不確実性の影響を解析したものです。熱平衡と電離過程のパラメトリックモデリングを行い、TAPaSコードで不確実性を伝播させ、ビームの生成プロファイルやイオン・電子へのエネルギー移行率などの関心量を取得しました。非侵襲的ブラックボックスアプローチとして多項式カオス展開(PCE)をサロゲートモデルに用い、ソボル指標の解析的計算から各不確実パラメータの寄与をランク付けしました。さらに、パラメータ組合せの相互作用による分散への寄与も調査しました。この研究は、プラズマ加熱の変動を理解し、実験計画やモデル改善に役立ちます。

2026

この論文は、原著論文「プラズマ対向材料におけるバブル進化とファズ形成：リッジからテンドリルへ」の図11に関する訂正です。原著では、低フルエンス（1.1×10^24 He/m^2）のバブル分布図は正しかったが、中フルエンスの図が誤って低フルエンスのものと重複していました。また、高フルエンス（5.0×10^25 He/m^2）のデータが完全に欠落していました。訂正版ではこれらの誤りが修正され、正しい分布データが提供されています。この訂正により、研究結果の正確性が確保されました。

2026

この論文では、トカマク周辺プラズマの乱流輸送を効率的に予測するためのモデル階層を紹介します。経験的平均場モデルから第一原理3D乱流シミュレーションまで、3つのアプローチをTCVトカマクのLモード付着プラズマに適用し、実験と比較しました。特に、平均場シミュレーションの予測性を向上させるための低次元乱流モデルも提案しています。これにより、核融合発電所の運転準備や熱排気設計に重要な知見が得られます。

2026

この研究では、EASTトカマクの境界プラズマにおけるタングステン（W）不純物輸送に対する運動効果の影響を調べました。モンテカルロコードDIVIMPを用いて運動論的不純物輸送モデルを実装し、高リサイクル状態やディタッチ状態など様々なダイバータ条件下でW輸送をシミュレーションしました。その結果、運動効果によりWの熱力が従来の流体モデルに比べて大幅に減少することが分かりました。特に、低衝突度、低イオン温度、高実効電荷の条件下でその効果が顕著でした。高密度Hモードでは運動補正は弱いものの、強い摩擦力によりコアW密度が2桁以上減少しました。また、従来のフラックスリミット補正はW密度を過大評価するため、正確な記述には運動論的モデリングが必要です。

2026

間接駆動核融合では、ホーラム内部のX線駆動を正確に予測することが目標設計の最適化に不可欠です。しかし、従来のシミュレーションには駆動不足の問題がありました。本研究では、100 kJ級レーザー施設の2衝撃爆縮に着目し、放射線源とMバンドX線パワーの乗数を同時に推定する逆問題解法を開発しました。これに基づき、ディープラーニング推論フレームワークPRISMを構築し、実験設計パラメータから放射線源波形を高精度に予測できるようにしました。その結果、事前シミュレーションの爆縮時刻予測誤差が約500psから200ps以内に低減しました。また、透過型分光計データを用いて外挿性能を検証し、シミュレーションと測定スペクトルが良く一致することを確認しました。Shapley加法説明により設計パラメータの寄与を解析し、残差分析から2025年のレーザー出力安定性の向上を定量化しました。

2026

この論文は、2022年に発表された「MAST-Uトカマクにおけるスノーフレークダイバータのモデリング」の訂正です。元の論文では、スノーフレークダイバータのプラズマモデルに誤りがあり、それを修正しています。スノーフレークダイバータは、核融合炉で熱負荷を分散させる重要な技術です。この訂正により、より正確なモデルが提供され、将来の核融合研究に役立ちます。学生向けに言うと、間違いを直して正しい計算方法を示したものです。

2026