Nuclear Fusion is the acknowledged world-leading journal specializing in fusion. The journal covers all aspects of research, theoretical and practical, relevant to controlled thermonuclear fusion.
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今月最も印象的なのは、Tokamak Energyが低アスペクト比トカマク発電炉ST-E1の予備概念設計を11本の論文特集として体系的に提示した点である（summary 1〜11, 16, 39関連）。主半径5.0 m、アスペクト比2.3、軸上トロイダル磁場5.25 T、核融合出力1.5〜2.5 GW、正味電気出力800〜1000 MW、設備費12〜15千ドル/kWという参照設計点を、プラズマ物理・磁石・排気・ブランケット・保守・経済性まで一貫して整合させている。最大のトレンドは「実証炉と商用炉で長寿命資産（HTS磁石ケージ・真空容器）を共用し、交換可能な炉内機器の更新で段階的に商用化へ移行する」という設計思想であり、初期投資リスクを抑えつつ段階的にリスクを下げる戦略が随所に見える。技術的ハイライトとしては、平衡計算とコイル最適化を分離する新ワークフロー（Metis/FreeGS/SCOPE、summary 5）や純PythonシステムコードPyTokによる高速パラメータ探索（summary 8）、Geant4ベースG4Tokamakによるプラント規模中性子輸送と4分割遮蔽設計で30年運転を可能とする見通し（summary 6）、抽出感度と燃料供給効率がトリチウム在庫性能を支配するという自己整合燃料サイクル解析（summary 2）、ブートストラップ電流9割＋ECCD 52 kA/MWの完全非誘導運転（summary 16）、ダイバータピーク熱流束15 MW/m²以下を達成する放散ダイバータ（summary 11）などが目を引く。一方、他分野でも堅実な進展が目立つ。EASTでは深層強化学習による形状制御の実機実装（summary 13）やRMPによるion-ITB能動制御（summary 14）、W主壁と高閉じ込めHモードの両立（summary 52）。ITER関連ではNAS中性子測定の誤差評価（summary 12）、EC加熱上部ランチャーの最終設計（summary 40）、VDE熱負荷予測のW壁検証（summary 34）。材料・シミュレーション面では、MDカスケードをOKMCに直接埋め込む長時間照射モデル（summary 50）、SLM製ODS-RAFM鋼の照射安定性（summary 27）、ステラレータのバルーニングモード飽和解析（summary 21）や圧縮オムニジェニティ最適化（summary 41）が新しい方向性を示している。総じて、今月は「単一物理の進展」よりも『炉全体を自己整合的に設計・統合する』流れが強く、核融合の社会実装フェーズへ向けた設計手法・評価ツール・運転制御の成熟が際立った月と言える。
本論文は、外側ダイバータレッグがデタッチすると、ASDEX UpgradeとDIII-Dの高磁場側スクレープオフ層（SOL）で電子密度と中性粒子圧が下がることを示す。イオンドリフトがX点向きの有利配位で、不純物入射なしでも観測された。AUGでは高磁場側反射計、ダイバータトムソン散乱、中性粒子圧計、DIII-Dでは水素発光診断を用いた。LモードとHモードの両方で見られ、ダイバータ状態が中性粒子分布と端部燃料供給を決める重要な要素だと結論づける。
2026
直接駆動慣性核融合では、レーザー不均一を滑らかにするため外側アブレータに高Z元素（例：Si）を添加する。本研究はSi添加率0%、6.25%、12.5%のターゲットを、非局所電子輸送を考慮した2D輻射流体シミュレーションで調べた。添加率が上がると内向き電子熱流束が減り、輻射温度が上がる。燃料予熱温度は9.30%、18.6%増加し、最大擾乱振幅は39.5%、66.3%減少した。その結果、停滞ホットスポット圧力は8.35%、9.09%上昇し、面密度は10.3%、13.8%増加した。高Zドーパントは流体不安定性を抑えて爆縮性能を改善するが、予熱増というトレードオフがある。適切な添加濃度設計が重要である。
2026
TCVトカマクで、長パルス運転に向けた非誘導電流主体の高性能放電を開発している。EUROfusionのWPTEやJT-60SAの先進シナリオ準備の一環だ。直近の実験では、中心ソレノイドからの磁束寄与なしで複数の電流緩和時間より長く放電を維持し、βN∼2、イオン温度が電子温度に近づく成果を得た。補助加熱が主な制限だが、2027年の加熱増強で完全定常・高βN・完全非誘導NBI加熱シナリオが現実味を帯びる。熱電子ITBでは12 keVを記録。放電開始30 ms後からの完全CSフリー立ち上げも実証し、負の中心磁気シアが平坦部まで継続した。X点ターゲットダイバータでのCSフリー運転も達成した。
2026
EASTの実験で、タングステン主壁がボロン被覆なし・低被覆でも高閉じ込めHモードと両立することが示された。ITERに似た低トルクで、EC・NBI・LHW加熱を3～5MW注入し、タイプI/II ELM Hモードに到達。タイプII ELMは小振幅・高周波で、セパラトリクスと主リミタ間が4cmでも良い閉じ込めを維持し、H98因子は最大1.1。窒素パフで部分デタッチも可能。一方タイプIは主壁W源の影響を強く受け、RMPでELM抑制するとWは減るが閉じ込めが約10%低下。ITER新ベースライン評価の基礎を与える。
2026
TJ-IIでは、中性粒子ビーム加熱中にペレットを入射すると閉じ込めが改善するPiEC相が現れる。密度勾配が急峻になり、イオン温度、蓄積エネルギー、粒子閉じ込め時間が増え、乱流が減る。改善は最大約1.5倍。磁場配位や加熱パワーを広げて検証し、ペレット燃料がNBI加熱プラズマの運転上限を定めることを示した。またプラズマ電位・径電場とそのシアを解析し、単回入射で電位がより負になり、追加入射で密度勾配が急峻化・分布が広がる。ρ=0.6で径電場は約−3から−8 kV/mへ増大し、新古典シミュレーションと整合。連続入射はρ=0.75で径電場シアを最大に保ち、閉じ込めを改善する。
2026
WESTトカマクは、タングステン製のプラズマ対向機器を使い、ダイバータでの侵食と再堆積を調べた。Phase 1では、不純物による侵食と、内側ダイバータに偏る非対称性が見られ、ストライク点付近は最大0.5 nm/sの純侵食、他は堆積が支配的だった。約7時間の曝露で最大50 µmの複雑な堆積層ができ、磁気リップルも分布を大きく変えた。Phase 2では高フルエンスにより堆積が数百µmに成長し、侵食も約18時間で最大30 µmに達した。主室では侵食は弱いが、低密度でタングステンがコアへ輸送され、ICRFアンテナ使用時は近傍リミタのスパッタリングが10倍以上に増えた。モデルはPhase 1の多くを再現したが、内外非対称性と厚い堆積、Phase 2の高フルエンス挙動の再現は課題である。
2026
核融合炉の排気部ダイバータの性能を理解するため、トカマク向け二点モデルをステラレータ用に拡張した研究。ステラレータ特有の「拡散律速領域」に注目し、対流パワー割合、ターゲット前で散逸するパワー、運動量損失因子の影響を調べた。対流パワー割合の増加は排気性能を悪化させ、運動量損失のパラメータ化が領域予測に重要と判明。簡略化したアイランドダイバータ形状で、EMC3-Eireneの3次元計算と拡張0次元モデルが定量的に一致した。アイランドダイバータの排気性能と炉心適用性を評価する鍵となるパラメータを特定した。
2026
HL-3トカマクは中国SWIPの新しい中型銅導体トカマクです。中心イオン加熱と、核融合α粒子相当の高エネルギー粒子生成を目指し、6 MWのイオンサイクロトロン周波数帯（ICRF）加熱システムを建設中で、2026年9月に利用可能予定です。周波数は25–50 MHz、最大5秒。重水素プラズマでは水素少数イオン加熱と重水素第2高調波を33 MHz／2.2 Tで、D-TプラズマではHe-3基礎波とトリチウム第2高調波を25 MHz／2.5 Tで検討。送信機は1.5 MW×4、3 dBハイブリッド結合器で反射電力をそらし、1/4λスタブ、1/2λ移相器、予備スタブで整合。2基の2ストラップアンテナ（k//≈6.5 m−1）を設計。
2026
将来の核融合炉では、DT燃料で生まれるアルファ粒子による自己加熱が重要です。しかしJT-60SAはDT運転を行わないため、本研究は3Heを注入し、500 keVの高エネルギー中性粒子ビームでアルファ粒子を生成する方式を検討します。OP2や将来のハイブリッドシナリオを参照し、JETの同種実験より低い3He濃度で高いアルファ粒子・中性子生成率が得られることを示します。損失電力・粒子率も議論し、電流・磁場を一定にしたまま密度・位置・温度を変えた最適化も行います。
2026
JETの重水素・三重水素放電で、ICRH加熱で生じた高速イオンがアルフベン固有モード（TAE）やフィッシュボーンを励起し、複数の高エネルギー粒子集団の非線形相互作用がアルファ粒子の閉じ込めに強く影響することを、ジャイロ流体コードFAR3dで解析した。TAEはアルファ損失への影響は小さいが、フィッシュボーンはアルファ損失を引き起こしうる。飽和時にシア流も生成され、ITERやJT-60SAの閉じ込め評価に重要。複数高エネルギー粒子の非線形効果を考慮する必要がある。
2026
この研究は、JET-ILWで92%トリチウム＋8%水素を使った高電流・高出力ベースラインパルスを対象に、不純物の輸送と発生源を数値解析したものです。COREDIVコードで炉心の1次元輸送とダイバータ周辺の2次元輸送を同時に計算します。実験データに合うよう係数を調整する半解釈的手法を用いています。結果は、炉心プラズマの放射増加が不純物発生量の増加よりも不純物輸送の変化で説明できることを示します。また、トリチウムによるタングステンのはね出しは無視でき、ベリリウムが主なはね出し源で、タングステンのはね出しにはBe2+が最も寄与します。
2026
SONICダイバータコードで、JA DEMOの排気と不純物を同時解析した。重水素とArを別々に注入し、重水素ガスパフを増やすと外側ダイバータ熱負荷が10 MW/m2未満に下がり、セパラトリクス密度も低く保てた。ダイバータ内圧力は上昇し、熱負荷は圧力の-0.7乗に比例。外側ダイバータ上の脱離・付着境界近くでプラズマ流反転が起こり、不純物遮蔽と放射損失を弱めた。Arは内側SOLに偏在し、閉じ込めプラズマ端ではAr・He濃度とも低下して均一。大きなDパフと小さなArパフ運転が、排気と不純物制御に有利と結論。
2026
本論文は、TCV装置の二重ヌルLモード放電を用い、プラズマ断面の三角形度（δ）がダイバータへの熱・粒子分配と境界乱流にどう効くかを実験的に調べた。高δの二重ヌルでは内側ダイバータに届く排気電力の割合が小さく、低δでは大きい。単一ヌルでも同様の傾向が見られた。解析モデルとの比較から、径方向輸送の低減や高磁場側の横方向輸送増加が示唆される。トムソン散乱では中間面減衰長に明確なδ依存はないが、ダイバータ内プローブでは減衰長の広がり、低δで揺動レベルの低下、ブロブ径と振幅の減少が見られた。形状が乱流と電力分配を結びつけることを示す。
2026
核融合炉の材料では、プラズマと表面が動的に反応します。UPPは、高流束の水素プラズマを材料に当てながら、同時にイオンビームで表面を分析できる直線型装置です。これにより、水素同位体の移動・保持・放出、スパッタリングなどをその場で調べられます。また、プラズマ曝露中にイオンビームで損傷を与え、欠陥の安定性も研究できます。最初の研究では、重水素プラズマに晒したタングステンで、表面極近傍と深部への重水素輸送、飽和までの時間が明らかになりました。
2026
ST-E1は主要半径5mの低アスペクト比燃焼トカマク発電プラント。ダイバータ排気の課題と解決策を検討。1D端部モデルでAr不純物とタングステン壁を使い、デタッチメント到達性を評価。SOLPS-ITERで放散ダイバータを確認し、ピーク熱流束15 MW/m²以下を達成。第一壁保護とトリチウム増殖の両立可能性、PFC技術選定を示す。今後の課題として、コア性能を落とさない高放射、ダブルヌル制御、高熱流束PFC材料、侵食・再堆積・トリチウム保持制御を挙げる。
2026
J-TEXTで新設ヘリカルコイルによる m/n=2/2 共鳴磁気摂動（RMP）を使い、より高密度・高安全因子まで鋸歯状振動を抑制した。RMPは最大234 G、130 Gでq=1面を貫通し、qa=4.3、ne=4×10^19 m^-3まで2/2磁気島を形成。ECRH加熱でも抑制に成功。貫通閾値はq=1面形状、ブートストラップ電流、回転低下のためオーム加熱時よりわずかに低い。大型装置でもNBI/ECRH併用の制御可能性を示す。
2026
球状トカマク装置LATEで、下部ポートからマイクロ波を入射する電子バーンシュタイン波により、非誘導で過密度球状トカマクプラズマを立ち上げた。中央面外側入射と比べ、最外閉磁束面外の捕捉電子発生が抑制され、電流を運ぶ通過電子やバルク電子との結合が改善。軟X線分布から、下部入射の方が中心電子温度が高い。第二高調波EC共鳴加熱や捕捉電子のドップラーシフト基本波加熱を避けられるため、中心加熱に有利と示唆された。
2026
2本の直交偏光レーザー光を使い、前方誘導ブリルアン散乱（FSBS）を新しく励起する仕組みを提案。散乱光と共有イオン音波（IAW）の干渉で生じるビート波がFSBSの種になる。シミュレーションで、このFSBSは後方SBS（BSBS）と共有IAWモードを抑え、散乱光間のエネルギー移動とポンプ競合を引き起こす。二光束配置の全後方散乱率は単光束並みに低下。FSBSは不安定性であるだけでなく、集団的不安定性を緩和する可能性がある。ただしビーム伝播や周波数シフトへの影響は、慣性閉じ込め核融合の爆縮対称性やエネルギー堆積に影響しうる。
2026
レーザー核融合で問題となる誘導ブリルアン散乱（SBS）を、周波数差の大きい二色レーザーで抑える新機構を提案。イオン音波の分散がほぼ線形なため、二つのレーザーが似た位相速度のイオン音波を励起する。強い方のレーザーが駆動するイオン音波が粒子トラッピングを起こし、弱い方のイオン音波に大きな非線形周波数シフトを与える。Vlasovシミュレーションは理論モデルとよく一致。この共有トラッピング起源のシフトがSBSの線形成長を抑え、二イオン崩壊結合と協調して全反射率を大きく低減する。最適強度比で反射率が最小となる。
2026
核融合装置アルカトールC-Modで、ELMy HモードとEDA Hモードの切り替えを調べた研究です。高解像度計測を使い、プラズマ境界近くの密度と中性粒子の関係を比較しました。ELMyでは密度が中性粒子源に敏感ですが、EDAではあまり敏感でありません。また、密度揺動の準コヒーレント構造が高密度やEDAで強くなります。ELMy向けのSaarelma–Connor密度予測を検証し、EDA向けには抵抗性バルーニングモードによる輸送を加えると予測が良くなることを示しました。将来装置SPARCの予測にも応用しています。
2026
トカマクでは、外部磁場でプラズマ中の共鳴を制御する際、その強さを表す指標が複数あります。本研究は、抵抗性磁気流体モデルとGPECを使い、遮蔽電流を表す指標と侵入磁場を表す指標の関係を調べました。一方はLundquist数とともに変化し低い値で飽和、もう一方は理想的な定義のままですが大域的キンク構造の影響を受けます。両者は同じ抵抗性モデルで似た主結合モードを与えるものの、低回転ITER平衡では抵抗性効果により主モードがより低いポロイダルモード数へ移ることが分かりました。これはRMPコイルの最適な相対位相として実験で観測可能と予測されます。
2026
TCVトカマクで初めてイオンサイクロトロン放射（ICE）を観測した。周波数は磁気軸での重水素イオンサイクロトロン周波数にほぼ従い、時間変化は平衡進展と磁気軸移動に対応する。核心ICEはECRHとNBI併用時に主に観測され、多くは第2高調波、他では第3・第4高調波が見られた。分岐分割や周波数チャープなどの微細構造、プラズマ端近傍からの高調波も検出。同方向・逆方向NBIの両方で核心ICEが観測され、磁気軸高調波からの周波数ずれはNBI方向で符号反転し、逆プラズマ電流放電でも確認された。観測結果はドップラーシフトしたサイクロトロン共鳴で定性的に説明できる。
2026
中性粒子ビーム入射でイオン化した粒子が励起するイオンサイクロトロン放射（ICE）の成長率を簡易計算した。速度分布のべき乗則とピッチ角ガウス分布を仮定し、ほぼ垂直伝播する高速磁気音波の成長率を一様プラズマで評価。成長率は速度勾配とピッチ角異方性に依存。EASTとASDEX UpgradeのTRANSP分布解析で、EASTのコアICE減少は分布広がり増大とα減少、ASDEX Upgradeは速度勾配が主因と説明。2・3倍高調波ICEがピッチ角散乱に有効な可能性を示す。
2026
ESR2Dは、トカマク中のイオン温度勾配（ITG）モードを調べるため、ポロイダル方向のフーリエ空間で2次元ジャイロ運動論固有値方程式を解く新しいコードです。通過イオンと捕捉イオンに簡略化を置かず、線形ITGのCycloneテスト（断熱電子）でGENE、NLT、ORB5とよく一致しました。さらに、2つのトロイダル分岐のITGモードが共存することを見出しました。学生向けには、プラズマの揺らぎを固有値問題として高精度に解析する道具と言えます。
2026
核融合装置DIII-Dで、プラズマ急停止（ディスラプション）後に発生する高エネルギー逃げ電子が壁に当たる位置をシミュレーションで調べた。MARS-FコードとREORBITモジュールを使い、外部3次元磁場と内部不安定性を考慮して電子軌道を追跡。支配的な抵抗性MHD不安定性は2/1、3/2、1/1モード。外部n=1 RMPとのロックを摂動磁気エネルギー最小化で再現した。実験でのトロイダル方向の衝突パターンはロックした抵抗性キンク不安定性で説明でき、壁衝突ピークの位相はエッジのロックモードが決めることが分かった。
2026
TCVトカマクで、トロイダルモード数n=0の軸対称なグローバルアルヴェン固有モード（GAE）が複数の周波数帯で観測された。周波数空間で周期的なアルヴェン連続スペクトルにより複数周波数に現れることは、このモードの基本的性質を示す。線形MHD計算は動径方向の分裂を予測し、最近のサブサイクロトロン周波数域の観測と一致した。計算ではn=0 GAEは主にアルヴェン連続の極小より下に位置するが、一部は極大より上にも見られる。低・高密度、正・負三角度、共・逆電流NBIなど多様な放電で観測。出現の鍵は粒子エネルギー分布の正勾配∂f/∂E>0（bump-on-tail）で、TRANSPで確認された。
2026
QUESTでは、電子サイクロトロン波を高磁場側から入射し、電子バーンスタイン波（EBW）へのモード変換を利用して、完全非誘導でプラズマを立ち上げる研究を行った。EBWは高密度・低温プラズマ中でも伝播し、加熱や電流駆動に有利である。実験では、EBWによる電流の向きが磁場配位で反転することも確認され、閉じた磁気面形成に重要だった。開いた磁気面段階の電流分布モデルで結果を支持し、電流駆動効率は約0.014 A/Wと評価された。
2026
間接駆動慣性核融合では、ホーラムの放射駆動温度がカプセルの衝撃波速度や爆縮速度に関係し、カプセル上の放射駆動対称性がホットスポット対称性を左右する。本研究は、直交する2方向の再放出X線束を測ることで、放射温度とP2非対称性を同時に求める新手法を提案。高Z代替カプセルでホーラムと爆縮カプセルの相互作用を切り分ける。神光-100kJレーザー施設で実証し、温度とP2非対称性の時間変化を取得。視線係数計算で診断孔やレーザー欠損の影響を定量評価。時間傾向は統合シミュレーションLARED-JCと一致するが、主パルス中間以降は不一致で、逆制動放射吸収やCBETが原因の可能性。新手法はホーラム設計最適化に有用。
2026
トカマクでプラズマが不安定になると、壁に横方向の大きな力がかかることがある。JETでは1996年に運転制限の原因となり、ITERでは予測が2〜60 MNと大きく、設計値48 MNを超える恐れがある。鍵はプラズマと壁の間に流れる電流だが、未解明な点が多い。本研究は、キンクモードがある時のプラズマ−壁相互作用を調べる世界初の専用直線型装置「Halo Machine」を概念設計し、将来のトカマクの真空容器やプラズマ対向機器の設計に役立てる。
2026
核融合トカマク装置TCVで、実験前にプラズマ放電を予測する新しいワークフローを開発した。輸送コードRAPTORによる予測計算と、平衡計算コードFBTを組み合わせ、放電スケジュールと閉じ込め品質、線平均密度から温度・密度分布を推定する。その分布をFBTに渡すと、数回の反復で両者が整合し、目標のプラズマ形状に必要なコイル電流をより正確に評価できる。さらに内部インダクタンスや規格化圧力も推定でき、運転者が放電計画を調整しやすくなる。TCVのショット準備を効率化する成果である。
2026
本論文は、ステラレータ（ねじれた磁場でプラズマを閉じ込める核融合装置）の磁場配位を設計する新しい方法を提案します。オムニジェニティ（粒子がよく閉じ込められる理想的な性質）だけでは制約が厳しすぎるため、それを「圧縮」して高磁場側だけ区分オムニジェニティに近づける写像をOOPS最適化枠組みに導入しました。これにより、磁場周期やアスペクト比の異なる多様な配位が得られ、磁気井戸とも両立し、新古典輸送やブートストラップ電流の性質が良好であることを示しました。厳しい制約を一部緩めつつ性能を保てるため、将来のステラレータ型核融合炉の有力な候補になると期待されます。
2026
本論文は、ITERの電子サイクロトロン（EC）加熱・電流駆動システムを構成する「上部ランチャー（UL）」と「真空容器外導波管（EW）」の最終設計をまとめたものです。ITERの基準構成では、欧州の調達協定に基づきULが4基、EWが5組供給されます。プラズマを高温に保ち、電流駆動や磁気流体不安定性の抑制を担う重要機器です。2025年7月の最終設計審査に向け、設計記述、設計正当性（エンドツーエンド解析やRAMI解析）、製品ライフサイクルの3種類の文書パッケージが作成されました。さらに最重要部品の試作・試験も進行中で、機能と構造の健全性が検証されつつあります。
2026
本論文は、3次元・自己無撞着・フラックス駆動・2流体のGBSコードを使い、COMPASSトカマクの端部乱流を初めてフルサイズで模擬し、実験データと比較した。標準Lモード放電の外側ミッドプレーンからダイバータまでのSOLを対象とし、4つの診断系から得た43のプロファイルで検証した。外側ミッドプレーンでは、プロファイル形状・大きさ・揺動レベル、および平行熱流束減衰長が概ね再現された。ダイバータでは平均プロファイルは妥当だが、揺動レベルは過小評価された。ブロブ解析では、シミュレーションと実験の両方が主にシース接続領域にあり、一部は理想交換型接続領域に存在した。残る不一致は簡略化されたパラメータや境界条件による可能性が高い。GBSは上流SOL乱流の主要なダイナミクスを捉えるが、ダイバータ物理の改善が今後の課題である。
2026
核融合炉ではプラズマが崩壊する「ディスラプション」が問題で、特に垂直変位イベント（VDE）ではプラズマが壁に接触し熱負荷が集中します。本研究は、MHDシミュレーション・磁力線追跡・壁の過渡熱応答を組み合わせ、3次元の熱負荷を予測する手法を構築しました。JETのベリリウム壁の実験データで検証し、溶融の有無まで再現できることを確認。さらに2024年の再ベースラインに沿ったITERのタングステン壁に適用し、壁がこの事象に耐えられることを示しました。この手法は将来装置のディスラプション予算評価にも役立ちます。
2026
LHDで中性ビームにより駆動されるプラズマ電流を予測するシミュレーションコードを開発した。電磁誘導・新古典輸送・高速イオン分布のコードを統合し、解析解で検証後、実際の放電に適用した。電流の傾向と絶対値は測定値に近づいたが、時間変化の時定数は一致しなかった。プラズマと外部コイルの相互誘導を入れると、時定数が実験に近づいた。装置全体の応答を扱う重要性を示す。
2026
ステラレータの実際的な磁場配位で、バルーニングモードがどこまで成長して飽和するかを調べた研究です。入れ子状の磁気面を仮定する平衡計算には力のつり合い誤差があるため、それを補正するフラックスチューブ法と変分法を開発しました。線形に不安定な条件で、プラズマ小半径の10～20%を横切る飽和状態が見つかりました。Wendelstein 7-Xの非線形MHDシミュレーションで見られる変位構造の特徴も再現します。さらに、線形不安定のしきい値直下のコンパクトステラレータでは準安定状態が存在し、周辺局在モードのような爆発的MHD挙動が起こりうることを示唆します。
2026
本論文は、中国のEASTトカマクで放電を高速に模擬するシミュレータの開発を報告する。プラズマの熱・粒子輸送を解くMETISと、プラズマ形状に必要なポロイダル磁場コイル電流を求める平衡コードFBTを結合した。両者はGrad-Shafranov式の自由関数や全プラズマ電流・蓄積エネルギーを整合させ、最後の閉磁束面をMETISへ戻して収束まで反復する。EAST実験データでFBTを検証し、RF加熱放電の事後解析で主要なプラズマ発展とコイル電流軌道を再現した。さらに合成シナリオ設計により予測的な運転設計能力を示した。
2026
ST-E1はブートストラップ電流が9割を占め、残りを電子サイクロトロン波で駆動する完全非誘導プラントです。ECランチャー最適化法により、低磁場側上部から160–200 GHzの基本Oモードを入射すると、目標ECCDを52 kA/MWの実効効率で達成できると示しました。立ち上げ時も同方式や低磁場側中間面のXモードが有効です。さらにICRHを検討し、He-3少数加熱から三重水素第2高調波加熱へ移行する支配的イオン加熱、5ストラップ進行波アンテナの40–45 MHz帯での高結合・低反射をモデルで示しました。
2026
ST-E1はTokamak Energyが設計する低アスペクト比の核融合発電プラントで、1.5GWの核融合出力を目指す。課題は、限られたソレノイド磁束で初期プラズマから定常運転状態まで立ち上げること。METISによる時間発展モデルで、比較的高密度で立ち上げると外部垂直磁場コイルの誘導磁束を主に使えることを示した。電流駆動効率は下がるが、電子-イオン衝突平衡、核融合出力、ポロイダルベータ、排気適合性が改善する。150秒でソレノイド40Vs未満、垂直磁場約90Vsを用い、目標性能に到達可能。加熱波形や補助電力の調整で悪影響を緩和できる。
2026
米国DOEの開発プログラムの一環として、Tokamak Energyは核融合発電所ST–E1の予備概念設計を完了した。ST–E1は、実証段階で持続的な正味電力生産、商用段階で定常運転を目指す。本論文は実証段階の参照フラットトップ運転点を扱い、統合炉心モデル、MHD安定性、平衡、SOL・排気、加熱・電流駆動、乱流輸送を組み合わせて候補を評価。密度限界、炉心放射割合、ダイバータ熱負荷、外部加熱・電流駆動電力、ペデスタル特性の影響を調べ、完全非誘導の参照運転点（低・高密度、RWM安定、ダイバータ負荷低減）を定義した。
2026
ST-E1は、トカマク・エナジーが設計する商業競争力のある核融合発電プラントで、高温超伝導（HTS）磁石ケージを採用する。予備概念設計では、磁石・炉心プラズマ物理・排気系を整合させ、実現不能な運転シナリオの後期発覚を避けることが課題。特に誘導電流駆動が磁気平衡・磁束掃引・HTS運転限界を強く結合する。本研究は、平衡計算とコイル最適化を分離する新ワークフローを構築し、Metis、FreeGS、SCOPE等で平坦位相やランプアップを探索。広い運転領域から実現可能点を一貫選定し、予備概念設計要件を満たすコイルと運転シナリオを得た。
2026
核融合炉では、発生した核融合出力を正確に測ることが重要です。重水素と三重水素の燃料では、出力の約4/5を中性子が運ぶため、14MeV中性子の発生量が核融合出力の主要な直接指標になります。この測定の不確かさを抑えるため、中性子標準研究所での検出器評価、252Cf移動中性子源によるその場校正、既知放電での相互校正が使われます。ITERやDEMOなど炉規模装置では、毎秒10^10～10^11個以上の中性子源が必要です。中性子カウンター、放射化法、多重コリメータを組み合わせ、ITERでは最大10%精度・1ms時間分解能を目指します。
2026
核融合・原子炉材料は照射で微細組織が変わり、長期的性能に影響する。一次損傷はピコ〜ナノ秒で起こるが、その影響は実験的な照射時間まで続く。従来の分子動力学（MD）は原子スケールでカスケードを再現できるが、到達時間が短く線量率が高すぎた。オブジェクトキネティックモンテカルロ（OKMC）は長時間を扱えるが、欠陥挿入が簡略化されていた。本研究は完全なMDカスケードをOKMCに直接埋め込み、現実的な線量率でカスケード重なりを原子的に扱う。鉄とタングステンに適用し、明示的カスケードが欠陥量とクラスターサイズ分布を変えることを示す。タングステンでは低温で空孔クラスタリングを促進し、高温では既存ボイドを破壊・分割する。鉄ではC15ラーベス相クラスターを小さくし、室温でも従来OKMCにない挙動を生む。カスケード重なりの機構を長時間モデルに含めるべきだと結論づける。
2026
中国は、ITERでヘリウム冷却セラミック増殖ブランケット試験モジュール（HCCB TBM）を試験する計画だ。ITERの新しい運転計画（2024年ベースライン）に合わせ、熱流体・トリチウム移行・構造の解析を行った。新しい計画では材料温度が下がり、特にトリチウム増殖材Li4SiO4ペブル層は20.6%低下した。増殖領域に電熱ヒーターを入れると、Li4SiO4は最高821℃・平均604℃になり、トリチウムを放出しやすくなる。解析の結果、増殖領域だけの加熱でトリチウム収支を満たせ、中性子増倍領域の追加ヒーターは不要と分かった。構造の応力も許容値未満で、TBM全体の健全性が保たれる。
2026
核融合炉材料として期待されるODS鋼では、Y2O3ナノ粒子が粒界をピン止めし、欠陥を捕らえてクリープや照射による劣化を遅らせる。本研究は、Y2O3添加RAFM鋼を選択的レーザー溶融（SLM）で作製し、高温クリープと照射下の組織変化を調べた。ODS-RAFM鋼は同一条件でクリープ寿命が長く、微細粒は再結晶と酸化物のピン止めに関係した。照射安定性も高く、ラス幅の増加はわずかで硬化率も低かった。照射中にMX炭化物とY–Ta–O酸化物が析出し粒成長を抑制した。Y2O3ナノ粒子が高温安定性と耐照射性に重要であることを示し、将来のブランケット構造材料の基盤となる。
2026
ITERの中性子放射化システム（NAS）は、プラズマの総中性子発生量と第一壁の中性子照射量を測る重要な診断装置です。プラズマ近くに置いた小さな試料が中性子で放射化される性質を利用し、ガンマ線測定から発生量を求めます。本研究は、NASとトカマクの形状モデルや核データに由来する誤差を系統的に評価しました。重水素–重水素（DD）プラズマでは測定精度は約13%で、最大の誤差要因は第一壁診断部の詳細形状でした。そこで現地校正が重要となり、特性のよく分かった中性子発生装置を使えば誤差を8%未満に下げられます。ITER運転開始期の正確な中性子測定には、精密なモデル化と校正が欠かせません。
2026
ST-E1は低アスペクト比・高出力の核融合発電炉です。ヘリウム冷却液体リチウム増殖ブランケットと循環ループを組み合わせ、トリチウムの抽出・除熱・在庫管理を一体化します。下流には抽出、精製、同位体分離、貯蔵からなる処理系を配置。在庫モデルで抽出方式、滞留量、プロチウム管理の感度を評価しました。結果、起動時と定常運転時のトリチウム需要を満たし、低在庫で許容可能な増倍時間を達成。在庫性能は増殖比の僅かな改善よりも、抽出感度と燃料供給効率に強く依存することが分かりました。ST-E1の自己整合的な燃料サイクル実現可能性を示しています。
2026
プラズマディスラプションはトカマク、特にITERのような大型将来装置で深刻な損傷を引き起こす。本論文は、新装置の初期データ不足から運転シナリオの変化、損傷の累積影響まで対応するため、3つの予測手法を組み合わせる。第一に、非ディスラプションデータだけで学習する異常検知型予測器により最初の放電から保護する。第二に、放電シナリオの進化に追従する適応型予測でモデルを自己更新する。第三に、ディスラプションバジェット消費（DBC）で累積影響を管理する。DBCと適応予測の統合により、単なる予測から先行的なリスク考慮運転へ移行し、安全で持続可能な将来トカマク運転に貢献する。
2026
EASTトカマクでは、共鳴磁気摂動（RMP）でイオン温度の内部輸送障壁（ion-ITB）を形成・維持できる。本研究は、RMPコイルの位相・トロイダルモード数・電流を変えることで障壁を能動制御できることを示す。放電条件を固定しても再現性高く形成可能。高n RMPは低nより有利。実験とモデルから、中心域の強い磁気摂動はion-ITB形成を抑制する。RMP変調実験では、fishboneは形成に必須でなく、sawtoothは崩壊に必須でない一方、電流分布が重要らしい。RMPはITB制御と物理研究に有効な手法である。
2026
トカマクではプラズマの境界形状を高精度に保つことが安定運転に不可欠です。EASTの実験では、大きな過渡誤差が生じると固定パラメータPID制御がアクチュエータ飽和を起こし、形状制御が悪化する場合がありました。本研究は、既存のIsoflux制御スキーム内で深層強化学習による形状制御器を開発しました。外乱の多いシミュレーションで訓練し、大外乱へのロバスト性とアクチュエータ制約下での学習安定性を重視した報酬を設計しています。PIDが飽和し回復が遅い条件で、外乱抑制と制御精度が改善しました。さらにEASTへ実装し、長パルス運転中も安定した形状制御と高いロバスト性を実験的に確認しました。
2026
核融合発電所の商業化には高い稼働率が不可欠で、保守方式が重要です。トカマクエナジーはST-E1の予備概念設計で、トカマク全体をトロイダルセグメント単位に分割し、大型真空ポートから半径方向へ一軸で引き抜く保守方式を採用。これにより設計変更に柔軟な配置が可能となり、二段階の商業運転実証を支えます。遮蔽壁やホットセルの配置にも影響します。
2026
この論文は、低アスペクト比トカマク「ST-E1」核融合発電プラントについて、冷却系設計・圧力損失・ポンプ動力・蓄熱が発電効率と正味電力にどう影響するかを解析したものです。パイロット段階の正味電力目標300–500 MWeを達成する条件を検討し、システム全体のトレードオフを示します。学生にもわかるように言えば、核融合炉で発電した電気から冷却やポンプなどで使う電力を差し引いても、十分に利益が出るかを考えた研究です。
2026
この論文は、Tokamak Energyが検討する低アスペクト比トカマク炉ST-E1の予備概念設計で、中性子工学と材料を初期段階から設計に組み込む重要性を示す。遮蔽が超伝導磁石を守り、炉の大きさ・寿命・設備構成を左右する。独自のGeant4ベースG4Tokamakでプラント規模の中性子輸送計算を行い、MCNPと比較検証。中心柱・真空容器・外側水平/垂直要素からなる4分割遮蔽を設計し、磁石への中性子束を抑え30年運転と極低温冷却内の核発熱を可能とする見通しを示した。一方、材料放射化や保守・廃棄物課題も明らかにした。
2026
Tokamak EnergyのST-E1核融合発電所の予備概念設計を支援するため、新しいシステムコードPyTokを開発した。PyTokはプラズマ物理と工学制約を純Pythonのオブジェクト指向で表し、設計の反復とパラメータ探索を高速化する。外部の物理コードや解析ツールとも連携できる。これによりST-E1の初期参照設計点を同定した。主半径5.0 mで、同じ永久電力コアをパイロット炉と商用炉に共用し、炉内機器の更新で商用段階へ移行する。商用では定常運転、CAPEX 12,000–15,000ドル/kW、核融合出力2.0–2.5 GW、正味電気出力800–1000 MWを目指す。
2026
気候変動とAI・データセンターによる電力需要増加を受け、核融合は安定・低炭素・豊富な電源として期待されています。しかし商用化には、実証プラントでリスクを下げる必要がある一方、初期費用が高く寿命中の発電収入が限られるという投資上の難題があります。Tokamak EnergyのST-E1は、低アスペクト比トカマク発電プラントの事前概念設計で、実証段階から商用段階、中間のアップグレード段階へと段階的に運用することを前提にしています。磁石ケージや真空容器など長寿命資産と、交換可能な炉内機器を分離する設計が特徴です。目標は正味電気出力800～1000 MW、正味出力当たり設備費12～14千ドル/kW、高可用性。炉心は主半径5 m、アスペクト比2.3、軸上トロイダル磁場5.25 T。関連11論文の特集を導入します。
2026
これは、球形トカマク「ST-E1」の概念設計前検討を扱う特集への序文です。Tokamak Energyが、将来の核融合パイロットプラント（実証・発電を見据えた炉）をどう設計・位置づけるかを解説する導入記事と推測されます。要旨は提供されていないため、具体的な設計値や成果は不明です。学生は、核融合炉を社会実装へ近づけるための企業視点や、ST-E1が果たす役割を学ぶ入口として読むとよいでしょう。
2026