Nuclear Fusion

本研究は、W7-Xのダイバータタイル表面の元素分布をピコ秒LIBSで調べたものです。炭素・ホウ素・水素・酸素の量と深さ分布を真空中で測定し、場所による堆積層の厚さの違いや表面構造の変化を明らかにしました。プラズマと壁の相互作用の理解や、将来の核融合炉開発に役立つデータを提供します。

2026

JT-60SAで、ITERに近い低誘導電界条件でのプラズマ立ち上げ実験が行われました。本研究では、立ち上げの成功・失敗を左右する要因を系統的に調査しました。従来のオーミック電界ヌル配位（FNC）は不純物が多いと困難である一方、磁場ヌルを使わないトラップ粒子配位（TPC）では、位置制御が容易で電子サイクロトロン加熱（EC加熱）を効果的に使え、JT-60SAの初プラズマを達成しました。分光診断の結果、失敗したFNCと成功したTPCの間で破壊相の密度や温度に明確な差はなく、むしろその後の不純物燃え抜け過程が重要であることが分かりました。さらにTPCはEC加熱支援立ち上げを強化し、X2モードのみで0.7MWという低パワーでの立ち上げを可能にしました。これはITERやDEMOに役立つ成果です。

2026

BABY 1Lは、MITのLIBRAプロジェクトの一環であり、溶融塩増殖システムにおけるトリチウム増殖と放出をDT中性子照射下で検証する実験です。100mlから10倍の容量に拡大し、熱・ガス処理システムと中性子診断を改良しました。4回の照射実験で、密閉型DT中性子発生装置を使用し、トリチウムを水バブラーで捕集して液体シンチレーション計測で分析しました。実験で得たトリチウム増殖比(TBR)はOpenMCシミュレーションと非常に良く一致し、100ml実験の6倍に改善しました。トリチウム放出は630～750℃の不活性雰囲気で拡散律速ですが、ヘリウムキャリアガスに水素を加えると同位体交換機構により放出が促進されました。分析にはオープンソースのlibra-toolboxを使用。将来の液体増殖ブランケット設計に重要な知見を提供します。

2026

この研究では、将来の核融合炉の構造材料であるEUROFER97鋼におけるトリチウム保持を理解するため、重水素プラズマと重水素ガスに曝露した試料の比較を行いました。その結果、プラズマ曝露では低温での脱離ピークが一つ現れるのに対し、ガス曝露では高温にも追加のピークが見られました。シミュレーションにより、高いエネルギー障壁を持つトラップの存在が示唆され、その占有は溶質重水素濃度に依存します。また、ガス曝露後の表面再研磨によって低温ピークが減少する一方、高温ピークは変わらないことも分かりました。これらの成果は、トリチウム保持の理解と安全性向上に役立ちます。

2026

JET装置のLモードプラズマにおいて、重水素とトリチウムの次元整合パルス対を比較した実験から、トリチウムの方がエネルギー閉じ込め時間が13〜16%向上することが分かりました。この同位体スケーリングは主に電子熱輸送とプラズマ周辺部に起因します。粒子輸送には大きな同位体効果は見られませんでした。EDGE2D-EIRENEシミュレーションでは電離分布がほぼ同一でしたが、ジャイロ運動論シミュレーションでは周辺部で強いトリチウム優位の熱輸送同位体効果が確認され、実験と一致しました。これらの結果は、同位体質量スケーリングが質量に対して非線形であり、水素-重水素間よりも重水素-トリチウム間で顕著であることを示しています。

2026

ITER計画に対する欧州の貢献として、プラズマ計測や第一次壁計測を担う約8つの診断システムと、それらを収納する6つのポートプラグ、さらに炉内電気系統が開発されています。これらの設計はほぼ完了し、多くは製造段階に入っています。本論文は、これらのシステムの設計内容と、直面した技術的課題を分かりやすくまとめたものです。ITERのような大型核融合装置では、プラズマを制御し損傷を防ぐために正確な計測が不可欠です。欧州の貢献は、ITERの主要計測の約4分の1を担う重要なものです。一般読者にも、核融合研究の国際協力と計測技術の高度さを伝える内容となっています。

2026

核融合炉ITERのプラズマ対向材料は、ELMと呼ばれる現象で大きな熱負荷を受けます。この時、材料から電子が放出され、シースと呼ばれる領域の電流密度が材料の変形に影響します。本研究では、磁場中で電子放出が起こるシースから逃げる電流密度を予測する新しいモデルを提案しました。従来のモデルでは扱えなかった単調シースを対象とし、表面電場や電子放出の効果を組み合わせています。粒子シミュレーションで検証し、任意の磁場角度で使えます。

2026

この研究は、タングステン（W）製の第一壁を持つトカマク装置における長いリミターランプアップ（プラズマ立ち上げ）段階の物理を、実験とシミュレーションの両面から調査したものです。ITER運転にとって重要なこの段階を予測することの難しさを、WEST装置での3回の放電とSolEdge-HDGコードによるシミュレーションを比較することで明らかにしました。シミュレーションは中間面では密度などを再現しましたが、中心温度を過小評価しました。また、ボロン被覆の壁が急速に侵食され、その後タングステン壁に移行すると、タングステン不純物により電子温度がほぼ半分に低下することがわかりました。さらに、実験で観測されたスクレイプオフ層はシミュレーションよりずっと広く、ボロンの侵食が接触点だけでなくリミター全体に及ぶことも示されました。本研究は、ITERのランプアップ信頼性予測に必要なモデリングの課題を明らかにしています。

2026

RFX-mod2は、リバースフィールドピンチ装置RFXの2回目の大規模改造です。真空容器内に薄い銅製の安定化シェルを設置し、抵抗性壁モードの長期安定化や高速回転するティアリングモードを可能にします。NEFERTARIプロジェクトでは、イタリアの次世代復興計画（NRRP）の資金を得て、真空システムやグロー放電洗浄システム、1500チャンネルを超えるデータ収集システム、高繰り返しトムソン散乱計測、軟X線トモグラフィー、反射計測、診断中性粒子ビーム入射装置など、多くの設備と診断機器を刷新・拡張します。また、プラズマ対向材料の試験や遠隔保守、中性子検出器、光学診断、高電圧絶縁試験などを行うイタリア国内のネットワークも紹介されます。

2026

この研究は、将来のレーザー核融合炉（IFE）に必要な技術として、高速に連続注入されるターゲット（直径1mmのステンレス球）を、10Hzの繰り返しで複数のレーザービームが追跡・照射することを実証しました。EX-Fusion社の施設「XF-COLR」を用いて、ナノ秒およびフェムト秒レーザーをリアルタイム補正し、大気中で最大12時間、真空中で2.5〜3分の連続運転に成功。真空下での追跡精度は水平121〜139μm、垂直63〜121μm（標準偏差）で、センサー由来の不確かさは約157μmと推定されました。複数レーザーによる10Hzの動的追跡は世界初で、将来のIFE炉開発への重要な一歩です。

2026

本論文は、中国核融合工学試験炉（CFETR）の中心ソレノイドモデルコイル（CSMC）の性能評価について報告します。2024年に組み立てが完了し、2025年までに2回の試験が実施されました。試験では、水力特性、絶縁性能、高電圧、パッシェン試験、接合抵抗、運転電流、高速放電、交流損失、電流共有温度などが検証されました。その結果、設計値47.65 kAを超える48 kAの定常運転電流を達成し、1.5 T/sの磁場ランプレートも満たしました。これにより、CSMCがCFETRの工学的要件を満たすことが実証されました。試験データは今後のCFETR設計・開発に貴重な知見を提供します。

2026

トリチウム自給は核融合炉の重要課題です。本研究では、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を対象に、中性子輸送計算と熱流動検証を組み合わせた多物理連成・知的核最適化コードMCINOを開発しました。シミュレーテッドアニーリングによる大域探索と局所最適化の2段階手法で、増殖材と中性子増倍材の配置を最適化し、トリチウム増殖比（TBR）を約1.193（初期比8.36%向上）に達成しました。計算コストを抑えつつ工学的成立性も確認した、効率的かつ物理的に明確な設計手法です。

2026

核融合炉の高性能化には、Hモードプラズマの外縁部（ペデスタル）における熱輸送の理解が重要です。この研究では、DIII-D装置で新しい診断装置（CXI）を用いて、ペデスタルの密度揺らぎを高精度で測定しました。その結果、マイクロティアリングモード（MTM）と呼ばれる不安定性が、間欠的に発生し、電子の熱輸送に大きな影響を与えていることを発見しました。このモードは、特定の場所に現れやすく、その位置はプラズマの特性（電子反磁性周波数）に強く依存します。この発見は、将来の核融合炉設計において、熱損失を抑えるための重要な知見となります。

2026

タングステンは核融合炉のプラズマ対向材として有力ですが、事故時に空気が入ると急速に酸化し、安全性に問題があります。既存の酸化モデルは第一原理計算から得た個別パラメータに依存し、実験結果をうまく説明できませんでした。本研究では、酸化被膜を複数の酸化物層からなる動的システムとして扱う多層界面追跡モデルを改良し、微分進化遺伝的アルゴリズムを用いて13次元のパラメータ空間を実験データに合わせて最適化しました。その結果、実験の酸化速度を正確に再現し、温度依存の酸化物相の変化も正しく予測できました。このモデルは新しい実験データを取り込んで継続的に改善可能で、核融合材料の極限環境下での性能評価に役立つ信頼性の高いツールとなります。

2026

この研究は、核融合炉のプラズマ対向部品から放出される分子の特性を分子動力学シミュレーションで調べたものです。まず、JETトカマクのベリリウムリミターの分光データと比較して手法を検証し、その手法をタングステン表面に適用しました。その結果、衝突するプラズマ粒子のエネルギーや入射角、同位体の種類、表面温度によって、放出されたタングステン分子の回転・振動状態が大きく変化することが分かりました。また、重水素の放出量や放出分子のエネルギー・角度分布も詳しく解析しました。これらの成果は、輸送コードEIRENEやERO2.0の精度向上に役立ちます。

2026

核融合炉の実現に向け、磁場で閉じ込めた高温プラズマを効率よく加熱する技術が重要です。この研究では、球状トカマクST40で2つのプラズマを合体させて圧縮する「合体/圧縮方式」を用い、磁気リコネクションという現象で発生するエネルギーがイオンと電子をどのように加熱するかを詳しく調べました。96チャンネルのイオン温度計測と30チャンネルの電子密度・温度計測によって、リコネクション下流でイオンが加熱され、電子は磁気軸付近で加熱されてピーク状の温度分布になることを発見。さらに、プラズマ電流とイオン温度を準定常に維持できることや、エネルギーの一部がイオン熱に変換されること、加熱性能の記録を大幅に更新したことも示されました。

2026

大型ヘリカル装置（LHD）の中心電子温度約4 keVのプラズマで、タングステン（W）不純物の高電荷イオンからのX線スペクトルを測定しました。Flexible Atomic Code（FAC）計算と衝突輻射モデル、ADASの電離・再結合率を組み合わせ、3.7–4.0 Åの波長域でW43+からW47+までの発光線を同定しました。W47+の3.7691 ÅはLHDで観測された最高電荷状態の線です。X線結晶分光の高い分散特性を活かし、(1)複数電荷状態の同時観測によるW荷電状態分布の時間発展のモニタリング、(2)W46+ 3.8784 Å線のドップラー幅を用いたイオン温度推定、(3)W46+ 3.8784/3.8956 Åの強度比に基づく電子温度指標（3–5 keVで感度）の3つの診断法を実証しました。これらの手法はITER級の周辺/ペデスタルプラズマ診断に直接役立ちます。

2026

核融合発電所の実現には、限られた診断機器でプラズマの状態を把握する技術が重要です。この研究では、プロファイル反射計(PR)のデータを機械学習で解析し、プラズマの閉じ込め状態を分類するモデルを開発しました。PR単独では97%の精度を達成し、既存のECE診断と組み合わせたアンサンブルモデルでは99%の精度に向上しました。これにより、原子炉環境で使える限られた診断機器でも、高精度にプラズマ状態を監視・制御できる可能性が示されました。

2026

球状トカマク（ST）は低アスペクト比のトカマクで、高ベータと高ブートストラップ電流分率を同時に実現できると期待されています。しかし、コンパクトなST炉には大型のソレノイドを設置できないため、定常運転に必要な電流を非誘導的に立ち上げる必要があります。本研究では、NSTX-Uの研究プログラムの一環として、自由境界TRANSPシミュレーションを用いて、中性粒子ビームとブートストラップ電流駆動の組み合わせによる非誘導電流ランプアップシナリオを開発しました。その結果、Lモード配置でプラズマ電流が250ミリ秒で900kAまで立ち上がり、規格化内部インダクタンス約0.45、最小安全係数2以上、わずかに逆転シアのqプロファイルを持つことが示されました。これらの放電は、次期NSTX-U実験で低ソレノイド磁束消費の堅牢なLモード基準シナリオを生成するのに適しています。

2026

この論文は、機械学習を使った予測・制御を統合するシステム「PACMAN」をDIII-Dに導入した設計と応用を紹介しています。従来の制御では難しかったプラズマ状態を実現するため、診断から最終的な作動指令まで一貫した仕組みを構築し、強化学習や予測モデルなど複数のML制御実験が成功しました。学生向けに、核融合の複雑な制御がAIでどう改善されるかを分かりやすく解説しています。

2026

この研究は、最適化されたHSXステラレーターの周辺部におけるプラズマ乱流を、世界で初めて3次元の2流体シミュレーションで再現したものです。GBSコードを大型のねじれと楕円率を持つ3D磁場に適応させました。実験（ラングミュアプローブとトムソン散乱）との比較では、時間平均の密度・電子温度・静電ポテンシャル分布が良く一致し、乱流の周波数スペクトルや空間相関も実験結果と一致しました。乱流は曲率駆動で有限ベータで発生することが分かりました。また、HSX周辺部での有効輸送係数を初めて提供しました。ただし、ゆらぎの大きさはシミュレーションが過小評価しています。この研究は、ステラレーターの境界乱流の理解と将来の予測に役立つ成果です。

2026

負三角形度（NT）は将来の核融合炉に有望な形状ですが、排熱が課題です。本研究ではTCVトカマクでダイバータの閉鎖性を高めると、外側ターゲットの冷却は促されるものの、正三角形度（PT）に比べてデタッチメントが起こりにくいことが分かりました。NTではプラズマの広がりが少なく輸送が低いためで、イオンドリフトの向きを工夫しても完全なデタッチメントには至りませんでした。

2026

JET-ILW装置での重水素(D)とトリチウム(T)の核融合実験において、Tリッチプラズマに高エネルギーのDビームを注入し、Dイオンのイオンサイクロトロン共鳴加熱(ICRH)を組み合わせることで、核融合反応が最適化されることが実証されました。これにより、14MeVの中性子生成が増大し、世界記録となる核融合エネルギーを達成。5秒間で平均12MW以上の核融合出力を維持しました。D-NBIとICRFの物理を数値モデルで解析し、その効果を明らかにしています。

2026

トカマクの周辺部（ペデスタル）の構造を予測するEPEDモデルについて、その運動論的バルーニングモード（KBM）による制約を、理想バルーニングモードの閾値を使って近似することの精度を調べた研究。低アスペクト比トカマクでは局所理想MHDとジャイロ運動論の差が大きくなる。新開発のジャイロ流体コードGFSを用いてKBM安定性境界を計算し、DIII-DやNSTXのペデスタルを再現できることを示した。さらに、高次（高n）の大域的バルーニングモードが第2安定領域へのアクセスを制限し、ペデスタルの発展に影響を与えることを発見。ELITEコードを使った規格化により、EPEDモデルの精度が向上し、DIII-Dの実験データとより良く一致することを示した。

2026

この研究では、ADITYA-Uトカマクにおける短波長イオン温度勾配（SWITG）モードの性質を、ジャイロ運動論的粒子シミュレーションを用いて調べました。磁気シアが通常の方向（単調）と逆向き（反転）の場合を比較し、反転磁気シアでは通常のITGモードの成長率は低下する一方、SWITGモードの成長率は上昇することが分かりました。これは、反転磁気シアの効果で曲率ドリフト項の寄与が増すためです。非線形計算では、反転磁気シアの方が帯状流のシア速度は小さくなりますが、全体的なイオン熱輸送はむしろ低下しました。平衡磁場のシアが輸送制御に重要であることを示しています。

2026