電子サイクロトロン波(Electron cyclotron wave、electron cyclotron waves)は、核融合・プラズマ物理学の現象。磁化プラズマ中の電子サイクロトロン運動と共鳴する電磁波である。周波数は電子サイクロトロン周波数近傍またはその高調波であり、トカマク・ヘリカル装置で局所加熱(ECRH)や電子サイクロトロン電流駆動(ECCD)、不安定性制御に用いられる。この用語集が追う論文のうち、タイトルにこの主題が現れるものは86本ある。比重が最も大きかったのは1985–1989年で、その期間の論文の0.43%を占めた。直近の2025–2029年では0.10%。この用語集がこの主題を最初に拾うのは1980年以降で、それ以前の収録論文には現れない。
解説
電子サイクロトロン波(electron cyclotron wave)は、磁場中のプラズマで電子のサイクロトロン運動と共鳴する電磁波であり、核融合研究では主にその共鳴を利用してプラズマを加熱し(電子サイクロトロン共鳴加熱、ECRH)、電流を駆動する(電子サイクロトロン電流駆動、ECCD)ために用いられる。トカマクやヘリカル装置の主流の補助加熱・電流駆動手段の一つであり、ITER では 170 GHz・数十 MW 級のシステムが計画されている。
波の性質と共鳴
電子は磁場中でサイクロトロン周波数 ω = eB/m(電子サイクロトロン周波数)でラーモア運動する。角周波数 ω の電磁波が、共鳴条件
ω = n ω + k v
(n は高調波の次数、γ は相対論的因子、k は磁力線方向の波数、v は電子の平行速度)を満たす電子に出会うと、エネルギーが電子に移る。k v の項はドップラーシフトを表し、波を斜めに入射(k ≠ 0)させることで共鳴する電子の平行速度を選別できる。波のエネルギーはまず電子の垂直方向の運動として与えられ、衝突によって一様に熱化される。共鳴層の位置は磁場強度で決まるため、B を変えるか周波数を変えれば加熱位置を制御できる。例えば 140 GHz は約 2.5 T の磁場での第二高調波共鳴に対応する。

fig.1 H-mode characteristics and first experimental results of current drive with electron cyclotron waves on EAST (2025) · CC BY 4.0
Configuration of EC system (composed of four RF units) in the poloidal (a) and the top views (b). The launcher mirrors are denoted by the blue rectangles. In the range of the plasmas (R = 1.4–2.3 m, corresponding to 1.6–0.7 m from the steerable mirror), the divergence of the Gaussian beam is fitted to a cone with a divergence of θ = 1.79° at e−1 of the electric field amplitude with a starting point of R = 3.2 m (0.2 m behind the steerable mirror, as indicated by the red circle). w1 (∼18.9 mm) and w2 (∼40.7 mm) are the beam vacuum waist sizes at the circular corrugated waveguide and at R = 1.9 m near the magnetic axis, respectively. The definition of the poloidal injection angle (α) and toroidal angle (β) of the EC beams is shown.
図は、トカマク装置の EC システムの全体配置を極断面図と上面図で示したものである。4 台のジャイロトロンからの出力がコルゲート導波管を通って伝送され、可動鏡からガウシアンビームとして入射され、そのポロイダル角 α とトロイダル角 β が定義されている。
伝播モードとしては、磁場に垂直に近い入射では異常モード(X モード)、そうでない場合は通常モード(O モード)が用いられる。X モード第二高調波にはカットオフ密度があり(140 GHz で約 1.9 × 10 m)、それを超える密度では波がコアに届かない。EC 波は真空中を伝播でき、プラズマ端の密度にほとんど依存せずにカップリングできる点が、下部混成波やイオンサイクロトロン波と大きく異なる。このためアンテナをプラズマ境界から遠くに置くことができ、核融合炉環境でのプラズマ・材料相互作用のリスクを大幅に減らせる。
加熱と局所的なパワー堆積
ECRH の最大の特徴は、パワー堆積の局所性が極めて高いことである。EC パワーは幅の狭いガウシアンビームとして入射され、共鳴層の近傍に鋭く堆積する。堆積位置は、ジャイロトロン周波数、磁場、そして鏡の指向角(ポロイダル・トロイダルの両方向)によって連続的に制御でき、プラズマ中心から周辺部まで動かせる。この性質により、電子温度分布や電流分布を直接操作する「プロファイル制御」の最も強力な手段となっている。
堆積プロファイルの予測にはビームトレーシング(光線追跡)コードが用いられ、準光学伝播を扱うコードではビーム断面内のモード変換や吸収率の不均一性まで考慮することで、実験との一致が改善されることが示されている。堆積位置のわずかなずれは磁場の僅かな違いで生じ、堆積が中心に来るか外側に来るかで加熱効果が大きく変わる。
![Calculated EC power density profiles for discharges #139 689, #139 691 and #139 693 with slightly different Bt0. The poloidal (α) and toroidal angles (β) are [103°, 200°] and [77°, 200°] for EC3&4 and EC1&2, respectively. Ray trajectories in the poloidal plane are computed by the ray-tracing code C3PO. The thick black lines show the absorption region and the vertical red lines represent the cold resonant layers.](https://fusionpapers-figures.s3.ap-northeast-1.amazonaws.com/nfadddcaf4.jpg)
fig.4 H-mode characteristics and first experimental results of current drive with electron cyclotron waves on EAST (2025) · CC BY 4.0
Calculated EC power density profiles for discharges #139 689, #139 691 and #139 693 with slightly different Bt0. The poloidal (α) and toroidal angles (β) are [103°, 200°] and [77°, 200°] for EC3&4 and EC1&2, respectively. Ray trajectories in the poloidal plane are computed by the ray-tracing code C3PO. The thick black lines show the absorption region and the vertical red lines represent the cold resonant layers.
図は、磁場をわずかに変えた 3 つの放電について、光線追跡計算で求めた EC パワー密度の動径分布を示したものである。磁場が低い場合は堆積が中心近くに鋭く現れ、磁場を上げると堆積位置が外側に移り、かつ幅が広がる様子が見て取れる。赤の縦線は冷共鳴層の位置を表す。
ECRH は電子を直接加熱するため、イオン加熱が主の装置とは異なる温度比(T > T となりやすい)をもたらす。この電子温度の上昇は、他の電流駆動手段の効率にも影響する。例えば下部混成波電流駆動(LHCD)の効率は電子温度分布に強く依存し、中心 ECRH は LHCD 効率を高め、LH のパワー堆積を内側に移して閉じ込めを改善する一方、LH パワーの端での損失を減らす。また中心 ECRH はタングステン不純物の中心部からの排出(パンプアウト)にも有効である。さらに、EC パワーはプラズマ立ち上げの予電離・起動支援にも使われ、オーミック電場が 0.3 V m 未満という低い値でも電流立ち上げが実証されている。
電流駆動の機構(ECCD とオカワ電流駆動)
EC 波を斜めに入射すると、ドップラーシフトのために v > 0 と v < 0 の電子への吸収が非対称になり、トロイダル方向の正味の電流が駆動される。これが ECCD であり、フィッシュ・ブーザー機構に基づく。共鳴電子の垂直エネルギーが増えると相対論的な質量増加のために衝突頻度が下がり、非対称な抵抗の変化を通じて電流が生じる。一方、オカワ電流駆動(OKCD)は、波の加熱で通過軌道と閉じ込め軌道の境界付近の低速電子を閉じ込め軌道側へ移し(トラップ)、トカマクのバナナ軌道に起因する非対称性を通じて電流を生む機構である。
ECCD の駆動効率は、現在の装置では LHCD や中性粒子線電流駆動より低い。正規化効率 η = n̄ I /(R P)(n̄ は平均密度、R は大半径、I は駆動電流、P は入射パワー)で表すと、ITER の 170 GHz では約 2.0 × 10 A W m、より高温・高周波を想定した DEMO 級の 230 GHz では 3.0–4.0 × 10 A W m に達する計算がある。EC 波には密度上限(カットオフ)があるものの、LHCD のような「密度限界」の問題はなく、炉級プラズマでの高効率化が期待されている。
EC 波の電流駆動は他の手段との相乗効果(シナジー)も示す。LH 波と EC 波を同時に入射すると、駆動電流がそれぞれの和を上回る場合がある。速度空間では、EC 波が共鳴電子を高い垂直速度へ押し上げ、ピッチ角散乱によって LH 波の準線形相互作用領域に入る電子が増え、LH 波がさらに加速する、という機構である。この相乗は、両者のパワー堆積位置が動径的に重なり、かつ速度空間の準線形領域が重なるときに生じる。また、準線形領域が重ならない場合でも、OKCD が低速の「ぎりぎり通過」電子をトラップし、LHCD が「ぎりぎり閉じ込め」の高速電子を脱トラップして高速化する、という別の相乗機構が見いだされており、外側領域(ρ > 0.6)で OKCD 効率が最大約 2.5 倍に改善しうるとされる。

fig.11 A linear model of synergetic current drive with lower-hybrid wave and electron cyclotron wave (2026) · CC BY 4.0
The resonance curves of ECW and the diffusion region of LHW in velocity space. The meaning of each point is marked in the figure. The different color lines denote different CD cases: ECW-A(y = 0.95, n_{\parallel} = 0.4), ECW-B(y = 0.92, n_{\parallel} = 0.4), and ECW-C(y = 0.958, n_{\parallel} = 0.3). The LHW diffusion region is fixed at a range of 3u_\mathrm {e} to 5u_\mathrm {e}.
図は、速度空間(平行速度 u と垂直速度 u の平面)で、EC 波の共鳴曲線と LH 波の拡散領域の位置関係を示したものである。EC 波の周波数と平行屈折率 n の選び方(ECW-A, B, C)によって共鳴曲線が LH 波領域(帯の部分)にどのように接するかが変わり、相乗効果の有無や大きさが決まる。
発射システムと技術
EC システムは、(1) 微波源としてのジャイロトロン、(2) 伝送系としてのコルゲート導波管または準光学伝送路、(3) プラズマへビームを向けるミラー型アンテナ、から構成される。ジャイロトロンは電子サイクロトロンマスター共振を利用した真空管で、140–170 GHz 帯で 1 MW 級の出力が長パルス(数秒以上、ダイヤモンド窓を用いれば真の連続運転)で得られるようになり、W7-X や ITER で要求される 1 MW・連続波の水準に達している。窓材にはダイヤモンドが用いられ、極長パルス運転を可能にした。
伝送には円形コルゲート導波管が用いられ、HE 準光学モードで低損失に伝送する。ビームは導波管出口で数 cm 級のウエストを持ち、固定集光鏡と可動平面鏡の 2 枚構成のアンテナからガウシアンビームとして発射される。可動鏡はポロイダル・トロイダル両方向に指向角を変えられ、これによってパワー堆積位置と ECCD の駆動方向(N の符号)を制御する。発射角の最大値は並行屈折率 N ≈ 0.4 程度に対応する。アンテナは水冷されており、長パルス運転に耐える構造となっている。周波数を段階的に切り替えられるジャイロトロン(例:105/140 GHz の二周波数機)を用いれば、磁場運転範囲に応じて共鳴条件を最適化でき、NTM 制御などへの応用が広がる。
応用:プロファイル制御、NTM 安定化、ITER 運転
EC 波の局所性と可制御性は、磁気流体的不安定性の制御に直接結びつく。代表例が新古典ティアリングモード(NTM)の安定化である。NTM は有理磁面(例:m/n = 2/1)上の局所的な電流欠損が磁気島を成長させる不安定であり、ECCD を島の位置に正確に合わせて入射し、欠損電流を置き換えることで島の成長を止められる。島位置はプラズマの動径位置の制御に相当するため、EC ビームの指向角を精密に制御することが本質であり、島の位相に同期してビームを当てる「位相制御」も行われる。オカワ機構が支配的な ECCD による m = 2/n = 1 NTM の安定化も数値的に検討されている。有理磁面近傍の電流プロファイル制御という観点では、EC 波は最も精度の高い手段である。
炉級装置では、EC システムはコア加熱・電流駆動・NTM 制御の三役を担う。ITER では 170 GHz で 20 MW 級(新しいベースラインでは 60–67 MW への増強が計画されている)のシステムが想定され、赤道面ランチャーから入射される。ただし、半分の磁場(B ≈ 2.65 T)での運転では、第三高調波共鳴による寄生吸収が下限の制約となり、コアへの加熱・電流駆動が損なわれる上限の制約との間で、使用可能な磁場範囲が狭まる。磁場をわずか 3% 上げて 2.75 T にすれば第三高調波の寄生吸収を排除でき、H モード到達実証を損なわない一方、3.0 T での運転は EC システムのコア加熱・電流駆動利用を阻害する。X モードから O モードへの偏波変更によって 2.65 T での運転の可能性も残る。このように、EC システムの設計(周波数、発射位置、入射角、偏波)は、装置の運転シナリオ全体と密接に結びついている。
また、EC 波のエネルギー輸送への寄与は ITER では無視できず、寄生吸収やビームのしん透(立ち上げ時に未吸収のパワーが第一壁に当たる問題)の監視が運転上の重要課題となる。赤道面ランチャーからの EC 波とプラズマ密度揺らぎの相互作用も、伝播・吸収への影響として検討されている。
この解説が根拠にした論文から
- Investigation of electron cyclotron wave absorption and current drive in JETNuclear Fusion 2010
- Quasioptical propagation and absorption of electron cyclotron waves: simulations and experimentNuclear Fusion 2021
- Synergy effect of the Ohkawa current drive of electron cyclotron waves and the lower hybrid current drive: a new mechanismNuclear Fusion 2019
- Plasma heating by electron cyclotron wave and the temperature effects on lower hybrid current drive on EASTNuclear Fusion 2023
- Implications of parasitic absorption of electron cyclotron waves on ITER operation around half-fieldNuclear Fusion 2021
- Current drive by electron cyclotron wavesPlasma Physics and Controlled Fusion 1991
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推移
研究の変遷
1970–19842本 · 0.08%
電流駆動への応用の始まり
この時代の論文は、電子サイクロトロン波による電流駆動に焦点を当てており、ティアリングモードと関連づけて議論されている。代表的な論文は「Currents driven by electron cyclotron waves」と「Current drive by electron cyclotron waves and tearing-mode configurations」であり、波と電流駆動の関係を初期段階から探るものであった。
同時に語られた主題サイクロトロン波、テアリングモード、電流駆動
この時代の論文から
- Currents driven by electron cyclotron wavesNuclear Fusion 1981
- Current drive by electron cyclotron waves and tearing-mode configurationsNuclear Fusion 1982
1985–199420本 · 0.37%
トカマクにおける非誘導電流駆動の進展
この時代は、電子サイクロトロン波を用いた非誘導電流駆動の研究が活発化し、WT-3トカマクやコンパクト点火トカマクなどの装置で実験・理論が進められた。下ハイブリッド波やHモード、点火といったテーマと並行して議論され、DIII-Dでも研究が行われた。代表的な論文には、WT-3での第2高調波電子サイクロトロン波による電流駆動や、トロイダル電場効果を扱ったものがある。
同時に語られた主題サイクロトロン波、電流駆動、低域混成波、点火、Hモード、電流分布
この時代の論文から
- Improving current generation in a tokamak by electron cyclotron wavesNuclear Fusion 1985
- Initiation of plasma current with the assistance of electron cyclotron waves in the WT-3 tokamakNuclear Fusion 1993
- Non-inductive current drive using second harmonic electron cyclotron waves on the WT-3 tokamakNuclear Fusion 1991
- Toroidal and electric field effects on current drive in tokamaks by lower hybrid and electron cyclotron wavesNuclear Fusion 1988
1995–200415本 · 0.15%
加熱・電流駆動とスタートアップへの応用
この時代は、JT-60Uでの加熱・電流駆動やCT-6Bトカマクでの電流スタートアップ実験など、実機での応用が進んだ。球状トーラスにおける励起・放射や、電子サイクロトロン波物理と技術に関する特集号も刊行され、下ハイブリッド波や新古典ティアリングモードと関連づけて研究が行われた。
同時に語られた主題サイクロトロン波、電流駆動、低域混成波、テアリングモード、新古典的テアリングモード、電子サイクロトロン放射
この時代の論文から
- Heating and current drive by electron cyclotron waves in JT-60UNuclear Fusion 2004
- Excitation and emission of electron cyclotron waves in spherical toriNuclear Fusion 2003
- Electron cyclotron wave current startup experiment on the CT-6B tokamakNuclear Fusion 1998
- Electrode discharge assisted electron cyclotron wave current startup on the CT-6B tokamakNuclear Fusion 2000
2005–201417本 · 0.11%
輸送障壁・ELM制御とITERへの展開
この時代は、周辺局在モード(ELM)の制御や内部輸送障壁への影響など、プラズマ性能向上に関わる研究が中心となった。LHD、JET、ITERといった大型装置でのエネルギー輸送やスタートアップの研究が行われ、磁化プラズマや波動加熱と関連づけて議論された。ヘリオトロンJでのプラズマ破壊実験や、球状トカマクの過渡的スタートアップも報告されている。
同時に語られた主題サイクロトロン波、磁化プラズマ、波動加熱、輸送障壁、トロイダル回転、プラズマ立ち上げ
この時代の論文から
- Edge-localized mode control by electron cyclotron waves in a tokamak plasmaNuclear Fusion 2012
- Importance of electron cyclotron wave energy transport in ITERNuclear Fusion 2005
- Experimental study of plasma breakdown by second harmonic electron cyclotron waves in Heliotron JNuclear Fusion 2005
- Studies on impact of electron cyclotron wave injection on the internal transport barriers in JT-60U weak shear plasmasNuclear Fusion 2007
2015–202632本 · 0.13%
非誘導スタートアップと物理機構の解明
この時代は、QUESTやKSTAR、EASTなどの装置を用いて、非誘導プラズマ立ち上げや加熱、サグトゥース不安定性といった物理機構の解明が進んだ。オカワ機構による電流駆動や、準光学伝搬・吸収のシミュレーションと実験が行われ、下ハイブリッド電流駆動やホイッスラー波と並んで議論されている。特に、QUESTでの二周波電子サイクロトロン波による過密プラズマ加熱や、KSTARでの磁束管ダイナミクスが代表的な研究である。
この記述以降に論文が追加されている
同時に語られた主題サイクロトロン波、電流駆動、低域混成波、テアリングモード、新古典的テアリングモード、低域混成波電流駆動
この時代の論文から
- Electron heating of over-dense plasma with dual-frequency electron cyclotron waves in fully non-inductive plasma ramp-up on the QUEST spherical tokamakNuclear Fusion 2020
- Dynamics of multiple flux tubes in sawtoothing KSTAR plasmas heated by electron cyclotron waves: I. Experimental analysis of the tube structureNuclear Fusion 2015
- On current drive by Ohkawa mechanism of electron cyclotron wave in large inverse aspect ratio tokamaksNuclear Fusion 2018
- Dynamics of multiple flux tubes in sawtoothing KSTAR plasmas heated by electron cyclotron waves: II. Theoretical and numerical analysisNuclear Fusion 2015
よく登場する装置
この数字の作り方
- 数え方 —
- 同じものが別の名前で書かれていてもまとめて数えている(Electron cyclotron wave、electron cyclotron waves など)。綴りが変わった時期に推移が動いて見える、ということは起きない
- 割合 —
- その時代の収録論文全体に占める比率。コーパスは1970年代より2010年代のほうが9倍大きいため、本数のままではほとんどの主題が右肩上がりに見えてしまう
- 記述 —
- その時代の論文・共起する主題・登場する装置だけを根拠にAIが書いている
- 冒頭の定義 —
- 用語そのものの説明だけは、論文63本の要旨を読ませたうえでAIの分野知識で書かせている。ここだけは収録論文に書かれていることの要約ではない
- 解説 —
- では、9本の論文(うち全文3本)と3枚の図版を読ませたうえでAIが書いている
- 範囲 —
- 収録は6誌に限られる。ここで減っていることは、分野がその取り組みをやめたことを意味しない
