燃料供給(Fuelling)は、核融合・プラズマ物理学の工学。磁場閉じ込め核融合プラズマにおいて、燃料粒子(重水素や三重水素など)をプラズマ内部へ供給し、密度分布や核融合出力を制御する工程である。燃料供給の効率と粒子の堆積位置が炉心性能を左右するため、様々な注入方式が研究されている。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107本ある。比重が最も大きかったのは1975–1979年で、その期間の論文の0.35%を占めた。直近の2025–2029年では0.06%。この用語集がこの主題を最初に拾うのは1975年以降で、それ以前の収録論文には現れない。
解説
磁場閉じ込め核融合炉において、燃料供給(fuelling)とは、重水素・三重水素などの燃料をプラズマ中に実際に導入し、所望の密度と密度分布を維持する一連の技術と物理を指す。核融合反応の維持には十分な高密度が不可欠であり、また炉心の不純物制御やダイバータ熱負荷の管理も密度分布に強く依存するため、燃料供給は単なる「ガスを入れる作業」ではなく、放電運転の根幹を制御する手段である。供給手法としては中性ガスのパッフィング、凍結ペレットの注入、超音速分子ビーム注入、さらに加熱を兼ねる中性粒子ビーム入射などがあり、次世代炉では炉心供給は事実上ペレット注入に集約されつつある。
磁場閉じ込めにおける燃料供給手法
最も基本的な手法は中性ガスパッフィングである。プラズマ容器の縁から中性ガスを吹き込むと、中性粒子はプラズマ中で電離されて粒子源となるが、中性粒子の侵入深さは電子温度と密度で決まる電離平均自由行程で設定される。大規模な装置、特にペデスタルを持つHモード放電では、プラズマ縁の温度が高く密度も上がるため、縁の層(スクレイプオフ層)が中性粒子に対して不透明になり、ガスはプラズマ縁のごく表層で電離されるだけとなる。実際にJETのHモード放電では、ガス流量をあるレベル以上に上げてもペデスタル密度はほとんど増えず、ガスは密度制御ではなくELM(エッジ局在モード)の制御弁として働くことが知られている。このため、炉心プラズマに粒子を直接届ける手段が必要になる。
その主力が凍結ペレット注入である。水素同位体を数Kまで冷却して固体のペレット(径数mm程度)とし、ガス圧または遠心機で毎秒数百mの速度でプラズマに打ち込む。ペレット表面はプラズマからの熱流で昇華しながら飛翔し、その軌道に沿って粒子を堆積させる。ペレットは中性ガスよりはるかに深くまで侵入でき、エッジ輸送障壁の内側に粒子を堆積できる点が決定的な違いである。供給効率(投入粒子数に対する閉じ込め領域内への堆積粒子数の比)は堆積位置が浅いほど急激に落ちるため、炉規模のプラズマではペレット注入が炉心供給の唯一の現実的選択肢とみなされている。
このほか、ノズルからマッハ数の大きい超音速分子ビームを吹き込む超音速分子ビーム注入(SMBI)や、プラズマ自身を塊ごとに打ち込むコンパクトトロイド注入といった手法も研究されてきた。SMBIはガスパッフィングより粒子あたりの供給効率が高いことが実験で示されており、その理由は堆積後の密度擾乱が強い電子温度勾配を生み、内向きの粒子ピンチ(対流)を駆動して粒子を内側へ運ぶためと説明されている。また中性粒子ビーム入射は本来加熱と電流駆動のためのものだが、高エネルギー中性粒子がプラズマ深部で電離されるため、重要な粒子源にもなる。ただしビームはエネルギー源を伴うため、密度制御の観点ではペレットに劣る。特にヘリカル装置ではエネルギー輸送と粒子輸送の結合により中空密度分布を招きうる点が指摘されている。
ペレット注入:アブレーションとプラズモイドドリフト
ペレット供給の成否を決めるのは、堆積位置を決める二つの物理過程である。第一はアブレーション、すなわちペレットがどこで消費し尽くされるかである。ペレット表面は周囲プラズマからの熱流で加熱されて中性ガス雲を形成し、その雲がさらに電離されてプラズマシールドとして働くことでアブレーション速度が自己規制される。この過程の理論モデルは現在では実験とよく一致しており、ペレット速度や体積、プラズマ温度から堆積半径を予測できる。堆積は一般にペデスタル付近で起こり、例えばITER級の高温プラズマでは、最大級のペレット(体積約90 mm³)でも堆積は規格化半径r/a ≈ 0.8程度の比較的浅い位置に留まる。
第二の過程が、電離したペレット物質の再分布である。ペレットから剥がれた部分電離の雲(プラズモイド)は、磁場勾配に垂直な方向へ膨張する。このとき雲の両端で電子とイオンが磁力線に沿って異速で動くことで電流が生じ、J×B力が雲全体を弱磁場側へ加速する。トカマクでは弱磁場側はプラズマ外側、すなわち外周方向である。ここで本質的なのは注入位置であり、低磁場側(LFS)から注入するとドリフトは物質をさらに外へ運んで堆積を浅くするのに対し、高磁場側(HFS)から注入するとドリフトは物質をプラズマ中心方向へ運ぶ。その結果、HFS注入ではペレットがペデスタル領域で完全にアブレートしても、堆積は深く供給効率が高くなる。ITERの炉心供給ペレットがHFS注入を採用するのはこのためであり、ドリフトがなければペレット供給の侵入はペデスタル(r/a > 0.95)に限られる。

fig.6 A comparison of the influence of plasmoid-drift mechanisms on plasma fuelling by cryogenic pellets in ITER and Wendelstein 7-X (2023) · CC BY 4.0
(a) Ablation and deposition profiles for a scan in pellet injection location, while other parameters remained fixed (1:1 D-T pellet with Vp = 92 mm3, vp = 300 m s−1 into the ITER 15 MA/5.3 T baseline scenario—see .Figure 3). The scan includes LFS (ablation in green dots and deposition in a dash-dotted green line), HFS (ablation in red dots and deposition in a dashed red line), and upper HFS (ablation in blue dots and deposition in a continuous blue line) injection ports. (b) Total drift for several plasmoids, detached from the pellet at different ρ coordinates along its injection path, for the same scan in pellet injection location (LFS in dashed-dotted green, lower HFS in dotted red and upper HFS in continuous blue). The plasmoid drift until the LCFS only is considered in the case of LFS injection. There is one plasmoid for each of the equally spaced steps (2 mm) along the pellet trajectory for which pellet ablation is calculated. (c) Ablation and deposition profiles for a scan in pellet injection velocity, vp, and (d) in pellet volume, Vp, for pellets injected from the upper HFS in the 15 MA/5.3 T scenario configuration. The first scan includes vp = 500 m s−1 (ablation in green dots and deposition in a dash-dotted green line), vp = 300 m s−1 (ablation in red dots with triangles and deposition in a dashed red line), and vp = 200 m s−1 (ablation in blue dots with crosses and deposition in a continuous blue line) injection speeds. Additionally, the latter scan includes pellets with a volume of Vp = 23 mm3 (ablation in yellow dots with stars and deposition in yellow dots), Vp = 46 mm3 (ablation in green dots with squares and deposition in a dash-dotted green line), Vp = 69 mm3 (ablation in red dots with triangles and deposition in a dashed red line), and Vp = 92 mm3 (ablation in blue dots with crosses and deposition in a continuous blue line). Plasma target profiles are shown in figure 3.
図は、ITER 15 MA/5.3 T基準シナリオへのペレット注入を対象に、注入位置・速度・体積を変えたときのアブレーション(点)と堆積(線)の分布を計算したものである。パネル(a)(b)から、HFS注入ではLFS注入に比べてプラズモイドのドリフトが大きく、堆積ピークが内側へ移ることが読み取れる。パネル(c)(d)は、注入速度を下げるかペレット体積を大きくすると堆積が深くなる傾向を示す。
このドリフトの大きさと向きは磁場配位に依存する。ドリフトを強める項と、雲の自己再接続や周囲プラズマとの相互作用で減衰させる項があり、どちらが支配的かはプラズモイド内部・外部の再接続長の平均的な違いで決まる。トカマクとヘリカル装置ではこの条件が異なるため、同じHFS注入でも結果が変わる。実際、大型ヘリカル装置LHDやウェンデルシュタイン7-X(W7-X)でのHFS注入実験では、トカマクで見られるような明確な内向きドリフトの利点は観測されておらず、W7-Xではシミュレーションが内向きドリフトを予測する一方、実験ではまだ明確な利点が確認されていない。ヘリカル装置では中心加熱時に新古典理論に基づく粒子枯渇が起こるため炉心供給がとくに重要であり、磁場配位の違いを踏まえたペレット供給の最適化が両概念共通の課題となっている。
供給効率と密度分布制御
供給効率は、投入した粒子のうち閉じ込め領域に実際に残る割合として定義され、堆積位置が浅いほど低下する。ガスパッフィングは縁でのみ粒子を供給するため効率が最も低く、ペレット、SMBIと続いて高くなる。JT-60Uでの比較では、同じ密度水準に達するのに必要な粒子量はSMBIがガスパッフィングよりはるかに少なく、ペレットと同程度であった。これはSMBIの侵入がペレットより浅いにもかかわらずであり、堆積後の輸送応答——電子温度勾配の増強に駆動される内向きピンチ——が効率を補っていることを示す。
供給手法の選択は密度分布そのものを変える。連続的なペレット注入はペデスタル密度を維持しつつ炉心密度を高く保ち、ガスパッフィングでは縁に粒子が集中する。ペレット注入直後には密度擾乱が輸送を一時的に変化させ、密度分布の形状(ピークの有無)が放電の閉じ込め性能や不純物蓄積に影響する。さらに供給は他の加熱システムとも干渉する。電子サイクロトロン加熱(ECRH)では、ペレットによる密度上昇で局所プラズマ周波数が注入周波数に近づくと電磁波が反射して加熱が効かなくなり、電力の吸収位置もずれる。このため高密度化とECRHの整合は炉設計上の実質的な制約であり、ペレットアブレーション中にECR電力を落として対処した例もある。

fig.10 Core transport modelling of the DTT full power scenario using different fuelling strategies (2023) · CC BY 4.0
Ion density profiles as calculated by the simulation of the DTT full power scenario E1 with transport model QuaLiKiz, solving the transport equations until the separatrix with pellet injection as fuelling method and with Ne as seeding gas. Several pellet cycles are represented (solid lines refer to the time of the pellet injection, dashed-dotted lines refer to the time just before the pellet injection). The density profile obtained by the corresponding gas puffing simulation is shown with the black dashed line.
図は、DTT全出力シナリオの輸送シミュレーションにおいて、ペレット注入を供給手段とした場合のイオン密度分布を、ペレット1周期の中の複数時刻で示したものである。実線がペレット注入時、一点鎖線が次のペレット直前の分布であり、ガスパッフィングの場合(黒の破線)と比べてペデスタルから炉心にかけて高い密度が維持される様子がわかる。
密度分布の制御は不純物管理とも直結する。タングステン壁の装置では、ELMによるタングステンのスパッタリングが放射損失を通じて閉じ込めを劣化させるため、供給戦略とELM制御を一体で設計する必要がある。JETの高入力放電では、ガス供給を増やす代わりに高頻度のELMペーシングペレットでELMを規則的に起こしてタングステンを閉じ込め領域から排出することで、約5秒間の高性能維持と規格化閉じ込め係数H98(y,2) ≈ 1を両立できた。ガスを増やすとペデスタル閉じ込めが下がるため、ペレットによるELM制御が性能M制御が性能維持の鍵となるのである。
炉規模シナリオにおける燃料供給:ITER、DTT、ELM制御と破壊緩和
次世代装置では、燃料供給は密度制御・ELM制御・破壊緩和という三つの役割を担う統合技術として設計される。ITERでは、重水素・三重水素の炉心供給用ペレット(約90 mm³、HFS注入)に加え、ELM制御用の小型ペレット(約17 mm³)をHFS・LFSの両側から高頻度で注入する計画であり、破壊緩和にはガスジェットおよび破砕ペレット(shattered pellet)が採用される。破砕ペレットは固体を破片に砕いて注入することで、中性ガスジェットより深く速く不純物を導入し、プラズマ電流の減衰を制御する手法である。ペレットはまた、診断用の不純物注入にも使われる。これらの技術は既存装置で開発が進められており、高スループットの内壁注入系、高頻度小型ペレットの連続注入、遠心ペレット加速器の水素安全対策(爆発防止)など、供給装置そのものの工学的課題も大きい。DTTのような新設装置では、安全系・供給系・補助加熱系を最初から統合設計することが求められている。
炉シナリオの観点からは、供給要求量の評価が中心課題である。ITERのDT 15 MA基準シナリオでは、炉心密度の維持とダイバータ熱負荷制御(不純物シーディングによる放電デタッチメントの達成)を両立するための粒子供給量が非定常位相を含めて見積もられており、ガスとペレットの使い分け、グリーンウォルド密度(n_GW = Ip/(πa²))に対する密度上限の管理が重要となる。DTTの基準シナリオではグリーンウォルド密度の0.5以下での運転が想定されている。また、ペデスタル領域の温度遮蔽効果が供給効率に影響することも予測研究で示されている。

fig.3 Fuelling of deuterium–tritium plasma by peripheral pellets in JET experiments (2024) · CC BY 4.0
Comparison between measured and modelled (HPI2) temporal evolution of the (a) core and (b) edge line-integrated densities measured by two vertical interferometer channels during pellet deposition. The vertical paths are located at R= 3.03 m (core) and 3.73 m (edge). The integration for the edge path is conducted for r/a > 0.9. The black full lines correspond to a DCN (195 µms) laser and the dotted black line corresponds to a methanol (118 µms) laser. Two values of plasmoid drift are used in simulations. (c) Evolution of tile surface temperature from infrared camera. (d) The dataset of pellets showing the correlation between pellet ablation radius and relative perturbation of line-integrated density. The pellet deposition radius is calculated from the nominal pellet velocity and pellet deposition time interval. All data are at 3 MA, 30 MW, with D pellets injected into D–T plasma. Data with two pellet sizes are shown. The large symbol corresponds to the pellet from panels (a)–(c) and highlighted in figure 2.
図は、JETのD-T放電(3 MA、30 MW)に重水素ペレットを注入した実験で、干渉計による炉心・縁の線積密度変化をモデル(HPI2)と比較したものである。パネル(a)(b)ではドリフト量を変えた2つの計算が実測と比較され、パネル(d)はペレットの侵入深さと線積密度相対増分の相関を、2つのペレット径について示す。ITER相当のペレット(黄色)が浅い堆積でも炉心密度を上げうるかを評価するデータセットの一部である。
このように、燃料供給の研究は現在、個々の注入技術の開発から、密度・同位体比・不純物・熱負荷を同時に制御する統合シナリオ設計へと移りつつある。JETのD-T実験では、ITERと同様の相対ペレットサイズを用いて堆積の浅さやELMによる損失、ドリフトによる再分布、注入後の同位体比の進化といった要素物理の検証が行われ、ITERでの密度制御とD-T比の50:50制御に向けた基礎データが蓄えられている。炉心供給をペレットに依存する以上、アブレーションとプラズモイドドリフトの予測精度、供給効率の外挿、そして供給系の信頼性が、燃焼プラズマの定常運転を左右する重要な要素であり続けるだろう。
この解説が根拠にした論文から
- Pellet fuelling, ELM pacing and disruption mitigation technology development for ITERNuclear Fusion 2009
- Study of the high fuelling efficiency features of supersonic molecular beam injectionNuclear Fusion 2012
- Fuelling characteristics of supersonic molecular beam injection in JT-60UNuclear Fusion 2010
- A comparison of the influence of plasmoid-drift mechanisms on plasma fuelling by cryogenic pellets in ITER and Wendelstein 7-XNuclear Fusion 2023
- Core transport modelling of the DTT full power scenario using different fuelling strategiesNuclear Fusion 2023
- Recent results on the fuelling and control of plasmas by pellet injection, application to ITERPlasma Physics and Controlled Fusion 2009
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推移
研究の変遷
1970–19846本 · 0.24%
ペレット再充填の理論と実現可能性検討
ペレット燃料供給の実現可能性や磁気シールド効果、ICRFによる端部プラズマへの燃料供給など、基礎的な理論と概念検討が中心である。プラズマ輸送への影響を扱う非線形理論も見られる。
同時に語られた主題遮蔽、イオンサイクロトロン加熱
この時代の論文から
- The feasibility of pellet re-fuelling of a fusion reactorNuclear Fusion 1980
- The magnetic shielding effect of a re-fuelling pelletNuclear Fusion 1975
- ICRF fuelling of tandem mirror end plugsNuclear Fusion 1979
- Effects of fuelling profiles on plasma transportNuclear Fusion 1979
1985–199415本 · 0.27%
トカマク実験におけるペレット燃料供給の展開
JETやTFTRなどでのペレット入射実験が進み、エネルギー閉じ込め改善や密度限界の研究が行われた。アルカトールCでのオーミック加熱時の輸送への影響や、加速コンパクトトロイドによる深部燃料供給の提案もなされた。
同時に語られた主題不純物、エネルギー閉じ込め、壁コンディショニング、オーミック加熱、中性子放出、中性粒子入射
この時代の論文から
- Deep penetration fuelling of reactor-grade tokamak plasmas with accelerated compact toroidsNuclear Fusion 1988
- Effect of pellet fuelling on energy transport in ohmically heated alcator C plasmasNuclear Fusion 1986
- Pellet fuelling deposition measurements on Jet and TFTRNuclear Fusion 1992
- Improvement of energy confinement time by continuous pellet fuelling in beam-heated Doublet III limiter dischargesNuclear Fusion 1985
1995–200423本 · 0.23%
ELMとHモードに対するペレット燃料供給の研究
ASDEX UpgradeやJETでのELMy Hモードにおけるペレット燃料供給の実験が行われ、コンパクトトロイド入射のトカマク実証がなされた。長時間パルスでの高密度化やLHDでのリサイクリングの役割も検討された。
同時に語られた主題周辺局在モード、Hモード、トリチウム、輸送障壁、定常状態、逆磁気シア
この時代の論文から
- Pellet fuellingNuclear Fusion 1995
- Pellet fuelling of ELMy H mode discharges on ASDEX UpgradeNuclear Fusion 1996
- Experimental demonstration of tokamak fuelling by compact toroid injectionNuclear Fusion 1997
- Optimization of pellet scenarios for long pulse fuelling to high densities at JET*Nuclear Fusion 2002
2005–201426本 · 0.17%
ITERに向けた燃料供給・ELM制御技術
ITERの燃焼プラズマを対象としたペレット燃料供給とELMペーシング、ディスラプション緩和技術の開発が中心となった。C-Modでのペデスタル密度の非感受性やJETでの窒素シーディングとの比較、超音速分子ビーム入射のシミュレーションも行われた。
同時に語られた主題Hモード、周辺局在モード、超音速分子ビーム入射、定常状態、中性粒子入射、分子線
この時代の論文から
- Pellet fuelling and control of burning plasmas in ITERNuclear Fusion 2007
- Pellet fuelling, ELM pacing and disruption mitigation technology development for ITERNuclear Fusion 2009
- Edge profile stiffness and insensitivity of the density pedestal to neutral fuelling in Alcator C-Mod edge transport barriersNuclear Fusion 2007
- Contrasting H-mode behaviour with deuterium fuelling and nitrogen seeding in the all-carbon and metallic versions of JETNuclear Fusion 2014
2015–202637本 · 0.15%
統合モデリングとDEMOに向けた燃料供給
ITERのHモードにおける燃料供給要求のSOLPS-EPED1による解析や、コア燃料供給・ダイバータ剥離・ELM制御を含む統合シミュレーションが進んだ。JETでの密度ピーキングと輸送の関係、ETGモードの役割、DEMOの燃料供給と密度制御も検討された。
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Hモード、ジャイロ運動論、周辺局在モード、重水素-トリチウム、スクレイプオフ層、ペデスタル
この時代の論文から
- Analysis of fuelling requirements in ITER H-modes with SOLPS-EPED1 derived scalingsNuclear Fusion 2017
- Integrated simulations of H-mode operation in ITER including core fuelling, divertor detachment and ELM controlNuclear Fusion 2018
- Density peaking in JET—determined by fuelling or transport?Nuclear Fusion 2019
- The role of ETG modes in JET–ILW pedestals with varying levels of power and fuellingNuclear Fusion 2022
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。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84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、8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
