FusionPapers
図版検索トレンドwiki日本の研究
© 2026 FUSIONPAPERS
About法務情報
Wiki/現象

ヘリウムプラズマ

Helium plasma

ヘリウムプラズマ(Helium plasma)は、核融合・プラズマ物理学の現象。ヘリウムガスが電離して生成されるプラズマである。核融合研究では、トカマクや線形装置において輸送現象やプラズマ–壁相互作用の研究に広く用いられ、特に非核融合期のITER運転を支える作動ガスとして重要視されている。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101本ある。比重が最も大きかったのは2015–2019年で、その期間の論文の0.34%を占めた。直近の2025–2029年では0.29%。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。

目次

  1. 1解説
  2. 2推移
  3. 3研究の変遷
  4. 4よく登場する装置
  5. 5この数字の作り方

解説

ヘリウムプラズマとは、ヘリウム原子(またはイオン)を主要な荷電粒子とするプラズマのことである。核融合研究では重水素・三重水素反応の灰(不活性な生成物)として必ず炉心に存在し、排気されねばならない気体であり、またITERの初期非核運転のように、放射化を避けるために水素とともに運転ガスとして使われる気体でもある。一方、低温プラズマの分野では大気圧ヘリウムプラズマジェットが材料処理や生体応用に用いられ、基礎研究ではヘリウム特有の単純な原子構造と豊富な分光データを生かした診断の標準的な対象となっている。本項では、磁気核融合、ダイバータプラズマ、プラズマ・壁相互作用、低温応用という各場面におけるヘリウムプラズマの物理を概説する。

ヘリウムプラズマとは何か、どこで生じるか

ヘリウムプラズマは、電子、He原子、He⁺(一価イオン)、He²⁺(アルファ粒子、二価イオン)から構成される部分電離または完全電離の気体である。ヘリウムは希ガスの中で最も電離エネルギーが低くなく(24.6 eV)、かつ二段階の電離(He⁺→He²⁺は54.4 eV)を要するため、電子温度の変化に対するイオン価数の分布が敏感に応答する。この性質は、分光診断においてヘリウムの発光線(例えばHe Iの667.8 nmや382.0 nm、He IIの468.6 nm)が電子密度・電子温度のよい指標になる理由であり、衝突放射モデル(CRモデル)と組み合わせて発光強度からプラズマパラメータを導く手法が広く使われている。

実験室では、ヘリウムプラズマは磁場で閉じ込められたトカマクや反転磁場ピンチなどの核融合装置、直線型プラズマ装置(Magnum-PSI、Pilot-PSI、GyM、NAGDISなど)によるダイバータシミュレータ、大気圧のプラズマジェット、ヘリコン波加熱による処理用プラズマなど、極めて広い密度・温度範囲で生成される。直線装置では0.1 T程度の弱磁場から1 T超の強磁場まで用いられ、ITERスクレイプオフ層に相当する10²⁰ m⁻³級の高密度プラズマを実現できるものもある。直線型ヘリウムプラズマ装置の例を図に示す。

The GyM linear device of ISTP-CNR, Milano. The machine is made of ten magnetic coils, producing a maximum axial magnetic field of 0.13 T. The stainless steel vacuum chamber is approximately 2 m long and 0.25 m in diameter. Plasma is produced by two magnetron sources at 2.45 GHz. The gas injection is located on one of the two bases.

fig.1 Global SOLPS-ITER and ERO2.0 coupling in a linear device for the study of plasma–wall interaction in helium plasma (2023) · CC BY 4.0

The GyM linear device of ISTP-CNR, Milano. The machine is made of ten magnetic coils, producing a maximum axial magnetic field of 0.13 T. The stainless steel vacuum chamber is approximately 2 m long and 0.25 m in diameter. Plasma is produced by two magnetron sources at 2.45 GHz. The gas injection is located on one of the two bases.

図は直線型プラズマ装置GyMの全体構成であり、磁場コイル、2.45 GHzのマイクロ波源によるプラズマ生成、気体注入弁、試料操作機が示されている。このような装置は、トーラス装置では得難い診断の自由度を生かして、ヘリウムプラズマ中のプラズマ・壁相互作用や輸送の基礎過程を分離して研究する場として機能する。

磁気核融合におけるヘリウムプラズマ:灰排出とITER関連運転

核融合炉ではD-T反応によりヘリウムが生成し、炉心プラズマ中で数原子パーセント程度の濃度に達する。ヘリウムは不活性であり、炉心に蓄積すると燃料希釈と放射損失を通じて燃焼条件を悪化させるため、排気(灰排出)が炉設計の必須要件となる。ヘリウム灰は主にHe²⁺として縁領域を経てダイバータへ輸送され、表面で再結合して中性化される際に大きなポテンシャルエネルギーを解放する。

一方、ITERの研究計画では、重水素・三重水素による核運転に先立つ非核運転段階において、水素またはヘリウムを作動ガスとすることが検討されてきた。ヘリウム運転は放射化を抑えられる利点がある一方、水素プラズマに比べてL-H遷移閾値電力が低いという特徴があり、初期段階からELM緩和装置の早期適用を可能にする。このため、タングステンダイバータと金属壁を備えたASDEX UpgradeやJET(ITER-like Wall)において2022年に専用のヘリウムキャンペーンが実施され、H-modeシナリオの確立、遷移電力の測定、粒子輸送とヘリウムリサイクリングの解明、ELM抑制の可能性、プラズマ・壁相互作用の評価が行われた。これらの装置では中性ビームや高周波加熱をヘリウムプラズマに適用する際の課題(例えばJETでは中性ビームをヘリウム運転用に転換)も経験され、ITERの非核運転計画に直接フィードバックされるデータが蓄積されている。また、JT-60でのオーミック放電における水素とヘリウムの比較観測や、円形断面トカマクでの自発的輸送障壁形成、EASTでの純高周波加熱によるI-mode運転など、ヘリウムプラズマ特有の閉じ込め・輸送特性の研究も進んでいる。

ダイバータ脱離と再結合ヘリウムプラズマ

ダイバータ脱離(detachment)とは、ダイバータターゲット近傍の中性粒子密度を高めることで、プラズマの並進エネルギーと粒子フラックスをターゲットに到達前に大幅に減衰させる運転方式であり、将来炉の高熱負荷対策の要である。ヘリウムプラズマでは、高中性圧条件下でプラズマ圧力と磁力線に沿った粒子フラックスが下流で急落する脱離の特徴が明瞭に観測され、直線装置Pilot-PSIでは0.5 mという短い距離で並行粒子・熱フラックスの90%以上が消散することが示された。脱離の程度は「脱離度(DOD)」という指標で定量化される。

脱離プラズマでは電子温度が数eV以下に下がり、体積再結合(三体再結合や分子活性再結合)が支配的となる。ヘリウムの場合、再結合過程はHe Iの高励起状態(n=3やn=6)からの発光やHe II発光の時間変化として分光的に捉えられる。高密度パルス熱負荷が脱離プラズマに印加されると、再結合過程は一時的に崩壊し、その後中性粒子の供給とともに回復する。この動的応答は、ELMに伴う高熱パルスが脱離による保護を一時的に失わせ、ターゲットが再付着して高熱負荷に曝されるという懸念に直結する。Magnum-PSIでは、ITERダイバータを模擬した10²⁰ m⁻³級の定常高密度プラズマにGW m⁻²級のパルスを重畳し、時間分解トムソン散乱と高速分光で電子密度・電子温度および各発光強度の時間発展を追跡する実験が行われている。異なる中性圧(2.2、4.7、6.4 Pa)でのその応答を図に示す。

Temporal evolution of (a) n_{\mathrm{e}} and (b) T_{\mathrm{e}} at plasma center by TS measurement, the He I emission intensities of the transitions from (c) lower (n = 3) and (d) higher (n = 6) excited states, and (e) the He II emission intensity of the transitions from n = 4 to n = 3 at P_{\mathrm{n}} of 2.2, 4.7 and 6.4 Pa.

fig.7 Dynamic response of atomic processes in detached helium plasma induced by high-density transient pulse in Magnum-PSI (2025) · CC BY 4.0

Temporal evolution of (a) n_{\mathrm{e}} and (b) T_{\mathrm{e}} at plasma center by TS measurement, the He I emission intensities of the transitions from (c) lower (n = 3) and (d) higher (n = 6) excited states, and (e) the He II emission intensity of the transitions from n = 4 to n = 3 at P_{\mathrm{n}} of 2.2, 4.7 and 6.4 Pa.

図は、パルス印加後の電子密度と電子温度の急上昇、それに続くHe I(667.8 nm、382.0 nm)およびHe II(468.6 nm)発光の崩壊と回復を、中性圧ごとに示したものである。中性圧が高いほど再結合の回復が速く、低励起状態と高励起状態の発光応答に差異が現れることが読み取れる。このような実験と衝突放射モデルとの比較により、脱離プラズマ中の原子・分子過程の動力学が検証されている。

プラズマ・壁相互作用:ヘリウム誘起タングステンナノ構造(ファズ)

ヘリウムプラズマに晒されたタングステン表面は、数十ナメートル級の繊維状ナノ構造(fuzz、ファズ)を形成することで知られる。この構造は、入射イオンエネルギーが約20 eVを超え、表面温度が約1000〜2000 Kの範囲にあるときに形成されやすいことが直線装置実験で明らかにされた。形成機構は以下のように理解されている。ヘリウム原子がタングステン格子中に侵入すると自己クラスターを形成し、クラスター内部の圧力が高まると格子原子を弾き出して空孔と自己格子間原子を生成する(trap-mutation)。自己格子間原子は転位ループを経て表面に移動しアドアトムとなり、ヘリウムバブルは成長する。バブルは表面リガメントの薄化と内圧により破断し、ナノテンドリルの核を形成し、アドアトムの上り坂拡散が成長を支える。この過程はモリブデンなど他の金属でも起こりうる共通現象と考えられている。

ファズは熱伝導の低下、脆性破壊、水素保持特性の変化、そして破壊的なナノ構造が核プラズマを毒する不純物源となる可能性など、炉の運転に深刻な問題を引き起こしうる。一方で、この構造形成は結晶方位に依存することが知られており、{110}面では波状のリップル、{111}面では立方体状の角、{100}面ではピラミッドまたは無構造が現れる。この方位依存性は、表面自己拡散の異方性を組み込んだ地形学的不安定モデルや分子動力学シミュレーションにより解明が進められている。ファズ被覆層の空間分布の一例を図に示す。

Cross-sections of three fuzz-covered regions that are separated by 50 µm in the target center.

fig.8 Formation of orientation-dependent surface morphologies on tungsten after low energy helium plasma exposure: multiscale characterization and new insights (2024) · CC BY 4.0

Cross-sections of three fuzz-covered regions that are separated by 50 µm in the target center.

図は、ターゲット中心部で50 µm離れた3箇所のファズ被覆領域の断面電子顕微鏡像であり、表面から垂直に伸びる繊維状ナノ構造の層と、その上に堆積した層が観察される。層厚の面内分布を評価することで、プラズマ照射の均一性と構造成長の空間的変動が議論される。

トカマク実験でも、ASDEX Upgradeのプラズマ実験後にタングステン試料を回収し、L-modeおよびH-modeのストライクポイント領域における表面変化が評価された。試料上のポロイダル位置ごとに、ファズ形成が優勢な領域、侵食が支配的な領域、堆積に覆われた領域が区別され、実際の磁気閉じ込めプラズマ中でもヘリウム誘起ナノ構造が形成しうることが示された。また、ヘリウムプラズマ照射により形成されたナノ構造タングステンは電界放出特性が変化すること、316Lステンレス鋼中のヘリウムの自己トラップと拡散挙動が変形履歴に依存することなど、材料側の応答に関する研究も進んでいる。数値モデリングの面では、SOLPS-ITERによるプラズマ背景計算とERO2.0による不純物輸送・侵食計算を結合する手法が直線装置を対象に開発され、炭素、鉄、銅、タングステンといった壁材料とバイアス電圧(0〜−200 V)による入射エネルギー制御の影響が評価されている。

大気圧ヘリウムプラズマジェットと低温応用

大気圧ヘリウムプラズマジェットは、細い誘電体管内にヘリウムを流し、高電圧を印加して生成する低温大気圧プラズマ源である。ヘリウムはペニング電離を起こしにくい純粋な希ガスであり、比較的低温で安定した放電が得られるため、生体適用や材料表面処理に適する。ジェットから噴出するプラズマは、電離波面(ストリーマ)の伝播として振る舞い、印加電圧の変調や周囲の空気混入によってその動力学が大きく変化する。空気の混入は電子エネルギー分布を変化させ、ペニング電離を介した活性種生成を通じてジェットの特性を制御する手段となる。ストリーマ動力学のモデリングや、基板に衝突する際の電場ダイナミクス、不純物ガス存在下での高時間分解電子密度診断など、ジェットの基礎物理と応用の両面で研究が活発である。

ヘリコン波結合ヘリウムプラズマにおける広いイオンエネルギー分布の測定や、多段電離を含むグローバルモデルの構築、大口径同軸グリッド中空陰極ヘリウムプラズマでの広帯域マイクロ波伝播と電子温度計測など、低温・低圧ヘリウムプラズマの生成と診断に関する研究も進展している。また、能動レーザー分光を用いた水素・ヘリウムプラズマ中の高分解能磁場計測や、弱電離円柱ヘリウムプラズマにおけるHe I発光の半径分布広がりの機構解明、パルスプラズマアクセラレータからのヘリウムプラズマ流の横磁場中での挙動など、基礎・診断研究の対象としてもヘリウムプラズマは重要な位置を占めている。

この解説が根拠にした論文から

  • [1]Formation process of tungsten nanostructure by the exposure to helium plasma under fusion relevant plasma conditionsNuclear Fusion 2009
  • [2]Plasma detachment study of high density helium plasmas in the Pilot-PSI deviceNuclear Fusion 2016
  • [3]Global SOLPS-ITER and ERO2.0 coupling in a linear device for the study of plasma–wall interaction in helium plasmaNuclear Fusion 2023
  • [4]Helium plasma operations on ASDEX Upgrade and JET in support of the non-nuclear phases of ITERNuclear Fusion 2024
  • [5]Formation of orientation-dependent surface morphologies on tungsten after low energy helium plasma exposure: multiscale characterization and new insightsNuclear Fusion 2024
  • [6]Dynamic response of atomic processes in detached helium plasma induced by high-density transient pulse in Magnum-PSINuclear Fusion 2025

この解説は役に立ちましたか?

推移

0.00.20.4ヘリウムプラズマ197019801990200020102020%
図1 — ヘリウムプラズマが、5年ごとにその期間の全論文に占めた割合。コーパスは2010年代が1970年代の9倍あるため、件数のままでは何もかもが増加して見える

研究の変遷

1970–19841本 · 0.04%

STトカマクにおける低・高密度ヘリウムプラズマのエネルギー収支

この時代の論文は、STトカマクの低・高密度ヘリウムプラズマにおけるエネルギー収支を扱う。ヘリウムという元素名との共起のみであり、プラズマ物性の基礎的測定に位置づけられる。

同時に語られた主題ヘリウム

この時代の論文から

  • [1]Energy balance in a low- high-density helium plasma in the ST TokamakNuclear Fusion 1975

1985–19942本 · 0.04%

核融合燃料混合気体とjt-60saでの比較研究

ヘリウムプラズマは、重水素・トリチウム混合気体の輸送特性の検討と、jt-60saにおけるオーミック放電の鋸歯状振動の水素・ヘリウム比較に現れる。核融合炉心条件を意識した比較研究の始まりを示す。

同時に語られた主題ヘリウム、トリチウム、鋸歯状振動、オーミック加熱、重水素

この時代の論文から

  • [1]Transport properties of a deuterium, tritium, helium plasma/gas mixtureNuclear Fusion 1985
  • [2]Sawtooth observations in ohmic discharges compared between hydrogen and helium plasmas on JT-60Plasma Physics and Controlled Fusion 1988

1995–20043本 · 0.03%

低圧・大気圧ヘリウムプラズマの電子エネルギー分布と発光スペクトル

この時代の論文は、低圧ヘリウムプラズマ中の電子エネルギー分布を光学測定およびプローブ測定で再構成し、大気圧ヘリウムプラズマの発光スペクトルを局所熱平衡の下で検討する。装置名は現れず、基礎プラズマ診断に集中している。

同時に語られた主題ヘリウム

この時代の論文から

  • [1]Electron energy distribution reconstruction in low-pressure helium plasmas from optical measurementsPlasma Physics and Controlled Fusion 1999
  • [2]Probe measurements of electron energy distributions in a strongly magnetized low-pressure helium plasmaPhysics of Plasmas 1999
  • [3]Studies of emission spectra in helium plasmas at atmospheric pressure and local thermodynamical equilibriumPhysics of Plasmas 2001

2005–201420本 · 0.13%

タングステンナノ構造形成と核融合装置でのヘリウムプラズマ研究

ヘリウムプラズマは、タングステンナノ構造形成の曝露実験やdiii-dでのHモード電力閾値比較、lhdでの研究に現れ、弱電離プラズマ、熱伝導度、反転磁場ピンチ、径電場などの主題と共起する。ECRヘリウムプラズマの電子速度分布異方性や放射特性の研究も続いており、材料科学と装置実験が並立する。

同時に語られた主題ヘリウム、タングステン、重水素、プラズマジェット、弱電離プラズマ、熱伝導率

この時代の論文から

  • [1]Formation process of tungsten nanostructure by the exposure to helium plasma under fusion relevant plasma conditionsNuclear Fusion 2009
  • [2]Sub-ms laser pulse irradiation on tungsten target damaged by exposure to helium plasmaNuclear Fusion 2007
  • [3]The torque dependence of the H-mode power threshold in hydrogen, deuterium and helium plasmas in DIII-DNuclear Fusion 2010
  • [4]Anisotropic electron velocity distribution in an ECR helium plasma as determined from polarization of emission linesPlasma Physics and Controlled Fusion 2005

2015–202674本 · 0.30%

タングステンファズ成長とiter時代のプラズマ壁相互作用

この時代、ヘリウムプラズマ曝露によるタングステンファズの成長機構の再検討や時間分解観測、fuzz形成閾値以下の表面形態研究が進む。WESTトカマクやPilot-PSIでのプラズマ壁相互作用・デタッチメント研究に加え、SOLPS-ITERによるモデリングやiter、east、jet、diii-d、asdex-upgradeが共起し、プラズマジェット・プラズマプルームの研究も並行する。

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ヘリウム、タングステン、プラズマジェット、SOLPS-ITER、重水素、不純物

この時代の論文から

  • [1]Tungsten 'fuzz' growth re-examined: the dependence on ion fluence in non-erosive and erosive helium plasmaNuclear Fusion 2015
  • [2]Direct time-resolved observation of tungsten nanostructured growth due to helium plasma exposureNuclear Fusion 2015
  • [3]Surface morphology of tungsten exposed to helium plasma at temperatures below fuzz formation threshold 1073 KNuclear Fusion 2017
  • [4]Investigation of plasma wall interactions between tungsten plasma facing components and helium plasmas in the WEST tokamakNuclear Fusion 2022

よく登場する装置

iter6east3diii-d3asdex-upgrade3lhd2jet2jt-60sa1

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40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、6本の論文(うち全文4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

ヘリウムプラズマ

種別
現象
論文数
101 本
初出
1975–1979 年(1本)
最盛期
2015–2019 年0.34%
直近
2025–2029 年0.29%
主な装置
itereastdiii-dasdex-upgrade

索引にもどる