不純物シーディング(Impurity seeding)は、核融合・プラズマ物理学の手法。ダイバータや周辺プラズマに窒素・ネオン・アルゴン等の不純物を意図的に注入し、放射損失を高めて熱負荷を低減する手法である。ELMの緩和やデタッチメント制御にも使われ、炉心閉じ込め性能との両立が課題となる。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49本ある。比重が最も大きかったのは2020–2024年で、その期間の論文の0.22%を占めた。直近の2025–2029年では0.08%。この用語集がこの主題を最初に拾うのは2000年以降で、それ以前の収録論文には現れない。
解説
不純物シーディング(impurity seeding)とは、核融合プラズマの外周部、特にダイバータ領域に、窒素・ネオン・アルゴンなどの不純物気体を意図的に注入し、その放射損失によってプラズマから壁面へ伝わる熱流束を低減する運転手法である。全金属壁(タングステン等)の現代トカマクでは、プラズマ対向材料からの固有の放射損失が炭素壁時代よりはるかに小さいため、排熱を放射に変換する外部手段が不可欠となっており、ITERや原型炉DEMOを想定した排熱戦略の中核を占める。以下の図は、磁気平衡とダイバータへの不純物ガス注入位置、および注入に応じて測定される各不純物の輝線強度の時間変化を示したものであり、シーディング実験の典型的な構成を具体的に描いている。

fig.2 Divertor detachment and reattachment with mixed impurity seeding on ASDEX Upgrade (2023) · CC BY 4.0
The magnetic equilibrium and the location of the gas valve injection location are shown in (a). The line intensities measured through the red LOS are used to calculate the impurity concentrations. The blue shaded region in the outer divertor corresponds to a poloidal area of 0.04 m−2 used to estimate the volume of neutrals in fully detached scenarios. (b)–(d) show the time traces of the real-time divertor temperature, impurity gas valve flux, and contours of the inter-ELM Ne II, Ar II, and N II line intensities measured through the line of sight (LOS) numbered in (a). The phases of attachment (i), pronounced detachment (ii), and X-point radiation (iii) are indicated by the dashed lines, with arrows illustrating the movement of peak intensity.
図(a)の磁気平衡図には、外側ダイバータ近傍のガス弁から不純物が注入される位置と、輝線強度を測定する視線(赤線)が示され、(b)–(d)にはネオン・アルゴン・窒素の各注入に伴うダイバータ温度の低下と輝線強度分布の変化が、付着相・強い離脱相・X点放射相という段階とともに記録されている。このように、注入した不純物がどこで放射し、プラズマ状態をどう変化させるかを分光測定で追跡することが、シーディング研究の基本操作となっている。
目的:全金属装置における排熱問題
磁場閉じ込めトカマクでは、中心コアで生じた加熱出力の大部分が磁力線に沿ってスクレイプオフ層(SOL)を経由してダイバータ目標板に集中する。この熱流束は、接続長の逆フラックス減衰長によるスケーリングに従って装置の大型化とともに増大するため、将来炉では目標板の許容限界(ITER型タングステンモノブロックで約10 MW/m²)を大きく超える。炭素を対向材としていた時代は、入射する水素粒子との化学スパッタや再結合によって固有の放射損失が大きく、排熱の一部が自然に分散していた。しかし、低侵食・低トリチウム保持・高中性子耐性の観点からタングステンなど全金属化が進んだ結果、端部プラズマの固有放射が小さくなり、局所過熱を避けるには低Z〜中Z不純物を外部から入れて放射損失を人工的に作り出す必要が生じた。
この目的は単なる熱負荷低減にとどまらない。燃焼プラズマではアルファ加熱出力が大きいため、ダイバータ放射に加えて主プラズマ周辺部での放射によっても出力を分散させる必要がある。装置間比較では、分離線を通過する出力を主半径で割った量 P<sub>sep</sub>/R がダイバータ条件の外挿スケーリングとして有効であり、主室放射については P<sub>rad,main</sub>/R² というより有利なスケーリングが提案されている。現状の実験では、ITER/DEMO想定値の半分程度の P<sub>sep</sub>/R が達成されている。
不純物種の選択と放射位置
用いる不純物の選択は、その原子がどの温度帯で最も効率よく放射するかによって決まる。部分的に電離した低Z不純物は低温のダイバータプラズマ中で輝線放射を行い、より高Zの不純物は高温領域まで生き残ってペデスタルやコア外層で放射する。実験的・模擬計算的に整理された知見では、窒素は主にSOL・ダイバータ領域で放射し、ネオンやアルゴンはSOLからペデスタル付近、クリプトンやキセノンはコア外層で放射する傾向がある。このため、ダイバータ排熱だけを狙うなら窒素が、主室放射も同時に高めたいならアルゴンが、DEMO条件で燃料希釈を最小にしたいならクリプトンが、それぞれ有力候補とされる。
実際の運転では単一種ではなく混合注入も行われる。放射効率の異なる複数種を組み合わせ、各領域に応じた放射分布を構成する試みであり、混合不純物の離脱しきい値は各成分のダイバータ濃度の線形和で近似的に見積もられることが示されている。一方で、ネオン単独注入はペデスタル輸送の変化を介してタングステン流入を促進し離脱到達前に不安定化する例があるなど、不純物種と壁材・加熱出力の組み合わせが挙動を左右する。またヘリウム炉を想定した環境でのシーディングガスの中性子活性化など、工学的な側面も評価対象となる。
離脱と熱流束低減
シーディングの中心的な効果は「放射離脱(radiative detachment)」の実現である。ダイバータ内で放射損失と中性粒子・電荷交換による運動量損失が増えると、目標板に到達するプラズマの温度と圧力が低下し、熱流束が急減する。これが進むと、冷たい高密度放射領域の上端である「離脱フロント」が目標板からX点方向へ移動する。部分離脱の状態ではストライク点近傍の熱流束が大幅に低減される一方、SOL外側では圧力・熱流束がほぼ保たれる。次の図は、離脱前後で赤外線サーモグラフィにより測定された外側ダイバータ目標板の熱流束分布であり、分離線直下の鋭いピークが離脱によって大きく低減・平坦化される様子を示している。

fig.11 The effect of impurity seeding into the closed divertor on plasma detachment in the HL-2A tokamak (2023) · CC BY 4.0
Heat flux profiles deposited on the outer divertor targets before and after detachment measured by infrared thermography.
図は付着状態(赤)では分離線位置に約1.2 MW/m²のピーク熱流束が立つが、離脱状態(青)ではピークが数分の一に低下し分布が幅広く平坦化することを示している。離脱の達成しやすさはダイバータ形状にも依存し、中性粒子が逃げにくい閉じた幾何ではダイバータ内中性圧力が上がり、離脱しきい値密度が下がって操作可能なパラメータ窓が広がる。EASTでの上下ダイバータ比較や、TCVでのバッフルと窒素シーディングの併用による熱流束95%超の低減など、幾何とシーディングの相乗効果が複数装置で確認されている。トカマクに限らず、W7-Xのアイランドダイバータという三次元端部構造でも、単一トロイダル位置からの注入で放射損失80%・熱負荷全体を約2/3に低減する離脱が実現しており、手法の一般性が示されている。
コア適合性、ELMおよびダイバータ非対称性
シーディング最大の制約は、不純物がコア閉じ込め性能を損なわないことである。過剰な注入はペデスタル頂上温度を下げて閉じ込めを劣化させ、最悪の場合X点近傍のMARFE(多面非対称端部放射)形成を経てLモード遷移や放電破壊に至る。また完全離脱では粒子フラックスが減り、将来のD-T炉でのヘリウム灰排出が難しくなる懸念もある。このためITERでは部分離脱が採用されているが、従来の垂直目標板では部分離脱を保てる窓が狭く、離脱フロントの移動が不純物濃度に対して鋭敏であることが制御上の難点となる。
Hモードでは大型のエッジ局在モード(ELM)が一時的に目標板を「再付着」させ、離脱制御を妨げるだけでなく、タングステン融解しきい値(約3 MJ/m²)を大きく超えるエネルギー密度を一撃で印加しうる。不純物注入はELMエネルギーを放射で散逸させる「ELMバッファリング」として働き、アルゴン・ネオン・窒素注入下でタイプI ELMエネルギーの最大80%が散逸しピークエネルギー密度が大幅に低減された例が報告されている。ただし装置によってはELMエネルギー低減がより小さなELMへの遷移による見かけの効果である場合もあり、大ELMに対するバッファリングの有効性には議論が残る。逆に、小規模で高頻度のグレイジーELM(grassy ELM)のような穏やかな端部擾乱はフィードバック制御信号のノイズも小さく、定常放射ダイバータ運転に好適であるとされる。
さらに、注入不純物は内側・外側ダイバータ間の非対称性にも影響する。高出力・高密度運転では外側目標板により大きな熱・粒子フラックスが集中しやすく、内側の早期離脱がMARFEを介して閉じ込めに悪影響を与える。シミュレーションおよび実験は、アルゴン注入が内外両ダイバータの放射を同時に高めて非対称性を緩和する一方、窒素とネオンでは新古典輸送への効果が異なり、離脱の内外順序やフラックス分布の応答が種によって変わることを示している。プラズマ・中性粒子衝突過程を介したこの経路は、非対称性制御の観点から不純物種選択の新たな判断基準となっている。
不純物シーディングのフィードバック制御
離脱状態は不純物濃度に対して急峻に変化するため、定常運転には実時間フィードバック制御が不可欠である。制御系の基本構成は、センサ信号と目標値の偏差に基づきガス弁の注入量を調整するものであるが、どの物理量をセンサに取るかが鍵となる。放射収支そのものを制御量とする方式、ダイバータ表面熱流束を赤外測定して直接フィードバックする方式、ストライク点近傍のイオン飽和電流や電子温度を用いる方式などが開発されてきた。ただしプローブ先端は長パルス高出力放電での侵食・熱蓄積により信頼性が落ちるため、受動測定で長寿命なX点近傍放射測定(AXUVフォトダイオード)が有力なセンサとされる。
次の図は、そのような実装例として、ダイバータ電子温度による部分離脱の検出をトリガに、制御系がX点近傍の放射チャンネルへのフィードバックへ切り替える流れを示したものである。

fig.3 Divertor impurity seeding with a new feedback control scheme for maintaining good core confinement in grassy-ELM H-mode regime with tungsten monoblock divertor in EAST (2020) · CC BY 4.0
Schematic of the radiative divertor feedback control flow. Electron temperatures (Tet) measured by divertor Langmuir probes are used to identify the onset of partial detachment, and then the plasma control system (PCS) switches to the feedback control of one channel of AXUV radiation near the X point.
図に示されるように、まずラングミアプローブ測定の電子温度がしきい値以下になったかを判定し、以降はX点近傍のAXUV放射信号と目標値の偏差をPID制御器に入力し、パルス幅と間隔を制御したガス注入コマンドへ変換する。この二段構えにより、部分離脱の定常維持と良好な閉じ込め(H98>1)の両立が実証されている。また、不純物注入とストライク点掃引を組み合わせた実時間制御、主室放射とダイバータ放射を別々に制御する二重放射フィードバック系なども開発されており、離脱フロントの移動時間を制御応答時間より長く確保する運転設計が、長パルス・金属壁環境における共通の課題となっている。
この解説が根拠にした論文から
- Divertor impurity seeding with a new feedback control scheme for maintaining good core confinement in grassy-ELM H-mode regime with tungsten monoblock divertor in EASTNuclear Fusion 2020
- First demonstration of radiative power exhaust with impurity seeding in the island divertor at Wendelstein 7-XNuclear Fusion 2019
- The effect of impurity seeding into the closed divertor on plasma detachment in the HL-2A tokamakNuclear Fusion 2023
- Divertor detachment and reattachment with mixed impurity seeding on ASDEX UpgradeNuclear Fusion 2023
- Mitigation of divertor edge localised mode power loading by impurity seedingNuclear Fusion 2023
- Impurity seeding for tokamak power exhaust: from present devices via ITER to DEMOPlasma Physics and Controlled Fusion 2013
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推移
研究の変遷
1995–20044本 · 0.04%
JET・DIII-Dにおける不純物シーディングの初期実験
この時期の4件はすべてJETまたはDIII-Dに関連し、不純物やELM、L-mode、熱負荷といった語と並んで論じられた。タイトルはダイバータ熱負荷低減、放射マントル放電、ELMスケーリングの改善を扱い、シーディングをELM制御や熱排出行動と結びつけた。コーパス全体に占める割合は0.04%と小さい。
この時代の論文から
- Reduction of divertor heat load in JET ELMy H-modes using impurity seeding techniquesNuclear Fusion 2004
- Effects of impurity seeding in DIII-D radiating mantle dischargesNuclear Fusion 2002
- Comparison of L-mode regimes with enhanced confinement by impurity seeding in JET and DIII-DPlasma Physics and Controlled Fusion 2002
- Improved ELM scaling with impurity seeding in JETPlasma Physics and Controlled Fusion 2003
2005–20147本 · 0.05%
JT-60UやITERを視野に入れた統合的な研究
7件が現れ、H-modeやELMy H-mode、ペデスタル、スクレイプオフ層、パワー排気といった語とともに論じられた。JETに加えてJT-60UやITER関連のモデリングが登場し、実時間制御やペデスタル応答、長パルス高密度H-modeを扱った。割合は0.05%へ微増した。
同時に語られた主題不純物、Hモード、周辺局在モード、ELMy Hモード、温度勾配モード、スクレイプオフ層
この時代の論文から
- Investigations of impurity seeding and radiation control for long-pulse and high-density H-mode plasmas in JT-60UNuclear Fusion 2009
- Pedestal and ELM response to impurity seeding in JET advanced scenario plasmasNuclear Fusion 2008
- Modelling of DEMO core plasma consistent with SOL/divertor simulations for long-pulse scenarios with impurity seedingNuclear Fusion 2007
- Moderation of divertor heat loads by fuelling and impurity seeding in well-confined ELMy H-mode plasmas on JETNuclear Fusion 2011
2015–202638本 · 0.15%
多様な装置への展開とダイバータ離脱
38件と急増し、コーパス全体に占める割合は0.16%に達した。不純物に加えて、ダイバータ離脱、タングステン、スクレイプオフ層、ペデスタルと並んで現れ、EAST、ITER、LHD、Alcator C-Mod、COMPASS、Wendelstein 7-Xなど多様な装置で実施された。熱流束低減、放射パワー排気、フィードバック制御、グラッシーELM H-modeといった個別の実験・実証を扱った。
同時に語られた主題不純物、ダイバータ剥離、周辺局在モード、Hモード、タングステン、スクレイプオフ層
この時代の論文から
- Heat flux mitigation by impurity seeding in high-field tokamaksNuclear Fusion 2017
- Divertor impurity seeding with a new feedback control scheme for maintaining good core confinement in grassy-ELM H-mode regime with tungsten monoblock divertor in EASTNuclear Fusion 2020
- Divertor impurity seeding experiments at the COMPASS tokamakNuclear Fusion 2019
- First demonstration of radiative power exhaust with impurity seeding in the island divertor at Wendelstein 7-XNuclear Fusion 2019
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39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6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
