不純物輸送(Impurity transport)は、核融合・プラズマ物理学の現象。プラズマ中の不純物イオン(燃料でない高Zイオンなど)が径方向に移動する過程であり、拡散と対流(ピンチ)により特徴づけられる。トカマクやヘリカル装置のコアから周辺まで、閉じ込め性能や放射損失・燃料希釈を左右するため、新古典輸送と乱流輸送の両面から研究される。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195本ある。比重が最も大きかったのは1980–1984年で、その期間の論文の0.66%を占めた。直近の2025–2029年では0.40%。
解説
不純物輸送とは、核融合プラズマ中で主プラズマ以外のイオン(不純物イオン)が空間的にどう動くか、すなわち磁場に閉じ込められたプラズマの中心部と周辺部との間で不純物がどのように拡散・対流するかを記述する現象である。トカマクやヘリカル装置のプラズマ中には、壁やダイバータからのスパッタリング、ガス注入、ペレット入射などによって常に不純物が混入する。その輸送の仕方が、プラズマの放射損失、燃料の希釈、そしてダイバータの熱負荷制御を左右するため、不純物輸送の理解と制御は核融合炉の設計・運転の中心的課題の一つとなっている。

fig.8 Simulation study of the influence of E× B drift on tungsten impurity transport in the scrape-off layer (2023) · CC BY 4.0
Schematic of the three stages of W transport from the target to the confined plasma.
図は、タングステンダイバータから放出された不純物イオンが、ターゲット板でのスパッタリング、ダイバータ内での再堆積、スクレイプオフ層を通っての漏れ出し、そして閉じ込め領域(コア)への侵入という段階をたどる様子を模式的に示したものである。このように不純物輸送は、コア、エッジ、スクレイプオフ層という空間領域ごとに異なる物理が支配する連結した問題として扱われる。
不純物の発生源と輸送の問題
不純物の源は大きく分けて二つある。第一はプラズマに接する材料表面からの放出である。イオンが表面に衝突して原子を叩き出す物理スパッタリングや、化学反応による放出がこれに当たり、タングステンのような高原子番号材料のダイバータでは、放射冷却のために低原子番号ガス(窒素やアルゴンなど)をシード注入すると、そのガスがスパッタリングを増加させてタングステン源を強めるという相互作用が生じる。第二は意図的な不純物注入で、放射損失によるダイバータ冷却やディスラプション緩和を目的として行われるものである。
問題の本質は、不純物が「有害」とも「有益」ともなりうる点にある。コアに高原子番号不純物が蓄積すると、放射損失と燃料希釈によって性能が低下する。例えばタングステンでは、点火条件を満たすためにはコア濃度を10⁻⁵程度以下に保つ必要があるとされる。一方で、ダイバータの熱負荷を放射で軽減するには不純物の注入が不可欠であり、しかもその不純物がコアに侵入しないようにしなければならない。この「コアとエッジの両立」問題を定量的に扱うには、不純物の半径方向の流束を、拡散係数 D と対流速度 v で記述する輸送係数の枠組みで理解し、それを予測する必要がある。
不純物輸送の研究では、レーザーブローオフやペレット注入などで微量の不純物をパルス的にプラズマに加え、その放射や X 線強度の時間・空間変化から輸送係数を逆推定する実験手法が広く用いられてきた。この手法によって、複数の閉じ込めモード(L モード、H モード、I モードなど)での不純物挙動が系統的に比較されてきた。
新古典(衝突)輸送
磁場で閉じ込められたプラズマ中の荷電粒子は、クーロン衝突によって磁面を横切って拡散する。不純物イオンは主イオンより電荷 Z と質量 A が大きいため、その衝突輸送は燃料イオンの輸送と質的に異なる。燃料イオンでは乱流輸送が支配的であるのに対し、不純物では衝突輸送が乱流輸送に匹敵し、Z と A が大きいほど支配的になるのが特徴である。
衝突輸送の駆動力は、主イオンの密度勾配と温度勾配、および電場である。主イオンの密度勾配は不純物を外向きに押す力(摩擦力)として働き、これが高原子番号不純物に対する「遮蔽」効果の起源となる。一方、主イオンの温度勾配は「熱力」と呼ばれる力を不純物に及ぼし、一般に不純物を温度の低い側へ、すなわち内側へ押し込む方向に働く。この摩擦力と熱力の釣り合い、および電場による対流の向きが、不純物がコアに蓄積するか外に排除されるかを決める。電場については、正の電場は外向き対流を、負の電場は一般に内向き対流をもたらすことがヘリカル装置の広いパラメータ範囲での実験から確立されている。
衝突輸送の理論は、粒子の軌道が磁面内に閉じる「バナナ」軌道を持つかどうか、すなわち衝突頻度と軌道の関係(衝突性)によって区分される。バナナ・プラトー領域とプフィルシュ・シュルター(Pfirsch–Schlüter)領域(高衝突性領域)で輸送係数の式は異なり、後者では磁面内の不純物密度の非一様性(ポロイダル方向の非対称性)が輸送を大きく変えうる。この非対称性は摩擦や強いトロイダル回転、イオンサイクロトロン加熱に起因する温度異方性によって生じ、高 Z 不純物では特に顕著である。そのため、磁面内の非対称性を含めて衝突輸送係数を高速に計算する解析モデルの整備が、全放電の統合シミュレーションに向けて進められている。
点火炉心を想定した計算では、新古典拡散係数はコアで 0.1 m²/s を下回り、Z が大きいほど小さくなるという予測が示されている。このように拡散が小さいと、ヘリウム(燃焼灰)の濃度分布がコアで急峻に立ち上がり、中心濃度が 15–17% に達して燃料希釈による融合出力の低下が 8–11% に及ぶと計算される。コアに 0.2 m²/s 程度の異常常拡散を仮定すると中心ヘリウム濃度は 10% 程度まで下がることから、灰の除去にはわずかな乱流拡散でも重要な役割があることが分かる。
乱流(異常)輸送
実験で得られる不純物の拡散物の拡散係数は、しばしば新古典理論の予測を大きく上回る。これを「異常輸送」と呼ぶ。例えばオーミック L モードの実験では、実効的な不純物拡散係数が新古典値をはるかに超えることが確認されており、その原因はプラズマ中の乱流、とりわけドリフト波乱流であると理解されている。乱流の電場ゆらぎによる E×B ドリフトが粒子を磁面横方向に運ぶことで、衝突によらない拡散が生じる。
乱流による不純物輸送には、単純な拡散のほかに、乱流と不純物の間の「摩擦」による流束(乱流摩擦流束)という成分がある。ドリフト波乱流のゆらぎスペクトルを用いた理論解析によれば、拡散流束は新古典値を数倍に増強され、その増強の度合いは主イオンの質量が大きいほど小さく、不純物の電荷・質量比には依存しない。また、中心部の鋸歯状緩和で熱パルスが放出され乱流の成長率が高まると、異常輸送が劇的に増大する予測も実験と一致する。この熱パルス伝搬は不純物輸送の実験解析でも重要で、鋸歯状振動があるにもかかわらず定常状態の不純物密度分布が平坦である、という観平坦である、という観測は、鋸歯による平均化の効果を示している。
乱流輸送の大きさは加熱プロファイルや加熱方式に依存する。イオンサイクロトロン共鳴加熱(ICRH)を受けた L モードでは、入力電力(ひいては電子温度)の増加とともに不純物閉じ込め時間が短くなることが観測されており、電子主導の乱流が不純物輸送を強める様子が示されている。また電子サイクロトロン加熱によってエッジの不純物輸送が強まる観測例もある。一方、負三角形性プラズマでは、閉じ込められた粒子が「良い曲率」領域により長く滞在するため電子温度勾配型(TEM)乱流が安定化され、粒子輸送と熱輸送が分離する。この構成では ELM のない運転でありながらコア不純物蓄積を避けられる可能性が示されており、乱流制御による不純物輸送制御の好例となっている。
不純物蓄積・遮蔽と閉じ込めモード
不純物がコアに蓄積するか排除されるかは、拡散係数 D と対流速度 v の釣り合いで決まる。v が内向きであれば不純物は中心に向かって輸送され蓄積が進む。蓄積は特に H モードのような高閉じ込め運転で深刻な問題となる。エッジの密度勾配が急なペデスタルが形成されると、そこでの対流が不純物を内側へ引き込む方向に働くためである。実際、複数の閉じ込めモードを横断した実験では、コア不純物閉じ込め時間とエッジ密度勾配の間に強い相関があることが示されている。ELM のない高閉じ込めモードの多くは、コアへの不純物蓄積という代償を払ってきた歴史があり、これが「高閉じ込めと不純物排除の両立」という難問の背景にある。
対照的に、遮蔽とは不純物をコアから排除する機構の総称である。主イオン密度勾配による外向きの摩擦力は高 Z 不純物に対して有効な遮蔽を与える。点火炉心の新古典計算でも、平均ドリフト速度は常に外向きであり、高 Z 元素に対して実効的な遮蔽が働くとされる。ヘリカル装置では、正の電場が外向き対流をもたらすことを利用した不純物制御の可能性が議論されている。さらに、高いイオン温度と急峻なイオン温度勾配を持つプラズマでは、負の電場があるにもかかわらず不純物が外向きに強く対流する「不純物ホール」と呼ばれる現象が観測されており、その機構の解明が課題となっている。
不純物閉じ込め時間は運転条件の指標として広く用いられる。ヘリカル装置での系統的実験では、不純物閉じ込め時間は主プラズマの電子密度の増加とともに単調に増えることが確立されており、高密度運転ほど不純物がコアに留まりやすくなることを示している。このような閉じ込めモード依存性と密度依存性の知見は、炉心への不純物侵入を抑える運転シナリオの設計に直結する。
エッジ・スクレイプオフ層の不純物輸送と制御
最閉じ込め磁面の外側、スクレイプオフ層では、不純物は磁力線に沿って平行にダイバータへ流れながら、横方向には拡散と対流で動く。ここでの課題は、ターゲット板でスパッタリングされた不純物がどれだけ再堆積して源に戻り、どれだけダイバータから漏れ出して閉じ込め領域に侵入するかを定量化することである。タングステンダイバータを想定したシミュレーションでは、この過程はターゲットでの実効スパッタリング、ダイバータからの漏れ出し、閉じ込め領域への侵入という三段階に分けて解析され、侵入フラックスがコアのタングステン濃度をほぼ決めることが示されている。
スクレイプオフ層の不純物輸送で近年注目されているのが E×B ドリフトの役割である。ドリフトは不純物イオン自身の動きに直接作用すると同時に、背景プラズマの密度・温度分布を変えることで間接的にも作用する。ドリフトはダイバータの内外非対称性やデタッチメント(detachment)の程度を変え、それを通じて不純物の再堆積率や漏れ出しフラックスを変化させる。平行方向の力による不純物イオンの速度は質量に反比例するため、高 Z 不純物ほどドリフトの影響を受けやすい。特にダイバータ領域では磁力線のピッチ角が小さいため、この効果が顕著になる。シミュレーションによれば、ドリフトを含めることで閉じ込め領域への侵入フラックスがトロイダル磁場の向きによらず増大しうることが示されている。

fig.16 Simulation study of the influence of E× B drift on tungsten impurity transport in the scrape-off layer (2023) · CC BY 4.0
Schematic of the basic flow pattern of W impurity during its transport from the target to the confined plasma (taking the LSN configuration under favorable BT as an example), and the physical mechanisms of the influences of drifts. VE ×B,rad and VE ×B,pol are the radial and poloidal E × B drift velocities of W ions. lstag is the distance between the stagnation points and the target. The yellow, blue, and orange rectangles refer to the divertor SOL, main SOL, and core region, respectively. The transparent and orange thick arrows indicate the basic flow pattern for the cases w/o drift and with drift under favorable BT, respectively. The red and blue thin arrows indicate the direction of VE ×B,rad and VE ×B,pol, respectively. The black and blue dashed lines denote the connection lines of stagnation points for VW,|| w/o drift and VW,pol with the drift. The sequence numbers represent the physical mechanisms of drifts on the W transport from the target to the core, and the process explanation of these mechanisms are listed on the right.
図は、ドリフトがある場合とない場合のタングステン不純物の流れのパターンを、ダイバータのソレノイド配位と E×B ドリフトの半径方向・ポロイダル成分の向きとともに示したものである。ドリフトは再堆積率、よどみ点の位置、遠方スクレイプオフ層からの対流などを通じて、最終的にコアへの侵入フラックスを変化させる。このようにエッジ不純物輸送の制御は、磁場の向き、プラズマ配位、ガスシード量といった運転パラメータの選択と密接に結びついており、コアの純度とダイバータの熱負荷軽減を同時に満たすための鍵となっている。
この解説が根拠にした論文から
- Core impurity transport in Alcator C-Mod L-, I- and H-mode plasmasNuclear Fusion 2015
- Neoclassical impurity transport in the core of an ignited tokamak plasmaNuclear Fusion 2000
- Anomalous impurity transport in plasmasNuclear Fusion 1983
- Simulation study of the influence of E× B drift on tungsten impurity transport in the scrape-off layerNuclear Fusion 2023
- A review of impurity transport characteristics in the LHDPlasma Physics and Controlled Fusion 2016
- Impurity transport in tokamak plasmas, theory, modelling and comparison with experimentsPlasma Physics and Controlled Fusion 2021
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推移
研究の変遷
1970–198410本 · 0.41%
トカマクにおける不純物輸送の基礎形成
この時代はトカマク装置を対象とした不純物輸送の理論的・実験的枠組みが形成され、バナナ・プラトー領域の解析やTFR、ISX-Bトカマクにおけるライン放射と数値シミュレーションの比較が行われた。プラズマ回転やリミターとの関連も論じられている。全体に占める割合は0.41%と小規模である。
この時代の論文から
- Impurity transport and plasma rotation in the ISX-B tokamakNuclear Fusion 1983
- Low-Z impurity transport in tokamaksNuclear Fusion 1979
- Impurity transport in tokamaks in the banana-plateau regimeNuclear Fusion 1974
- Heavy-impurity transport in the TFR tokamak – comparison of line emission with numerical simulationsNuclear Fusion 1983
1985–199424本 · 0.44%
加熱・電流分布と結びついた不純物輸送研究
この時代はJET、TFTR、DIII-D、ASDEX Upgradeなどで実験的研究が進み、中性粒子入射、高周波加熱、オーミック加熱下での不純物輸送が調べられた。JETのレーザー注入実験やLモードにおける電流分布の役割、新古典理論による改善閉じ込め遷移の解析が代表的である。割合は前時代とほぼ同程度の0.44%である。
同時に語られた主題不純物、オーミック加熱、中性粒子入射、イオンサイクロトロン加熱、ポロイダル回転、中性ビーム
この時代の論文から
- Rotation and impurity transport in a tokamak plasma with directed neutral-beam injectionNuclear Fusion 1985
- Impurity transport in JET using laser injected impurities in Ohmic and radiofrequency heated plasmasNuclear Fusion 1990
- Role of current profile in impurity transport in JET L mode dischargesNuclear Fusion 1994
- Neoclassical analysis of impurity transport following transition to improved particle confinementNuclear Fusion 1990
1995–200428本 · 0.28%
輸送障壁とHモードにおける不純物輸送
この時代はHモードや内部輸送障壁といった輸送障壁研究と結びつき、ASDEX Upgrade、JET、Alcator C-Modでの実験が行われた。運動学的テスト粒子モデルや新古典論に基づく解析も進み、リバースフィールドピンチやペレット入射との関連も見られる。全体に占める割合は0.28%に低下した。
同時に語られた主題不純物、中性粒子入射、中性ビーム、輸送障壁、内部輸送障壁、Hモード
この時代の論文から
- Z dependence of the core impurity transport in ASDEX Upgrade H mode dischargesNuclear Fusion 1999
- Impurity transport in internal transport barrier discharges on JETNuclear Fusion 2004
- Improved kinetic test particle model for impurity transport in tokamaksNuclear Fusion 1998
- Neoclassical impurity transport in the core of an ignited tokamak plasmaNuclear Fusion 2000
2005–201440本 · 0.26%
ジャイロ運動論的検証と周辺・ダイバータ部への展開
この時代は非線形ジャイロ運動論シミュレーションと実験の定量的比較が進み、Alcator C-ModやASDEX Upgradeで軽不純物輸送の検証が行われた。LHDの確率磁場層やHL-2Aのスクレイプオフ層における周辺輸送の研究が現れ、JETでは高周波による金属不純物制御も試みられた。割合は0.26%とさらに低下している。
同時に語られた主題不純物、ジャイロ運動論、スクレイプオフ層、Hモード、タングステン、輸送障壁
この時代の論文から
- Metal impurity transport control in JET H-mode plasmas with central ion cyclotron radiofrequency power injectionNuclear Fusion 2011
- Kinetic modelling of impurity transport in detached plasma for integrated divertor simulation with SONIC (SOLDOR/NEUT2D/IMPMC/EDDY)Nuclear Fusion 2009
- Quantitative comparison of experimental impurity transport with nonlinear gyrokinetic simulation in an Alcator C-Mod L-mode plasmaNuclear Fusion 2012
- Edge impurity transport study in the stochastic layer of LHD and the scrape-off layer of HL-2ANuclear Fusion 2013
2015–202693本 · 0.37%
タングステン・周辺部と多様な装置への拡大
この時代はタングステン不純物や周辺ペデスタル、スクレイプオフ層との関連が強まり、EMC3-EIRENEによる確率磁場層のモデリングがLHDやWendelstein 7-Xで行われた。EAST、W7-X、ASDEX Upgradeなど多数の装置で実験が進み、レーザーブローオフ入射や不純物輸送係数に対するガウス過程回帰による不確実性定量化などの手法も発展した。割合は0.36%に回復した。
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不純物、タングステン、Hモード、スクレイプオフ層、ペデスタル、EMC3-EIRENE
この時代の論文から
- Improved profile fitting and quantification of uncertainty in experimental measurements of impurity transport coefficients using Gaussian process regressionNuclear Fusion 2015
- Electrostatic potential variation on the flux surface and its impact on impurity transportNuclear Fusion 2017
- Core impurity transport in Alcator C-Mod L-, I- and H-mode plasmasNuclear Fusion 2015
- Observation of anomalous impurity transport during low-density experiments in W7-X with laser blow-off injections of ironNuclear 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120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2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
