容器内機器（In-vessel components、in-vessel）は、核融合・プラズマ物理学の工学。真空容器内に設置され、プラズマに直接面する第一壁・ブランケット・ダイバータや、ELM制御コイルなどの機器群を指す。中性子照射と熱負荷に耐える構造設計と遠隔保守が核融合炉工学の主要課題となる。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261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0.67%を占めた。直近の2025–2029年では0.39%。この用語集がこの主題を最初に拾うのは1990年以降で、それ以前の収録論文には現れない。
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研究の変遷
1985–19942本 · 0.04%
初期の安全評価とコイル制御
この時代の論文は、次段階トカマクにおける容器内事故シーケンスのリスク評価と、核融合炉における容器内コイルによるセパラトリックス掃引を扱っていた。いずれも設計初期の概念検討であり、実験装置よりは将来装置を見据えたものである。
この時代の論文から
- Risk evaluation of critical in-vessel accident sequences for a next step tokamak machineFusion Engineering and Design 1991
- Separatrix sweeping by in-vessel coils on a fusion reactorFusion Engineering and Design 1992
1995–200433本 · 0.33%
ITER設計と安全性検討
この時代はITER建設に向けた容器内機器の設計と性能評価が中心であり、真空容器や動力炉、プラズマ擾乱、冷却材喪失事故などと関連して論じられた。設計基準の整備と統合圧力抑制システムの実験的検証が行われ、JETやDIII-D、ASDEX Upgradeといった既存装置と比較しつつ、主としてITERを対象とした設計改良が報告されている。
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（In-vessel components、in-vessel 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53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
- 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