Wiki / 現象 イオン損失 （Ion loss、ion losses）は、核融合・プラズマ物理学の現象。磁場閉じ込めプラズマ中で、高速（超熱的）イオンが閉じ込め磁場から逃散し、第一壁などに到達して失われる現象を指す。トカマクやヘリカル装置において、MHD不安定性や外部磁場摂動などによって引き起こされ、プラズマ加熱効率の低下や壁への熱負荷をもたらす。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68本ある。比重が最も大きかったのは1970–1974年で、その期間の論文の0.36%を占めた。直近の2025–2029年では0.28%。
目次
1 解説 2 推移 3 研究の変遷 4 よく登場する装置 5 この数字の作り方 解説 イオン損失（fast-ion loss）とは、磁場閉じ込め プラズマ中で、中性粒子ビーム入射（NBI ）や高周波加熱、あるいは将来の炉では核融合反応そのものによって生成される、熱運動よりはるかに高いエネルギーを持つ「高速イオン（高エネルギー粒子 ）」が、閉じ込めを失ってプラズマ外へ逃げる現象である。高速イオンはプラズマの自己加熱と電流駆動 を担う炉心資源であり、その損失は加熱効率の低下を意味するだけでなく、損失が壁面の狭い領域に集中すればプラズマ対向壁の局所熱負荷 として装置を脅かす。したがって高速イオンの閉じ込め評価と損失の緩和は、現代のトカマク・ヘリカル研究の中心的課題の一つとなっている。
高速イオンと、その損失が問題になる理由
核融合炉の自持燃焼には、D-T反応で生まれる3.5 MeVのα粒子がプラズマ中に十分長く閉じ込められ、燃料イオンを加熱することが不可欠である。現在の実験装置では、このα粒子の代わりにNBI （数十keVから数百keVの中性水素原子をプラズマ中で電離させて高速イオンとする）や高周波加熱で生成した高速イオンが、α粒子の閉じ込めと安定性を模擬する役割を果たす。高速イオンは背景プラズマよりはるかに大きなラーマー半径を持ち、軌道は磁力線にほぼ沿ったものではなく、磁気ドリフトを含む大振幅のドリフト軌道を描く。このため背景イオンより損失しやすく、しかも損失した粒子は壁の特定位置に集中して打ち込まれうる。大型装置では損失率が数パーセントであっても、その絶対パワーは壁の耐熱限界を超えうるため、「損失割合が小さい」ことと「安全である」ことは同義ではない。
損失の影響は二面的である。第一に閉じ込め性能そのものへの影響であり、NBIの加熱・電流駆動 効率の低下、ひいてはエネルギー増倍率の劣化を招く。第二に装置保護の観点であり、EAST の長パルス放電では、高速イオン損失に起因する中平面近傍のホットスポットが放電性能の上限を実際に制限したことが報告されている。損失した高速イオンが壁に当たると不純物 が発生し、それがさらに放射損失を増やすという二次的悪循環も懸念される。
損失機構：軌道、三次元磁場、電荷交換
高速イオンの損失経路は、大きく分けて三つに整理できる。
イオン損失
種別 現象
論文数 68 本
初出 1970 –1974 年（2本）
最盛期 1970 –1974 年 0.36%
直近 2025 –2029 年 0.28%
ほかの綴り ion losses 第一は軌道に固有の損失 である。NBI で生成した直後の高速イオンは、生成位置と速度ベクトルに応じて決まるドリフト軌道を描く。軌道がプラズマ境界の外まで出てしまう「第一軌道損失（プロンプト損失）」は、生成直後に失われる最も基本的な損失であり、磁気ドリフトと有限ラーマー半径 効果によって決まる。共電流（プラズマ電流と同方向）入射と逆電流入射でプロンプト損失の割合が大きく異なることは、EAST など複数の装置で示されており、EASTではこの知見に基づいてビーム入射方向が逆電流から共電流へと実際に改修された。損失しやすい軌道と閉じ込められる軌道の区別は、磁気モーメントと環方向正準角運動量で張る速度空間（軌道位相空間）上で、閉じ込め領域と損失領域の境界として定量的に分類できる。捕捉（trapped）軌道と通過（passing）軌道、さらに高磁場側・低磁場側のどちらから生成したかで損失への近さが全く異なる様子は、次の軌道分類図で読み取れる。
図は、ビームイオン の損失を磁気モーメントと環方向正準角運動量の平面上で分類したもので、トラップト閉じ込め（trapped-confined）、共電流通過閉じ込め（co-passing-confined）などの閉じ込め領域と、逆電流通過損失（counter-passing lost）、共電流通過損失（co-passing lost）といった損失領域が境界線で仕切られており、高磁場側（HFS）と低磁場側（LFS）から出発した粒子が異なる領域に落ちることが分かる。
第二は三次元磁場擾乱による損失 である。トーラスのトロイダル場コイルは有限本数でしかないため、磁場には周方向の「リップル」が本質的に残る。リップルは磁場の弱い「リップルウェル」を作り、そこに捕捉された粒子が縦方向の損失拡散を受ける。リップル損失は主に低磁場側のプラズマ端に集中する。さらに、ELM制御 のために外部コイルで印加される共鳴磁場擾乱（RMP ）や、鉄系插入物など装置構造物による擾乱も、軌道を確率的（ストカスティック）にして高速イオンの拡散損失を引き起こす。ヘリカル装置 （ステラレータ ）では磁場がそもそも三次元であるため、高速イオンのストカスティック拡散損失の抑制は装置設計そのものに組み込まれるべき量であり、軌道最適化によって損失を構造的に減らせることが示されている。リップル共鳴損失は過去にTFTR やTore Supra で重要な損失経路であったが、例えば建設中のDTT では510 keVのNBI高速イオンに対するリップル損失は0.1%未満に抑えられる見込みで、装置設計次第でこの経路は小さくできる。
第三は電荷交換（CX）損失 である。プラズマ端に中性粒子が多い領域で、高速イオンが中性原子と電荷を交換すると中性粒子に変わり、磁場の閉じ込めを一切受けなくなる。中性化した高速原子はそのまま壁へ飛んでいく。CX損失はプラズマ端に局在し、中性密度が高いほど増える。CX損失の評価にはスクレイプオフ層 （SOL）の中性密度分布 が支配的であり、三次元磁場擾乱と中性粒子が同時に存在する場合、両者の相乗効果を軌道追跡シミュレーションで評価する必要がある。なお、高速イオンがMHD 活動と共鳴して失われる経路は次節に譲る。
MHD・ELM誘起損失
プラズマ中の磁気流体（MHD ）不安定モードは、高速イオンにとって時間的に変動する三次元磁場擾乱として働き、共鳴的な径方向輸送を駆動する。損失を引き起こすことが知られるモードは多岐にわたる。トロイダル・アルフヴェン固有モード （TAE）は高速イオン自身が駆動するアルフヴェン波 であり、DIII-D ではTAE活動によって初期高速イオンの半分を超える輸送が生じた例が報告されている。フィッシュボーンやセオテア、新古典ティアリングモード（NTM ）、エネルギー粒子モードも損失源となる。HL-2A では、先進シナリオで中心的役割を果たす長寿命飽和内部モード（LLM）が炉心の高速イオンを排出することが、中性子測定と損失検出器の併用によって観測された。モードとの共鳴・非共鳴の両方の機構による損失がLHD でも観測されており、ヘリカル系でもアルフヴェン固有モードによる高速イオン再分布は共通の課題である。
Hモード プラズマでは、端部の急峻な圧力勾配が原因でエッジ局在モード（ELM ）が周期的に爆発し、粒子と熱を壁へ吐き出す。この際、高速イオンもELMのクラッシュに伴って狭い壁領域へ排出されうる。ELMと高速イオンの相互作用は双方向的で、高速イオンはELMの成長率や周波数スペクトルを変えうる一方、ELMは高速イオンの速度空間分布を変えて損失を生む。ELMクラッシュの時間スケールはマイクロ秒級であり、これを分解して観測するには後述の診断の高速化が不可欠であった。
ELM制御 のために用いるRMP は、ELMを抑える代わりに高速イオン閉じ込めを悪化させるという副作用を持つ。ここで重要なのは、RMPの効果がプラズマ応答によって大きく変質することである。プラズマは共鳴成分を遮蔽する一方、大域的にはキンク様の応答で印加場を増幅する。実験・数値研究の蓄積から、ELM抑制能力を決める端部磁場位相幾何（ペデスタル 上部のストカスティック化やX点 の変位）と、高速イオン損失を決める共鳴相互作用とは、RMPスペクトルの異なる側に支配されていることが明らかになった。すなわち、ELM制御能力は端部有理面上の特定のポロイダル成分の強度に主に依存するのに対し、高速イオン損失は広い範囲のRMP成分の大域的振幅に依存し、これはプラズマ抵抗率や環方向回転に敏感である。この依存性の違いゆえに、ELM制御能力を損なわずに高速イオン損失を減らすRMPスペクトルの最適化パラメータ空間が存在しうる。
高速イオン損失の測定：FILD診断
損失した高速イオンを直接測る標準的な診断が、シンチレータ式高速イオン損失検出器（FILD）である。FILDはプラズマ対向壁に設置されたプローブで、磁場に平行な細いコリメータスリットを通ってきた損失イオンを、磁場の下でシンチレータ板に打ち込む。イオンの打ち込み位置は、その並進速度の平行成分と垂直成分（すなわちエネルギーとピッチ角）と局所磁場強度で決まるため、FILDは本質的に磁気分光器として働き、一枚の二次元像から損失イオンの速度空間分布を再構成できる。打ち込み位置と速度空間の対応は、軌道追跡モンテカルロ計算（FILDSIMなど）を用いて較正・逆写像される。FILDはTFTR 以来、JET 、ASDEX Upgrade 、DIII-D 、NSTX 、KSTAR 、EAST 、MAST-U など主要トカマクに広く設置され、ITER では損失α粒子の主要モニタとして採用されている。
TCV のFILDの設計断面を次の図に示す。
図は装置断面にFILDのコリメータとシンチレータ板を示したもので、青い軌道はコリメータに到達する典型的な高速イオン軌道、緑の板上の色分けされた点群は4つのスリットそれぞれに打ち込まれるイオンの位置、光ファイバの視線はシンチレータ発光をカメラへ導く経路を表す。
近年の発展は二つの方向にある。一つは速度空間分解能の向上であり、複数スリット化によって共電流・逆電流方向の損失を同時に観測できるようになった（ITERでは両方向のα粒子が存在するため、この分離は重要である）。もう一つは時間分解能であり、従来のカメラに加えてアバランシェフォトダイオードアレイを用いることで、マイクロ秒級の時間分解・速度空間分解測定が可能になり、ELM クラッシュ中の損失の変化を初めて直接捉えられるようになった。FILDに加えて、中性粒子分析器やFIDA（電荷交換で生成した高速中性原子のバルマーα発光を測る分光）など閉じ込められた高速イオンを測る診断と組み合わせることで、損失と再分布の全体像が描けるようになっている。
緩和と最適化
高速イオン損失の緩和は、装置設計と運転制御の両面で進められている。設計面では、ステラレータ における軌道最適化のように、三次元磁場配置そのものを高速イオン閉じ込めが良くなるよう選ぶことが根本的な手段である。トカマクでは、リップルを小さくするコイル配置や、鉄系插入物の影響評価がITER の設計段階で行われている。運転面では、NBI の入射方向を共電流側に変えることでプロンプト損失を減らす改修が実際に行われた例があるほか、DIII-D ではビーム電圧のリアルタイム変調によってTAE との共鳴を外し損失を緩和する手法が実証された。
RMP によるELM制御 との両立は、現在最も工学的に重要な最適化課題である。前節のように、ELM制御能力と高速イオン損失とではRMPスペクトルへの依存性が異なるため、コイル位相やポロイダルスペクトルの調整、さらにプラズマ圧力・抵抗率・回転といったプラズマパラメータの選択によって、ELM 抑制を保ったまま高速イオン損失を最小化する余地が数値的に示されている。KSTAR でのELM抑制放電に対するプラズマ応答を含む数値解析では、RMPが印加されていても高速イオン損失割合は非常に小さく抑えられることが示されており、損失が初期半径位置に強く依存すること（プラズマ端近くから出発した粒子ほど損失しやすいこと）が軌道追跡計算で確認できる。次の図は、n=1のRMP下で異なる無次元化小半径から出発させた逆電流粒子の最終位置と損失割合の時間発展を示したものである。
fig.15 MARS-F/K modeling of plasma response and fast ion losses due to RMP in KSTAR (2024) · CC BY 4.0
The REORBIT guiding center orbit tracing results for (a) the final locations of all fast ion markers in the poloidal plane, and (b) time traces of the particle loss fraction, in the presence of the n = 1 3D RMP in KSTAR discharge 30306. Markers are initially launched as counter-current particles from the radial locations of \psi_N = 0.1,0.3,0.6,0.9, 0.98 (along the outboard mid-plane) and uniformly distributed in the phase space of the particle energy and pitch.
図の左はポロイダル断面上の損失粒子の到達点、右は各初期半径での損失割合の時間変化であり、端部（ψ_N=0.98）から出発した粒子が数ミリ秒以内に大半を失うのに対し、プラズマ中心部の粒子はほとんど損失しない。このように損失は速度空間と実空間の両方で強く構造化されており、その構造を診断とシミュレーションの両輪で解明し、壁熱負荷 として評価することが、現在のイオン損失研究の骨格をなしている。
イオン損失（Ion loss）の研究史 — FusionPapers
