窒素(Nitrogen)は、核融合・プラズマ物理学の材料。核融合装置ではシーディングガスとしてダイバータへ注入され、放射冷却による熱負荷低減やペデスタル性能の向上に寄与する。また、プラズマ対向材料であるタングステンやベリリウムとの反応やアンモニア生成が壁蓄積やトリチウム管理の観点から重要である。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158本ある。比重が最も大きいのは直近の2025–2029年で、その期間に発表された論文の0.40%を占める。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。
解説
窒素(分子状では N₂)は、核融合プラズマにおいて最も広く使われるシード不純物の一つである。トカマクのダイバータ(排出領域)に意図的に注入することで、スクレイプオフ層(SOL)やダイバータ内で放射損失を増大させ、ターゲット板に到達する熱流束を下げる。低Z(原子番号の小さい)不純物として、コアプラズマでの放射が比較的少なく、燃料希釈の害も限定的であるため、「排気」と「高閉じ込め」の両立、いわゆるコア・エッジ統合問題の鍵を握る材料として、ASDEX Upgrade、JET、TCV、DIII-D、EAST、KSTAR、HL-2A など多くの装置で研究されてきた。窒素は化学的に活性であり、このことが後述するように炉への適用を左右する制限ともなる。
窒素を用いたダイバータ放射
不純物シードの原理は単純である。SOL を流れる熱の一部を、注入した不純物の電離・励起に伴う放射に変換し、ターゲットの一点に集中する代わりに真空容器壁全体に分散させるのである。どの不純物がどこで放射するかは、放射効率が電子温度に強く依存することで決まる。炭素・窒素・ネオンといった低Z不純物の放射ポテンシャル(放射が最も効く電子温度)は 100 eV より十分低く、これは現在のトカマクの SOL・ダイバータの温度帯に対応する。そのため窒素は主にダイバータ近傍で放射し、コアの放射はわずかに保たれる。一方、クリプトンやタングステンなどの高Z不純物はコアで放射する傾向があり、コア放射が過剰になると放電崩壊の危険がある。この温度依存性ゆえに、最適な不純物種は装置のサイズや運転温度域に依存し、中規模装置では窒素がとりわけ適しているとされる。
窒素が好んで使われるもう一つの理由は、ダイバータ領域での「圧縮」が他の気体(ネオン、アルゴン)よりも効率的なことである。注入した窒素はダイバータの中性領域で電離し、そこに留まって放射する。この局在性は、不純物イオンに働く平行方向の力の平衡(熱力と摩擦力)や E×B ドリフトによって決まり、不純物流れの淀み点と電離フロントの相対位置がダイバータから主室への漏れ出しを制御する。実際、KSTAR での窒素とネオンの比較実験および SOLPS-ITER シミュレーションでは、窒素の方がダイバータへの放射局在が強く、コアへの漏れが小さいことが確認されている。この局在性の物理を理解するうえで、ダイバータ内の中性粒子の振る舞いが中心にある。ダイバータ領域と主室の中性密度、そしてダイバータから主室へ向かう中性フラックスを分けて考える中性輸送モデルでは、ターゲットへのイオンフラックスが「ダイバータ内中性の電離」「主室中性の電離」「ターゲット近傍での電離」の三成分に分解され、閉じたダイバータ構造ほど中性がダイバータ内に滞留して主室への流出が抑えられることが示される。

fig.8 Investigating the influence of divertor baffles on nitrogen-seeded detachment in TCV with SOLPS-ITER simulations and TCV experiments (2025) · CC BY 4.0
Schematic of the neutral transport model. (a) Three components of the target ion flux consisting of ionized divertor neutrals ({S_{{\text{ion,div}}}}), ionized main chamber neutrals ({S_{{\text{ion,main}}}}), and neutrals ionized near the target ({S_{{\text{ion,t}}}}) according to equation (8). (b) Neutral density in the divertor region {\langle {n_{\text{n}}}\rangle _{{\text{div}}}}, main chamber region {\langle {n_{\text{n}}}\rangle _{{\text{main}}}}, and neutral flux towards the main chamber region {\Phi _{{\text{n,div}} \to {\text{main}}}}.
図はこの中性輸送モデルの模式図であり、(a) はターゲットイオンフラックスの三成分(ダイバータ内中性の電離 S_ion,div、主室中性の電離 S_ion,main、ターゲット近傍の電離 S_ion,t)と再結合領域、(b) は主室・ダイバータ領域それぞれの中性密度 ⟨n_n,main⟩・⟨n_n,div⟩ と主室へ向かう中性フラックス Φ を、私的磁束領域(PFR)と共通磁束領域(CFR)の区別とともに示している。この中性の滞留こそが、次節のデタッチメント達成を左右する。
不純物シードとダイバータデタッチメント
ダイバータデタッチメントとは、ターゲット表面のプラズマ圧力と熱流束が大きく低下した状態であり、材料限界(ダイバータ部材で典型的に 10 MW/m²、第一壁で 1 MW/m² 程度)を満たすために炉規模装置では不可欠とされる。従来は燃料ガスを増やして上流密度を上げ、二点モデルが予測する通りターゲット電子温度を下げることでデタッチメントを得てきた。しかし上流密度を高めるとコア閉じ込めが劣化し、H-mode 密度限界に近づく。そこで有効なのが不純物シードによる放射冷却であり、上流密度を上げずにダイバータ内のエネルギー損失を確保できる。
デタッチメントへの到達は、シード量を段階的に上げる実験で追跡される。ターゲットのピーク電子温度、平行熱流束、粒子フラックスはシード量とともに単調に減少するが、電子密度は必ずしも一様には変化せず、熱流束の低下が温度低下と圧力低下の両方を反映する。TCV でのシミュレーションと実験の比較では、同じシード量でもダイバータにバッフル(バッフル板)を設けて中性閉じ込めを高めた場合、ターゲット電子温度や熱流束が無バッフルの場合より低い値から始まり、デタッチメント閾値に対応するシード量が大幅に下がることが示された。すなわち中性の閉じ込めが良いほど、少ない窒素注入でデタッチメントに達できる。

fig.2 Investigating the influence of divertor baffles on nitrogen-seeded detachment in TCV with SOLPS-ITER simulations and TCV experiments (2025) · CC BY 4.0
Dependence of (a) the outer target peak electron temperature, (b) parallel heat flux, (c) peak electron density, and (d) total parallel particle flux of all plasma species on nitrogen seeding rate at an upstream separatrix density, {n_{{\text{e,sep}}}} = 1.5 × 1019 m−3. The colored points correspond to the four simulation cases highlighted in table 2. The proxy for the detachment threshold is marked by a dash-dotted horizontal line in (a).
図は TCV のシミュレーションによる、バッフル有り・無しでの外側ターゲット条件の窒素シード量依存性であり、(a) ピーク電子温度、(b) 平行熱流束、(c) ピーク電子密度、(d) 全粒子フラックスが示され、バッフル付き(破線)では無し(実線)に比べて温度・熱流束が低く、デタッチメント閾値(鎖線)以下に早く入る様子が読み取れる。ただし閉じ込みすぎはバッフルの主プラズマ側での過剰な熱流束やリサイクリングを招くため、閉度と位置の最適化が課題となる。
デタッチメントの進行は、Dα 放射やターゲット上の熱流束・粒子フラックス・電子圧力の空間分布で評価される。HL-2A の H-mode 実験では、窒素シードの増加に伴いデタッチメント開始が明確に捉えられ、ターゲット上の熱流束と粒子フラックスの分布がデタッチメント前後で大きく変化する様子が計測されている。

fig.3 Facilitated core-edge integration through divertor nitrogen seeding in the HL-2A tokamak (2024) · CC BY 4.0
The divertor detachment evaluation: (a) The detachment degree and Greenwald fraction of the central line-averaged density, (b) the divertor {D_\alpha } radiation, the spatiotemporal distribution of the heat flux (c), particle flux {{{\Gamma }}_\parallel } (d), and electron pressure {P_{\text{e}}} (e) on the outer divertor target.
図はそのデタッチメント評価の例であり、(a) デタッチメントの程度と正規化密度、(b) ダイバータ Dα 放射、(c)–(e) 外側ターゲット上の熱流束 q_∥、粒子フラックス Γ_∥、電子圧力 P_e の時間・空間分布を示し、デタッチメント開始(破線)以降にこれらが低下・再分布する様子が見える。
コア・エッジ統合:閉じ込めと ELM
炉は高閉じ込めモード(H-mode)で運転する必要があるが、H-mode ではエッジ局在モード(ELM)がタイプIの巨大な瞬時熱負荷をターゲットに与える。さらに H-mode の維持には L–H 遷移のしきい電力を上回る損失電力が必要であり、強くシードした高放射プラズマでは、従来の L–H スケーリング(不純物シードなしのデータから導かれたもの)をそのまま当てはめられない可能性がある。分離器内側の放射を差し引いた「分離器を運動学的に通過する電力」で評価し直すことが提案され、ASDEX Upgrade では窒素シード下でデタッチメントを保ったまま L-mode から H-mode へ遷移する、いわば「連続的にデタッチした L–H 遷移」が実証されている。これは炉での全時間デタッチメント運転の実現可能性を支える結果である。
シード不純物は ELM の振る舞いにも影響する。JET や ASDEX Upgrade では放射ダイバータ運転下で ELM 緩和が観測され、ELM によるペデスタルエネルギー損失率がシード率に依存することが示された。HL-2A の閉じたダイバータを持つ装置では、窒素シードによるデタッチメントに伴い ELM の周波数が上がり振幅が下がる変化が観測され、これはシードがペデスタル構造(イオン温度勾配の分布など)を変えることを通じて ELM 振幅を抑制することと整合する。

fig.10 Facilitated core-edge integration through divertor nitrogen seeding in the HL-2A tokamak (2024) · CC BY 4.0
The effects of the radiative divertor on the ELMs: (a) the divertor radiation from AXUV, (b) the radiative intensity of {N^{4 + }}, the ELM frequency (c) and amplitude (d), and (e) the spatiotemporal distribution of the ion temperature gradient \nabla {T_i} in the pedestal.
図はその放射ダイバータが ELM に及ぼす効果であり、(a) ダイバータ放射、(b) N⁴⁺ の放射強度、(c) ELM 周波数、(d) ELM 振幅、(e) ペデスタルのイオン温度勾配 ∇T_i の時間・空間分布を示し、デタッチメント開始以降に ELM 周波数の上昇と振幅の低下、ペデスタル温度勾配構造の変化が対応して現れている。
閉じ込めそのものへの影響はむしろ好意的である。ASDEX Upgrade のタングステン壁装置では、窒素(および炭素)シードにより 20–30% の閉じ込め改善が得られ、不純物濃度約 2%、有効電荷 Z_eff の上昇は約 1.3 から約 1.7 と穏やかであった。放射ポテンシャルが似た両不純物はコア・ペデスタル・ダイバータでほぼ交換可能に振る舞い、いずれもペデスタル温度の上昇と、温度勾配が硬い(スティフな)コア温度分布を通じたコア温度向上をもたらした。機構としては、不純物による希釈効果がイオン温度勾配モード乱流を抑制してペデスタルのイオン温度を上げ、剛性効果を介してコアへ伝わること、および ELM によるエネルギー損失の低減が挙げられているが、閉じ込め向上の完全な物理的説明はいまだ確立していない。なお、ネオンをシードした場合には温度より密度の上昇が主となるなど、種による差異も報告されている。
装置での経験、種の比較と制限
窒素シードは ASDEX Upgrade、JET(ITER様壁)、TCV、DIII-D、EAST、KSTAR、HL-2A、Alcator C-Mod など幅広い装置で用いられ、Alcator C-Mod の EDA H-mode では高では高閉じ込めを維持したままダイバータ熱流束を大きく低減できることが示された。ダイバータ形状との相互作用も重要で、閉じたダイバータは中性圧力を高め、デタッチメントに必要なシードしきい値を下げる。ASDEX Upgrade、JET、TCV、DIII-D の結果はいずれもこの方向を支持し、閉じたダイバータほど低衝突性プラズマでの高性能とデタッチメントの両立に適することが示されている。また、シードは内側ダイバータ打点上方の高密度層(HFSHD)を約半分に減らす効果も観測されており、これが閉じ込め改善の一因と考えられている。
種の比較では、低Zの窒素・ネオンは SOL・ダイバータで放射するのに対し高Zのクリプトンはコア寄りに放射するため、DEMO のような炉ではダイバータ放射とコア放射の両方を担う組み合わせ(窒素+クリプトンなど)が検討されている。高Z不純物は燃料希釈が少ない利点もある。一方で窒素には固有の制限がある。化学的に活性で水素と反応してアンモニアを生成するため、ITER ではトリチウム化アンモニアの生成が運転サイクル(燃料回收)を制約するとして採用が困難とされる。このため ITER の SOL・ダイバータ温度域で効率的に放射するネオンが炉の候補となり、低温域で運転する中小型装置では、放射特性の類似性から窒素シードがネオンのアナログとして使われる。窒素はまた、水素・タングステンダスト混合気の爆発挙動に対する希釈効果という安全工学的な文脈でも研究されており、炉の安全設計における窒素の役割は放射排気以外の側面でも検討されている。さらに、窒素は低減活性フェライト/マルテンサイト鋼の組織や機械特性に影響する材料科学的な主題でもあり、プラズマ・面相互作用から構造材料まで幅広い層で核融合研究に関わる元素である。
この解説が根拠にした論文から
- The role of carbon and nitrogen on the H-mode confinement in ASDEX Upgrade with a metal wallNuclear Fusion 2016
- COREDIV modelling of nitrogen and krypton seeding at the ASDEX Upgrade tokamakPlasma Physics and Controlled Fusion 2022
- Facilitated core-edge integration through divertor nitrogen seeding in the HL-2A tokamakNuclear Fusion 2024
- Investigating the influence of divertor baffles on nitrogen-seeded detachment in TCV with SOLPS-ITER simulations and TCV experimentsNuclear Fusion 2025
- Impact of nitrogen seeding on L–H transitions and their role for detachment in ASDEX UpgradeNuclear Fusion 2026
- Radiative divertor detachment and impurity transport with nitrogen and neon seeding in KSTAR H-mode plasmasNuclear Fusion 2026
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推移
研究の変遷
1970–19841本 · 0.04%
液体窒素を用いた実験技術
この時代の論文は1件のみであり、液体窒素中での拡散試料の切断装置を扱っている。窒素は実験の媒体として登場しており、プラズマや核融合との直接的な関連はまだ見られない。コーパス全体に占める割合は0.04%と極めて小さい。
この時代の論文から
- Apparatus for sectioning diffusion specimens in liquid nitrogenReview of Scientific Instruments 1979
1985–19942本 · 0.04%
窒素プラズマジェットと固体窒素の物性
低圧窒素プラズマジェットの超音速流に関する実験研究と、固体窒素中のミュオニウムの量子拡散という2件の論文がある。プラズマジェットが共出現しており、窒素がプラズマ源や凝縮系の研究対象として扱われ始めている。割合は前時代と同様に0.04%である。
同時に語られた主題プラズマジェット
この時代の論文から
- Experimental study of a supersonic low‐pressure nitrogen plasma jetPhysics of Plasmas 1994
- Two-phonon quantum diffusion of muonium in solid nitrogenPHYSICAL REVIEW LETTERS 1994
1995–20048本 · 0.08%
核融合装置への窒素シーディングの登場
アルゴンやヘリウムとの混合による電子温度制御、液体リチウム中の窒素濃度制御など多様な研究がある。また、JETのガスボックスダイバータにおけるELM緩和のための窒素シーディングが現れ、核融合装置の不純物制御への応用が始まる。さらに電子衝撃による多価イオン化断面積の計算も行われている。コーパス全体に占める割合は0.08%に増加する。
同時に語られた主題アルゴン、プラズマジェット、リチウム、液体リチウム、ヘリウム、周辺局在モード
この時代の論文から
- Calculated cross sections for the multiple ionization of nitrogen andargon atoms by electron impactPlasma Physics and Controlled Fusion 2000
- ELM mitigation by nitrogen seeding in the JET gas box divertorPlasma Physics and Controlled Fusion 2002
- Control of nitrogen concentration in liquid lithium by hot trappingFusion Engineering and Design 2002
- Tuning the electron temperature of a nitrogen plasma by adding helium and argonPhysics of Plasmas 2003
2005–201452本 · 0.34%
金属壁装置における窒素シーディングとプラズマ壁相互作用
ASDEX UpgradeやJETなどの金属壁装置において、高三角性ELMy Hモードや改良Hモードの閉じ込めと電力負荷制御のための窒素シーディングが研究されている。タングステンやベリリウムと窒素プラズマの相互作用、および発光分光法を用いた診断が併せて行われている。また、ECRや容量結合プラズマなど、様々なプラズマ源での窒素の役割も調べられている。コーパス全体に占める割合は0.34%へと大きく上昇する。
同時に語られた主題Hモード、発光分光、周辺局在モード、タングステン、容量結合プラズマ、リチウム
この時代の論文から
- Impact of nitrogen seeding on confinement and power load control of a high-triangularity JET ELMy H-mode plasma with a metal wallNuclear Fusion 2013
- Confinement of 'improved H-modes' in the all-tungsten ASDEX Upgrade with nitrogen seedingNuclear Fusion 2011
- Interaction of nitrogen plasmas with tungstenNuclear Fusion 2010
- Contrasting H-mode behaviour with deuterium fuelling and nitrogen seeding in the all-carbon and metallic versions of JETNuclear Fusion 2014
2015–202694本 · 0.38%
ダイバータ非接触状態と閉じ込め制御のための窒素
ASDEX UpgradeやJET-ILW、EAST、DIII-Dなどで、窒素シーディングによる完全非接触Hモードや閉じ込め改善、コアイオン熱輸送への影響が研究されている。タングステン壁との関連で不純物としての窒素の役割が重要になり、アンモニア生成やダイバータ粒子制御も扱われている。一方、プラズマジェットや電子ビームの研究も継続しており、窒素の多様な応用が示されている。コーパス全体に占める割合は0.38%とさらに上昇する。
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不純物、プラズマジェット、タングステン、ダイバータ剥離、ヘリウム、Hモード
この時代の論文から
- Divertor studies in nitrogen induced completely detached H-modes in full tungsten ASDEX UpgradeNuclear Fusion 2015
- Comparison of H-mode plasmas in JET-ILW and JET-C with and without nitrogen seedingNuclear Fusion 2016
- The role of carbon and nitrogen on the H-mode confinement in ASDEX Upgrade with a metal wallNuclear Fusion 2016
- Effects of nitrogen seeding on core ion thermal transport in JET ILW L-mode plasmasNuclear Fusion 2018
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59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5本)と4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
