リサイクリング(Recycling)は、核融合・プラズマ物理学の現象。プラズマ対向壁に当たった水素同位体粒子が、反射・脱離・再放出により中性粒子となって再びプラズマへ戻る過程である。この粒子供給は密度制御と排気のバランスを左右し、リサイクリングの強弱が高リサイクリング・低リサイクリングといった周辺プラズマ状態を特徴づける。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114本ある。比重が最も大きかったのは1990–1994年で、その期間の論文の0.34%を占めた。直近の2025–2029年では0.27%。この用語集がこの主題を最初に拾うのは1980年以降で、それ以前の収録論文には現れない。
解説
リサイクリング(recycling、燃料リサイクル)とは、核融合プラズマの周辺部で、プラズマから壁やダイバータ ターゲット板に飛来した燃料イオン(水素・重水素・三重水素)が表面で中性化され、中性原子または分子として再び放出され、再び電離されてプラズマに戻る一連の循環過程のことである。閉じた磁気閉込め装置では、外部から注入される燃料粒子の多くが直接プラズマを加熱するのに使われるのではなく、この壁面での循環を何度も経由してプラズマを維持しており、リサイクリングはプラズマ密度の制御、ダイバータの熱負荷、炉心プラズマの閉込め、そして将来の炉における三重水素の炉内滞留量といった、運転の根幹に関わる現象である。

fig.4 Analysis of hydrogen fueling, recycling, and confinement at Wendelstein 7-X via a single-reservoir particle balance (2022) · CC BY 4.0
Illustration of the fuel recycle process on the horizontal target. The incoming ion flow Γion neutralizes on the recycling surface, the h-div. A portion of the resulting neutrals is pumped, Γpumped, while the fraction that re-ionizes is called the recycling flow Γrecy. The recycling particles can undergo significant neutral transport between the recycling surface and their point of ionization, in both poloidal as well as toroidal direction. Hα radiation can be used as a proxy for the ionization of particles.
図は、ダイバータの水平ターゲット板における燃料リサイクル過程の模式図である。入射イオン流 Γイオン がリサイクリング面で中性化されて中性雲(neutral cloud)を形成し、その一部は排気流 Γポンプド として系外へ除かれ、再電離される割合がリサイクリング流 Γリサイク となること、またリサイクリング粒子がターゲット面から電離位置までポロイダル・トロイダル方向にかなりの中性輸送を受けうること、さらに Hα 光が電離の指標として使えることが示されている。
リサイクリングとは何か、リサイクリング係数
リサイクリングの素過程は次のように進む。プラズマ中のイオンがシースを横切って壁面に入射すると、二つの運命のいずれかをたどる。一つは表面で弾性的に後方散乱されて中性原子として飛び出す経路であり、もう一つは壁内に取り込まれた後、壁の水素リザーバ中の別の原子と結合して分子(H₂、D₂ など)となり、熱的に脱離する経路である。どちらの経路で放出された中性粒子も、周辺プラズマ中を飛行したのち電離されて再びプラズマ粒子となる。表面温度がこの構成を左右し、例えば黒鉛面では 570 K から 1100 K 程度の範囲で、リサイクリング流はおよそ 9 割が分子、1 割が原子で構成される。放出された中性粒子はすべてがすぐ近くで電離されるわけではなく、壁反射、電荷交換衝突、フランク・コンドン分解などを経て遠くの壁面まで到達しうるため、リサイクリングは局所的な現象というより装置全体に広がる中性粒子の輸送現象として扱われる必要がある。
この循環の強さを定量化するのがリサイクリング係数 R である。リサイクリング面に入射するイオン流 Γイオン に対し、そこから再電離されてプラズマに戻る流の比として定義される。R = 1 なら、外部燃料供給がなくてもプラズマ中の粒子数が自足的に維持されることを意味し、R < 1 なら壁が粒子を吸収する(壁ポンピングが働く)、R > 1 なら壁が蓄積していた粒子を放出する、という符号の情報を与える。実際の装置では、入射イオンが中性化してから再電離されるまでの間に中性粒子がポンプで排気されたり主室へ漏れたりするため、局所のリサイクリング係数と、装置全体で定義した大域リサイクリング係数(Rglobal)を区別して扱う。大域的な粒子収支では、閉じ込め粒子数の時間変化が外部燃料供給(ガス噴射、ペレット、中性粒子入射)とリサイクリング源と排気の釣り合いで決まるという単一リザーバ模型が標準的な解析手法であり、これから粒子閉込め時間 τp が求められる。
ダイバータとリサイクリング:高リサイクリングと低リサイクリング
リサイクリングが最も活発に起きる場所がダイバータ ターゲット板である。ダイバータは磁力線を集めてプラズマと壁の接触面を遠ざけるための磁気配置であり、主プラズマからスクレイプオフ層(SOL)に流出した粒子は沿磁力線輸送によってターゲット板へ運ばれ、そこでリサイクリングする。ここで重要なのは、リサイクリング流がどこで電離されるかである。ターゲット面のごく近くで電離が集中する場合、中性粒子は閉じ込め領域にはほとんど入らず、電離された粒子は再び SOL に沿ってターゲットへ戻る。これが高リサイクリング状態であり、ターゲット近傍のプラズマは密度が高く温度が低くなり、強い放射損失と粒子流の反転(ロールオーバー)を伴う。逆に SOL が中性粒子に対して透明で、リサイクリング流の大部分が閉じ込め領域まで達してから電離される場合は低リサイクリング状態と呼ばれる。

fig.3 Er measurements in JET L-mode plasmas for a wide range of densities—from the low-recycling regime up to the density limit (2025) · CC BY 4.0
Greenwald density fraction, total ion current to the outer target, electron temperature and floating potential at the strike-point measured with Langmuir probes as a function of edge line-averaged density for discharge #100166. The vertical dashed lines indicate the transition from low to high-recycling regime and the roll-over of the total ion current to the outer target. Data during a transient impurity event occurred around nedge ≈ 4 × 1019 m−3 has been removed.
図は、エッジの線平均密度を上げていった際のダイバータ状態の変化を示した測定結果である。グリーンワルド密度比、外側ターゲットへの全イオン電流、ストライク点での電子温度と浮遊電位が縦の破線で示した二つの転移点を境に変化しており、低リサイクリングから高リサイクリングへの遷移、さらにイオン電流のロールオーバー(デタッチメントへの移行)が見て取れる。電子温度は高密度側で数十 eV から 10 eV 以下へ下がり、浮遊電位の変化もこの転移と同期している。
高リサイクリング状態では、ターゲット面手前の薄い層で入射イオン流が中性化・再電離を繰り返すことで粒子流が増幅される。この増幅率は入射イオン流あたりのイオン流倍率として測定され、高リサイクリングでは 1 を大きく超える。一方、密度をさらに上げると放射冷却が進んでターゲット直前のプラズマが冷却され、イオン流が頭打ちから減少に転じる(ロールオーバー)。さらに進むとプラズマはターゲットから離れてデタッチド状態となり、熱負荷は下がるがリサイクリング流の電離位置がターゲットから遠ざかる。この低リサイクリングから高リサイクリング、デタッチメントへの遷移は、ダイバータの熱負荷制御と炉心密度制御の両面で運転設計の中心課題であり、SOL の上流密度とターゲット条件を結ぶ経験的関係式が数多く整備されてきた。また、ダイバータの磁気幾何もリサイクリングに効く。例えばヘリカル・アイランド型ダイバータや、リサイクリングを意図的に抑える低リサイクリング・ダイバータの概念では、中性粒子がポンプへ向かう経路と電離位置の分布が設計の鍵となる。
壁の水素インベントリ、壁処理、高温壁
リサイクリングの相手方となるのが壁に蓄積した水素リザーバである。入射した水素は壁材料の表層に注入・拡散して蓄積し(壁インベントリ)、その後の放出は壁温度と表面状態に強く依存する。長時間放電の実験では、放電開始後しばらくは壁が粒子を吸収し続けるが、壁が飽和すると吸収と放出が釣り合い、以降はリサイクリング流だけでプラズマ密度が維持されることが示されている。3 時間を超える長時間放電では、放電開始から約 30 分で壁の吸収・放出が大域的に平衡に達し、最大で 10²⁰ 個程度の水素が壁に蓄積したのち、真空容器全体の温度上昇とともに最後まで放出された。この例が示すように、壁インベントリは静的な貯めではなく、温度依存性の強い動的な源・シンクであり、定常運転では壁温度がリサイクリングを実質的に制御するパラメータとなる。
このため、壁温度を意図的に上げる高温壁の手法が重要になる。高温壁は壁内に蓄積した水素の拡散・再結合・脱離を促進し、壁インベントリを減らしてリサイクリングを速く飽和させる。大気プラズマ溶射タングステンとステンレスからなるプラズマ面壁を 393 K に制御した球状トカマクでの長時間(2 時間近い)完全非誘導放電では、高温壁が壁蓄積水素の低減とリサイクリングの促進に本質的な役割を果たし、堆積層と基板の間の水素輸送障壁を仮定した粒子収支模型が、壁温度が高いほど壁飽和が速くなるという観測結果をよく再現することが確認された。壁インベントリの制御は、将来の炉では三重水素の炉内滞留量を安全上の上限以下に保つという要求に直結する。
壁の表面状態もリサイクリングに強く影響する。真空容器のベーキングや放電クリーニングは、不純物(特に酸素)を除き、清浄で再現性のある真空環境を作る基礎手段である。さらにシリコンやリチウムによる壁コーティングは水素の再結合や保持特性を変え、リチウムコーティングは水素同位体比(H/(H+D))を数 % まで下げるほどの効果を示す。リチウムパウダーの実時間注入は、運転中にリサイクリング係数を動的に下げる新しい制御手段として開発された。これらの壁処理は、長パルス高閉込め運転において水素(プロトン)混入率とリサイクリングを同時に抑えるための組み合わせ手法として確立されつつある。
燃料供給効率と粒子収支
リサイクリングは燃料供給の効率を左右する。外部から供給された粒子が閉込めプラズマの一部になる確率は燃料供給効率と呼ばれ、ガス噴射では低く、ペレットや中性粒子入射では高い。リサイクリング流も同様に、再電離の位置が閉込め領域の内か外かでプラズマへの寄与が変わる。リミタ配置ではリサイクリング面が閉込めプラズマに直接接するためリサイクリングの燃料供給効率は高いが、ダイバータ配置ではターゲットが閉込め領域から遠く、リサイクリング流の多くが SOL やプライベート領域で電離してしまう。つまりダイバータ化は熱負荷を分散する一方、リサイクリングを「燃料」としての価値の低い循環に変える面を持つ。
大域的な粒子収支の観点からは、リサイクリング係数が 1 に近いほど、外部燃料供給をわずかに変えるだけでプラズマ密度が大きく応答する。密度制御の観点では、リサイクリングが強すぎる壁は「燃料供給系が壁に握られている」状態であり、密度の制御性を損なう。逆にリサイクリングを抑えた低リサイクリング運転では、密度を外部燃料供給で直接制御でき、長時間定常運転や高閉込めモードの維持に有利である。実際に、炉内クライオポンプによるダイバータ領域での排気強化が大域リサイクリング係数を 1.0 程度から 0.8 程度まで下げ、高出力運転で 10²⁰ から 10²¹ 原子/秒の排気速度を達成した例が報告されている。また、壁の吸収・放出の応答は定常と過渡で異なることにも注意が必要である。定常的なガス供給下では壁の有効粒子閉込め時間が放電の進行とともに数秒から数十秒へと伸びるのに対し、追加のガス噴射という動的擾乱に対する密度減衰時間は 0.2 から 0.3 秒程度に保たれる、という対比的な観測は、追加ガス噴射が壁ポンピングを強めて見かけのリサイクリング係数を下げるためと説明されている。粒子収支の解析は、干渉計で測る電子密度、ガス供給流量、Hα 等の光子流(電離の指標)を組み合わせて行われ、壁源をダイバータ ターゲット、バッフル、熱シールド、鋼板壁といった面ごとに分けて評価される。
リサイクリング制御と炉でのヘリウム排気
将来の燃焼プラズマ炉では、リサイクリングの物理は燃料の制御に加えてヘリウム「灰」の排気という形で直接現れる。D-T 反応で生じるヘリウムは炉心で生成され、これが蓄積すると燃料希釈によって燃焼が維持できなくなるため、定常状態では炉心での生成流が排気流と釣り合わなければならない。ヘリウムの排気効率は主にエッジの物理で決まり、(1) 分離面を横切る放射方向輸送、(2) SOL に沿ったダイバータ ターゲットへの輸送とターゲットでのリサイクリング、(3) サブダイバータ領域での中性気体の挙動とポンピング、という三つの過程が連鎖する。

fig.1 SOLPS-ITER modelling of helium transport, recycling and pumping at the ASDEX Upgrade tokamak (2025) · CC BY 4.0
Overview of processes and mechanisms determining helium exhaust in different regions in the edge of a tokamak, and sections of the text in which they are investigated. The input-output balance determines the He densities in the three relevant observable regions (core-edge interface, and the subdivertor recycling and pumping volumes). Blue colors describe ion regions/fluxes, while green colors describe neutrals regions/fluxes.
図は、トカマクエッジにおけるヘリウム排気を決める過程と領域の関係を整理した模式図である。炉心のイオン密度から分離面を通る粒子流、ダイバータ入口とターゲットへのイオン流、ターゲットでのリサイクリング、サブダイバータのリサイクリング領域とポンピング領域における中性密度、そして排気流へと至る流れの連鎖が、輸送(青)と中性粒子(緑)の領域に分けて描かれている。
ヘリウムの場合、リサイクリングの幾何が排気の成否を左右する。ターゲットで中性化されたヘリウム原子は、その電離平均自由行程と SOL の平行イオン流の釣り合いで、ポンプへ向かうか主室へ漏れるかが決まる。この効率を表す無次元量として、サブダイバータの中性ヘリウム密度とエッジのイオン密度の比で定義されるダイバータ圧縮比があり、これは輸送とリサイクリングの相互作用を表す比較的装置に依存しない量として、現有装置から炉への外挿に用いられる。一方、リサイクリング領域とポンピング領域の中性密度比は、サブダイバータの幾何とポンプ速度に強く支配される装置依存の量である。エッジ輸送コードによるシミュレーションはこれらの過程のほとんどを再現できるが、実験値との詳細な突き合わせからは、排気全体に影響しうる未解明の物理が残ることも指摘されている。
リサイクリング制御の観点からは、燃料(重水素)のリサイクリングは高く保ちつつ、排気すべき種(ヘリウム、不純物)については中性状態でポンプ領域へ効率よく導くという非対称な制御が理想となる。ヘリウムや不純物ガスのダイバータへの濃縮(enrichment)は、この観点から多機種のガスについて系統的に研究されており、リサイクリング係数が炉心のヘリウム閉込めに与える影響も炉設計の感度解析の対象となっている。壁処理、排気系、ダイバータ磁気幾何、そして運転中の壁温度制御を組み合わせてリサイクリングを能動的に操ることは、長パルス高性能運転の実証から炉の定常燃焼に至るまで、共通する運転上の要請である。
この解説が根拠にした論文から
- Investigation of hydrogen recycling in long-duration discharges and its modification with a hot wall in the spherical tokamak QUESTNuclear Fusion 2017
- Global particle balance and wall recycling properties of long duration discharges on TRIAM-1MNuclear Fusion 2004
- Control of hydrogen content and fuel recycling for long pulse high performance plasma operation in EASTNuclear Fusion 2019
- Analysis of hydrogen fueling, recycling, and confinement at Wendelstein 7-X via a single-reservoir particle balanceNuclear Fusion 2022
- Ballistic model of recycling of atomic and molecular hydrogen and its application to the ITER main chamberPlasma Physics and Controlled Fusion 2021
- Er measurements in JET L-mode plasmas for a wide range of densities—from the low-recycling regime up to the density limitNuclear Fusion 2025
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推移
研究の変遷
1970–19841本 · 0.04%
初期の開放端装置における研究
1970-1984年には、リサイクリングに関する論文は1本のみである。1982年の研究では、開放端装置における軸方向パワーフローに対するガスリサイクリングと二次電子放出の効果が調べられており、関連する共起主題はまだ見られない。
この時代の論文から
1985–199410本 · 0.18%
ダイバータ・スクレイプオフ層研究との結合
この時代、リサイクリングはダイバータスクレイプオフ層、不純物、周辺プラズマ輸送の研究と結びついて現れる。粒子シミュレーションや簡単なリサイクリングモデルと複雑なモデルの比較、ダイバータバイアスによるリサイクリングと不純物制御の改善などが報告されている。
この時代の論文から
- Particle simulations of collisional transport in a high recycling, diverted tokamak scrape-off layerNuclear Fusion 1990
- Divertor retention for recycling impuritiesNuclear Fusion 1992
- Comparison of a simple recycling model and a complex recycling model in edge plasma transport calculationsNuclear Fusion 1994
- Improvements in recycling and impurity control obtained by divertor biasingNuclear Fusion 1994
1995–200424本 · 0.24%
周辺輸送・長時間放電・Hモードとの関連深化
この時代には、Alcator C-ModやASDEX Upgradeでの周辺輸送と主チャンバーリサイクリングの関連、TRIAM-1Mでの長時間放電中のリサイクリングと壁ポンピング、JFT-2Mでの高リサイクリング定常Hモード端部などが報告される。トリチウム、ヘリウム、核融合発電プラントといった主題とも共起し、プラズマ対向機器や燃料供給の観点からも議論される。
同時に語られた主題トリチウム、スクレイプオフ層、ヘリウム、Hモード、核融合発電所、プラズマ対向機器
この時代の論文から
- Cross-field plasma transport and main-chamber recycling in diverted plasmas on Alcator C-ModNuclear Fusion 2000
- Edge transport and its interconnection with main chamber recycling in ASDEX UpgradeNuclear Fusion 2003
- Recycling and wall pumping in long duration discharges on TRIAM-1MNuclear Fusion 2002
- Observation of High Recycling Steady H-mode edge and compatibility with improved core confinement mode on JFT-2MNuclear Fusion 2003
2005–201425本 · 0.16%
リチウム・壁調整・定常運転との結びつき
この時代、リサイクリングはリチウム被覆やボロナイゼーションなどの壁調整、定常状態、ペデスタル、X点形状といった主題と共に現れる。NSTXでのX点形状とダイバータリサイクリングのL-H遷移依存性、EASTでのリチウム壁調整による高リサイクリングHモードなどが報告される。また、ARIESの廃棄物処分のような工学側面との関連もある。
同時に語られた主題リチウム、壁コンディショニング、定常状態、ペデスタル、不純物、X点
この時代の論文から
- Evaluation of disposal, recycling and clearance scenarios for managing ARIES radwaste after plant decommissioningNuclear Fusion 2007
- Dependence of the L–H transition on X-point geometry and divertor recycling on NSTXNuclear Fusion 2013
- The implications of high-Z first-wall materials on noble gas wall recyclingNuclear Fusion 2007
- Recycling behaviour during long pulse discharges after ICRF boronization in the HT-7 tokamakNuclear Fusion 2006
2015–202654本 · 0.22%
統合シミュレーション・長時間運転・燃焼プラズマへの展開
この時代では、QUESTやEASTでの長時間放電における水素リサイクリングの制御、JET-like配位での低リサイクリング燃焼プラズマの検討が進む。SOLPS-ITERを用いたダイバータ非対称性や高リサイクリング/部分デタッチメントの研究が行われる。リサイクリングは乱流輸送(ITG)とも関連づけられ、Wendelstein 7-XやLHDといったヘリカル装置でも研究されている。
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リチウム、不純物、ヘリウム、Hモード、周辺局在モード、SOLPS-ITER
この時代の論文から
- Investigation of hydrogen recycling in long-duration discharges and its modification with a hot wall in the spherical tokamak QUESTNuclear Fusion 2017
- Neutral recycling effects on ITG turbulenceNuclear Fusion 2017
- Control of hydrogen content and fuel recycling for long pulse high performance plasma operation in EASTNuclear Fusion 2019
- On a burning plasma low recycling regime with PDT = 23–26 MW, QDT = 5–7 in a JET-like tokamakNuclear 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73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、7本の論文(うち全文3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
