自然科学研究機構 核融合科学研究所
National Institutes of Natural Sciences (NINS)
National Institute for Fusion Science (NIFS)

平成１９年度 外部評価報告書
Peer Review Reports in FY2007

２００８年３月
March, 2008

核融合科学研究所 運営会議外部評価委員会
NIFS Administrative Council External Peer Review Committee

目

次

第１章

経緯と目的 ･･････････････････････････････････････････････････ 1

第２章

大型ヘリカル装置（LHD）研究に関する評価 ････････････････････ 5
２．１ LHD研究の経緯とこれまでの活動状況
２．２ 項目別の評価
２．３ 評価のまとめと提言

第３章

シミュレーション研究に関する評価 ･･･････････････････････････ 31
３．１ シミュレーション研究の経緯とこれまでの活動状況
３．２ 項目別の評価
３．３ 評価のまとめと提言

第４章

おわりに ･･･････････････････････････････････････････････････ 57

添付資料１
添付資料２
添付資料３
添付資料４

核融合科学研究所運営会議外部評価委員会規則
平成19年度 核融合科学研究所運営会議外部評価委員会委員名簿
平成19年度 核融合科学研究所運営会議外部評価委員会日程
外国人評価委員評価書

資料編
１．核融合科学研究所活動概要
２．「大型ヘリカル装置（LHD）研究」成果報告書（平成16～19年度）
付録：外部評価委員会LHD専門部会からの質問に対する回答
３．「シミュレーション研究」成果報告書（平成16～19年度）

第１章

経緯と目的

大学共同利用機関法人 自然科学研究機構 核融合科学研究所（NIFS）では、わが国における核融合研究の中枢機関として、「制御熱核融合の実現を目指した核融合科学とその基礎となるプラズマ物理学、炉工学などにおいて、学術的体系化をはかり、世界に先駆けた成果を挙げる」ことを中期計画に掲げ、研究活動が展開されている（資料編参照）。中期計画においては、さらに教育研究等の質の向上を目指し「各専門分
野において国内の外部委員を含む委員会で自己点検を行い、国際的に第一線で活躍す
る著名な研究者による評価に基づいて研究水準・成果の検証を行う。」と謳われている。これに対応して、NIFSでは平成16年度の研究機構発足にともない運営会議のもとに外部評価委員会を設置した（外部評価委員会規則（添付資料１）、委員の構成（添付資料２））。外部評価委員会は、NIFSが世界の研究拠点としての役割を果たしている現状に鑑み、日本の核融合研究において指導的立場にある所外の日本人研究者19名に4名の著名な外国人研究者を加え、総計23名の研究者で構成されている。
評価の対象は研究活動から共同研究体制や組織など多岐にわたるが、外部評価委員
会は平成16年度よりそれぞれ下記を対象とした外部評価を行ってきた。
平成16年度：「大型ヘリカル装置（LHD）研究」及び「シミュレーション研究」
平成17年度：「共同利用・共同研究」、「炉工学研究センター」及び「安全管理センター」
平成18年度：「国際共同研究」、「連携研究推進センター」及び「技術部」
本年度は平成22年度からの第2期中期計画の策定に向けて今期における活動状況を中間評価する重要な年度であると捉え、NIFSの研究の二本柱である「大型ヘリカル装置（LHD）研究」及び「シミュレーション研究」を再び評価することとした。評価に当たっては、それぞれに対応して大型ヘリカル装置（LHD）研究専門部会及びシミュ
レーション研究専門部会を設け、評価作業を行うこととした。外部評価委員会の委員
長、副委員長、各専門部会の部会長は、運営会議において決定された。また、学際性を配慮し、各専門部会には自然科学研究機構の他研究所からそれぞれ2名の専門委員を加えて評価作業を行った。
本外部評価の目的は、法人化後の研究活動（平成16～19年度）と今後の方向性について関連する研究分野の所外研究者によって評価することにより、共同利用機関であるNIFSにおける研究・業務の一層の充実と発展を促すことである。今回の評価では、
平成16年度に行われた外部評価委員会の評価結果に対し、NIFSがどのように対応してきたかも含め評価することとした。
評価結果については、運営会議にその報告書を提出し、運営会議において承認後、核融合科学研究所長から自然科学研究機構長に提出されることになる。その後、機構の教育研究評議会及び経営協議会に提出され、承認を受けた後、文部科学省に提出する自然科学研究機構年度計画（平成19年度）実績報告書の参考資料となる。また、本1

報告書は印刷物やWEBホームページとして公開を予定している。
平成19年7月26日に開催した第1回の外部評価委員会及び各専門部会において、まず、
本年度の外部評価の進め方について協議し、それぞれの評価対象に対してⅠ．及びⅡ．
に記した評価の観点及び具体的な評価項目を決定した。第2回の外部評価委員会（平成19年12月1日）では、研究所の担当者からこの評価の観点及び評価項目を踏まえたビューグラフや活動報告書などの資料（資料編参照）を用いての詳しい説明を受け、質疑応答が行われた。その後は、各専門部会においてそれぞれ個別に1～2回の部会を開催し、研究所との更なる質疑応答も含め外部評価委員会で定めた評価の観点と項目に沿った評価作業とその取りまとめを行った。専門部会での評価案が出揃った段階で第3回の外部評価委員会（平成20年2月22日）を開催し、最終報告書を取りまとめた。
外部評価委員会及び各専門部会の日程を添付資料３に示した。
本報告書は、第１章 経緯と目的、第２章 大型ヘリカル装置（LHD）研究に関する評価、第３章 シミュレーション研究に関する評価、第４章 おわりに の4章で構成されている。なお、外国人評価委員からの評価レポートは、ご本人の許諾を得て添付資料４としてそのまま掲載させていただいた。
Ⅰ．大型ヘリカル装置（LHD）研究に関する外部評価の観点
下記外部評価の観点は、大学共同利用機関法人自然科学研究機構の定める中期計画において、大学共同利用機関核融合科学研究所が責任を有するLHD研究の評価に必要不可欠なものから成っており、達成度評価及び研究水準の評価を基本とする。
［１］～［４］は、中期計画に記載されている事項で、［５］［６］は、関連したものとなっている。
［１］ 核融合エネルギーの実現を目指した核融合科学とその基盤となるプラズマ物
理学、炉工学などにおいて、下記事項を達成することなどにより、学術的体系化を図り、世界に先駆けた成果を上げることができたか。
（１） 核融合炉心プラズマを見通すことを目指して、プラズマの高性能化を図ることができたか。
（２） 環状プラズマの総合的理解と核融合炉心プラズマの実現に向けた学術研究を進めることができたか。
［２］ ［１］を遂行するにあたり、下記事項を実施することができたか。
（１） 加熱機器及び計測機器の整備・増強、装置の改良を進めることができたか。
（２） プラズマの高性能化に必要となる物理機構の解明などを、研究所や大学・附置研究所・センターの装置・設備を有機的に活用し、双方向型共同研
究として進めることができたか。
［３］ 核融合分野以外の研究者をも含めた幅広い分野からのより一層の参画を得て共同利用・共同研究を適切に進められたか。そのために環境を整備することができたか、また、大学の研究発展にも寄与できたか。

2

［４］ COE としての役割を果たすことができたか、さらに、国際的な連携研究・貢献などにより、国際的にも COE としての役割を果たすことができたか。
［５］ 他分野へも発信できる学術発信拠点となりえたか。
［６］ 国際的に活躍できる人材の養成を行えたか。
［７］ 今後の研究計画は適切か。特に、所期の目標値達成に向けた中長期の展望を見据えたものとなっているか。
［８］ 上記観点に挙げられているものを除き、平成 16 年度の外部評価で指摘された事項について適切に対応したか。
（１） テーマの設定やその進め方は適切であったか。特に、実験に関しては、所員及び共同研究者の意見を聞き、より良いシステムに成長させることができたか。また、ITER への寄与が明確なテーマを選択したか。（注 ITER：
日、欧、米、露、中、韓、印の国際協力により建設が始まった国際熱核融合
実験炉）（２） 理論・データ解析に関しては、理論・シミュレーションとの連携を強めることにより、総合力をアップできたか。更に、トカマクとの連携を強化することにより、我が国における環状プラズマの理論研究の中核となり得たか。
（３） 計測機器の開発は、ITER にも適用可能な先進計測機器も視野に入れ、所内外の研究者と連携してチャレンジできたか。
Ⅱ．シミュレーション研究に関する外部評価の観点
下記外部評価の観点は、大学共同利用機関法人自然科学研究機構の定める中期計画において、大学共同利用機関核融合科学研究所が推進するシミュレーション研究の評
価に必要不可欠なものから成っており、達成度評価及び研究水準の評価を基本とする。
［１］～［４］は、中期計画に記載されている事項で、［５］［６］は、関連したものとなっている。
［１］ シミュレーション研究を進めることによって、核融合プラズマ閉じ込めの物
理機構解明及びその体系化、更に核融合研究を支える基礎研究としての複雑性の科学の探求等において、世界に先駆けた学術的進展があったか。
［２］ ［１］を遂行するにあたり、下記事項を実施することができたか。
（１） 組織改編により、集約的研究成果を生み出し柔軟かつ有機的な運営が可
能な研究基盤が整備されたか。
［３］ 大学共同利用機関法人として、大型シミュレーション研究用解析装置（プラズマシミュレータ）等を活用した大学等との共同研究及び連携を積極的に推進し、シミュレーション研究の展開に貢献できたか。
［４］ COEとしての役割を果たすことができたか、さらに、国際的な連携研究・貢献などにより、国際的にもCOEとしての役割を果たすことができたか。
［５］ 自然科学研究機構内分野間連携等を通し、他分野へ発信できる学術発信拠点となり得たか。

3［６］ 国際的に活躍できる人材の養成を行えたか。
［７］ 今後の研究計画は適切か。特に、中長期的な展望を見据えたものとなっているか。
［８］ 上記観点に上げられているものを除き、平成16年度外部評価及び平成17年度
組織検討委員会において指摘された事項について適切に対応したか。
（１） LHD・磁場閉じ込めプラズマ、レーザー核融合プラズマ、複雑性プラズ
マの各プロジェクトによるテーマ設定、研究の進め方は適切か。
（２） ITER及びBAへの寄与が明確な研究テーマを設定し、体制を準備しているか。（注 BA：日・欧州原子力共同体による「核融合の将来への幅広いア
プローチ協定」）（３） 研究及び計算機環境の進展を配慮し、共同利用の観点を踏まえつつ、大型シミュレーション研究用解析装置の構成を検討し、運用計画を立案しているか。
（４） 可視化やバーチャルリアリティシステムの成果を公表・発信し、成果の幅広い波及、連携研究に努めているか。

4

第２章

大型ヘリカル装置（LHD）研究に関する評価

２．１節では LHD 研究の経緯とこれまでの活動状況について述べる。２．２節では LHD 研究における研究成果と関連した共同研究活動について、第１章で掲げられた項目に従って、各委員から示された評価を集約して記述する。２．３節では評価のまとめと提言を記す。
２．１

LHD 研究の経緯とこれまでの活動状況

LHD 計画は、わが国独自の開発の歴史を持つヘリオトロン磁場を用いた世界最大の超伝導ヘリカル装置を建設し、定常運転核融合プラズマの閉じ込め方式の研究を行い、ヘリカル方式による炉心プラズマのための重要な物理的、工学的研究課題を解明することを目的としてスタートした。この計画は核融合エネルギーの実現を目指した
核融合科学とその基盤となるプラズマ物理学、炉工学などにおいて学術的体系化を図り世界に先駆けた成果を上げることを目指しているが、その重点研究課題は、LHDの設計時に課された「高温・高密度・長時間プラズマを発生し、炉心プラズマに外挿し得る輸送の研究を広範に行う」、「炉心プラズマに必要な平均ベータ値 5%以上の高いベータプラズマを実現し、関連する物理を調べる」、「ダイバータを設置して、無電流プラズマの長パルス実験を行い、定常運転に必要な基礎資料を得る」等である。これらは平成 9 年度に実験が開始され、研究の進展が図られた現在も、成果の評価を行うに当たって基本とすべきものとなっている。
平成 16 年 4 月より大学共同利用機関が法人化されたことに伴い、核融合科学研究所（NIFS）も大学共同利用機関法人自然科学研究機構の一員として中期計画を策定することとなったが、その内容は、平成 14 年度に核融合科学研究所運営協議員会の下に設置された将来計画検討小委員会の報告書（平成 15 年 2 月 5 日の第 60 回核融合科学研究所運営協議員会で承認）、この将来計画を実行するため核融合科学研究所運営
協議員会の下に設けられた中期方策検討ワーキンググループが答申した具体案（平成15 年 3 月 10 日の 61 回核融合科学研究所運営協議員会で承認）及び科学技術・学術審
議会、学術分科会、基本問題特別委員会のもとに設けられた核融合研究ワーキンググ
ループの報告書（平成 15 年 1 月 8 日）を基に作成されている。中期計画は、前述した LHD 計画スタート時の重点研究課題を推進するための施策であり、研究目的に変化はないが、共同研究を柱にした研究推進の姿勢がより強く打ち出された。この具体的な現れの一つが双方向型共同研究の創設である。プラズマの高性能化に必要となる物理機構の解明などを、大学付置研究所・センターの装置・設備を有機的に活用する
ことにより効率的に進め、NIFS を含む大学に於ける核融合研究を発展させることを目的としている。筑波大学プラズマ研究センター、京都大学エネルギー理工学研究所
附属エネルギー複合機構研究センター、大阪大学レーザーエネルギー学研究センター、

5九州大学応用力学研究所高温プラズマ力学研究センターの 4 つのセンターとの双方向型共同研究が進行中である。京都大学では閉じ込め改善モードとヘリカル磁場配位の構造との関係を実験的・理論的に解明する共同研究が進展している。九州大学では、
高温プラズマの定常化とプラズマ壁相互作用研究並びに球状トーラス型定常実験装置を用いる共同研究計画が進展している。筑波大学ではプラズマ閉じ込め改善の機構解明並びにジャイロトロンについての双方向の共同研究･研究協力が着実に進んでいる。これらの成果は LHD 研究の目標の 1 つである環状プラズマの総合的理解を深めるものとなっている。また大阪大学ではレーザーによる高速点火研究及び関連する超高密度プラズマの物理解明が進展している。更に、これらの 4 つのセンターをサブコアとした共同研究の輪が広がっている。
LHD は、平成 9 年度の実験開始後、付帯する設備が順次、整備され、共同研究に供されている。実験計画の策定に当たっては、研究者の自由な発想に基づく研究に対する機会を最大化し、かつその実施を円滑にするための仕組みを工夫してきており、多様な成果が生まれる環境を整える努力を共同研究の枠組みの中で重ねている。このような、ボトムアップ的な研究アプローチを生かしつつ、上述の目標を志向するプロ
グラム的なアプローチと整合した実験計画の策定がなされている。また、所内外の共同研究者の意見が LHD 実験に反映され、透明性が増すとともに、例えば、LHD 実験に容易に参画できるよう、LHD 実験の策定・運用等を行っている LHD 実験会議の仕組みにも、所外の研究者を加える等の工夫がなされている。また、これらが透明性を確保して行われるよう最新の情報提供に努めている。
平成 16 年 4 月の法人化後、研究所の研究組織が満たすべき要件は、中期計画を確実に遂行できることとされた。また、上述の核融合ワーキンググループの報告に対応できる研究組織であることが必要不可欠となった。このため、第 63 回運営協議員会に設置された、「平成 16 年 4 月に設置される自然科学研究機構核融合科学研究所の組織」について検討するための組織検討小委員会では、これらの要件を満たす研究組織について議論が行われ、組織検討小委員会から答申された新組織案が第 66 回運営協議員会で承認された。これを受け、平成 16 年 4 月の法人化にともなって大型ヘリカ
ル研究部の改組が行われ、上述の要件を満たす研究組織が誕生した。この研究組織は、改組の趣旨に沿って、LHD 建設期の担当ハードウェアに応じた構成から、研究テーマに則したものに改組されている。また、この研究組織では、予算の執行においても、重点化、効率化、透明性がさらに図られ、核融合研究ワーキンググループの報告の精神に則って、LHD 計画の効率的推進が行われている。
このような LHD 研究のハード・ソフト両面での研究推進体制の整備のもとに、LHDのプラズマ実験は、順調に進展し、重点研究課題について多くの発展と新しい知見が得られるなど、核融合炉を目指したプラズマの閉じ込め研究として多くの注目すべき成果が得られた。
（１） LHD において生成保持されるプラズマの特性は当初の予想に沿ったもの、もしくはそれ以上であることが明らかになり、現在、それぞれの特徴的なプ6

ラズマ生成運転において、超高密度プラズマの生成（1.1x1021 m-3）
、高ベータ
プラズマの生成 (β 値 5%）、長時間プラズマの維持（54 min）、高イオン温度
プラズマの生成（6.8 keV）及び高電子温度プラズマの生成（10 keV）等が達成されるに至った。
（２） これらの達成されたプラズマパラメータの量的な拡大が、超高密度プラズ
マを実現する粒子拡散障壁の発見や、高イオン温度プラズマ生成に伴う不純物ホールの発見などによって、結果として LHD プラズマの新たな魅力を喚起
し、LHD プラズマの質的向上へ転換していく優れた契機となっていくものと期待される。
（３） また、超伝導コイルのサブクール化、NBI/ICRF/ECH 等の加熱技術の進展及びプラズマ計測の高精度化が図られた。
これらの LHD 研究の成果は、共同研究活動として、所内外の共同研究者による学術論文や国際会議での発表という形で現れており、国内外の COE として NIFS の貢献度を示す上で大きな指標となっている。
また、NIFS は、各国の研究機関との協定締結による研究連携や国際協定の執行機関としての役割も果たしている。LHD を用いた最先端の研究現場に於ける学生の教育と研究指導も、総合研究大学院大学の基盤研究機関として、また名古屋大学大学院、
北海道大学大学院、富山大学大学院との連携大学院として実施している。さらに、特別共同利用研究員の受け入れ機関としても学生の教育と研究指導を積極的に行っている。
NIFS では、現在の水素プラズマによる LHD 実験の成果の大きな進展に伴い、今後、
重水素プラズマによる実験に進むことを計画している。重水素を用いれば、より高性能なプラズマを生成することができるため、炉心プラズマへの外挿性の精度を高めた実験が可能になる。重水素の同位体効果による閉じ込めの改善、閉ダイバータによる排気効率の向上、加熱装置の増強と改良による加熱パワーの増強等がプラズマの高性能化に寄与すると期待されている。これにより LHD プラズマの最終目標値（プラズ
マ密度 2x1019m-3 での高電子温度 10 keV、高イオン温度 10 keV、磁場強度 1-2 T での β値 5%、加熱入力 3 MW での長時間プラズマ維持 1 hr.）の達成が可能となる。LHD 計
画の所期の目標として設定されていた重水素実験に関する具体的な実施計画については、自然科学研究機構核融合科学研究所運営会議の下に設置された LHD における重水素実験計画検討小委員会において審議され、第 14 回運営会議（平成 19 年 5 月 18日開催）で承認されている。LHD の次期中期計画は、この重水素実験計画を基に作成される予定になっている。また、この計画により共同研究の幅がさらに拡がると期待される。
大型ヘリカル研究部は、理論・シミュレーション研究センターとともに、平成16年
度の研究成果を対象に運営会議の第1回の外部評価を受けている。この時の大型ヘリカル研究部の評価対象は、LHD、コンパクトヘリカルシステム（CHS）、理論・デー
タ解析、炉システム・応用技術の研究成果であった。大型ヘリカル研究部は、この評

7

価結果、指摘事項を真摯に受け止め、研究、教育等の活動を進めてきている。来年度、中期計画全体の評価を受けるにあたり、この平成16年度を含む、中期計画開始後の4年間の研究活動等の進展を評価することとなったが、評価項目には、平成16年度の指摘事項も含んでいる。

8

２．２

項目別の評価［１］ 核融合エネルギーの実現を目指した核融合科学とその基盤となるプラズマ物
理学、炉工学などにおいて、下記事項を達成することなどにより、学術的体系化を図り、世界に先駆けた成果を上げることができたか。
By achieving things written below, did we succeed in a academic systematization andalso produce outstanding results that led the world in the field of nuclear fusion science aswell as in the fields like plasma physics and fusion engineering that are the basis of
nuclear fusion science to actualize the fusion energy?

（１） 核融合炉心プラズマを見通すことを目指して、プラズマの高性能化を図ることができたか。
Did we succeed in enhancing the plasma performance to see through the nuclear fusion
core plasmas?

LHD では、設計時において 5 つの重点研究課題に応えるために必要とされているプラズマ性能の目標が設定されている。これらの目標に対して世界に先駆けた成果を着実に上げていることは高く評価できる。（６名）
NBI の増強、ペレット入射により超高密度プラズマを実現し、プラズマ性能を大きく向上させた。この結果はヘリカル型核融合炉の実現に向けた大きな飛躍である。今後、超高密度とともにヘリカルリップル・ロスが少ない磁場配位を適用す
るなら実証炉への展望が高まる。プラズマパーフォーマンス及び学術の両面から、高く評価できる。（２名）
超高密度プラズマの生成（1.1x1021 m-3）、β 値（5%）、長時間プラズマの維持（54min）、中心イオン温度（6.8 keV）及び中心電子温度（10 keV）を達成したことは評価に値する。（２名）
核融合三重積、電子温度、イオン温度、ベータ値ともに着実に増大している。これらは加熱機器の整備と閉じ込め物理の理解の両面の努力の結果であり、高く評価できる。また、ローカルアイランドダイバータによる周辺排気とペレット入射装置の整備の結果である高密度の達成は、LHD の今後の方向性の観点からも重要な成果である。（２名）
能動的な粒子制御により、内部拡散輸送障壁（IDB）を発見し、高密度（1.1x1021m-3）／高圧力（150kPa）のプラズマ生成に成功していることは、優れた成果として高く評価できる。（２名）
粒子拡散障壁（IDB）、電子熱拡散障壁の形成等、大きな成果があった。これらを
炉心プラズマ実現へむけて具体的に戦略として位置づけ、今後の展望を明らかにしていくことを希望する。（２名）
特に超高密度の達成は、ヘリカル炉に対する新しいアプローチを提示するもので興味深い。今後、重水素実験の開始により、更なる高性能化が期待される。
（１名）
長時間実証実験では、定常プラズマの維持に成功しており目的は達成されつつあ9

るが、加熱パワーは 500kW でとどまっている。さらなる高性能化に向けて、今後の改善策と目標の 3MW での定常運転のシナリオが必要であろう。（１名）
所定の加熱電力による長時間放電の目標達成は物理以外の技術的要素による制約も強い。加熱機器の合理的な整備計画のもと、目標を達成していただきたい。
（１名）
During 2004-2007 review period of Mid-Term Plan, the LHD Research Program
succeeded to achieve outstanding experimental results of enhancing plasma performance.
Especially, demonstrated experimental results such as Super Dense Core Plasma with
Internal Diffusion Barrier, Extension of High-beta Regime, Steady-state Operation andExtension of High-Ion Temperature Regime, showed the LHD Plasma Performanceexceed initial target of Mid-Term Goals.（３名）
Up to now, however, peak performance is achieved only in distinctively different
discharge scenarios. Recommendation: The further development of the device and thescientific program should try to integrate the different scenarios associated with the above
peak performance values. Only an integrated high-performance discharge scenario will beable to pave the way to fusion power. （１名）
（２） 環状プラズマの総合的理解と核融合炉心プラズマの実現に向けた学術研究を進めることができたか。
Did we properly carry out the academic scientific research for the comprehensive
understanding of torus plasmas and the actualization of nuclear fusion core plasmas?

高ベータプラズマを実現する過程での MHD 研究や Zonal Flow の研究は、環状プ
ラズマの総合的理解と炉心プラズマの実現に向けた学術研究として世界でも注目されており、優れた成果として高く評価できる。（４名）
圧力駆動型 MHD 研究、熱・粒子輸送の物理、閉じ込め改善についての実験と理論・データ解析の進展は、トカマクとの対比を考慮しながら進められ、環状プラ
ズマの総合的理解に向けての貢献も大きく、高く評価できる。（２名）
ここ 2～3 年の研究の進展には眼を見張るものがある。例えば、ITB を生成するための条件を見出し、高密度／高圧力のプラズマを安定に閉じ込めることに成功したこと、トカマクには無い現象として不純物ホールを見出したことなど高く評価できる。特に後者はヘリカル炉への道を開く可能性秘めた現象であり、更なる研究の進展を期待している。（１名）
大いに進展させることができた。ただし、環状プラズマの総合的理解は容易なことではなく、まだまだ道のりは長いことと考えられる。（１名）
ヘリカルリップルによる拡散が電場形成や新古典輸送において果たす役割がより明確となり、トカマクとの比較においておおきな進展があった。今後、トカマクにより具体的な貢献ができることを希望する。（１名）
超高密度放電の成功により、核融合炉の炉心プラズマの実現の期待が高まった。

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また、閉じ込めにおける径電場の効果、粒子ロスのメカニズム等、トロイダルプ
ラズマの総合的理解に貢献する学術成果を蓄積している。今後、計画している重水素放電では、閉ダイバータを用いてリサイクリング制御して閉じ込め研究を行うので、トカマクの H モードとの比較もできるようになる。閉じ込めの学術研究が促進されよう。これらの点から高く評価できる。（１名）
達成された数値のみならず、炉内物理パラメータの精確な計測がなされており、学術的基礎力を感じる。（１名）
熱輸送や ITB の構造等でトカマクとの比較･検討が着実に進んでいる。（１名）
Impurity hole の発見は興味深い。トカマクとの違い等を明確にして、環状プラズ
マでの不純物輸送の機構解明に結びつけることを期待する。（１名）
ヘリカルはトカマクとの類似性も見られるが、他方、不純物がコアプラズマの外に排出されるヘリカルと内側に閉じこめられるトカマクの差異も見出され始めている。これらの類似性や差異を追求することは、メカニズム究明に重要な役割を演ずるものと思料される。（１名）
定常プラズマ保持の研究も精力的に行われているが、不純物によりプラズマが崩壊することへの一層の対応が望まれる。（１名）
周辺プラズマの物理について理論・データ解析が若干弱いように見受けられるので、今後の強化を期待したい。（１名）「大型ヘリカル装置（LHD）研究」成果報告書（平成 16 年度～19 年度）（案）」によると、「炉心プラズマの実現に向けた学術研究」が物理テーマ実験として位置づけられている。物理テーマ実験で多くの成果が上がっていることは間違いない
が、各実験テーマを進める研究者は「炉心プラズマの実現に向けた学術研究」をどの程度意識しているか。また、高密度側からの自己点火領域へのアプローチを進めるのであれば、「環状プラズマの総合的理解」のための研究を組織的に進めつ
つ、トカマクとの違いの明確化が今後重要になると思われる。（１名）
ヘリカル磁場最適化の観点から、立体磁気軸ヘリカル系のヘリオトロン J 等との双方向型共同研究を推進し、LHD 以降の次期計画（ヘリカル型ニューメリカル・
テストリアクターを含む）への展望を切り開く必要がある。SDC を念頭に置いた
ヘリカル型核融合炉設計の新たなシナリオ構築の研究展開に期待したい。（１名）
One of the outstanding recent experimental highlights on LHD was the discovery of theinternal diffusion barrier. This has led to a breakthrough in super-high density
performance. The results have been sufficiently encouraging to warrant studies of ahelical fusion reactor based on this concept. Other recent LHD experimental highlights
have been the discovery of an impurity hole in the center of the plasma and theobservation of strong toroidal rotation (coincident with high ion temperature). Important
theoretical and experimental work (with international collaboration) on understanding
turbulent transport with zonal flows was carried out in LHD.（３名）

11

［２］ ［１］を遂行するにあたり、下記事項を実施することができたか。
To carry out the perspective [1], did we perform the following?

（１） 加熱機器及び計測機器の整備・増強、装置の改良を進めることができたか。
Did we properly carry out the maintenance and intensification of heating devices aswell as diagnostic devices and the improvement of devices?

低エネルギー垂直 NBI の開発に集中的な投資が行われ、高い中心イオン温度の達成や不純物ホールの発見に繋がった。適切な研究計画とそれを期待通りに実現した研究・開発の成果であり、高く評価できる。定常射出可能な連続ペレット入射装置が開発され、高密度／高閉じ込め放電の長時間維持実験を可能にした。環状プラズマの総合的理解と核融合炉心プラズマの実現に向けた学術研究を支える工学として高く評価できる。（５名）
LHD の高い研究成果の背景には、トムソン散乱装置や炭酸ガスレーザー干渉計等の基幹的計測器の高性能化・ルーチン的計測の努力とともに、荷電交換分光計測装置など先進的な計測器の整備があることも評価すべきである。加えて、炭酸ガ
スレーザーを用いたイメージング干渉計は今後重要な物理的知見をもたらすと期待できる。（１名）
NBI の改良、特にマルチ･スロット･グラウンド･グリッド等の改造により、着実な（１
進展が見られ、Ti の増大に加え 値も増大し、5％に至った事は特筆に値する。
名）
加熱機器に関しては、特に NBI の入射電力の著しい向上、ICRF 及び ECRH の長時間放電達成への寄与が評価される。また、ペレット入射による高密度放電の達成は LHD の運転パラメータ拡大に対する大きな寄与である。（１名）
プラズマ計測技術を高めてプラズマ挙動の解明に寄与している。加熱においても、ビームの入射方向依存性を明らかにしており、優れた成果を挙げている。今後、予定されている重水素実験における加熱系の増強や整備は適切であり、学術研究の推進に寄与するとみなせる。これらの点から評価できる。（１名）
加熱機器として垂直入射低エネルギーNBI が導入され、高精度荷電交換分光計測を可能とした。また、計測機器としては炭酸ガスレーザーを用いたイメージング
干渉計を開発、及び粒子輸送を計測するためのトレーサー内蔵ペレット法を開発したことは評価できる。（３名）
垂直入射低エネルギーNBI の導入は予想通りの成果を挙げ、負イオン方式 NBI の改良は入射パワー増大に、ICRF アンテナの改良は定常化運転に繋がっており評価できる。（１名）
今後もプラズマ性能を向上させるために必要な加熱機器の増強と学術研究を推進するための計測機器の開発が必要であろう。（１名）
専門外のため、客観的評価はできないが、核融合の扱う高温を考えると各種計測器の性能には驚くべきものがある。（１名）
During Mid-Term period, the P-NBI system construction and operation contributed very

12much to achieve core plasma performance enhancement, also the ECH Gyrotron
development and ICRH Antenna improvement contributed to enhance understanding of
toroidal plasmas.
It is also worth to mention the successful installation and operationof Charge Exchange Recombination Spectroscopy systems to measure ion temperatureaccurately and demonstrate understanding of high ion-temperature modes resulting todiscovery of improved modes.（３名）
The necessary detailed design work for a closed helical divertor should be in the focus ofdevice enhancement, since a (non-local) divertor solution with acceptable heat load isabsolutely inevitable for a future fusion power plant based on the stellarator principle.
（１名）（２） プラズマの高性能化に必要となる物理機構の解明などを、研究所や大学・附置研究所・センターの装置・設備を有機的に活用し、双方向型共同研究として進めることができたか。
Did we properly carry out the research to elucidate the physical organization necessary
to improve the plasma performance as a bilateral collaborative research by organicallyutilizing devices and equipments of various research institutes, universities, university
research institutes, and research centers?

双方向型共同研究の枠組み創設により、大学共同利用研究所としての NIFS 以外の拠点的施設や大学で蓄積されてきた学術的知見・研究設備がより広く活用できるようになった。各拠点の研究成果がプラズマの高性能化のために必要な物理機構の理解に寄与している点や、逆に大学・附置研究所・センターの研究に貢献している点など、双方向型共同研究は有効に機能しており、その意義は高く評価される。（３名）双方向型共同研究のシステムを活用し、外部に出向いての幅広い研究が行われており、成果を挙げている。今後は、研究内容のさらなる向上と有機的な活用を確
実な成果に結びつけるための工夫が必要であろう。更なる取り組みを期待したい。
（２名）
NIFS は、国内プラズマ物理、核融合工学のメッカとして十分中心的な役割を果たしている。（１名）
双方向型共同研究として、極めて活発に進めることができた。ただし、物理機構の解明等は容易なことではなく、まだまだ研究すべき課題は多いと考えられる。
（１名）
ECH 関連では筑波大とのジャイロトロンについての双方向の共同研究･研究協力が着実に進んでいる。（１名）
双方向型研究において、トロイダルプラズマの総合的理解に貢献すると見做せる
球状トカマクも計画されている。研究内容と成果の質が向上した。センターの装置の活用に加え、特に人的交流が促進され、このような成果が生まれたとみなせ13

る。これらの点から評価できる。今後、重要となる核融合学術研究へ適宜シフトしていくなら、双方向型共同研究の重要性が高まる。（１名）
計測の分野で有機的な活動ができた。（１名）
10 年後の ITER 実験への人的貢献を視野に入れるとき、大学におけるプラズマ教
育・人材養成の強化のために、双方向型共同研究の発展は不可欠な要素となっている。全国のセンターにおける中型プラズマ実験装置の充実・活性化を図り、最先端の研究現場において、優秀なプラズマ研究者の養成を急がなければならない。
（１名）
国内の 4 箇所の研究機関との双方向型共同研究を着実に推進している点は評価できる。但し、これらの研究機関は何れもプラズマ研究が主であり、核融合炉の実現を目指す研究開発には炉工学を主体とする研究機関との双方向型共同研究も必須であり、本共同研究の更なる総合的な展開が不可欠である。（１名）
双方向は目に見えるものになっているケースが少ないと思われる。（１名）
For efficiently executing program by utilizing domestic institutions’ capacity, the LHD
Research Program executed extensive collaboration programs with a few different
schemes such as LHD Program Collaboration, Bilateral Coordinated Collaboration, andGeneral Collaboration Research. It is well organized with more than 157 Facilities withmore than 1,300 experts in nationwide network. Many examples of collaborative research
output were explained during review meeting that showed successfully executed program
performance.（２名）
Partly yes: It is not at all straightforward to define topics of relevance for LHD that canbe directly addressed on other devices in universities and other research institutions. A
good example is the H-mode research done on Heliotron J at Kyoto-university. Perhaps
more could be done in the area of turbulence research, e.g. with linear laboratory devices
like the one in Kyushu-university, where already collaborative work on plasma-wallinteraction is done. Another positive example is the gyrotron development at
Tsukuba-university, which allows the Japanese academia to maintain and to expand theknow-how in this field. In any case, LHD greatly benefits from the broad and healthy
academic environment provided by the Japanese universities involved in LHD operation.
（１名）［３］ 核融合分野以外の研究者をも含めた幅広い分野からのより一層の参画を得て共同利用・共同研究を適切に進められたか。そのために環境を整備することができたか、また、大学の研究発展にも寄与できたか。
Did we properly carry out the inter-operation and collaborative research by obtaining
more active participation from various research fields including the participation of thoseresearchers who study subjects other than nuclear fusion? Accordingly, did we
successfully prepare the environment? Also, did we successfully contribute to the researchdevelopment of universities?

14一般共同研究、LHD 計画共同研究に双方向型共同研究が加わり、様々なタイプの共同研究に対応できるシステムが整備された。これは核融合分野が他の分野に先駆けて取り組んだものであり、NIFS と核融合研究コミュニティの一致協力した努
力の成果として高く評価できる。共同利用・共同研究の申請は年々増え続けており、核融合研究の大きな支えとなっている。その機会が徐々に減少しつつある大学における基礎研究に果たす役割は大きく、高く評価できる。（５名）
双方向型共同研究の展開により、全国の大学におけるプラズマ教育の充実・活性化のための環境整備を実現することができ、センターを含めた大学の研究の発展に大きく寄与していることを、高く評価する。（２名）
双方向型共同研究や LHD 計画共同研究の一部では、大学における研究の自主性の確保と人材教育に非常に貢献していることは高く評価できる。（１名）
ユーザーズオフィスの設置、核融合科学アーカイブズの整備など環境整備が進められたことは高く評価できる。（１名）
3 つの共同研究を展開することにより、幅広い分野からの研究者を包括するように努力していることは評価できる。（１名）
一般共同研究及び LHD 計画共同研究の分野では共同利用、共同研究が大学の研究発展に寄与している例が目に見える形になっている。（１名）
天文など他分野との研究連携も進み始め、また国際共同研究拠点ネットワークプ
ロジェクトを整備し、国内の核融合分野以外の研究者が参画できるように努めているのは評価できる。（１名）
核融合以外の分野との連携については、天体プラズマの研究、セラミックスなど
産業との連携などで成果が見られ、一定の評価はできるが、本来分野を超えた連携は難しいものであり今後も努力を続けていただきたい。（１名）「分野間連携による学際的・国際的研究拠点形成」事業において、核融合分野以外の研究者をも含めた幅広い分野からの共同利用・共同研究が進められており、適切な対応がとられている。（１名）
核融合以外というのが何を意味するか不明だが、たとえばイメージングサイエン
スという学際領域における一角を核融合研究の中に取り込んでおり、他分野との連携の道を拓いている。（１名）
核融合分野以外の研究者をも含めた幅広い分野からのより一層の参画という観点からは、報告書記載事例数では若干少ないと思われるので、今後の増加努力を期待したい。（１名）
共同研究テーマが多岐にわたっているため、その成果が分厚い報告書として刊行されている。しかし、これを読んで LHD の研究成果の全貌を理解するのは困難である。共同研究を含め LHD で得られた成果を「核融合分野以外の研究者をも含めた幅広い分野」の研究者に共有してもらい、「より一層の参画を得て共同利
用・共同研究を適切に進める」ためにも、核融合研究としての LHD の成果、環15

状系装置としての理解の進展、プラズマ物理学的知見の蓄積、さらに幅広い学術的成果等、研究の方向性や階層毎に適切に整理された成果のまとめと発信があるとよいように思われる。（１名）
It is very encouraging to witness the NIFS and LHD Research Program finds way andexecute interdisciplinary research in various science areas especially in environment,
solar science, astrophysics, as well as life science.（１名）
The NIFS inter-university collaborations are paying off in terms of fruitful contributions
to the success of the LHD project. One such example is the investigation of the key roleof the edge radial electric field in improved confinement, in collaboration with Tsukuba
University and Kyoto University.（１名）
A very positive example is the development of cryo-targets for ICF done by the NIFS
cryo group, where the know-how obtained with pellets could be used. Also in the
diagnostics area, there are first joint activities with ILE Osaka, which seem to be very
promising.（１名）［４］ COE としての役割を果たすことができたか、さらに、国際的な連携研究・貢献などにより、国際的にも COE としての役割を果たすことができたか。
Did we successfully play a role as COE? Moreover, did we also play a role as COE ina global sense through international collaborative research and contributions?

LHD は大学の共同利用装置として多くの大学等から研究者が使用している。この共同研究のため所内の研究者も貢献している。国内外で幅広く COE として十分にその役割を担っている。特に、ヘリカル系の研究では世界の最先端を進んでいる。
国際的には、日米、日欧、日中、日韓等の連携体制を整備して、活動を促進しており、国際的にも COE としての役割を果たしている。これらの点から高く評価できる。（６名）
国内外において、まぎれもない COE と言える。これは、NIFS が予算規模メリッ
トに溺れない組織化力を示した例であろう。（１名）
大いに役割を果たしてきた。ただ欲を言えば、NIFS のポテンシャルをもってすればさらなる大きな展開も想定できるので、期待したい。（１名）
LHD は国内における重点化装置として位置づけられており、共同研究を通して大学における核融合研究の進展に貢献しているのは評価できる。外国の研究機関と個別の学術協定を締結し、国際的な核融合研究のリーダーシップを発揮しているのは評価できる。（１名）
学術研究の観点から、充分 COE としての役割を果たしていると評価する。また、国際エネルギー機関・実施協定「ステラレータ概念の開発」にもとづく共同研究
活動によって、若手を中心に、国際的 COE としての役割を適切に果たしている。
（１名）
多くの国際共同研究、国際連携の窓口となっており、誠実にその役割を果たして16いる。しかしながら、国際的な COE としての役割を果たすためには、各研究者の積極的な国際進出、国際貢献が不可欠で、そのための更なる努力が望まれる。例
えば、ITPA への参加者は年々減少しており ITER が正式にスタートし国際的な競争力が求められる世界の核融合研究の流れと逆行しているような印象を受ける。
また、国際会議への参加率も必ずしも高くない。各研究者がそれぞれの分野でしっかりと国際的な地位を築くことが国際的な COE を果たす基本条件となることを強く認識していただきたい。（１名）
NIFS is the unquestioned center of excellence for helical/stellarator research in the world.
（２名）
The Global COE role of NIFS and LHD is not limited to the helical systems, but rather
all confinement concepts including tokamak. It is worth to note that the leadership in
Asian fusion programs and among helical systems are well recognized and appreciated.
（１名）［５］ 他分野へも発信できる学術発信拠点となりえたか。
Did we successfully function as an origin for the academic scientific transmission that
can also transmit to the research fields other than nuclear fusion?

大規模超伝導コイルシステムやマイクロ波加熱装置開発などの成果の応用、LHDで生成される高温プラズマの学術的利用等、LHD で得られた学術的成果の他分野への拡がりは高く評価できる。（１名）
マイクロ波を用いた材料への応用や、天文等の他分野との研究連携等の新たな試みを実施しており、学術発振拠点として活動していることは高く評価できる。
（１名）
他分野への貢献につながり、今後の萌芽となりうる機構内協力も進められている。
他分野或いは一般社会への啓蒙に力を入れている執行部の姿勢は高く評価できる。
（１名）
マイクロ波の他分野への適用などハード面で学術発信している。今後、さまざまな応用を期待している。理論シミュレーションにおいては、他分野への展開が最近高まっており、興味ある結果が得られている。このような点で評価できる。
（１名）
LHD プラズマを光源として利用する研究やリソグラフィーなどの工業応用を図る研究など着実に他分野に発信しており評価できる。（１名）
LHD 本体の運転は総合的な科学・技術基盤の形成によって初めて実施されるものであり、これまでに各種の新規の技術開発がなされ、それらの多くは他分野においても極めて有効な知見・技術となり、大きな影響を与えていることは評価できる。（１名）
一部の分野において、大いに発信拠点となってきた。しかし、このこと自体（他分野への学術発信拠点）は、極めて難しい事柄である。（１名）

17

LHD の実験情報の公開など地元の理解を得る努力は良くなされているが、将来計画を睨んでさらに力を入れる必要がある。マスメディアを通じた成果の公開も適切に行われている。（１名）
プラズマの有効利用は核融合だけに留まることなく他の学問領域及び技術領域と関連性を持ちながら研究活動を推進することが望まれる。（１名）
今後の更なる努力を期待したい。（１名）
The interdisciplinary collaboration did successfully contribute NIFS and LHD program as
an origin of knowledge transmitted to the variety of science fields.（１名）
NIFS has been involved with the International Strategy Board/International Cooperation Office andthe Research Cooperation and Liaison Board/Office of the National Institutes for Natural Science in
the NINS activities to establish a basis for international and interdisciplinary research. It would be ofinterest to learn more about the LHD International Mutual Experiment project (LIME).（１名）

Partly yes: It is extremely difficult to make a concise assessment of ‘spill overs’ from
nuclear fusion research.（１名）［６］ 国際的に活躍できる人材の養成を行えたか。
Did we successfully contribute to the fostering of human resources who would play anactive part in an international situation?

総合研究大学院大学では外国人留学生も多く、教育面での国際貢献は大きい。大学院生向けの入試広報活動も活発である。大学院生、若手助教の国際会議への出席件数も多く、国際的研究環境が築かれていると評価できる。（２名）
大学院生の教育及び大学院生や若手研究者の国際会議への派遣支援に努力しており、若手研究者を国際的に活躍できる人材として養成したと評価できる。（２名）
留学生も受け入れて最先端の教育が実施されており、これらは評価できる。
（２名）
COE 研究員として若手研究者を雇用し、国際会議等への派遣支援も行いながらその育成に努めているのは評価できる。（１名）
当然ながら、大いに養成してきた。
「人材の養成」は、場の提供とその場にいる個々の能力によるところが大きい訳で、研究所としては良好な研究環境を準備提供することでその役割は尽きている。その意味で、極めて良好な場を提供し貢献してきたが、ただ欲を言えば、ＮＩＦＳのポテンシャルをもってすれば、さらなる大きな展開も想定できるので、期待したい。（１名）
国内の大学、総合研究大学院大学、名古屋大学、北海道大学、富山大学と連携しており、大学院生や学生の研究・教育に貢献している。また、双方向型共同研究において、大学のセンターでは、多くの学生・大学院生の研究指導をしている。
国際的には、COE 研究員制度を用いて海外からの若手研究者を受け入れており、国際的にも人材育成に貢献している。これらの点から高く評価できる。（１名）
若手の人材育成に貢献しており目的は達成されつつある。しかし、これらの人材育成が国際的に活躍できる人材養成につながっているかどうか調査・検証が必要

18

であろう。また、研究所の規模や研究者の人数を考慮すると、大学との連携を強化しながら、さらなる若手の人材育成を期待する。（１名）
他大学の大学院との連携に加え特別共同利用研究員の制度も活用して学生の教育がなされており、大学院での教育・研究内容が活かされるような場に就職している学生も多い様である。（１名）
過去４年間博士号取得者の数はこの規模の研究所としてはむしろ少ない。従って、質が問われる。（１名）［４］とも関連するが、やはり独自の積極的な人材育成プログラムを持ち、戦略的に取り組むことが必要である。
総研大以外にも実質的に LHD を研究の場とした学位取得者及びその後の進路情報もまとめるのがよいように思われる。（１名）
NIFS の問題ではないが、研究職の多くが任期のあるポストであり養成した人材が不安定な状態にあるとすれば今後問題になると思われる。（１名）
The data of NIFS and LHD Program on the human resource development showed very
successful results. The Ph. D. Graduation results from LHD showed highly recognizedthesis quality and the mixture of foreign students with domestic ones.（１名）
The number of student researchers at NIFS from associated universities has declined
slightly in the most recent twelve months. The plans of NIFS for enhancing student
mobility by increasing the number of affiliated universities (including foreign
universities) are commendable.（１名）
Yes: The LIME fund and its successor have contributed to a great deal to the exchange of
researchers between the fusion laboratories world wide.（１名）［７］ 今後の研究計画は適切か。特に、所期の目標値達成に向けた中長期の展望を見据えたものとなっているか。
Is our future research plan proper? Especially, is the perspective of the mid-/long-termplan that was drafted toward the actualization of a desired target value properly taken
into consideration?

重水素実験の実施、閉ダイバータ化など、更なるプラズマの高性能化に向けた適切な計画が盛り込まれている。重水素実験では閉じ込めが格段に向上することが期待されており、ヘリカル型核融合炉への展望がみえてこよう。この点から高く評価できる。（６名）
第 1 期中期計画での目標は達成される見込みであり、適切である。第 2 期中期計画に向けての目的も明確であり、計画に対する検討も十分なされており、適切である。（２名）実証炉に向けた展望が開けて来た点とその具体案を示しつつある点で評価したい。
（１名）
今後の研究の進展に不可欠な NBI, ECH 等の加熱系の進展が着実に計画的に進め

19

られている。（１名）
今後の LHD の増強計画に関しては適切と判断する。ITER へのつながりが今後どうなって行くのかについては、まだ見えてこない部分が多い。（１名）
初期のパラメータ達成に向けた加熱機器の増強計画や重水素実験計画は適切である。ただし、これまでの LHD の成果に基づいて、達成目標の再検討（上方修正）は必要ないか。また、加熱機器の増強計画は、これまでに得られている LHD のプラズマ閉じ込め性能や輸送機構の知見による予測に基づいているか。（１名）
重水素実験が始まると、多くの実験がこれまでのような形で行えなくなる。特に、プラズマ・壁相互作用に関する研究では試料の持ち出しが難しくなるため、NIFS
内にそれらが取り扱える材料評価用の実験設備を計画的に整えていく必要がある。
（１名）
炉工学研究、特にブランケット研究を大きく推進させる必要がありこの体制をつくることが重要である。（１名）
今後の研究計画については、世界的なヘリカル系コミュニティとの連携を深めるとともに、重水素実験や将来の核融合炉設計に関して若手研究者も交えた議論の活性化をして欲しい。（１名）
The provided mid-/longer- term plan is very clearly positioned to lead fusion research
program in the international scene.（１名）
Future experimental plans call for (1) facility upgrades to LHD, including additional
heating power, and (2) deuterium experiments. Both directions are appropriate in view of
the impressive results achieved in LHD so far.（２名）
The final design and development of the closed helical divertor should be started as soon
as possible. It is not necessary to wait with the installation of a closed helical divertor
until the clearance for Deuterium operation has been obtained. A closed, heavily pumped
helical divertor will be in general of great benefit for LHD operation and performance, as
the (pumped) local island divertor has impressively demonstrated already. More
ECRH/ICRH heating power would be useful, too, especially for the necessary
development of high-power steady-state operation. Finally, the different discharge
scenarios should be integrated in order to achieve the different figures of merit
simultaneously in the same plasma.（１名）［８］ 上記観点に挙げられているものを除き、平成 16 年度の外部評価で指摘された事項について適切に対応したか。
Besides the above described perspectives, did we properly resolve the issues pointed out
in the 2004 Peer Review?

（１） テーマの設定やその進め方は適切であったか。特に、実験に関しては、所員
及び共同研究者の意見を聞き、より良いシステムに成長させることができたか。
また、ITER への寄与が明確なテーマを選択したか。
Were the selection of research themes and the research procedures proper? Especially20for the experiments, were the opinions of the NIFS staff and collaborative researchers
heard to improve the system? Also, Did we select such research themes that clearly define
the contribution to ITER?

LHD 実験会議の場において所外共同研究者と核融合コミュニティとの議論がなされて適切に進められているのは評価できる。また、研究テーマの設定に関しても要望に応じてテーマ枠の変更を行いながら効率的に進めているのは評価できる。
（６名）
LHD 実験会議を頻繁に開催し密接な連携体制が取られていることは高く評価できる。（１名）Web 等で進め方や研究進行･研究内容を公開しながら進めている。（１名）
共同研究者の参画がより多くなった。（１名）
テーマの設定やその進め方を議論する委員会に所外委員も多く加わり改善が見られた。（１名）「実験に関しては、所員及び共同研究者の意見を聞き、より良いシステムに成長させることができたか」という設問に対しては、設問自体の難しさはあるが、前回の記載事項からどの点を改善したのかが良く分からなかった。（１名）
ITER へ貢献できるテーマとして、計測、理論、閉じ込めなどの研究はトロイダル
プラズマの理解に貢献するものであり、この点から寄与している。（１名）
ITER への寄与に関しては、ITPA 活動とリンクして可能なテーマを選定しており適切に活動しており評価できる。（１名）
ITER への寄与に関しては、適切な対応がとられていると評価する。（１名）
ITER との連携を始めており、今後更により明確化されると期待される。大学とトカマクを代表する JAEA との組織上の差異による問題を克服しつつ、着実に ITER
連携を進めていると思料される。（１名）
今後さらに ITER への寄与がより具体的になることが望まれる。（１名）
ITER への更なる積極的な寄与を望みたい。（１名）
ITER への寄与については、時代の要請はあるものの、意識し過ぎる必要はない。
（１名）
組織運営としての進め方は合格点。ITER への寄与は未知。というより、LHD のユニークさを考えれば、ITER への寄与はむしろ脇に置いて良い。（１名）
In the review documents, there are clear explanation for the LHD experimental groupformation, flow of execution of experimental program and flow of preparation of LHD
experiment. This showed much improvement of selection mechanism of research theme
and research procedure over last review period.（１名）
LHD contributions to ITPA are important because it is very useful to compare tokamak
and helical/stellarator results.（２名）
It must be noted that stellarators form a viable alternative to the tokamak concept; ITER
is still an experiment and high-technology research needs concept varieties. In that sense,21the stellarator has an important meaning on its own.（１名）（２） 理論・データ解析に関しては、理論・シミュレーションとの連携を強めることにより、総合力をアップできたか。更に、トカマクとの連携を強化することにより、我が国における環状プラズマの理論研究の中核となり得たか。
As for the theory and data analysis, did we successfully improve the collective strength
by intensifying the collaboration with theory and simulation groups? Furthermore, did
we successfully work as the center for the torus plasma theory research in Japan byintensifying the collaboration with the tokamak?

理論・データ解析に関しては、理論・シミュレーションとの連携を強めることにより、IDB などの物理課題を解明するとともに、トロイダルプラズマの総合的理
解と LHD の高性能化に貢献し、総合力をアップできたと高く評価できる。
（２名）できたと思われる。（１名）
総合力のアップは、徐々に達成されつつある。しかし、環状プラズマの総合的理解については奥の深いものがあり、トカマクとの連携を含め、今後のさらなる進展に期待したい。（１名）
シミュレーション科学研究部の設置により体制を整備したことは評価できる。総合力がアップしたかはもう少し時間を経ないと評価できない。（１名）
トカマクとの連携を強化することにより、我が国における環状プラズマの理論研究の中核となり得たと評価できる。今後、引き続き我が国における環状プラズマの理論研究の中核として更に活動を発展していくことを期待したい。（２名）
NIFS の理論研究がシミュレーション研究も含め高い成果を上げ、かつ我が国の理論研究の中核であることは間違いない。今後、ヘリカル系の特徴としての電場と輸送の関係の精密な理解、高イオン温度の閉じ込め改善モードや高密度プラズマの内部拡散障壁の機構解明等を通して、より一層 LHD 実験への寄与をしていた
だきたい。（１名）
シミュレーション科学研究部の発足とここでの研究はトロイダルプラズマの理解に大きく貢献している。核融合のみならず、他分野へ波及している研究も実施されている。トロイダルプラズマ理論の中核となっている。適切に対応してきた。
（１名）
Alfven eigen mode へのシミュレーション等も行われ、実験との連携も深まりつつある。（１名）トカマクとの連携も適切に対応していると評価する。（１名）
今後さらにトカマクとの連携を強化することが望まれる。（１名）
理論との連携は模範的である。一方トカマク連携が必要かどうか疑問。LHD が予想外に良い結果を生みつつある現在、もっと日本の独自性を主張して良い。
（１名）
トカマク系の理論研究も進んでいると見えたが、NIFS は主に LHD を駆使した研究で環状プラズマの理論研究の中核となればよいのではないか。（１名）

22

理論研究においてトカマクとの連携に関しては、具体的な成果（事実）が不明である。（１名）The collaboration efforts of the Theory and Data Analysis Division with the Departmentof Simulation Science, with the LHD experimental program, and with tokamak research
have all been enhanced during the past four years.（２名）
The NIFS staff is extensively trained on LHD and will be ready to play an important rolein the later exploitation of ITER. （１名）
（３） 計測機器の開発は、ITER にも適用可能な先進計測機器も視野に入れ、所内外の研究者と連携してチャレンジできたか。
Did we strive to develop diagnostic devices including such advanced diagnostic devices
that might be applicable to ITER while collaborating with researchers in and outside of
NIFS?

ITER にも適用可能な先進計測機器も視野に入れ、所内外の研究者と連携して計測機器の開発を着実に進めており評価できる。（２名）
短波長遠赤外レーザーの開発など、LHD の高性能化だけでなく ITER への適用も見越した取り組みは評価できる。このことは高い研究レベルの維持にも重要である。（１名）
限定的ではあるが評価できる。重水素実験が実現すればさらに進展すると思われる。（１名）
DD 実験等は、それのみでも ITER 等の計測器開発･経験の醸成に繋がる計測手法を開拓するために有用だと思料される。（１名）
所内外の研究者が実験炉にも適用できる計測技術の向上に努めてきており、適切に対応していると判断される。（１名）
断片的ではあるが、中性子計測やレーザー計測技術において ITER にも適用可能
な先進計測機器の連携研究が行われており、一定の評価はできるが、もっとシステマティックな取り組みが必要と思われる。（１名）
高性能干渉偏光計測や Cotton-Mouton 偏光計の開発に加え第一ミラー光学特性劣化とその対策に関する研究開発などが進められているが、今後は更に精力的な諸内外の研究者との連携による研究活動が望まれる。（１名）
ITER の各実験フェーズで使用される予定の計測器と建設・組み込みスケジュールも決まりつつある。日本の担当計測器の整理を踏まえて、チャレンジングでかつ実際 ITER に採用されうる計測器の提案・開発計画の策定が必要と思われる。
（１名）
実験面でも ITER 関連の進展はあると見えたが、やはり NIFS は主に LHD の性能を究極まで引き出すための技術開発で評価されるべきであろう。（１名）
この設問も ITER を意識しなければならなかった平成 16 年の政治状況を反映しており、答える必要を感じない。ITER に適用可能な計測器の開発など不必要で、

23

LHD 独自の道を突っ走ってほしい。（１名）
There are documented results of short wavelength laser diagnostics for ITER, and studyof changing optical properties of retroreflector in ITER-like environment. These efforts
are very encouraging for the ITER diagnostics preparation by providing LHD groups
expertise and experience.（１名）
A new two-color far-infrared interferometer was developed for use on LHD (and possiblyon ITER). In collaboration with Kyushu University, NIFS has proposed a polarimetersystem for ITER.（１名）
Diagnostics development, the physics of three-dimensional toroidal systems, research on
turbulence and transport; these research and development areas of NIFS will make acontribution to the international ITER project. （１名）

24

２．３

評価のまとめと提言

２．３．１

評価のまとめ大学共同利用機関法人自然科学研究機構の定める中期計画において大学共同利用
機関核融合科学研究所が責任を有する大型ヘリカル装置（LHD）研究の評価に関して、達成度評価及び研究水準の評価を基本として必要不可欠な 8 つの観点からの評価につき、委員の意見を要約すると以下の様になる。［１］～［４］は、中期計画に記載されている事項で、［５］［６］は、関連したものとなっている。
［１］ 核融合エネルギーの実現を目指した核融合科学とその基盤となるプラズマ物
理学、炉工学などにおいて、下記事項を達成することなどにより、学術的体系化を図り、世界に先駆けた成果を上げることができたか。
（１） 核融合炉心プラズマを見通すことを目指して、プラズマの高性能化を図ることができたか。
LHD では、設計時において５つの重点研究課題に応えるために必要とされているプラズマ性能の目標が設定されている。これらの目標に対して、NBI の増強、ペレット入射装置の開発など、多くの適切な機器整備が行われ、超高密度プラズマの生成（1.1x1021 m-3）、β 値（5%）、長時間プラズマの維持（54 min）、中心イオン温度（6.8 keV）
及び中心電子温度（10 keV）を達成したことは、核融合炉心プラズマを見通すことを目指してプラズマの高性能化を図る観点から、高く評価できる。
核融合三重積の増大、温度の増大等、高性能化は着実に進展しており、ヘリカル型
核融合炉の実現に対する新しいアプローチを提示する視点から大きな飛躍といえる。
今後の重水素実験の開始により、更なる高性能化が期待される。
一方、長時間実証実験では、加熱パワーは不十分と考えられ、今後の加熱機器の合理的な整備計画が必要であろう。
（２） 環状プラズマの総合的理解と核融合炉心プラズマの実現に向けた学術研究を進めることができたか。
核融合炉心プラズマの実現には高温・高密度プラズマを長時間閉じ込めることが必要であり、さらに経済的な炉設計を行うには電磁流体力学的に安定な高ベータプラズ
マを必要とする。このような視点から、LHD 研究において高密度・高ベータプラズ
マの閉じ込め研究、圧力駆動型電磁流体力学的不安定性の研究、閉じ込め改善を実現する内部輸送障壁（ITB）や帯状流(Zonal Flow)の研究等、環状プラズマの総合的な理解を図る広範な学術研究が、プラズマパラメータの精確な測定を用いて、トカマクとの対比を考慮しつつ進展していることは、高く評価できる。

25

なお、今後の閉ダイバータによるリサイクリング制御の研究が、環状プラズマ閉じ
込めの総合的理解に一層貢献することを期待する。また LHD で見出された不純物ホールのメカニズムの解明及び周辺プラズマ挙動に対する理論・データ解析の強化を期待する。
［２］ ［１］を遂行するにあたり、下記事項を実施することができたか。
（１） 加熱機器及び計測機器の整備・増強、装置の改良を進めることができたか。
イオンへの直接加熱入力の増大、プラズマ中心への粒子補給及びイオン温度の高精度分布計測等を目的に、低エネルギー垂直 NBI の開発に集中的な投資が行われた結果、高い中心イオン温度の達成や不純物ホールの発見に繋がった。定常射出可能な連続ペレット入射装置が開発され、高密度・高閉じ込め放電の長時間維持実験を可能にした。
また、トムソン散乱装置や炭酸ガスレーザー干渉計等の基幹的計測器の高性能化やルーチン的計測の外に、高精度荷電交換分光計測、炭酸ガスレーザーを用いたイメージ
ング干渉計、トレーサー内蔵ペレット法の開発など、プラズマ計測技術を高めてプラズマ挙動の解明に寄与した。これらの加熱機器及び計測機器の整備・増強、装置の改良は、適切な研究計画とそれを期待通りに実現した研究・開発の成果であり、高く評価できる。
また予定されている重水素実験における加熱系の増強や整備は適切であり、評価できる。今後もプラズマ性能を向上させるために必要な加熱機器の増強と学術研究を推進するための計測機器の開発は必要である。
（２） プラズマの高性能化に必要となる物理機構の解明などを、研究所や大学・附置研究所・センターの装置・設備を有機的に活用し、双方向型共同研究として進めることができたか。
双方向型共同研究のシステムを活用し、外部に出向いて、極めて活発な、また幅広い共同研究が行われており、多くの成果を挙げている。これらの共同研究の成果はLHD 研究の目標の 1 つである環状プラズマの総合的理解を深めるものとなっており、評価できる。京都大学（Heliotron J）では閉じ込め改善とヘリカル磁場構造の関係の共同研究が、九州大学（TRIAM-1M／QUEST）では高温プラズマ定常化とプラズマ壁
相互作用の共同研究及び球状トーラスに関わる研究計画が、筑波大学（GAMMA10）ではプラズマ閉じ込め改善の物理機構解明の共同研究が、進展している。これらの共同研究において、研究所や大学・附置研究所・センターの装置・設備を有機的に活用
し、プラズマの高性能化に必要となる物理機構の解明を一段と加速するよう期待する。
［３］ 核融合分野以外の研究者をも含めた幅広い分野からのより一層の参画を得て

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共同利用・共同研究を適切に進められたか。そのために環境を整備することができたか、また、大学の研究発展にも寄与できたか。
一般共同研究、LHD 計画共同研究に双方向型共同研究が加わり、様々なタイプの共同研究に対応できるシステムが整備され、共同利用・共同研究を適切に進められるようになった。このような環境整備は核融合分野が他の分野に先駆けて取り組んだものであり、NIFS と核融合研究コミュニティの一致協力した努力の成果として高く評価できる。年々課題数･研究者数・研究交流も着実に増大し、研究内容も進んでいる。
共同研究の運用方法も改善され、大学における研究の自主性の確保と人材教育に大いに貢献している。逆にこれらの制度がなければ大学研究室における基礎研究を維持できない状況にあり、全国の大学におけるプラズマ教育・研究の発展への寄与の観点から、高く評価できる。
核融合以外の分野との連携については、天文学やイメージングサイエンスなどの分野との研究連携も進み、また国際共同研究拠点ネットワークプロジェクトの整備に努めているのは評価できる。今後もこの努力を続ける必要がある。ユーザーズオフィスの設置、核融合科学アーカイブズの整備などの環境整備が進められたことも高く評価できる。
［４］ COE としての役割を果たすことができたか、さらに、国際的な連携研究・貢献などにより、国際的にも COE としての役割を果たすことができたか。
NIFS は高い研究レベルと国際的共同研究の中核機関としての両面で、COE の役割を十分果たしている。特に LHD は国内において重点化装置として位置づけられ、環状系プラズマ研究において国際的な COE としての役割を大いに果たしている。また
日米、日欧、日中、日韓等の連携体制を整備し、多くの国際共同研究、国際連携の窓口として、国際的な核融合研究のリーダーシップを発揮している。これらの点から高く評価できる。
［５］ 他分野へも発信できる学術発信拠点となりえたか。
大規模超伝導コイルシステム、マイクロ波加熱装置、負イオン源技術開発などの成果の応用、LHD で生成される高温プラズマの学術的利用等、LHD 研究で得られた成果の他分野への拡がりは高く評価できる。また関連する学術発信拠点として活動していることも評価できる。理論シミュレーションにおいても、他分野への展開
が最近高まっており、興味ある結果が得られている。
また、天文学等の他分野との機構内研究協力も進められており、マスメディアを通じた成果の公開も適切に行われている。ネットワーク拠点としての求心的な存在であり、広範な科学分野にインパクトを与えている。更に、他分野或いは一般社会

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への広報に力を入れている姿勢も高く評価できるものである。
［６］ 国際的に活躍できる人材の養成を行えたか。
NIFS の大学院教育は、（1）総合研究大学院大学物理科学研究科の基盤研究機関の一つ（核融合科学専攻）として、（2）名古屋大学大学院工学研究科及び理学研究科、
北海道大学大学院工学研究科、富山大学大学院理工学教育部との連携大学院、及び（3）特別共同利用研究員としての他大学の学生の教育委託の 3 つによって行われている。
LHD 実験では、この 3 つの人材養成の外に、一般共同研究、LHD 計画共同研究及び双方向型共同研究の展開によって、全国の大学における多くの学生の教育・研究にも貢献している。
総合研究大学院大学の核融合科学専攻としてはこの 4 年間に定員を超える博士号取得者を送り出しており、その 6 割が LHD 研究に関連する課題で学位を取っている。
外国人留学生も多く、LHD 実験の教育面での効果と国際貢献は大きい。
また日米、日欧、日中、日韓等の国際連携において、大学院生や若手研究者の海外派遣や、海外の若手研究者の招へいを積極的に行っており、国内外の若手研究者を国際的に活躍できる人材として養成していると評価できる。
更にポスドク枠として数名の COE 研究員を雇用しており、若手研究者の育成に努力しているのは評価できる。
しかし、ITER を視野に入れた国際的に真に活躍できる人材の養成には更なる努力が望まれる。そのためには独自の積極的な人材養成プログラムを持ち、戦略的に取り組む必要がある。
［７］ 今後の研究計画は適切か。特に、所期の目標値達成に向けた中長期の展望を見据えたものとなっているか。
第 1 期中期計画での目標は達成される見込みであり、第 2 期中期計画も、重水素実
験、閉ダイバータ、プラズマ加熱パワーの大幅な増強が提案されており、中長期の展
望を見据えた適切な研究計画になっており、評価できる。 重水素実験では閉じ込めが格段に向上することが期待されており、ヘリカル型核融合炉への展望がみえてこよう。実証炉に向けた展望が開けて来た点とその具体案を示しつつある点で高く評価できる。重水素実験の開始に伴い、プラズマ壁相互作用(PWI)に関わる研究のさらなる充実が必要である。
［８］ 上記観点に挙げられているものを除き、平成 16 年度の外部評価で指摘された事項について適切に対応したか。
（１） テーマの設定やその進め方は適切であったか。特に、実験に関しては、所員
及び共同研究者の意見を聞き、より良いシステムに成長させることができたか。

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また、ITER への寄与が明確なテーマを選択したか。
テーマの設定については LHD 実験会議の場において所外共同研究者と核融合コミ
ュニティとの議論がなされ、適切に進められている。また Web 等で研究進行･研究内
容を公開しながら、共同研究者の要望に応じてテーマ枠の変更を行い、効率的に進められており、より良いシステムに向けた改善が見られ高く評価できる。またトカマクとの共通性及び相補性の両面を意識した課題を選択することにより、ITER に寄与しており、評価できる。
（２） 理論・データ解析に関しては、理論・シミュレーションとの連携を強めることにより、総合力をアップできたか。更に、トカマクとの連携を強化することにより、我が国における環状プラズマの理論研究の中核となり得たか。
理論・データ解析に関しては、シミュレーション科学研究部の立ち上げによる理論・シミュレーションとの連携を図り、トロイダルプラズマの総合的理解と LHD の高性能化に寄与し、総合力をアップしてきており、評価できる。更に、トカマクとの連携を強化することにより、我が国における環状プラズマの理論研究の中核となり得たと評価できる。核融合のみならず、他分野へ波及している研究も実施されている。
今後、より一層 LHD 実験への寄与と、引き続き我が国における理論研究の中核として活動を発展していくことを期待したい。
（３） 計測機器の開発は、ITER にも適用可能な先進計測機器も視野に入れ、所内外の研究者と連携してチャレンジできたか。
短波長遠赤外レーザー開発、高性能干渉偏光計測、Cotton-Mouton 偏光計やイメー
ジング・ボロメータなどの開発に加え、第一ミラー光学特性劣化とその対策に関する研究開発など、ITER にも適用可能な先進計測機器を視野に入れ、所内外の研究者とチャレンジしており、評価できる。現在計画されている重水素実験等は、それのみでも ITER 等の計測器開発･経験の醸成に繋がる計測手法を開拓するために有用であり、今後、更に ITER への貢献も期待できる。
２．３．２

提言

最後に、今後の LHD 研究の進め方に関する提言をまとめた。
（１） 今回の LHD 研究の評価において、現在の LHD のプラズマパラメータは大型
トカマク装置と比較・対照できるレベルに到達し、その研究成果には、当初の期待に沿うもの、もしくは期待以上のものがあると評価された。この評価を踏

29

まえ、第 2 期中期計画においては、加熱装置を増強し、閉ダイバータを実装して重水素実験計画を予定どおり推進し、プラズマ性能のさらなる向上を実現して欲しい。また、より高密度・高温条件下での定常実験を期待する。
（２） LHD は一般、LHD 計画、双方向型の 3 つの共同研究カテゴリーを有機的に活用して自身の研究成果を上げるとともに全国の大学の研究教育活動の充実・活性化に大きく貢献している。人材養成を含めた今後の共同研究活動の一層の発展に向けて、更なる取組を期待する。
（３） NIFS は既に、核融合分野における世界の COE としての地位を固めつつある。
これからは COE に相応しい役割を自覚し、新しい研究に果敢に挑戦する勇気と意欲をもって、今後の LHD 研究を推進していって欲しい。その努力の中から、世界に誇りうる LHD 研究の独自性が花開いていくことであろう。更なる飛躍を
期待する。

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第３章

シミュレーション研究に関する評価

３．１節では、シミュレーション研究の経緯とこれまでの活動状況について(1) 核融合科学分野におけるシミュレーション研究の位置づけ、(2) 組織改編の効果と意義、(3) 平成 16～19 年度の研究成果、という三つの観点から述べる。３．２節では、第１章で掲げた項目にしたがって、各委員から示された評価を集約して記述する。３．３
節で評価のまとめと提言を述べる。
３．１ シミュレーション研究の経緯とこれまでの活動状況
核融合科学分野におけるシミュレーション研究の位置づけ
核融合は「1 億度を超える超高温プラズマ」という未知の物質状態を生成し安定に閉じ込めるという科学技術の大きな挑戦である。これまでの基礎研究によって、プラズマの振る舞いを記述するための様々な理論モデル（基礎方程式）が定式化され、核融合炉心プラズマの物理的な理解が大きく進歩してきた。しかし、未来の核融合炉において、どのような現象が起こるのかを正確に予測することは未だ難しい。その困難は主に三つの要因によって構成される。第一に、理論モデルの不完全性、不確実性が残っていること。プラズマは多数の粒子が相互作用しながら集団運動する無限自由度
非線形力学系であり、これを巨視的に記述し理解するための「有効な理論モデル」が確立しているとはいえない。実験（数値実験も含む）によって確定すべきパラメタも多く残されている。第二に、炉心プラズマは周辺の諸現象と絡み合った複雑系であり、単純なモデルに還元不可能であること。様々な要因、時空間スケールを統合した全体的な（ホリスティック）モデルは未だ構築されていない。第三に、普遍性と個別性の分離不可能性という困難があること。プラズマを記述する様々な理論モデルは、いずれも強い非線形性をもち、それらの「解」の普遍的な性質を抽出することは極めて難しい。
これら三つの課題は、いずれも〈階層（hierarchy）〉という概念に関心を向けさせる。
巨視的な階層での有効な理論モデルを構築することは、マクロとミクロの関係を階層化することに他ならないし、ホリスティックなモデルから有効な知識を導き出すためには、現象を階層化して記述し理解する必要がある。しかし超高温プラズマでは、粒子レベルのミクロな運動がメソからマクロにわたる色々な階層の運動様式（集団現象）に直接的に連結する様々なメカニズムが共存・協働し、階層の分節を難しく（曖昧に）している。そのために、理論の世界で使われてきた〈くりこみ〉の方法が想定する単純化（普遍性と特異性の二分法）は許されない。まさしくここに大規模数値シ
ミュレーションの必要性が喚起されるのであるが、多階層をあつかうことは数値シミュレーションにとっても困難な課題である。これまでの数値シミュレーションは、階層を切断した理論モデルを数値アルゴリズム化して行うものでしかないからである。

31

階層の問題に数値シミュレーションの手段で挑むためには、数値シミュレーションの方法と技術に革新的改良が求められる。
核融合科学研究所（NIFS）のシミュレーション研究者は、プラズマにおける〈階層〉の問題を主題に据えて多角的かつ組織的な研究を行っている。こうした研究は、核融合プラズマに関する科学的な予測性を高めるという、核融合研究開発コミュニティにとって最も重要な課題に真っ向から取り組むものであると同時に、核融合研究が他の科学技術分野と協力し、科学技術全般に貢献するものでもある。
組織改編の効果と意義
NIFS は、その創設時からプラズマ研究における数値シミュレーションの重要性を認め、世界的にもトップレベルの研究者集団と研究設備を有してきた。その活動は国際的に高く評価されている。今後 NIFS のシミュレーション研究がより組織的な戦略をもって発展することを期して、平成 19 年度に、理論・シミュレーション研究セン
ターと計算機・情報ネットワークセンターをシミュレーション科学研究部に統合する
組織改編が行われた。この組織改編は、核融合研究全般の動向及び NIFS における LHD
研究の目覚しい進展に対応できる体制を整えようとするものである。同時に、大学共同利用機関である NIFS は、核融合分野における学術研究の COE として、大学等の研究者が行っている様々な基礎研究が交流する結節点となる役割も担っている。たとえば ITER や BA といった国際共同研究において我が国の研究者が大いなる貢献をするために、同研究部が積極的な活動を行うことに期待が集まっている。このような要請に応えるために、シミュレーション科学研究部には、LHD・磁場閉じ込めシミュレー
ション研究系、新領域シミュレーション研究系、及び六ヶ所研究センターの三組織がおかれた。
LHD・磁場閉じ込めシミュレーション研究系の研究目標は、環状系磁場閉じ込め核
融合プラズマの閉じ込め物理の解明と体系化である。国内外の大学等との共同研究を行いながら、LHD・磁場閉じ込めシミュレーションプロジェクトを推進し、現象を予測できるシミュレーションを目指して〈階層繰り込みシミュレーションモデル〉の構築を進めている。また、シミュレーション結果の可視化等に関連した仮想現実研究も本研究系を中心に推進されている。
新領域シミュレーション研究系の研究目標は、核融合科学を広い視点から捉えながらプラズマ物理のフロンティアを開拓することである。具体的には、レーザー核融合の多階層現象及び複雑性プラズマに関する二つのシミュレーションプロジェクトを推進している。
六ヶ所研究センターの役割は、学術研究の立場から ITER 及び BA との連携を推進することである。遠距離広帯域ネットワーク技術等の基盤技術開発を進めている。
平成 16～19 年度の研究成果
NIFS のシミュレーション研究者は、所内の理論研究者と実験研究者及び大学等の32

核融合研究者、さらには核融合プラズマに関連する国内外の幅広い分野の研究者と多面的なネットワークを形成し、多くの顕著な成果をあげている。とりわけ以下の成果は特筆に価する。
LHD・磁場閉じ込めシミュレーションプロジェクトでは、〈階層繰り込みシミュレーションモデル〉の基幹となるモデル（コアプラズマの運動論モデル及び流体モデル）について計算アルゴリズム及びコードの開発が進んだ。運動論モデルでは、微視的揺動から巨視的構造（帯状流など）が形成されるメカニズムを解き明かすために、高精度ジャイロ運動論的ブラソフコードが開発された。これを用いたシミュレーションに
よって、帯状流が乱流輸送を制限することが示され、その 3 次元磁場配位依存性を議論できるようになった。流体モデルには、高エネルギー粒子の運動論効果が考慮され、TFTR 等の実験結果をベンチマークできるレベルに到達した。さらに核燃焼プラズマのシミュレーションを目指し、3 次元環状磁場配位への拡張、二流体プラズマモデル
への拡張、新しい数値ノイズ軽減手法（全特性曲線法）の開発が進められている。微視的乱流と帯状流の相互作用によって巨視的不安定性が起こることを示したことは、
階層連結現象の典型的な例といえる。
レーザー核融合シミュレーションプロジェクトは、高速点火方式による実験計画
FIREX (Fast Ignition Realization EXperiment) を対象とした研究であり、平成 17 年から大阪大学、摂南大学、九州大学、兵庫県立大学との共同研究によって、放射・流体コード、相対論的粒子コード、及びフォッカープランクコードの結果を統合する Fast
Ignition Integrated Interconnecting code (FI3)の開発を行っている。統合シミュレーション
により、レーザー照射の時系列やターゲットの最適設計等で実験を先導する役割を果
たしつつある。
複雑性プラズマシミュレーションプロジェクトにおいては、宇宙・天体物理学や物質科学など、学際的・普遍的な研究領域への展開を目指した大規模シミュレーション研究が行われている。巨視的な磁場構造変化と粒子のミクロな運動が結合する典型的な階層連結現象である磁気再結合現象について、開放系電磁粒子コードを用いたシミュレーションが行われ、磁化から外れるイオンの運動効果が明らかにされた。プラズ
マ物質相互作用関連では、分子動力学シミュレーション手法を用いたグラフェンと照射水素原子との相互作用や、粒子コードによる高密度領域（ブロブ)の運動シミュレーションなどの新しい研究分野が開かれつつある。
バーチャルリアリティ（VR）に関する研究開発では、ネットワーク利用による VR
装置間の接続、VR と数値シミュレーションの統合環境の構築、VR を使った設計支援
環境の構築、VR を用いた核融合シミュレーション結果の簡易可視化、LHD 真空容器
内の現実のイメージに近い VR-LHD モデルの作成などが行われている。
これらの研究成果は、シミュレーション研究を〈シミュレーション科学〉として確立しようとする高い目標をもち、〈階層〉を具体的な課題として組織的に取り組んだ
ことによって得られたものである。もちろん、高い目標こそ短期間で容易に達成されるものではない。NIFS のシミュレーション研究者は、「核融合」を真に科学の研究テ

33

ーマとして捉え、厳密性と一般性をもった新たな「知」を創出すべく努力している。
各プロジェクトの中期的な目標やロードマップにしたがった着実な成果とともに、個々の研究者がそれぞれのテーマをいわばライフワークとしてチャレンジしたことによる成果もあった。また新しい学際的分野を切り拓こうという研究もあった。こうした成果や挑戦は、NIFS に、単色的ではない、豊かな多様性をもつ学術的なアイデ
ンティティーを与えることに大きく貢献している。

34

３．２ 項目別の評価［１］ シミュレーション研究を進めることによって、核融合プラズマ閉じ込めの物
理機構解明及びその体系化、更に核融合研究を支える基礎研究としての複雑性の科学の探求等において、世界に先駆けた学術的進展があったか。
By carrying out the simulation research, did we successfully elucidate and systematize
the physical mechanism of a nuclear fusion plasma confinement? Besides, did we makesuch academic scientific achievements that foreran the world in the search for complex
science as a basic research that supports nuclear fusion research?

実際的な磁場閉じ込めプラズマに適用できる高精度数値計算手法を開発し、温度勾配がもたらす乱流輸送や高エネルギー粒子-背景MHD相互作用などでめざましい成果を挙げており、世界的にも高く評価されている。（９名）
数値シミュレーションを、「シミュレーション科学」という新しい方法論として確立させようという意欲的な目標を立てて組織的な研究に取り組んでいる。このことを高く評価したい。（２名）
NIFSのシミュレーション研究者は、理論的にも高い技能と深い学識を有しており、独自の方法論をもってシミュレーション技術の開発に取り組んでいる。具体的なテーマとして、「階層性」が重要な意味をもつ課題群を設定し、それぞれの研究者が様々な角度から研究・開発を行っている。これらの研究の知見と、それを上部階層へと繰り込む手法を開発するならば、その成果は将来様々な科学技術分野で応用される普遍的なものとなると期待される。（４名）
ヘリカル系を中心とした 3 次元シミュレーション分野では、世界をリードしている。ここで培った知見や手法・コード群を、ITER への寄与を視野にいれてトカマクに応用する事を強く期待する。（２名）
核融合研究を支える基礎研究としての複雑性の科学の探求等に関しては、長年の重要課題である磁気再結合研究において論争決着の無衝突物理機構を明らかにした点は特筆に値する。しかし、Predictive Simulation という観点では、更に世界を先導する開拓的成果を期待したいものである。（４名）
レーザー核融合統合コードをターゲット設計に利用できる水準にまで高めた事は特筆に値する。（２名）
レーザー核融合におけるペレットアブレーション過程の研究成果を、今回のNIFS 発信として評価して良いかどうかは不明確と言わざるを得ないでしょう（この時期における評価の範囲・定義が本件については不明確と言った方が良いのかも知れませんが）。（１名）
非線形MHDシミュレーション研究は二流体理論研究とも連携しながら所定の成果を挙げているが、当該分野の世界的動向を考慮するとともに、高エネルギー
MHDや乱流輸送研究とも連携を図りながら研究の方向性を適切に見定める必要があろう。公開を前提にしたMHD共通コード開発は共同利用施設の目的に合致

35

した新しい試みとして評価できる。（１名）
乱流／MHDの多階層シミュレーションは厳密性を期した運動論モデルや圧縮性
非線形MHDモデルによる大規模シミュレーションの先行研究として位置づけられ、所定の成果を挙げている。一方、多階層研究は多様な要素研究を含むとともに理論の枠組みも広いこと、大学を中心に同様の研究が進展していることなどを考慮して、プロジェクトの中での目標と位置づけを明確にするとともに、大学等との積極的な連携を進めていただきたい。（１名）
周辺プラズマは微粒子の挙動を中心にユニークで系統的な研究が進展している。
外部との連携に重きをおいた計画は適切である。（１名）
統合輸送コードはプロジェクト推進の観点から研究所が中心的に取り組む課題であり、一層の充実が望まれる。複合的な物理現象の解明から運転シナリオの最適化へと発展していくことが期待される。（２名）
ペレットの多相効果を取り入れたシミュレーション研究に関しては、核融合研究を支える基礎研究結果を得て世界に先駆けた進展があったことを高く評価した
い。しかしながら、LHDにおけるペレットの有効な入射法や、炉におけるペレッ
ト入射にはまだ貢献してないので、今後のさらなる改善、進展が望まれる。（１名）
複雑性における新しい研究分野としてのプラズマ―物質相互作用研究は、今後の核融合研究の重要課題であるのみならず、多くの他分野との学際性を有しており、それへの発信、及び自然科学研究機構連携研究推進の観点でも極めて有用・重要であると言えるであろう。現在は研究開始段階的との評価であり、プロジェクトとしてのゴールが必ずしも明確でないように思うが、今後の発展のために周辺プ
ラズマ研究との連携などを積極的に模索することが肝要と考えられる。（３名）
The considerable progress that has been made in simulation science at NIFS in recent
years is evident. One indication of this progress is the list of publications during the past
four years, showing that 233 papers were published, which is excellent. Also noticeable
during the past four years is the continued increase in the direct application ofsimulations to understand and explain experimental results, which is commendable.（２名）
In the area of magnetic confinement, several examples of excellent work are
gyrokinetic-Vlasov simulations of turbulent transport, nonlinear simulations of energetic
particle physics, pellet ablation studies, two-fluid macro-instability simulations withincorporation of micro-turbulence effects, development of a very high-resolution MHDcode, and edge plasma simulations. In my opinion, the first two of these research efforts
are definitely world-class work, and the others are of high quality.（１名）
Numerous references are adopted in summary on major theoretical achievements at the
recent IAEA conference held in Chengdu in 2006. Given these major achievements, now
the policy encouraging the clarification of novel scenarios discovered recently at NIFS
has to be pursued rigorously and aggressively. This should also contribute to the so36

called fast track approach in the pursuit of fusion energy. The extension of it to thehelical configuration appears timely and very topical.（１名）
In the area of frontier simulations, the work on fast ignition simulations for laser fusion
and the work on collisionless reconnection are of high quality. In addition, there aresmaller research efforts on plasma-material interaction simulations and blob transport
simulations. Also, NIFS is a leader in virtual reality simulations by default since I am
unaware of any other fusion laboratory in the world that has a program in this area.（１名）
The simulation studies of super-dense core plasmas and internal diffusive barrier are very
relevant for LHD. I also applaud the simulations that are specifically done forunderstanding the physics of burning plasmas. Compared to four years ago, I am glad tosee a number of recent publications related to the NIFS virtual reality system.（１名）［２］ ［１］を遂行するにあたり、下記事項を実施することができたか。
To carry out the perspective [1], did we perform the following?

（１） 組織改編により、集約的研究成果を生み出し柔軟かつ有機的な運営が可能な研究基盤が整備されたか。
Through the organizational change, did we properly arrange the research platformthat is capable of generating intensive research results and also capable of flexible as wellas organic operation?

LHD・磁場閉じ込めシミュレーション研究系、新領域シミュレーション研究系、及び六ヶ所研究センターから成るシミュレーション科学研究部を創設したことにより、NIFS が有する人的・ハード的リソースが統合・組織化された点は、今後の発展を図る上で大変有意義であると言える。（９名）
その上で所内及び国内との共同研究を含めた形で進められている 3 つのシミュレ
ーションプロジェクトは、それぞれの研究テーマが明確であって評価でき、今後集約的研究成果を生み出す基盤となることが期待される。また、研究プロジェク
トは、研究の進展に合わせて柔軟に組織を再構成することが容易であり、有機的な運営が可能と考えられる。（１名）
シミュレーションによって具体的な事象を説明すると同時に、方法論を地道に開拓し、また人材育成を行ってゆく必要がある。前者のためには組織的なプロジェ
クトを推進することが有効であるが、後者はいわば各研究者のライフワークとして自発的かつ長期的に研究を行うことができる環境が必要である。（１名）
従来の「実験」や「理論」という区分けとは違う、新しい分野として「シミュレーション科学」を位置付けようという試みは大変チャレンジングである。これが「第三の道」としての地位を確保できるかが、今後の試金石となろう。「実験」
や「理論」との良い意味での差別化・競合を期待する。（１名）
核融合プラズマの多階層性研究をプロジェクトの中心に据える計画は学術的で37

あり、広い分野をカバーするように組織も論理的によく検討されているが、集約的成果を生むためには更なる柔軟な対応が必要のように思われる。（１名）
コア・周辺、運動論・流体モデルの全領域を現有メンバーでカバーするのは困難であるように思われる。課題が多岐に渡るため、大学との役割分担を前提に、今後、競争力が高い研究にある程度の集約は必要になるように思われる。（１名）
磁気リコネクションはプラズマ・核融合研究全体に及ぶ基礎概念であることから、横断的な連携・協力が期待される。（１名）
レーザー核融合研究は、プロジェクトを構成する各々の素過程は基礎研究の色彩が強いことから、基礎プラズマ研究のグループを中心にレーザー核融合に関与する雰囲気を醸成するとともに所内連携を一層図り、集団的な協力体制で研究をカバーする必要があるように思われる。（１名）
複雑性プラズマシミュレーションのプラズマ・物質相互作用やBlob輸送などは、
周辺プラズマやレーザー核融合などに貢献できる可能性があることから、連携体制を検討していただきたい。（１名）
次世代スーパーコンピュータによる大規模シミュレーション研究をさらに発展させるためには、人材育成が重要であり若手研究者組織を拡充しプロジェクティ
ブな研究体制を引き続き整備する事が望まれる。とくに、他分野との連携の窓口となる新領域シミュレーション研究系の体制の整備が重要である。（１名）
作業班の活動も組織としては不可欠なものであり、技術職員への期待も大きい。
ただ、作業班への研究者の関与が研究者にとって大きな負担となることが心配され、これが過度の負担とならないような配慮がなされることが望ましい。
（１名）
計算機及びネットワークの業務については、作業班という形で分担されることになったが、専門的な知識を必要とする部分の責任体制を明確にすることが望まれる。（１名）
バーチャルリアリティなど、シミュレーション研究環境を支える組織体制をもう少し確固たるものにしていく必要がある。（１名）
Several significant changes in the NIFS organizational structure have occurred in recent
years. The effect of these changes has been positive.（１名）
The organizational change has strengthened the ties with the experimental work carriedout at the LHD device.（１名）
Three simulation projects have been started, and also the direction of research has beenclarified. By developing predictive hierarchy-renormalized simulation codes, eachpurpose will be achieved in future, which leads to the establishment of the simulation
science in a new interdisciplinary capacity.（２名）［３］ 大学共同利用機関法人として、大型シミュレーション研究用解析装置（プラズマシミュレータ）等を活用した大学等との共同研究及び連携を積極的に推進し、シミュレーション研究の展開に貢献できたか。
As an inter-university research institute, did we actively promote the collaborative38

research and research collaboration with universities that utilizes an analysis device forthe large-scale simulation research (a plasma simulator) and the like? Also, did wecontribute to the development of the simulation research?

日本全国の多数の大学研究者が共同利用研究として NIFS の大型シミュレーショ
ン研究用解析装置（プラズマシミュレータ）等を活用して多くの成果をあげており、日本におけるシミュレーション研究の展開に多大なる貢献をしている。（８名）
大学や研究機関の多くの研究者が積極的に NIFS の計算機リソースを有機的に活用できるよう、より一層努めてもらいたい。プラズマシミュレータなどを利用した大型シミュレーションでは、NIFS に長期滞在しての研究が必要となろう。実験装置のように、より広く門戸を開放する必要があろう。（２名）
大型シミュレーション研究用解析装置の運用形態の変更により、大学等からの利用環境は改善され、共同研究が促進されるようになった点は評価できる。
（１名）
大学等との連携を積極的に取り入れたプロジェクト研究体制の導入により、大学等との連携に基づくシミュレーション研究のさらなる展開が期待できる。
（１名）
現計算機システムの一刻も早い高速化が望まれる。（１名）
レーザー核融合シミュレーション分野の FI3 研究は、大阪大学と NIFS との有機的な連携が効果的に進んでいる点であり評価できる。（１名）
シミュレーションを中心に据えた双方向的な共同研究の推進や様々な研究をリモートに行う多様な共同研究を模索する観点から、関連大学・機関とのネットワ
ークの相互通信など、先進的な情報科学の推進が重要な課題となろう。セキュリティーに十分に配慮しつつも、シミュレーションデータの共有や画像の遠隔操作など、ネットワークを介した様々な使用形態や自由度をなるべく付与する方向で検討いただきたい。（１名）
The department of simulation science has carried out high quality work as aninter-university research institute.（１名）
The Department of Simulation Science actively participates in the Japanese modular
integrated code development project called TASK. This is an excellent example ofinter-university research collaboration with a national scope.（１名）
Another good example is the research collaboration on integrated simulations of
implosion dynamics, laser-plasma interactions, fast electron transport, and core heatingin laser fusion. This effort at NIFS is carried out through a Bilateral Collaboration with
Osaka University.（１名）
The inter-university collaborative nature of the three main simulation projects at NIFS isclearly evident from the organization chart for these projects, which shows that scientists
from the Department of Simulation Science work hand-in-hand with simulation scientists
from the LHD Theory and Data Analysis Division and with simulation scientists fromoutside universities and laboratories (both in Japan and elsewhere).（１名）

39

The board governing large simulation projects is charged with duties of allocating CPU
time according to the LHD and NIFS priorities. Yet, there is some room for
improvements and further investment in order to upgrade and refine already existing
computers and their infrastructure. This is the subject of the highly desirable increase infunding of NIFS and its activities.（１名）［４］ COEとしての役割を果たすことができたか、さらに、国際的な連携研究・貢献などにより、国際的にもCOEとしての役割を果たすことができたか。
Did we successfully play a role as COE? Moreover, did we also play a role as COE ina global sense through international collaborative research and contributions?

優秀な数多くの研究者集団による最先端の研究成果を挙げている点に止まらず、プラズマ・核融合分野におけるトップクラスの高速計算機の導入・運用を図っており、国際会議やワークショップを主催・運営するなど、国際的な COE としての役割を十分果たしており、評価できる。今回の評価対象期間に発表された285 件のオリジナル論文の内、85％が共同研究によるものであり、共同利用機関として十分な役割を果たしている。（１０名）
ITER 及び BA に大学の研究者が参加するための窓口としての役割を期待する声があり、今後検討を期待する。とくに BA で行われるシミュレーション研究において、我が国で開発・整備されたプログラムやアルゴリズムが国際標準として用いられるよう組織化された努力が必要であり、NIFS のシミュレーション科学研究者の活躍に期待が集まっている。（３名）
外部の多くの共同研究者を巻き込んで研究が進められており、その努力に敬意を表する。NIFS が拠点となり成果をあげると同時に、大学や他の研究機関で、世界と競争できるグループの増加が求められる。多数の副拠点が構築され競争と協力のバランスのとれた共同研究体制の実現を望む。（１名）
NIFS is the best known Japanese centre in fusion studies abroad. Therefore, there is a lotof interest in the world to visit NIFS and to contribute to its excellent facilities.（１名）
NIFS has been functioning successfully as a Center of Excellence for simulation science.
（１名）
NIFS functions as a center for simulation science, as evidenced by the following:• The Department of Simulation Science has a “critical mass” (21 professional
scientists), and its size allows it to tackle a broad range of inter-related research
projects.
• The Department of Simulation Science addresses research projects in a synergisticmanner. In other words, there is clear evidence of collaborative work among thescientists in the Department, and the Department addresses difficult problems that
require a team effort.
• NIFS research efforts in simulation science are central to inter-university

40

collaborations that extend throughout Japan.
• NIFS simulation research is also centrally engaged in collaborations that extend
around the world. NIFS has an active personal exchange program, both in hostingguest professors and researchers at NIFS and in sending NIFS scientists abroad.
• The NIFS computational facilities provide super-computer cycles for simulations
performed by researchers at other laboratories and universities.
• NIFS is the largest user of the SINET3 high-speed network that comprises a virtuallaboratory for fusion research in Japan.
• NIFS has played a central role in organizing and hosting a large number of national
and international conferences related to simulation science (15 during the past four
years). For example, NIFS organized the 19th International Conference on Numerical
Simulation of Plasmas (July 2005).（１名）
The excellence of the NIFS simulation research is evidenced by the following:• NIFS simulation scientists have been selected for numerous invited talks at prestigious
international conferences (e.g., three oral invited talks at the 2004 IAEA Fusion
Energy Conference in Portugal and one invited talk at the 2006 IAEA Fusion Energy
Conference in China). Another outstanding example is the invited review talk on zonal
flow physics at the 2006 APS Division of Plasma Physics Annual Meeting (the firstreview talk ever given by a scientist from Japan at this meeting).
• NIFS simulation scientists have an excellent publication record: 37 papers in 2004, 35
in 2005, 87 in 2006, and 74 so far for 2007. Note that the number of publications has
been double in each of the last two years compared to what it was before that.
• The computational facilities for simulation research at NIFS are excellent. The LHD
Numerical Analysis System was updated two years ago, and the Plasma Simulator will
be replaced in 2009.（１名）
The department of administration provides excellent support in terms of housing, travel
and instructions. Seminars and less formal discussions are held quite frequently.（１名）
One can think of further improvement in terms of increasing the budget in order toenhance the input from abroad.（１名）［５］ 自然科学研究機構内分野間連携等を通し、他分野へ発信できる学術発信拠点となり得たか。
Through the interdisciplinary collaboration within the National Institutes of Natural
Sciences, did we successfully function as an origin for the academic scientific transmissionthat can also transmit to the research fields other than nuclear fusion?

プラズマ・核融合の分野が学際的な発信力をもつために、理論・シミュレーショ
ン研究が果たす役割は極めて重要である。NIFS では、宇宙・天文分野との連携・協力をはじめとし、積極的な活動が行われており、その活動は評価できる。（９41名）
今後は、より広範な機構間の連携、例えば情報・システム研究機構や宇宙航空研
究開発機構など、他の法人とも連携し、さらに一層の学術の発信に努めることを期待する。（１名）
分野間連携は幅広いスコープや広範囲の知識を必要とすることから、当該分野における大学等の外部の研究活動との一層の協力が望まれる。（１名）
プラズマ・核融合分野には高いレベルの膨大な研究の蓄積がある。これを他分野の研究者が理解できるような形で発信できるようになることを期待する。
（１名）
連結階層シミュレーションは核融合プラズマ分野に限らず、より広範な学術分野を包含するシミュレーション科学の中心的課題の一つであろう。NIFS で培った
今までの経験と実績を基盤として、連結階層シミュレーションに関連した学術発信拠点を目指して欲しい。特に連結階層シミュレーションでは、そのシミュレー
ション結果と同時に、連結階層に必要な新しい手法の構築が強く求められよう。
（１名）
リコネクション物理や分子動力学のシミュレーションでは自然科学機構内の分
野間連携を意識して積極的に推進しており、その点は評価できる。ただし学術発
信拠点にまでには至っていないと思われるので、より一層の努力を期待する。
（２名）
プラズマ物理を基盤とした他研究分野への貢献は大いに評価できるが、分子科学、生理学、基礎生物学など、もともとプラズマ科学と関わりの薄い研究分野との連携はこれからのように見受けられる。これらに対しては、サイエンスそのものというよりは、シミュレーションの計算手法など方法論的な側面からの連携、協力が進められていくものと期待される。（１名）
分野間連携はまだ緒に就いたばかりであって、学際的共同研究は長い目で見て育ててゆく必要があり、早急な評価は困難と考える。いずれの課題においても相互作用が深まりつつあることは理解できた。（１名）
The promotion of inter-institute (NINS) collaborations will be materialized in a program
named “Hierarchy and Holism in nature” in envisaged collaboration project aimed at adevelopment of new fields. Also, the project on “Development of non- equilibrium
quantum physics” has been initiated. These are important first steps enhancing theimpact of fusion research on other fields of research pursuit by NINS.（１名）
Two examples were cited of interdisciplinary research (via the National Institutes for
Natural Science): one is the study of gravitational many-body system, and the other isthe study of non-equilibrium plasma/matter physics (e.g., temperature- gradient quantum
Nernst effect). Both of these investigations are presumably still in their initial stages.（１名）
It is significant that NIFS is providing leadership in organizing the International
Symposium on Hierarchy and Holism (Feb 2008) through the National Institutes for
Natural Science. This will provide an important opportunity for the initiation and42enhancement of interdisciplinary research projects.（１名）［６］ 国際的に活躍できる人材の養成を行えたか。
Did we successfully contribute to the fostering of human resources who would play anactive part in an international situation?

個々の研究者は、夫々の分野で大変優れた成果を挙げており、世界的に高く評価されている。これは優秀な若手研究者が継続的に採用されていること、研究所内でのセミナーや学術的議論が自由闊達に行われていること、良い意味での研究者間の競争がなされていること、などに起因している。これも一重に、適正規模の研究者集団が最先端の計算機を比較的自由に使える環境にあるからとも言える
ので、今後もこのような体制や雰囲気を堅持・発展させることを期待する。（９名）
夏の学校を開く等、人材育成の取組みを高く評価する。あえて言うならば、若手研究者の育成は急速な計算機の大規模化に対応するため重要課題であり、大学院生の確保にさらに努力するとともに、特任研究員等を含む若手研究者組織のさらなる整備が望まれる。（１名）
PDや若手研究者が育成される場としてNIFSの役割は極めて重要である。今後も国際的に開かれた研究の場を創造し、核融合研究の長期的な発展を支える人材育成のための具体的なプランをコミュニティに提示してもらいたい。（１名）
学生を含む人材の養成にあたっては、大学の教育活動などとの連携も望まれる。
（１名）
大学院教育という側面においては、学位取得者の数は研究所の規模と比べて少な
いようにも見える。（２名）
報告されている限りでは、大学院修了あるいはCOEで育った人数が少ないように見えるが、これは当人の能力・素質の要素もあり、問題ではないと判断する。
（１名）
国内の核融合シミュレーション分野における若手研究者の大部分がNIFSに所属しており、その人材育成はきわめて重要である。若手研究者の国際的な活躍の場を広げるために、国際会議等への海外派遣を促進すると共に、日米協力や日欧協力による中長期的な派遣を有効に利用することが望ましい。（１名）
NIFS has an active education and training program for graduate students and young
researchers. Within the Graduate University for Advanced Studies, it functions as the
Department of Fusion Science and teaches its own graduate students. Also, throughcooperative degree programs with other universities, it offers courses and degree
programs to students. In addition, graduate students from other universities carry out
thesis-related research at NIFS through collaborative research projects.（１名）
NIFS is determined to support a young researcher on top of its ability. Excellent facilities
such as Plasma Simulator, Virtual Reality systems, LHD numerical analysis system are at43

full disposal of a young scientist technically supported by NIFS permanent stuff.（１名）
NIFS operates an annual Asian Winter school (Toki Lectures on Simulation Science)
through the Graduate University for Advanced Studies. It also runs the Summer School
for Young Students.（２名）
Through the Graduate University for Advanced Studies, NIFS graduated eight Ph.D.
students during the period 2004-2006. Three of them were international students. I
recommend keeping a record of where the NIFS simulation science Ph.D. students
become employed after graduation.（１名）
NIFS has a postdoctoral program. During 2004-2007, three young scientists who had
been postdoctoral fellows in the Department of Simulation Science (one supported as a
COE researcher and another as a JSPS Fellow) were hired onto the regular staff.（１名）
It would be unfortunate if the mobility of university graduate students to do research atnational laboratories (such as NIFS) were to be hampered as a result of the new status ofJapanese national universities. These are excellent opportunities for students to acquire
broadened experience and exposure. Hence the NIFS plans for enhancing student
mobility by increasing the number of affiliated universities (including foreign
universities) are commendable.（１名）［７］ 今後の研究計画は適切か。特に、中長期的な展望を見据えたものとなっているか。
Is our future research plan proper? Especially, is the perspective of the mid-/long-termplan properly taken in consideration?

シミュレーション科学を確立するという大きな目標を置き、階層性に着目するという具体的なテーマを設定した研究計画及びロードマップを立てている点は高く評価できる。（９名）
敢えて難を言えば、以前行った評価の際と比べると、シミュレーション研究が
LHD研究に少しシフトしすぎている感がある。また組織改編で、「シミュレーシ
ョン科学研究部」と名付けられた割には、シミュレーション研究が持っているその幅広さ、複雑性科学研究の比重が少々軽くなってきている趣がある。LHDなど
具体的な装置における核融合研究は非常に重要な研究ではあるが、同時に、広い学術分野への発信・貢献を今後も強く推し進めていただきたい。（１名）
ニューメリカル炉を目指した階層統合シミュレーションのロードマップを作成したことは評価できるし適切である。また、ニューメリカル炉のプロジェクトの遂行を設定した中長期的展望は評価できるし、大いにやってほしい。ただ、大規模シミュレーションも行いながら、ニューメリカル炉のプロジェクトを推進させることができるだけのマンパワーがあるのか気がかりである。また、非常に少ない人員でこのような幅広い評価に耐え抜いていることは賞賛に値する。（１名）
六ヶ所研究センターを設けて、ITER・BA 活動との強い連携を目指している点は

44

理解できるが、ITER との具体的な連携に関しては、殆んど見えてこない。まさに器を作ったところに止まっている。今後は、ヘリカルに限らず ITER や BA に関連した具体的な研究テーマを積極的に取り上げ、組織的に貢献することを強く期待する。（２名）
多階層性研究をキーワードに据えた研究方針は学術的であり、時代のトレンドではあるが、多くの要素を含み広範囲の知見を必要とすることから、プロジェクトとして適切か必ずしも定かではない。今後、これまでの要素研究ももとに多階層を見据えた結合（コアと周辺、運動論と流体など）を進めることになるが、今後の進展が期待される。そのためにはプロジェクト間の連携や交流を一層強化するとともに、外部の知見や協力研究を積極的に取り入れることが重要になろう。
（１名）
Nonlinear、 non-equilibrium、 open系のシミュレーション研究というアイデンテ
ィティーは、確かにそうであるが、「だから難しい」と同時に「だから面白い」という側面が十分アピールしていないように思われる。（１名）
米国のSciDACで成果を上げているように、計算科学との連携を視野に入れた研究計画が望まれる。（１名）
For future research directions, the Department of Simulation Science will continue topursue existing successful research projects. In addition, it will focus on some new
initiatives, such as simulations for LHD deuterium experiments and also simulations fora proposed helical fusion reactor. The latter simulation project is referred to as the LHD
Numerical Test Reactor (LHD-NTR). Both of these new initiatives are appropriate andshould provide critical information to the NIFS experimental program for its strategicplanning and future operations.（２名）
One suggestion is that the fusion test reactor studies should involve not only plasma
physics simulations, but also fusion engineering simulations. I would also encourage
consideration of the use of computer clusters, which are highly efficient for certain typesof simulation problems and for code benchmarking, and which are relatively inexpensive.
（１名）
In a long run the complex plasma simulation project attempts to apply their research tofusion research and will contribute to LHD-NTR gradually. Yet, this process cannot be
too slow. The challenge toward the establishment of simulation science as a newacademic field as well as for the development of LHD-NTR will be reflected in the next
mid-term plan starting in FY2010.（１名）
The two purposes of simulation research at NIFS are to contribute to the understandingof plasma behavior and to promote simulation science as a new interdisciplinary field.
For the latter purpose, it would be useful to establish contacts with specialists incomputer science at other universities and laboratories. Such contacts can be helpful forthe development of advanced algorithms for plasma simulations. The SciDAC fusion

45

simulation projects in the US stress the usefulness of such contacts.（１名）［８］ 上記観点に上げられているものを除き、平成16年度外部評価及び平成17年度
組織検討委員会において指摘された事項について適切に対応したか。
Besides the above described perspectives, did we properly resolve the issues pointed
out in the 2004 Peer Review and the 2005 Organization Review Committee?

（１） LHD・磁場閉じ込めプラズマ、レーザー核融合プラズマ、複雑性プラズマの各プロジェクトによるテーマ設定、研究の進め方は適切か。
Were the selection of research themes and procedures by a respective project for the
LHD/magnetic field confinement plasmas, laser nuclear fusion plasmas, and complex
plasmas proper?

LHD・磁場閉じ込め分野では階層拡張・階層統合シミュレーション、レーザーに関しては FI3、複雑性に関しては分野間連携、などに力点を置いてテーマ設定している点は適切であり、今後もこれらの研究を精力的に推進してゆくことを期待する。（９名）複雑性プラズマにおいては、もう少し広い観点から研究を進める必要があるのではないかと考える。この分野を、もっと強力に進めていくことを切望し、そのために、より広範な連携を進めていくことを期待する。（１名）
レーザー、及び複雑性プラズマプロジェクトにつき一層重点的に取り組む体制の整備が望まれる。（３名）
FIREX 計画に係る先導シミュレーション研究における NIFS 専任のシミュレーシ
ョン研究者の関わり具合が私にはまだ良く見えてきていないようである。
（１名）
複雑性プラズマにおけるグラファイトについては、分子研との連携も視野に入れながら、ポテンシャルの取り扱い等も含め、実在系に対する高度なシミュレーシ
ョン手法の確立が望ましい。（１名）
The issues pointed out in the 2004 Peer Review and the 2005 Organization Review
Committee were taken into account properly enhancing activities in all three seemingly
diverging fields quite significantly. The choice of sub-projects within these three main
simulation projects has been appropriate. The increased emphasis on simulations for the
LHD experiment has been especially commendable during the past four years.（２名）
The reconnection studies have achieved impressive resolution of underlying physics.
Now these studies should also develop more contact with experimental results (e.g., tovalidate the theoretical models against observations of reconnection and substorms in the
Earth’s magnetotail, coronal mass ejection, and magnetic reconnection in laboratory
experiments).（１名）
The work on integrated laser-target simulations with PIC, Fokker-Planck, and fluid codes
has likewise been impressive. It would be interesting if these integrated simulations
could provide positive feedback to the integrated simulations for magnetic confinement,46

and vice versa.（１名）（２） ITER 及び BA への寄与が明確な研究テーマを設定し、体制を準備しているか。
Did we select such research themes that clearly define the contribution to ITER and BA
and prepare the appropriate environment?

燃焼プラズマのシミュレーションに取り組む等適切にテーマ設定がなされている。（２名）ITER 関連の研究テーマの一つとして、TAE 研究は ITER に大いに貢献しており高く評価できる。（４名）
ただしもっと多くのテーマを取り上げるべきであるとも言える。（１名）
本格的な寄与をするためには多数の人材が必要であり、どのような体制で臨むかは今後も検討されるべき事柄である。（１名）
ITER 及び BA は開始されたばかりのプロジェクトのため今後の展開が望まれる。
（１名）
ヘリカル炉への取り組みがまだ遅れているのに、ITER 及び BA への寄与が明確なテーマを優先的に設定しなければいけないとすることには違和感を覚える。ヘ
リカル炉についてまず真剣に取り組めば、ITER 及び BA への寄与は自然に可能になるであろう。（１名）
3 次元磁場閉じ込めシミュレーション LHD-NTR の研究と 2 次元シミュレーショ
ンベースの ITER の研究とを学術的に相補的基盤を有するものと考えて、また近未来の NIFS と六ヶ所のスーパーコンピュータの稼動時期や性能等を見据えた上で、研究テーマ設定と体制準備を行おうとうとしていることは評価されて宜しいと思われる。（１名）
六ヶ所研究センターを開設するなど連携協力の体制を整えていることは高く評価される。（１名）
ITER 連携推進室や六ヶ所研究センターを設けて、ITER への貢献に努めている点は評価できる。ただし専属の研究者・技術者が少ない点なども含め、まだまだ「器を作っただけ」で、研究としては十分機能していない。六ヶ所研究センターの情報インフラ、人員配置について、大まかでも良いから早期に将来計画を立てる必要があるのではないか。（３名）
BA については、2012 年の計算機シミュレーションセンター運用開始に向けて磁気核融合シミュレーションコードの組織的開発を進めることが当面の重要課題である。炉工学に関するシミュレーションについても、情報収集ならびに連携を図る体制を構築することが望ましい。六ヶ所研究センターの役割については、計算機シミュレーション・ネットワークに限定することなく、炉工学関係を含めることも検討することが望ましい。（１名）
シミュレーションコードのグローバルスタンダードに我が国独自の貢献ができ47

るような長期的・組織的な戦略が必要であろう。（１名）
若手のキャリアパスとしてアピールできる明確なビジョンや計画が示される必要がある。（１名）
The governmental decision on priority in 2003 defines clearly that the role of JAEA is toresearch for the development of fusion reactors mainly using ITER and the NIFS role isto advance related academic research. Another important research objective of DSS at
NIFS is to develop LHD-NTR, a three-dimensional magnetic confinement simulation
code, which includes the research of Tokamaks like ITER as a special case. Thus, studies
of LHD-NTR and ITER are inseparably related from a scientific point of view. The
Rokkasho Center will be utilized under the policies mentioned above and considerations
with regard to time sequences of operation schedules of the available super computers.
（１名）
The internal structure of the new Department of Simulation Science has served toincrease the emphasis on research for ITER and Broader Approach. The most obvious
new development here has been the recent establishment of the off-site Rokkasho
Research Center. The creation of this Center is strategically laudable.（１名）
Moreover, within the magnetic confinement division of the Department of Simulation
Science, the work on gyrokinetic simulations for ITG and ETG turbulent plasmatransport (some of which was performed on the Earth Simulator computer) and the workon energetic particle simulations for burning plasmas are clearly relevant to ITER.（１名）
Programmatically, the Department of Simulation Science is involved in a number of
ITER-related collaborations, which it promotes through an ITER Collaboration
Committee, an ITER Research Coordinating Group, and an IFERC Project Committee.
Also, NIFS simulation scientists participate in ITPA Topical Group meetings and helped
write the “Progress in the ITER Physics Basis” (a massive document that was recently
published in the Nuclear Fusion journal). NIFS simulation scientists participated in thefirst ITER Summer School (France, 2007) and will also certainly participate in thesecond such summer school (to be held in Japan in 2008).（１名）（３） 研究及び計算機環境の進展を配慮し、共同利用の観点を踏まえつつ、大型シ
ミュレーション研究用解析装置の構成を検討し、運用計画を立案しているか。
While considering the development of research and computer environment as well as
the perspective of inter-operation, did we work on the constitution of an analysis device
for the large-scale simulation research? Then, did we make plans for its operation?

外部共同研究者の視点を入れて装置構成や運用がなされており、高く評価できる。
（８名）
スパコン利用に関する共同研究の透明性を高める努力は評価する。（１名）

48

作業班を組織し、共同研究者の意見を反映させたベンチマークコード群整備の活動は評価できる。（２名）
大型シミュレーション研究用解析装置の運用形態については、ジョブ区分の簡素化等によって、共同利用により配慮された改善が進められていることは評価できる。今後さらに、簡素でありかつ合理的な運用形態を目指すことが望まれる。
（１名）
共同研究の観点からは、スカラー並列がほとんどを占めている大学の計算環境か
ら大幅なコードの変更なしに性能を発揮できる、シームレスな連携が可能な計算機システムが望まれる。次期計算機システムの選定に期待するところは大きい。
（１名）
当面の計画は概ね評価できる。しかしながら、スーパーコンピュータのアーキテ
クチャは 2～3 年後あたりに大変革期を迎える可能性が高い。単にリプレイスを重ねるのではなく、予算と時期、政治的情勢を見極めながら、その構成を考えていくべきであり、それを見極められる人材配置も重要な課題であると考える。また、極論するならば、天文台、分子研、核融合研による統合的なシステム、更には、ITER の BA インフラも見据えた構成を考えるべき時期に来ているのではな
いか。自然科学研究機構という組織体系を、コンピュータシステムという汎用的インフラの面からも有効に生かすべき時期が来ていると考える。（１名）
Simulation collaborations are actively promoted by developing open MHD source,
benchmark suite project for fusion-related simulations, and organization of working
groups on computer and network infrastructures. By developing predictive
hierarchy-renormalized simulation codes, many goals will be achieved in future.（１名）
Firm plans have to be established by considering also the convenience for collaborators
at universities, once the specifications of the ITER-BA computer and other researchfacilities become clear. The Rokkasho Center will be utilized under the policies to beworked out in future and considerations regarding super computers available at the time.
（１名）（４） 可視化やバーチャルリアリティシステムの成果を公表・発信し、成果の幅広
い波及、連携研究に努めているか。
Did we disclose and transmit the research result for the visualization and virtual reality
system to widely spread research results and promote research collaboration?

高い成果をあげていると評価する。（１名）
最先端のバーチャルリアリティシステムを導入・運用し、LHD の運転・実験、
シミュレーション結果の可視化などにおいて大いに成果を挙げている。ただしそれ以外の分野に広く活用を図ってもらうべくユーザー数を増やす努力が弱い。
（２名）
多くのシミュレーション研究成果はデータの可視化に力を入れて発表されてお49

り、評価できる。仮想現実的可視化については基礎的な研究が着実に進められているが、核融合シミュレーション結果への適用はまだその範囲が限られている。
（１名）
仮想現実的可視化研究については、企業との共同研究に留まらず、3 次元データ
形式やインターフェースの共通化・標準化とその公開を進めることが、共同研究への波及や連携研究の発展の観点から望まれる。（１名）
バーチャルリアリティシステムの成果全体は評価できる。しかしながら、組織体系として非常に脆弱な面を持っている。バーチャルリアリティによる研究成果は、学術研究という側面だけではなく、情報発信として多分に政治的側面も有している。人材的な面での強化策を積極的に考えるべきである。（１名）
所定の成果を得ているが、これらの先進装置は外部からの使用が必ずしも容易ではない。当該分野において多様な使用形態のもとで連携研究を積極的に進めるた
めには、ネットワークの相互通信が一層重要になる。今後ネットワークの高速化
やハードウェアやソフトウェアの格段の進展などを考慮しながら、様々な先進可視化を含む様々な計算機資源のリモートでの積極的な使用を可能にする取り組みを積極的にしていただきたい。（１名）
バーチャルリアリティ、可視化が研究にどのように役立ったのかについて、もっと強い主張があってもいい。（１名）
可視化はシミュレーションに不可欠の技術であるが、その科学的な地位は、まだ理解のための補助的な手段という域を出ていない。単に技術開発を競うだけではなく、シミュレーションにおいて結果の representation（表象）がいかにあるべきかを深く考察する研究も必要であろう。（１名）
今後さらに炉設計ともさらに連携を強めて、炉の保守、点検、管理の思想を先導するエンジニア部門としても活動できるべく、技術部との連携も必要であろう。
（１名）
The researches on Virtual Reality (VR) are extended from stand alone VR system to a
VR system communicating with other VR systems, leading to wider applications invarious fields. This has to be judged as a major achievement by all international
standards.（１名）

50

３．３ 評価のまとめと提言
３．３．１

評価のまとめ

項目別に評価を総括すると、以下のようにまとめられる。
［１］ シミュレーション研究を進めることによって、核融合プラズマ閉じ込めの物
理機構解明及びその体系化、更に核融合研究を支える基礎研究としての複雑性の科学の探求等において、世界に先駆けた学術的進展があったか。
磁場閉じ込めプラズマの様々な実験データを説明し、さらに核融合プラズマの基本的な特性を予測できる高精度数値計算手法を開発し、多くの成果をあげている。これらは、300 件近いオリジナル論文として発表されており、また 2006 年の IAEA 核融合
エネルギー会議のサマリーで多くの成果が引用されている。これらのデータは、NIFSのシミュレーション研究が国際的な場で極めて重要な貢献を行っていることを客観的に裏付けている。とくに、プラズマ乱流・構造形成に係るジャイロ運動論効果、高エネルギー粒子の非線形挙動、2 流体効果などを高精度でシミュレーションしたこと、
高分解能電磁流体力学（MHD）、ペレットアブレーション、プラズマ―物質相互作用などで成果をあげたことは極めて高く評価される。これらはいずれも核融合プラズマの「多階層性」という本質に迫る研究であり、トカマクやレーザー核融合も含めた核融合の様々な領域で極めて重要な意味をもつ。同時に「シミュレーション科学」という新しい科学の地平で核融合プラズマ研究の存在感を際立たせる先駆的な研究成果である。NIFS のシミュレーション研究者が、シミュレーションを科学の新しい方法論として確立しようという高い目標をもって研究に取り組んだ成果として高く評価される。
統合輸送コードの開発においては、大学等との積極的な連携のもとで NIFS が先導的な役割を担うことが期待される。高速点火や周辺プラズマ、プラズマ―物質相互作用といった複雑性・多階層性の研究は世界に先駆けた意欲的な研究であり、今後の核融合研究の重要課題であるのみならず、多くの他分野との学際性を有しており、今後さらなる研究の発展が期待される。
［２］ ［１］を遂行するにあたり、下記事項を実施することができたか。
（１） 組織改編により、集約的研究成果を生み出し柔軟かつ有機的な運営が可能な研究基盤が整備されたか。
シミュレーション科学研究部は全体として「階層」をキーワードとして学術的なビジョンをもち、磁場閉じ込め核融合プラズマ、レーザー核融合プラズマ、宇宙プラズ
マ等の振る舞いを予測する緻密なシミュレーション研究に、革新的数値計算手法、仮51

想現実技術、遠距離広帯域ネットワーク技術等の基盤技術開発を融合し、シミュレー
ション科学の新展開を目指している。LHD・磁場閉じ込めシミュレーション研究系、
新領域シミュレーション研究系、及び六ヶ所研究センターから成るシミュレーション
科学研究部を創設したことにより、NIFS が有する人的・ハード的リソースが統合・組織化されたことは、今後の発展を図る上で有意義である。所内及び国内との共同研
究を含めた形で進められている 3 つのシミュレーションプロジェクトは、それぞれの研究テーマが明確であり、今後集約的研究成果を生み出す基盤となることが期待される。
これらの課題はいずれも学際的であり、大学等との積極的な連携・協力、分野間の有機的な連携を一層強化することが期待される。また、次世代スーパーコンピュータ
による大規模シミュレーション研究をさらに発展させるためには、人材育成が重要であり、若手研究者組織を拡充する事が望まれる。計算機及びネットワークの業務については、作業班という形で分担されることになったが、専門的な知識を必要とする部分の責任体制を明確にすることが望まれる。また、バーチャルリアリティなど、シミュレーション研究環境を支える組織体制を確固たるものにしていく必要がある。
［３］ 大学共同利用機関法人として、大型シミュレーション研究用解析装置（プラズマシミュレータ）等を活用した大学等との共同研究及び連携を積極的に推進し、シミュレーション研究の展開に貢献できたか。
日本全国の多数の大学研究者が共同利用研究として NIFS の大型シミュレーション
研究用解析装置（プラズマシミュレータ）等を活用して多くの成果をあげており、日本におけるシミュレーション研究の展開に多大なる貢献をしている。とくに統合コード開発の大学間共同プロジェクト（TASK）への貢献やレーザー核融合シミュレーシ
ョンでの大阪大学との協力などが特筆される。大学等からの利用環境は改善され、共同研究が促進されるようになった。約 300 件の発表論文の内、約 85％は大学等の研究者との共同研究の成果であることからも、NIFS が共同利用研究機関として十分な貢献を行っていることが客観的に裏付けられる。
今後も、大学等との連携を積極的に取り入れたプロジェクト研究体制の導入などにより、計算機リソースの活用が一層進むよう努めてもらいたい。また、シミュレーションデータの共有や画像の遠隔操作など、ネットワークを介した様々な使用形態を可能とする検討が期待される。
［４］ COE としての役割を果たすことができたか、さらに、国際的な連携研究・貢献などにより、国際的にも COE としての役割を果たすことができたか。
21 人の専門家集団を構成し、広範なテーマに展開しつつ最先端の研究成果を挙げている。プラズマ・核融合分野におけるトップクラスの高速計算機の導入・運用を図っ

52

ており、外部の多くの共同研究者を巻き込んで研究が進められた。また国際会議やワークショップ（4 年間で 15 件にのぼる）を主催・運営するなど、国際的な COE としての役割を十分果たしている。
ITER 及び BA に大学の研究者が参加するための窓口としての役割も期待される。
BA で行われるシミュレーション研究において、我が国で開発・整備されたプログラムやアルゴリズムが国際標準として用いられるよう組織化された努力が必要であり、NIFS のシミュレーション科学研究者の活躍に期待が集まっている。また、海外からの協力を取り込むための予算措置も望まれる。
［５］ 自然科学研究機構内分野間連携等を通し、他分野へ発信できる学術発信拠点となり得たか。
プラズマ・核融合の分野が学際的な発信力をもつために、理論・シミュレーション研究が果たす役割は極めて重要である。NIFS では、宇宙・天文学分野、分子科学分野との連携・協力をはじめとし、積極的な活動が行われており、その活動は評価できる。
プラズマ・核融合分野には高いレベルの膨大な研究の蓄積がある。これを他分野の研究者が理解できるような形で発信してゆくことが求められる。とくに、分子科学、生理学、基礎生物学など、もともとプラズマ科学と関わりの薄い研究分野との連携はこれからのように見受けられる。これらに対しては、サイエンスの内容より、シミュ
レーションの計算手法など方法論的な側面からの連携・協力が可能である。階層連結というテーマは、その中心となるだろう。今後、長期的な視点に立って、大学、情報・システム研究機構や宇宙航空研究開発機構なども含めた広範な学術的ネットワークを確立する必要がある。
［６］ 国際的に活躍できる人材の養成を行えたか。
個々の研究者は、夫々の分野で大変優れた成果を挙げており、世界的に高く評価されている。これは優秀な若手研究者が継続的に採用されていること、研究所内でのセミナーや学術的議論が自由闊達に行われていること、良い意味での研究者間の競争がなされていることなどによる。また、様々なトレーニングプログラムを実施し、国内のシミュレーション研究者の技能向上に多大な貢献が成されている。より広い意味での人材育成、社会的理解の醸成に関しては、夏の学校を開く等、幅広い取り組みを行っており、高く評価される。
国内の核融合シミュレーション分野における若手研究者の大部分が NIFS に所属しており、PD や若手研究者が育成される場として NIFS の役割は極めて重要である。今後も国際的に開かれた研究の場を創造し、核融合研究の長期的な発展を支える人材育成に貢献することが望まれる。また、特任研究員等を含む若手研究者組織のさらなる53

充実計画を具体化しコミュニティに提示することで、優秀な研究者をこの分野に呼び込む必要がある。大学院教育については、大学の教育活動への協力・連携などが望まれる。
［７］ 今後の研究計画は適切か。特に、中長期的な展望を見据えたものとなっているか。
シミュレーション科学を確立するという大きな目標を置き、階層性に着目するという具体的なテーマを設定した研究計画及びロードマップを立てている点は高く評価できる。LHD 核融合炉のモデル予測を目指した階層統合シミュレーションのロード
マップを作成するなど、LHD 研究に直結する課題の研究体制が充実したことも評価できる。
今後の発展のためには、多くの要素研究を有機的につなぐ必要があり、プロジェク
ト間の連携や交流を一層強化するとともに、計算科学との連携、非線形・非平衡現象に係る他分野との交流、炉工学とも整合化するための協力など、外部の知見や協力研
究を積極的に取り入れることが重要になろう。複雑性科学研究の比重が少々軽くなってきていることへの懸念も指摘された。広い学術分野への発信・貢献を今後も活発に行う必要がある。
［８］ 上記観点に上げられているものを除き、平成 16 年度外部評価及び平成 17 年度組織検討委員会において指摘された事項について適切に対応したか。］（１） LHD・磁場閉じ込めプラズマ、レーザー核融合プラズマ、複雑性プラズマの各プロジェクトによるテーマ設定、研究の進め方は適切か。
平成 16 年度外部評価及び平成 17 年度組織検討委員会において指摘された事項に対応し、三つの領域で顕著な成果をあげたと評価できる。とくに、LHD・磁場閉じ込め分野では階層拡張・階層統合シミュレーション、レーザーに関しては FI3、複雑性に関しては分野間連携、などに力点を置いてテーマ設定している点は適切である。
複雑性プラズマにおいては、広い観点から研究を進める必要があることから、より広範な連携を進めていくことを期待する。たとえば、グラファイトについては、分子研との連携も視野に入れながら、高度なシミュレーション手法の確立が期待される。レーザー核融合に関するシミュレーション研究に関しても、磁場閉じ込めとの連携を含め、より充実した研究体制の構築が望まれる。
（２） ITER 及び BA への寄与が明確な研究テーマを設定し、体制を準備しているか。
燃焼プラズマのシミュレーションに取り組む等、適切にテーマ設定がなされてい54

る。LHD-NTR と ITER 研究は学術的に共通性をもつものとして研究を進めることができる。TAE 研究、高エネルギー粒子の研究などは、ITER に直結する成果といえる。また、 ITPA の活動などに貢献したり、ITER summer school に参加したりして、ITER に貢献している。
今後、炉工学も含めたさらに多くのテーマに取り組み、ITER/BA に対して本格的な寄与をするためには多数の人材が必要であり、六ヶ所研究センターを核として、
今後どのような体制で臨むかについて長期的ビジョンをもち具体的に検討する必要がある。
（３） 研究及び計算機環境の進展を配慮し、共同利用の観点を踏まえつつ、大型シ
ミュレーション研究用解析装置の構成を検討し、運用計画を立案しているか。
外部共同研究者の視点を入れて装置構成や運用がなされており、高く評価できる。
研究テーマに応じて作業班を組織し、共同研究者の意見を反映させたベンチマーク
コード群整備の活動、ジョブ区分の簡素化、スパコン利用に関する共同研究の透明性を高めるなど、共同研究の活発化に向けた努力は評価される。
一方、計算機共同研究における技術的観点からは、スカラー並列がほとんどを占めている大学の計算環境から大幅なコードの変更なしに性能を発揮できる、シーム
レスな連携が可能な計算機システムが望まれる。スーパーコンピュータのアーキテ
クチャは 2～3 年後あたりに大変革期を迎える可能性が高い。単にリプレイスを重ねるのではなく、予算と時期、政治的情勢を見極めながら、その構成を考えていくべきであり、それを見極められる人材配置も重要な課題である。さらに、ITER のBA インフラも見据え、自然科学研究機構という組織体系をコンピュータシステムという汎用的インフラの面からも有効に生かすようなビジョンが求められる。
（４） 可視化やバーチャルリアリティシステムの成果を公表・発信し、成果の幅広
い波及、連携研究に努めているか。
成果は高く評価されたが、バーチャルリアリティ、可視化が研究にどのように役立ったのかについてより強い主張が必要である。3 次元データ形式やインターフェースの共通化・標準化とその公開を進めることが、共同研究への波及や連携研究の発展の観点から望まれる。
また、人材的な面での強化策を積極的に考えるべきである。これらの先進装置は外部からの使用が必ずしも容易ではない。当該分野において多様な使用形態のもとで連携研究を積極的に進めるためには、ネットワークの相互通信が一層重要になる。
今後ネットワークの高速化やハードウェアやソフトウェアの格段の進展などを考慮しながら、様々な先進可視化を含む様々な計算機資源のリモートでの積極的な使用を可能にする取り組みが求められる。

55

３．３．２

提言

以上のように、NIFS のシミュレーション研究に関して、その実績は高い評価を得た。また組織運営のあり方や研究計画の学術的価値も高く評価された。その上で、NIFSのシミュレーション研究が一層発展し、国内外の核融合科学研究者コミュニティ及び関連分野の研究者と一層強い連携を形作るために、以下の点について要望が示された。
（１） 統合輸送コードの開発など大規模・長期的研究において、全国の大学等が有する高い潜在能力を活かすために NIFS が先導的な役割を果たすことが望まれる。また、複雑性シミュレーション、レーザー核融合や周辺プラズマ、プラズ
マ―物質相互作用といった研究は、他分野に広がる学際性を有しており、分野間の連携を一層強めるために組織・体制を充実させることが望まれる。また、研究環境をサポートする人員と体制を整備することが求められる。
（２） 国内の核融合シミュレーション分野における若手研究者の多くが NIFS に所属しており、PD や若手研究者が育成される場として NIFS の役割は極めて重要である。今後も国際的に開かれた研究の場を創造し、核融合研究の長期的な発展を支える人材育成に貢献することが望まれる。また、PD や特任研究員等を含む若手研究者組織のさらなる充実計画を示し、それをコミュニティに提示することで、優秀な研究者をこの分野に呼び込む必要がある。また、流動性を高めるなどして、若手研究者のキャリアパスを確保する必要がある。
（３） 我が国のシミュレーション研究者が、ITER や BA への参加を通じて、核融合科学の全般分野に展開できるよう、研究組織、共同研究体制を早急に整備する必要がある。

56

第４章

おわりに

本外部評価委員会は、本年度が平成 22 年度からの第 2 期中期計画の策定に向けて今期における活動状況を中間評価する上で重要な年度であると捉え、核融合科学研究
所の研究の二本柱である「大型ヘリカル装置（LHD）研究」及び「シミュレーション研究」の今期におけるこれまでの活動を評価した。
今期の中期計画が開始されて以来 4 年が経過しようとしているが、この間の LHD
研究とシミュレーション研究は、積極的な組織の見直しや重点的な研究投資に加え、所員の高いモティベーションや活発な全国共同利用研究により飛躍的な成果を挙げている。
LHD の第 2 期中期計画においては、現在の活発な研究活動を更に飛躍させるため
重水素実験計画等を着実に推進し、研究所の使命である核融合炉の実現を目指した核融合科学の学術的体系化をはかり、世界に先駆けた成果を挙げることを期待したい。
シミュレーション研究においては、現象を予測できるシミュレーションを目指し、その基礎となる幅広いシミュレーション科学の研究や統合輸送コードの開発などを
国内外の核融合科学研究者コミュニティ及び関連分野の研究者と一層強い連携を形作ることによって、強力に推進していただきたい。
核融合科学研究所におかれては、本外部評価を今後の計画策定・遂行に反映させる
ことによって、研究・業務の一層の充実を図り、核融合研究の中枢機関として更に大きな役割を果たされることを願っている。

57

添

付 資

料

添付資料１

核融合科学研究所運営会議外部評価委員会規則
制 定 平成１６年１２月２８日 規則第２７号
最終改正 平成１８年１２月２２日（設置）
第１条 核融合科学研究所の研究等の実績に関する評価を行うため，核融合科学研究所運営
会議（以下「運営会議」という。
）に核融合科学研究所運営会議外部評価委員会（以下「委員会」という。
）を置く。
（組織）
第２条 委員会は，２５名以内の委員をもって組織する。
２ 委員は，核融合科学研究所の研究等に関し識見を有する者で構成し，運営会議の議を経て，所長が委嘱する。
（任期）
第３条 前条第２項の委員の任期は，２年とし，再任を妨げない。
２ 前項の委員に欠員が生じたときは，その都度補充する。この場合における委員の任期は，前任者の残任期間とする。
（委員長）
第４条 委員会に委員長及び副委員長を置く。
２ 委員長及び副委員長は，第２条第１項の委員のうちから運営会議で選出する。
３ 委員長は，委員会を招集し，その議長となる。ただし，委員長に事故があるときは，副委員長が議長となる。
（意見の聴取）第５条 委員会は，必要に応じて，次に掲げるものから意見を聴くことができる。
(1) 核融合科学研究所運営会議共同研究委員会(2) 核融合ネットワーク(3) その他必要と認める者（専門部会）
第６条 委員会は，必要に応じて，専門部会を置くことができる。
２ 前項の専門部会には，委員以外の者を加えることができる。
（庶務）第７条 委員会の庶務は，管理部経営企画課において処理する。
（雑則）
第８条 この規則の実施に関し必要な事項は，別に委員会が定める。
附 則
１ この規則は，平成１６年１２月２８日から施行する。
２ この規則の施行後最初の委嘱に係る委員の任期は，第３条第１項の規定にかかわらず，
平成１８年３月３１日までとする。
附 則
１ この規則は，平成１８年９月１５日から施行する。
２ この規則の施行後最初の委嘱に係る委員の任期は，第３条第１項の規定にかかわらず，
平成２０年３月３１日までとする。
附 則
この規則は，平成１８年１２月２２日から施行し，平成１８年１０月１日から適用する。

1

添付資料２

平成１９年度 核融合科学研究所運営会議外部評価委員会委員名簿

氏

所 属 ・ 職 名

委員長／専門部会長

吉田 直亮

九州大学応用力学研究所教授

専門部会幹事佐野 史道

京都大学エネルギー理工学研究所附属エネルギー複合機構研究センター長

斉藤 輝雄

福井大学遠赤外領域開発研究センター長

笹尾 眞實子東北大学大学院工学研究科教授

佐藤 浩之助九州大学応用力学研究所附属高温プラズマ力学研究センター長

長

筑波大学プラズマ研究センター長

（

大
型
ヘ
リ
カ
ル
装
置

名

Ｌ
Ｈ
Ｄ

照二

東海大学理学部教授

二宮 博正

日本原子力研究開発機構核融合研究開発部門研究開発推進室長

日野 友明

北海道大学大学院工学研究科教授

松山 政夫

富山大学水素同位体科学研究センター長

専門委員

櫻井 隆

自然科学研究機構国立天文台副台長

専門委員

永山 國昭

自然科学研究機構岡崎共通研究施設岡崎統合バイオサイエンスセンター長

副委員長／専門部会長

吉田 善章

東京大学大学院新領域創成科学研究科教授

専門部会幹事大澤 幸治

名古屋大学大学院理学研究科教授

小川 雄一

東京大学高温プラズマ研究センター長

岸本 泰明

京都大学大学院エネルギー科学研究科教授

畠山 力三

東北大学大学院工学研究科教授

福山

京都大学大学院工学研究科教授

）

利根川 昭

研
究
専
門
部
会

ュ ー

シ
ミ
レ

ョ

シ

ン
研
究
専
門
部
会

淳

御手洗 修

九州東海大学産業技術研究所教授

三間 圀興

大阪大学レーザーエネルギー学研究センター長

渡邉 國彦

海洋研究開発機構地球シミュレータセンタープログラムディレクター

専門委員

岡崎 進

自然科学研究機構岡崎共通研究施設計算科学研究センター長

専門委員

富阪 幸治

自然科学研究機構国立天文台理論研究部主任

主たる評価対象

所 属 ・ 職 名
Vice-President, National Fusion Research Institute (Republic of
大型ヘリカル装置（ＬＨＤ）研究 Gyung-Su Lee
Korea)
外Director, Institute for Fusion Studies in the University of Texas at
James W. Van Dam
国 シミュレーション研究
Austin (USA)人
委 シミュレーション研究員

氏

名

Michael Tendler

大型ヘリカル装置（ＬＨＤ）研究 Thomas Klinger

Professor, Royal Institute of Technology (Sweden)
Professor, Scientific Director of the Project Wendelstein 7-X,
Max-Planck-Institute for Plasma Physics (Germany)2

添付資料３

平成１９年度 核融合科学研究所運営会議外部評価委員会日程
平成１９年度第１回核融合科学研究所運営会議外部評価委員会
日 時 平成１９年７月２６日（木）１３時４０分～１６時００分
場 所 核融合科学研究所 管理・福利棟４階 第３会議室
出席者 吉田 直亮 委員長、吉田 善章 副委員長、大澤 幸治、岸本 泰明、
斉藤 輝雄、笹尾 眞實子、佐藤 浩之助、佐野 史道、長 照二、利根川 昭、
二宮 博正、日野 友明、福山 淳、松山 政夫、御手洗 修、三間 圀興、
渡邉 國彦の各委員
岡崎 進、櫻井 隆、富阪 幸治、永山 國昭の各専門委員
平成１９年度第２回核融合科学研究所運営会議外部評価委員会
日 時 平成１９年１２月１日（土）１３時００分～１７時００分
場 所 名古屋ルーセントタワー１６階 会議室（ニュートン＋オパーリン）
出席者 吉田 直亮 委員長、吉田 善章 副委員長、大澤 幸治、小川 雄一、
岸本 泰明、斉藤 輝雄、笹尾 眞實子、佐藤 浩之助、佐野 史道、長 照二、
利根川 昭、二宮 博正、畠山 力三、日野 友明、福山 淳、松山 政夫、
御手洗 修、渡邉 國彦、Gyung-Su Lee、James W. Van Dam、
Michael Tendler、Thomas Klinger の各委員
岡崎 進、櫻井 隆、富阪 幸治、永山 國昭の各専門委員
平成１９年度第３回核融合科学研究所運営会議外部評価委員会
日 時 平成２０年２月２２日（金）１３時４０分～１６時５０分
場 所 核融合科学研究所 管理・福利棟４階 第３会議室
出席者 吉田 直亮 委員長、吉田 善章 副委員長、大澤 幸治、小川 雄一、
岸本 泰明、斉藤 輝雄、佐藤 浩之助、佐野 史道、利根川 昭、二宮 博正、
日野 友明、渡邉 國彦の各委員
岡崎 進 専門委員

3

大型ヘリカル装置（LHD）研究専門部会日程
大型ヘリカル装置（LHD）研究専門部会（平成１９年度第１回）
日 時 平成１９年７月２６日（木）１６時００分～１７時００分
場 所 核融合科学研究所 管理・福利棟４階 第３会議室
出席者 吉田 直亮 部会長、佐野 史道 部会幹事、斉藤 輝雄、笹尾 眞實子、
佐藤 浩之助、長 照二、利根川 昭、二宮 博正、日野 友明、松山 政夫の各委員
櫻井 隆、永山 國昭の各専門委員
大型ヘリカル装置（LHD）研究専門部会（平成１９年度第２回）
日 時 平成１９年１２月１日（土）１７時１０分～１８時００分
場 所 名古屋ルーセントタワー１６階 会議室（ニュートン＋オパーリン）
出席者 吉田 直亮 部会長、佐野 史道 部会幹事、斉藤 輝雄、笹尾 眞實子、
佐藤 浩之助、長 照二、利根川 昭、二宮 博正、日野 友明、松山 政夫、Gyung-Su Lee、Thomas Klinger の各委員
櫻井 隆、永山 國昭の各専門委員
大型ヘリカル装置（LHD）研究専門部会（平成１９年度第３回）
日 時 平成２０年１月１８日（金）１３時４０分～１７時３０分
場 所 核融合科学研究所 管理・福利棟４階 第３会議室
出席者 吉田 直亮 部会長、佐野 史道 部会幹事、笹尾 眞實子、利根川 昭、
二宮 博正、日野 友明、松山 政夫の各委員
大型ヘリカル装置（LHD）研究専門部会（平成１９年度第４回）
日 時 平成２０年２月１６日（土）１３時３０分～１６時３０分
場 所 駅前モンブランホテル２階 第一会議室
出席者 吉田 直亮 部会長、佐野 史道 部会幹事、斉藤 輝雄、笹尾 眞實子、
佐藤 浩之助、二宮 博正、日野 友明、松山 政夫の各委員
櫻井 隆 専門委員

4

シミュレーション研究専門部会日程
シミュレーション研究専門部会（平成１９年度第１回）
日 時 平成１９年７月２６日（木）１６時００分～１７時００分
場 所 核融合科学研究所 管理・福利棟４階 第３会議室
出席者 吉田 善章 部会長、大澤 幸治 部会幹事、岸本 泰明、福山 淳、御手洗 修、
三間 圀興、渡邉 國彦の各委員
岡崎 進、富阪 幸治の各専門委員
シミュレーション研究専門部会（平成１９年度第２回）
日 時 平成１９年１２月１日（土）１７時１０分～１８時００分
場 所 名古屋ルーセントタワー１６階 会議室（ニュートン＋オパーリン）
出席者 吉田 善章 部会長、大澤 幸治 部会幹事、小川 雄一、岸本 泰明、
畠山 力三、福山 淳、御手洗 修、渡邉 國彦、James W. Van Dam、
Michael Tendler の各委員
岡崎 進、富阪 幸治の各専門委員
シミュレーション研究専門部会（平成１９年度第３回）
日 時 平成２０年２月４日（月）１３時４０分～１７時００分
場 所 核融合科学研究所 管理・福利棟４階 第３会議室
出席者 吉田 善章 部会長、大澤 幸治 部会幹事、岸本 泰明、畠山 力三、
三間 圀興、渡邉 國彦の各委員
岡崎 進、富阪 幸治の各専門委員

5

添付資料４Peer Review Report on Large Helical Device (LHD) Research
Reviewer: Gyung-Su LEE

The following perspectives consist of factors inevitable to make reviews for the LHD
research that was addressed in the Mid-term Plan determined by the National Institutesof Natural Sciences, the Inter-University Research Institute for which the National
Institute for Fusion Science, the National Institutes of Natural Sciences are responsible.
They are formulated in accordance with the achievement reviews and reviews for the
research standard.
The perspectives [1] to [4] refer to the articles addressed in the Mid-Term Plan, and[5] and [6] are those relative to the plan.
[1] By achieving things written below, did we succeed in a academic systematization
and also produce outstanding results that led the world in the field of nuclear fusion
science as well as in the fields like plasma physics and fusion engineering that are thebasis of nuclear fusion science to actualize the fusion energy?
(1) Did we succeed in enhancing the plasma performance to see through the nuclear
fusion core plasmas?
During 2004-2007 review period of Mid-Term Plan, the LHD Research Program succeededto achieve outstanding experimental results of enhancing plasma performance. Especially,
demonstrated experimental results such as Super Dense Core Plasma with Internal
Diffusion Barrier, Extension of High-beta Regime, Steady-state Operation and Extension ofHigh-Ion Temperature Regime, showed the LHD Plasma Performance exceed initial targetof Mid-Term Goals. It is also worthwhile to mention the achievement of fusion triple
products, electron temperature, and pulse length closed to the final target values during theperiod, with plasma stored energy closed to the large tokamak results.

(2) Did we properly carry out the academic scientific research for the comprehensive
understanding of torus plasmas and the actualization of nuclear fusion core plasmas?
In addition to enhancing plasma parameters, the LHD Research Program put its highpriority on the understanding of toroidal plasma so that the realization of fusion core plasma
to be obtained in the LHD. Especially, the experimental results and understanding ofphysics of thermal and particle transport, plasma-wall interaction, stability and energetic
particle physics, RF and MW heating physics are some examples of success of program inthis area.

[2]

To carry out the perspective [1], did we perform the following?

(1) Did we properly carry out the maintenance and intensification of heating devices
as well as diagnostic devices and the improvement of devices?
During Mid-Term period, the P-NBI system construction and operation contributed verymuch to achieve core plasma performance enhancement, also the ECH Gyrotron

6

development and ICRH Antenna improvement contributed to enhance understanding of
toroidal plasmas. It is worth to mention that the accelerated enhancement of P-NBI power
in next period would improve core plasma performance further so that LHD could surpass
its final target values. So, I would recommend to increase resources to the program if it isallowed. For diagnostics area, the LHD Research Program has a leadership role in many
areas. It is understandable by noting the massive data from diagnostic output of LHD
experiment. It is also worth to mention the successful installation and operation of Charge
Exchange Recombination Spectroscopy systems to measure ion temperature accurately anddemonstrate understanding of high ion-temperature modes resulting to discovery of
improved modes. There are various activities for improving LHD device itself, such as
sub-cooling of helical coils, improved actively pumped LID system, and optimized helicaldivertors. These enhancement and improvement did very important role for deepening ofunderstanding of core plasma physics by allowing machine operation flexibility. In
conclusion, the device engineering including heating system addition, diagnostics
improvement as well as machine improvement was very successful for supporting coreprogram of LHD research during review period, and recommend continuing its effort tonext period.

(2) Did we properly carry out the research to elucidate the physical organizationnecessary to improve the plasma performance as a bilateral collaborative research byorganically utilizing devices and equipments of various research institutes,
universities, university research institutes, and research centers?
For efficiently executing program by utilizing domestic institutions’ capacity, the LHD
Research Program executed extensive collaboration programs with a few different schemes
such as LHD Program Collaboration, Bilateral Coordinated Collaboration, and General
Collaboration Research. It is well organized with more than 157 Facilities with more than
1,300 experts in nationwide network. Many examples of collaborative research output wereexplained during review meeting that showed successfully executed program performance.

[3]
Did we properly carry out the inter-operation and collaborative research byobtaining more active participation from various research fields including theparticipation of those researchers who study subjects other than nuclear fusion?
Accordingly, did we successfully prepare the environment? Also, did we successfully
contribute to the research development of universities?
It is very encouraging to witness the NIFS and LHD Research Program finds way andexecute interdisciplinary research in various science areas especially in environment, solar
science, astrophysics, as well as life science. After incorporation to the National Institute of
Natural Sciences of NIFS, the “experimental efforts” of cooperative research themes isgaining successful results and obtaining active participations from fields other than fusion.
With coordinated effort of NIFS leadership, this program succeeded to contribute more thannormally expected.

[4] Did we successfully play a role as COE? Moreover, did we also play a role as
COE in a global sense through international collaborative research andcontributions?

7

The NIFS as organization and the LHD Research Program is the major Center of
Excellency in the field of fusion research in the world-wide sense. It is now well establishedand recognized by all major fusion research program. The international research network
formed by NIFS and LHD Program in now encompassing all major fusion programs in theworld, and the leadership role of NIFS and LHD is outstanding. The Global COE role of
NIFS and LHD is not limited to the helical systems, but rather all confinement concepts
including tokamak. It is worth to note that the leadership in Asian fusion programs andamong helical systems are well recognized and appreciated.

[5] Did we successfully function as an origin for the academic scientific transmissionthat can also transmit to the research fields other than nuclear fusion?
Review documents showed that the NIFS and LHD Program actively pursued tocommunication among various academic and scientific fields other than fusion research.
Especially, the interdisciplinary collaboration did successfully contribute NIFS and LHD
program as an origin of knowledge transmitted to the variety of science fields.

[6] Did we successfully contribute to the fostering of human resources who would
play an active part in an international situation?
The data of NIFS and LHD Program on the human resource development showed very
successful results. The Ph. D. Graduation results from LHD showed highly recognizedthesis quality and the mixture of foreign students with domestic ones. From this results, one
can judge success of the NIFS effort to educate young experts who could play role in aninternational situation.

[7]
Is our future research plan proper? Especially, is the perspective of themid-/long-term plan that was drafted toward the actualization of a desired target
value properly taken into consideration?
The future research plan of LHD experiment is well laid out in review documents. The
planned improvement of LHD in heating power in P-NBI, ICRH, and ECH will enableachieving LHD goals and goes beyond what has been achieved. Also, poloidal coil power
supply upgrade will give flexibility of dynamic control of equilibrium. The “closed
divertor” upgrade will give big impact on particle control capability of LHD, so that LHD
will have further improvement of IDB formation. The long waited D-D experimentcapability of LHD will also open new dimension of experimental avenue. It is evident that
the LHD team thought out very thoroughly for scenario to achieve the goal of LHD, and torealize desired target parameters in confinement, long-pulse, and high-beta issues.
Therefore, the provided mid-/longer- term plan is very clearly positioned to lead fusion
research program in the international scene.

[8]
Besides the above described perspectives, did we properly resolve the issues
pointed out in the 2004 Peer Review?

8

(1)Were the selection of research themes and the research procedures proper?
Especially for the experiments, were the opinions of the NIFS staff and collaborative
researchers heard to improve the system? Also, did we select such research themesthat clearly define the contribution to ITER?
In the review documents, there are clear explanation for the LHD experimental groupformation, flow of execution of experimental program and flow of preparation of LHD
experiment. This showed much improvement of selection mechanism of research theme andresearch procedure over last review period. The opinion of NIFS staff and collaborative
researchers could be well taken into account by the improved system. There are also a few
evidence to contribute ITER project by contributing ITPA activities in LHD research
program, however it would be highly recommendable to engage further in ITER related
physics research as well as engineering and technology research.

(2) As for the theory and data analysis, did we successfully improve the collective
strength by intensifying the collaboration with theory and simulation groups?
Furthermore, did we successfully work as the center for the torus plasma theory
research in Japan by intensifying the collaboration with the tokamak?
After last peer review of LHD research program, the reorganization of computation andsimulation groups in NIFS has executed. And results of reorganization have been review asvery successful integration. It is also worth to note that the theory, simulation andexperimental coworks in LHD program provide high quality output of understanding of
toroidal plasma physics. It is recommended that inter-department and/or inter-division
working group formation for specific tasks to further enhancing understanding of physics
by theory, simulation and experiment collaboration. It is also recognized that the theory andsimulation group contributed tokamak physics area with collaborative works. Especially,
comparative study between tokamak and helical system in experiment as well as theory
seems well placed to go beyond what has been achieved. Using these studies, thecommonality and difference between two systems will enhance understanding of toroidal
physics.

(3) Did we strive to develop diagnostic devices including such advanced diagnostic
devices that might be applicable to ITER while collaborating with researchers in andoutside of NIFS?
There are documented results of short wavelength laser diagnostics for ITER, and study ofchanging optical properties of retroreflector in ITER-like environment. These efforts arevery encouraging for the ITER diagnostics preparation by providing LHD groups expertiseand experience. It is recommended to actively pursue and to go beyond what have beenachieved so far. The collaboration with other ITER DAs would be very much rewarding.

9

（和訳）

大型ヘリカル装置（LHD）研究に関する評価
評価者：ギュン スー リー

下記外部評価の観点は、大学共同利用機関法人自然科学研究機構の定める中期計画において、大学共同利用機関核融合科学研究所が責任を有する LHD 研究の評価に必要不可欠なものから成っており、達成度評価及び研究水準の評価を基本とする。
［１］～［４］は、中期計画に記載されている事項で、［５］［６］は、関連したものとなっている。
［１］ 核融合エネルギーの実現を目指した核融合科学とその基盤となるプラズマ物
理学、炉工学などにおいて、下記事項を達成することなどにより、学術的体系化を図り、世界に先駆けた成果を上げることができたか。
（１） 核融合炉心プラズマを見通すことを目指して、プラズマの高性能化を図ることができたか。
2004～2007 年期の中期計画期間中、LHD 研究プログラムは、プラズマ性能を向上させ、秀でた実験成果を築くに至った。取り分け、内部拡散障壁を伴う超高密度炉心プラズマ、高ベータ値の更新、定常運転及び高イオン温度の更新などにおける実験結果から、LHD プラズマ性能が当初中間目標を上回ったことを実証した。
また、核融合三重積、電子温度、及び放電時間に関する成果が本期間中の最終目標値に近く、プラズマ蓄積エネルギーが大型トカマク成果に近かったことは、賞賛に値する。

（２） 環状プラズマの総合的理解と核融合炉心プラズマの実現に向けた学術研究を進めることができたか。
プラズマパラメータの向上に加え、LHD 研究プログラムは核融合炉心プラズ
マの実現を LHD で可能にするため、トロイダルプラズマの理解に高い優先度を置いた。特に、熱・粒子輸送物理、PWI、安定・高エネルギー粒子物理、RF 及
び MW 加熱物理等の実験結果と理解などは、本分野におけるプログラムの成功例と言えるだろう。

［２］ ［１］を遂行するにあたり、下記事項を実施することができたか。
（１） 加熱機器及び計測機器の整備・増強、装置の改良を進めることができたか。
中期計画期間中、P-NBI システムの建設及び運転が、炉心プラズマ性能の向上に大きく貢献した。また、ECH ジャイロトロンの開発及び ICRH アンテナの改良においては、トロイダルプラズマの理解向上を導いた。そのような状況の10

中、次期 P-NBI パワーの増力が炉心プラズマ性能を一層向上させ、結果 LHD
が同最終目標値を上回るだろうことを、書き添えて置きたい。よって、可能であれば、資金の増額を推奨したい。計測分野に関しては、LHD 研究プログラム
は多方面でリーダーシップ的役割を発揮している。これは、LHD 実験の計測結果から得られる大量のデータから理解できる。また、イオン温度を正確に計測し、改良モードの発見につながる高イオン温度モードの理解を実証するための荷電交換分光装置システム設置及び運用の成功に関しても、言及に値する。LHD
装置そのものの改良を目指した活動も多々実行されており、ヘリカルコイルの過冷却、改良された LID システム、及び最適化されたヘリカルダイバータ等が例として挙げられる。これらの向上や改良は、装置運転の柔軟性を助長し、炉心プラズマ物理理解を深めていく上で、非常に重要な役割を果たしたといえる。
結果、加熱システム補強を含めた装置技術、そして計測及び装置の改良は、本
評価期間中の LHD 研究における基幹プログラムを支持したという点で、大きな成功を収めたものであった。以後、次期に繋がる継続的な努力を推奨したい。

（２） プラズマの高性能化に必要となる物理機構の解明などを、研究所や大学・附置研究所・センターの装置・設備を有機的に活用し、双方向型共同研究として進めることができたか。
国内各研究機関の設備等を利用し、プログラムを効率的に進めるという点において、LHD 研究プログラムは、LHD 共同研究、双方向型共同研究、一般共同研究に代表される広域共同研究プログラムを複数の組織とともに実行した。こちらは 157 以上の研究機関、及び国内外から 1,300 人以上の専門家を擁し、上手く構成されたプログラムである。共同研究成果の多くが評価会議中に発表され、プログラムの高い機能性を証明した。

［３］ 核融合分野以外の研究者をも含めた幅広い分野からのより一層の参画を得て共同利用・共同研究を適切に進められたか。そのために環境を整備することができたか、また、大学の研究発展にも寄与できたか。
NIFS と LHD 研究プログラムが方向性を見出し、様々な科学分野、特に環境学、太陽科学、天体物理学、生物科学等の分野で学際研究を展開する場面に立
ち会えて非常に喜んでいる。NIFS の法人化、自然科学研究機構への統合後、共同研究テーマの「実験的な努力」は、目覚しい成果を積み重ねており、核融合
分野以外からも積極的な参画を得ている。NIFS のリーダーシップを司る様々な
努力と合わせ、本プログラムは予想された以上の貢献度を示す結果となった。

［４］ COE としての役割を果たすことができたか、さらに、国際的な連携研究・貢献などにより、国際的にも COE としての役割を果たすことができたか。
組織としての NIFS 及び LHD 研究プログラムは、核融合研究分野において世界的な主要 COE だと言える。組織的に磐石で、主だった全ての核融合研究プロ
グラムにおける知名度も高い。NIFS 及び LHD 研究プログラムによって形成さ11

れた国際研究ネットワークは、現在世界各国の主要核融合プログラムを網羅しており、NIFS 及び LHD のリーダーシップ的役割は傑出している。NIFS と LHDの国際的 COE としての役割は、ヘリカルシステムのみに止まらず、むしろトカ
マクを含む閉じ込め概念全体に及ぶものと言える。アジア核融合プログラム及びヘリカルシステムにおいて、高いリーダーシップを維持し、またそれが受け入れられていることは、特筆に値する。

［５］ 他分野へも発信できる学術発信拠点となりえたか。
評価資料から、核融合研究以外の学術分野との連携を試みる、NIFS 及び LHD
プログラムの積極的姿勢が伺えた。取り分け学術連携に至っては、多方面の科学分野に向けられた知識の発信源として、NIFS 及び LHD プログラムに大いに貢献した。

［６］ 国際的に活躍できる人材の養成を行えたか。
NIFS 及び LHD プログラムの人材育成に関するデータから、大変素晴らしい成果が伺える。LHD の博士課程終了生は極めて傑出した論文を書いており、国内外生徒のバランスも望ましい。これらから、国際的な場面で活躍できる若手専門家育成を目指した NIFS の努力が、実りあるものであったと判断できるだろう。

［７］ 今後の研究計画は適切か。特に、所期の目標値達成に向けた中長期の展望を見据えたものとなっているか。
LHD 実験の今後の研究計画は、評価資料において分かり易く整理されている。
LHD 改良計画－NBI、 ICRH、及び ECH の加熱電力向上を実現すれば、これまで達成してきた以上の LHD 目標に到達し得るだろう。また、ポロイダルコイル
電力供給の向上に至っては、平衡（=equilibrium）の動的制御に柔軟性をもたらすだろう。閉ダイバータへのアップグレードは、LHD の粒子制御性能に大きく影響すると思われ、結果、LHD の IDB 形成は、更に向上すると思われる。長く待たれた LHD の DD 実験の実施についても、目的実現に向けて新たな局面を迎えるに違いない。LHD チームが LHD の目標達成、あるいは閉じ込め、長時間放電、高ベータ値関連の目標パラメータ到達に向けて、様々なシナリオを考え尽くしているのは明白である。よって、作成された中期・長期計画は、国際的な場面で核融合研究プログラムを先導することを明確に見据えている。

［８］ 上記観点に挙げられているものを除き、平成 16 年度の外部評価で指摘された事項について適切に対応したか。
（１） テーマの設定やその進め方は適切であったか。特に、実験に関しては、所員
及び共同研究者の意見を聞き、より良いシステムに成長させることができたか。

12

また、ITER への寄与が明確なテーマを選択したか。
評価資料内において、LHD 実験グループ構成、実験プログラムの実施行程、
LHD 実験準備行程に関して明確な説明がなされている。これは先の評価期間から、研究テーマの選択メカニズム、及び研究プロセスに関して大きく向上させた。NIFS 職員や共同研究者の意見なども、改良されたシステムを利用して前回以上に反映されるだろう。また、LHD 研究プログラムにおける ITPA 活動に貢献することで、ITER 計画に寄与している場面も見受けられるが、今後より一層、
ITER 関連物理研究及び工学・技術研究に従事することが高く望まれる。

（２） 理論・データ解析に関しては、理論・シミュレーションとの連携を強めることにより、総合力をアップできたか。更に、トカマクとの連携を強化することにより、我が国における環状プラズマの理論研究の中核となり得たか。
LHD 研究プログラムに対する前回の外部評価後、NIFS では、計算機・情報
ネットワークセンターと理論・シミュレーション研究センターが統合された。
改組は非常に満足の行く成果につながったと言える。また、理論・シミュレー
ションと実験グループが LHD プログラムにおいて協力し合い、トロイダルプラ
ズマ物理の理解に高く秀でていることは、特筆に値する。今後、各研究系間またはグループ間の研究グループ構成で、各種専門的な課題について、理論・シ
ミュレーション、実験分野で協力し合い、物理理解の一層の向上を目指して行
くことが強く望まれる。さらに、理論・シミュレーショングループに関しては、共同研究により、トカマク物理領域にも貢献してきたと言える。取り分け、トカマク・ヘリカルシステム実験及び理論の比較研究は信頼できるものであり、過去の成果に位置づけられている。これらの研究を用い、両システムの共通性
または相違点は、トロイダル物理の理解をより高めて行くことだろう。

（３） 計測機器の開発は、ITER にも適用可能な先進計測機器も視野に入れ、所内外の研究者と連携してチャレンジできたか。
ITER の短波長レーザー計測に関する記録が残されており、また、ITER と同様の環境下における反射計の光学的性質を改良する研究が行われている。LHD
グループの技術と経験を生かしたこれらの試みは、ITER 計測準備を大いに支援するものである。これまで以上の成果を求め、更なる躍進が期待される。ITER
極内機関との協力も非常に有意義であろう。

13

Peer Review Report on Large Helical Device (LHD) Research
Reviewer: James W. Van Dam

1. Was world-leading research performed that advanced the scientific understanding of
fusion plasma behavior?
A few preliminary comments:
NIFS has a clearly articulated three-point mission statement. The LHD program is carefully
focused on seven primary subjects. Thus, the research objectives are well organized.
In recent years, the program, plans, and performance of NIFS and the LHD Project have beenthoroughly described in a variety of documents (e.g., Mid-Term Goals document, Mid-Term
Plan document, Annual Plans, and Annual Achievement Reports) and have also been
critically scrutinized by a variety of review bodies (e.g., annual External Peer Review
Committee meetings and annual reviews by MEXT evaluation committee). Suchdocumentation and reviews ensure that the NIFS program, plans, and performance are openly
published for the sake of transparency and accountability.
I appreciated that the LHD presentation to the Peer Review Committee was organized so as toprovide information concerning the questions that the Peer Review Committee is being asked
to consider.

•

Was plasma performance enhanced?

During the experimental campaigns of recent years, very impressive progress has beenachieved in pushing forward on plasma performance in LHD. Plasma parameters such as theion temperature and density, electron temperature, volume-averaged beta, and pulse length
have all been increased to new record values. For example, average plasma beta values of >4.5% have been achieved during plasma discharges that exceed 100 times the energy
confinement time. The stored energy in LHD (maximum 1.4 MJ so far) is now comparable tothat in large tokamaks. The potential to attain steady-state operation is being demonstrated.

•

Was scientific research performed that advanced the understanding of toroidal
plasma behavior for the purpose of making fusion a reality?

One of the outstanding recent experimental highlights on LHD was the discovery of theinternal diffusion barrier. This has led to a breakthrough in super-high density performance.
The results have been sufficiently encouraging to warrant studies of a helical fusion reactor
based on this concept.
Other recent LHD experimental highlights have been the discovery of an impurity hole in thecenter of the plasma and the observation of strong toroidal rotation (coincident with high ion
temperature). The impurity hole is very favorable for helical devices, in marked contrast towhat occurs in a tokamak, where impurities tend to accumulate centrally as confinement
improves.

14

Important theoretical and experimental work (with international collaboration) on
understanding turbulent transport with zonal flows was carried out in LHD. A NIFS scientist
presented a very good review talk on this subject at the 2006 APS-DPP Meeting(coincidentally the first-ever review talk at this annual meeting by a scientist from Japan).
It’s interesting that even though MHD instabilities are observable during the LHD discharges,
they affect the plasma performance very little. This is evidence of the good behavior of helicalsystems.
Informative summaries of LHD research results are presented on the NIFS web site, which is
kept up to date.

2. Research support:•

Maintenance and improvements in hardware, such as auxiliary heating systems,
diagnostics, and facility upgrades?

External heating power for LHD has been significantly increased, especially via neutral beam
injection (now totaling 21 MW). The major heating increase came from the addition of neutralbeam line #4 in JFY 2005 (40 keV, perpendicular injection). Injected power doubled with theaddition of this beam line (7 MW). As a result, the central ion temperature and plasma beta
value attained new record values in LHD (5.2 keV and 5%, respectively).
Sub-cooling of the helical coils has allowed higher magnetic field strength on axis and,
consequently, the achievement of higher electron temperature on axis (10 keV). This is
helpful for the electron cyclotron heating, which is effective in producing the internal
diffusive barrier for high-density operation.
Improvements to the charge exchange recombination spectroscopy diagnostic system haveresulted in much better time- and space-resolved measurements of the ion temperature in
LHD.
The hardware upgrades to LHD in recent years have definitely paid off in terms of enhanced
machine performance.

•

Use of bilateral collaborations to promote the research program?

The NIFS program of collaborative research is organized into three sub-programs: General
Collaborations, LHD Collaborations, and Bilateral Collaborations. Each sub-program has its
own budget and has a distinct focus. The number of subjects and of collaborators for the NIFS
Bilateral Collaboration program has been increasing each year for the past four years.
Especially noteworthy is the increased number in JFY 2007 (compared to JFY 2006); part ofthis increase may be attributed to recent NIFS involvement in preparing for the new sphericaltorus facility at Kyushu University.

15

By comparing the data on pages 10 and 11 of the LHD presentation, I find that NIFS BilateralCollaborations involve 62 institutions, out of a total of 157 universities and institutes in Japanthat are engaged in fusion activities. This is quite inclusive.
Some important LHD research projects are being carried out through Bilateral Collaborations.
A good example is the development and construction of gyrotrons in collaboration with
Tsukuba University.

3. Did NIFS promote inter-university collaborations that contributed to university
research programs?
The NIFS inter-university collaborations are paying off in terms of fruitful contributions tothe success of the LHD project. One such example is the investigation of the key role of theedge radial electric field in improved confinement, in collaboration with Tsukuba University
and Kyoto University.
Access to LHD experimental data, regular video-conference meetings, and remoteparticipation by means of the SINET3 network all contribute to the smooth operation of thesecollaborations.
Of the ten experimental research theme areas on LHD, it is notable that non-NIFS scientists
serve as the leaders for six of the areas. (However, none of the co-leaders are from outside
NIFS.)

4. Did LHD successfully function as a Center of Excellence for fusion science (includinginternational collaborations)?
NIFS is the unquestioned center of excellence for helical/stellarator research in the world.
Here are facts that support this statement:• LHD is the biggest and best helical experimental facility in the world, and it isproducing excellent results.
• LHD has an excellent publication record: 327 papers in 2004, 203 in 2005, 287 in
2006, and 129 so far for 2007.
• LHD results have been consistently selected for presentation as high-profile invited
talks at major international meetings during the past several years (e.g., the IAEA
Fusion Energy Conference in 2004 and in 2006, etc.).
• IN recent years, LHD was featured as cover illustrations on three issues of the journal
Nuclear Fusion.
As for international collaborations, I note the following items:• NIFS took the initiative to set up fusion research agreements with a number ofinternational institutions during the past four years, in addition to the intergovernmental fusion agreements. NIFS has set up 8 new scientific agreements withforeign institutions during the past four years (including 3 during 2007). The newest of
the inter-governmental fusion agreements is the IEA Implementing Agreement on
Spherical Tori.
• NIFS has been very active in hosting international conferences (e.g., the annual
International Toki Conference, various IAEA Technical Committee Meetings, the PET

16

•

•

conference, the LAPD diagnostics meeting), as well as a number of US-Japanworkshops.
NIFS is a leader of the International Stellarator/Heliotron Working Group. In thisconnection, NIFS is the joint host (along with the Max-Planck IPP) for a helicalsystems confinement database, and NIFS leads an initiative to develop an integrated
transport code.
As an example of an international collaboration, NIFS participated in a project tocompare results for neoclassical transport analysis of electron temperature profiles forcore electron-root confinement from four helical machine (LHD, CHS, Wendelstein,
and the Spanish stellarator).

Incidentally, I applaud the establishment of the Fusion Science Archives at NIFS (January2005). This is another way in which NIFS functions as a national and international center of
excellence for the field of fusion science.
I also applaud the Open House that NIFS organizes for the benefit of the public community.

5. Did LHD successfully perform interdisciplinary research? [FY2004-2009 Mid-Year
Plan]
NIFS has been involved with the International Strategy Board/International Cooperation
Office and the Research Cooperation and Liaison Board/Office of the National Institutes for
Natural Science in the NINS activities to establish a basis for international andinterdisciplinary research. It would be of interest to learn more about the LHD International
Mutual Experiment project (LIME).

6. Did LHD contribute to the development of human resources?
Through the Graduate University for Advanced Studies, the Department for the LHD Project
graduated 14 PhD experimental students over the past four years. Of these, six wereinternational students. I recommend keeping a record of when the Ph.D. students graduated
and where they became employed after graduation.
It would be of interest to have information about changes in the LHD staff (e.g., who retired,
who was hired, etc.).
The number of student researchers at NIFS from associated universities has declined slightly
in the most recent twelve months. The plans of NIFS for enhancing student mobility byincreasing the number of affiliated universities (including foreign universities) arecommendable.

7. Is the LHD plan for future research appropriate, taking into account the NIFS midterm institutional plans?
Future experimental plans call for (1) facility upgrades to LHD, including additional heating
power, and (2) deuterium experiments. Both directions are appropriate in view of theimpressive results achieved in LHD so far.

17

It is hoped that the hardware upgrades to the LHD facility could be funded without adverse
reduction of operational availability for experimental research.
Future plans also include a focus on preparatory studies for a helical fusion reactor. Projecting
the generation of electric power from fusion by 2035 is aggressive, but commendably
ambitious. I find it interesting and novel that the FFHR helical reactor—being based on superdense core plasma operation—would have its ignition point on the thermally unstable side of
the self-ignition curve, with control to be provided by pellet fueling. The LHD reactor studies
would be compatible with the Fast Track Approach being promoted in Europe.

8. Have the issues pointed out by the 2004 Peer Review Committee and the 2005
Organization Review Committee been appropriately addressed? In particular:•

Were the topics and activities for the research program appropriately selected, with
input from NIFS scientific staff and collaborative researchers, and with clearly
defined contributions to ITER?

The topics and activities for the LHD research program have been appropriate and productive.
It would be interesting to see a run-time allocation among the various research projects on
LHD.
Several specific contributions to ITER were mentioned. A NIFS researcher performed power
load analysis for the ITER limiter configuration during the start-up phase. A new two-color
far-infrared interferometer was developed for use on LHD (and possibly on ITER). In
collaboration with Kyushu University, NIFS has proposed a polarimeter system for ITER.
The LHD experience with sub-cooling of superconducting coils to raise the magnetic fieldstrength might be of interest to ITER, which is now considering a similar option. Also the
LHD experience with handling large data amounts per shot would be relevant to ITER remoteparticipation.
NIFS scientists participate actively in ITPA international Topical Group meetings. Also,
NIFS hosts meetings about the Japanese contributions to ITPA activities. In addition, LHD
contributes data to several ITPA databases. LHD contributions to ITPA are important because
it is very useful to compare tokamak and helical/stellarator results.
The number of participants from NIFS who have been involved in ITPA activities increased
remarkably in 2004, although since then there has been a steady decrease every year.
As another ITER contribution, please remember that a scientist from NIFS puts in quite a bitof effort serving as a member of the Science and Technology Advisory Committee of the
ITER Council.
• Did the theory and data analysis division strengthen its collaboration with the theory
and simulation department and also its collaboration with tokamak research?
The collaboration efforts of the Theory and Data Analysis Division with the Department of
Simulation Science, with the LHD experimental program, and with tokamak research have all
been enhanced during the past four years.

18

In the organization chart of the three simulation projects of the Department of Simulation
Science, scientists from the Theory and Data Analysis Division are integrated throughout thisframework.
The establishment last year of the LHD and Magnetic Confinement Simulation Project as oneof the divisions within the Department of Simulation Science has definitely served tostrengthen theory connections with the LHD experimental program.
It is of interest to note that three of the six leaders for the LHD experimental research theme
areas are actually theorists. One of them presented an excellent invited talk about LHD
experimental results and their theoretical interpretation at the recent APS Division of Plasma
Physics Annual Meeting (November 2007, Orlando).
The theory/simulation research on, for example, anomalous confinement, energetic particle
physics, and edge physics definitely overlap with tokamak research. The work on comparing
the physical mechanisms for turbulent heat transport in tokamaks and helical systems is quite
interesting.
Also, I think that the bilateral collaboration with Tsukuba University that compares ExB
sheared flow and internal barrier formation in linear and toroidal confinement devices is quite
interesting.
According to the organization chart for the Department of the LHD Project, each of thedivisions within this Department has both a director and a deputy director—except the Theory
and Data Analysis Division. For the sake of efficient operation of this division and theplanning of its research program, I would recommend the appointment of a deputy director.

•

Were new diagnostics developed, including those applicable to ITER, through NIFS
efforts and also through outside collaborations?

To repeat:• A new two-color far-infrared interferometer was developed for use on LHD (andpossibly on ITER).
• In collaboration with Kyushu University, NIFS has proposed a polarimeter system for
ITER.

19

（和訳）

大型ヘリカル装置（LHD）研究に関する評価
評価者：ジェームズ W. ヴァンダム

１．核融合プラズマの科学的理解を促進する世界をリードする研究が行われたか。
評価に先立って：
NIFS は 3 件のミッション説明を明確に提示した。LHD プログラムはいくつかの主要課題に注意深く着目しており、よって研究目的は的確に整備されている。
近年において、NIFS 及び LHD プロジェクトのプログラム・計画・実施は様々な文書（例：中期目標、中期計画、年度計画、及び年度実績報告書等）の中で詳細に記述され、様々な評価機関（年度外部評価委員会や文部科学省評価委員会による年次評価）がこれらを精査してきた。これらの文書及び評価は、NIFS のプログラム・
計画・実施能力が透明性と説明責任に則って、一般に公開されていることを確約するものである。
外部評価委員に対する LHD 発表が、委員に提出された質問に関する情報を提供する形で構成されていたことに感謝したい。

・

プラズマ性能は向上したか。

近年の実験サイクル期間中、非常に目覚しい進歩が見られ、LHD におけるプラ
ズマ性能は大きく飛躍した。イオン温度や密度、電子温度、体積平均ベータ、また、放電時間といったプラズマパラメータも、全て過去の記録を塗り替えるレベ
ルまで更新された。例えば、4.5%以上の平均プラズマベータ値がプラズマ放電中に達成され、エネルギー閉じ込め時間の 100 倍を超えた。LHD の貯蔵エネルギー（これまでの最高は 1.4MJ）も、現在は、大型トカマクのそれに匹敵する。
定常運転実現への可能性が実証されている。

・

核融合実現に向けたトロイダルプラズマの理解を促がす学術研究が行われたか。

近年 LHD 実験で達成された重要項目の一つに、内部拡散障壁の発見がある。これにより、超高密度プラズマ生成への突破口が開かれた。同概念に基づくヘリカ
ル核融合炉研究を正当化する大変有望な成果を生み出した。
他に、最近の LHD 実験ハイライトとして、プラズマ中心に存在する不純物ホールの発見とトロイダル回転の観察（高イオン温度と一致）が挙げられる。不純物
ホールは、ヘリカル装置にとって非常に好ましいものであり、不純物は閉じ込め性能の上昇に連れて、中心に集まる傾向があるトカマクに生じるものとは対照的
である。

20

（国際共同研究の一環として）帯状流を伴う乱流輸送の理解に関する貴重な理論・実験研究が LHD で行われた。NIFS 研究者は、2006 年 APS-DPP 会議の席で、本課題について素晴らしいレビュー（概要）講義を行った（偶然にも同会議で日本人研究者として初のレビュー講義でもあった）。
LHD 放電期間中に MHD 不安定性が観察されているにも関わらず、プラズマ性能にほぼ何の影響も与えておらず、非常に興味深い。これは、ヘリカルシステムの優良さを証明するものである。
LHD 研究成果の説明概要は、NIFS ウェブサイトに掲載されており、随時更新される。

２．研究支援：・ 加熱システム、計測、及び設備アップグレードといったハードウェアの維持・改良LHD の外部加熱電力は、飛躍的に上昇し、特に中性粒子ビーム入射（現在は全21MW）の成果は目覚しい。主な加熱向上は、2005 年度に追加投入された NBI4 号機（40keV、 垂直入射）によって実現した。本装置は増強により入射電力が倍増した（7MW）。結果、中心イオン温度及びプラズマベータ値は、LHD で新記録を更新した（それぞれ 5.2keV；5%）。
ヘリカルコイルのサブ冷却によって、軸上の磁場強度も向上し、その結果、軸上の電子温度上昇にもつながった（10keV）。これは、高密度運転時の内部拡散障壁を発生させるのに効果的な電子サイクロトロン加熱にとっても有益である。
荷電交換分光装置計測システムの改良は、LHD イオン温度の時間・空間分解計
測の向上をもたらした。
近年実施された LHD のハードウェアアップグレードに関しては、マシン性能増強という観点から、利益をもたらしたことは間違いない。

・研究プログラムを推進するための双方向型共同研究の実施

NIFS の共同研究プログラムは、３つのサブプログラムから構成されている。一
般共同研究、LHD 計画共同研究、双方向型共同研究である。サブプログラムごとに予算が配分され、明確な焦点が定められている。双方向型共同研究に関するテーマと研究数は、過去 4 年間で毎年増加しており、2007 年度の増加は、ことさら注目に値する（2006 年度と比較した場合）。NIFS は、近年九州大学の新環状トーラス設備準備に携わっており、これも増加要因の一つであると考えられる。

21

LHD 発表の 10～11 ページにあるデータを比較してみたところ、NIFS の双方向型共同研究には、日本国内で核融合研究活動に従事する全 157 大学・研究機関のうち、62 大学・機関が参加していることに気付かされる。非常に包括的である。
双方向型共同研究には、重要な LHD 研究プロジェクトも何件か含まれている。
一例を挙げると、筑波大学との共同研究によるジャイロトロン開発と構築が挙げられる。

３．NIFS は、大学の研究プログラムに貢献する大学間共同研究を推進したか。
NIFS 大学共同利用研究は、LHD プロジェクト成功への有益な貢献という観点で効果を上げている。一例を挙げてみると、改良閉じ込めにおけるエッジ径方向電場の重要な役割に関する調査研究があり、筑波大学、京都大学と共同で行われている。
LHD 実験データへのアクセス、定期的なビデオ会議、そして SINET3 を駆使した遠隔参加など、これら全てが上記共同研究の円滑運営に役立っている。
LHD 実験研究テーマ分野 10 件のうち、6 件の分野で所外研究者が実験リーダーを務めていることは注目に値する。（しかしながら、サブリーダーに所外研究者はいない。）

４．（国際共同研究を含め）LHD は、核融合科学の COE として効果的に機能していたか。
NIFS が世界のヘリカル・ステラレータ研究において、COE であることは疑う余地もない。本見解は、以下のとおり裏付けられる。
・ LHD は、世界最大・最良のヘリカル実験施設であり、傑出した成果を上げている。
・ LHD は、素晴らしい出版記録を誇っている：2004 年は 327 件の論文、2005 年
は 203 件、 2006 年は 287 件、2007 年は現在までのところ 129 件。
・ LHD の成果は、過去 7 年間に開催された主要国際会議において、常に注目招待講演としての発表に選ばれてきた。（例：2004 年、2006 年の IAEA 核融合エ
ネルギー会議、他）
・ 近年では、LHD は専門誌 Nuclear Fusion3 号分で表紙画像に使用された。
国際協力研究について、以下のことに注目したい：・ NIFS は、過去 4 年間で政府間核融合協定に加え、自ら率先して様々な国際研
究機関と核融合研究協定を結んだ。過去 4 年で新たに結ばれた海外研究機関との科学協定は、8 件にのぼる（2007 年の 3 件を含む）。最新の政府間核融合協
定は環状プラズマに関する IEA 実施協定である。
・ NIFS は、一連の日米ワークショップ他、国際会議主催に非常に積極的である（国際土岐コンファレンス、各種 IAEA 技術会議、PET 会議、LAPD 計測会議、
他）。

22

・

NIFS は、国際ステラレータ／ヘリオトロン作業部会のリーダーである。その関連でヘリカルシステム閉じ込めデータベースに関しても（マックスプランク
プラズマ物理研究所とともに）共同主催を勤めており、統合輸送コードの開発に率先して乗り出している。
・ 国際共同研究の例として、NIFS は 4 つのヘリカル装置（LHD、CHS、ヴェルデンスタイン、スペインのステラレータ）において、コア電子ルート閉じ込めに関する電子温度プロファイルの新古典輸送解析結果を比較するというプロジ
ェクトに参加した。
上記の他、個人的に核融合アーカイブ室（2005 年 1 月）の設立を評価したい。このような一面でも、NIFS は核融合科学分野で国内外 COE としての役割を果たしている。
また、広い交流を目的としたオープンハウスについても高く評価したい。

５．LHD は、学際的研究を上手く実施したか。（2004～2009 年度中期計画）
NIFS は、国際的・学際的研究の基盤構築のため、自然科学研究機構の活動内で国際戦略本部会議／国際連携室、及び研究連携委員会／研究連携室に参加してきた。
LHD 国際共同実験計画（LIME）について、もう少し伺ってみたい。

６．LHD は、人材育成に寄与してきたか。
大型ヘリカル研究部は、総合研究大学院大学を通じて、過去 4 年間のうち、14 人の博士号実習生を輩出した。うち 6 人は、外国人学生であった。博士号取得者の卒業年度、及び卒業後の就業先について、記録しておくことをお薦めしたい。
LHD スタッフの変遷（例：退職者、就業者等）に関する情報があれば望ましい。
NIFS で学ぶ提携大学の学生研究者数は、ここ 12 ヶ月で若干ではあるが減少した。
提携大学（外国の大学も含め）を増やす事により、学生の移動性を高めるというNIFS の計画は賞賛できる。

７．NIFS 中期計画を考慮した上で、今後の研究に関する LHD 計画は適切か。
今後の実験計画には、（１）加熱パワー増加を含む LHD の設備アップグレード、及び（２）重水素実験が掲げられている。これまで LHD で達成された目覚ましい結果を考慮すれば、双方とも適切である。
LHD 設備のハードウェアアップグレードに際し、実験研究の運転性を不用意に削減することなく、同アップグレードが資金的に支援されることを願う。

23

将来計画にはまた、ヘリカル核融合炉の準備研究への注目も含まれる。核融合発電の実現を 2035 年に据えるのは、大変挑戦的ではあるが、その情熱は賞賛に値する。
FFHR ヘリカル炉―超高密度炉心プラズマ運転に基づく核融合炉―が、ペレット燃料
によって制御可能となり、自己発火カーブの熱的に不安定な側に発火点を持つということは、非常に興味深く、また斬新である。LHD 炉の研究はヨーロッパで進められている Fast Track Approach と似通っている。

８．2004 年度外部評価委員会及び 2005 年度組織検討委員会で指摘された問題には、
適切に取り組めたか。特に：・実験に関しては、所員及び共同研究者の意見を聞き、ITER への寄与が明確なテーマを選択したか。

これまでの LHD 研究プログラムテーマ及び活動は適切で、また、生産的である。
LHD 上の各種研究プロジェクト間でマシンタイム割り当てを見てみたい。
ITER に特化した貢献も言及された。NIFS 研究者は、スタートアップフェイズのITER リミッタへのパワーロードを解析した。LHD（及び可能であれば ITER）で利用するため、新たな２色赤外干渉計が開発された。九州大学との共同研究により、NIFS は ITER 用偏光計システムを提案した。
磁場強度向上のための超伝導コイルサブ冷却を経験した LHD は、現在同様のオプションを検討している ITER にとっても、興味深いところだろう。また、LHD
でショットごとに大量のデータを取り扱った経験も、ITER 遠隔参加に関連性があると思われる。
NIFS 研究者は、積極的に ITPA 国際トピカルグループ会議に参加している。また、NIFS は ITPA 活動へ日本から貢献するものとして、各種会議を主催している。
加えて、LHD はいくつかの ITPA データベースにもデータを提供している。LHDの ITPA への貢献は、トカマクとヘリカル／ステラレータ成果を比較するのに非常に有益であることから、重要なものである。
ITPA に参加した NIFS 研究者数は、以後減少し続けているものの、2004 年に大きく増加した。
その他 ITER 関連の貢献について、NIFS 研究者が ITER 科学技術諮問委員会の委員として少なからず尽力していることをご記憶願いたい。

・

理論・データ解析研究系は、理論・シミュレーションとの連携を強め、トカ
マクとの連携を強化したか。

理論データ解析研究系のシミュレーション科学研究部、LHD 実験グループ、及びトカマク研究との連携活動は、過去 4 年間でどれも強化された。

24

シミュレーション科学研究部の 3 大シミュレーションプロジェクトに関する組
織図には、理論・データ解析研究系の研究者が同体制の至る場所に組み入れられている。
シミュレーション科学研究部内の研究系として、LHD・磁場閉じ込めシミュレーション研究系が昨年設立され、LHD 実験グループとの理論連携を強化するのに大いに役立った。
LHD 実験研究テーマグループについて、6 人のリーダー中 3 人が現実的に理論研究者であることを言及しておきたい。彼らのうち 1 人は、近年のアメリカ物理学会プラズマ物理分科会 （APS-DPP）年会（2007 年 11 月、米国オーランド）の場で、LHD 実験成果及びその理論的解釈について、素晴らしい招待講演を発表した。
例えば、異常閉じ込め、高エネルギー粒子物理、境界物理に関する理論・シミュレーション研究は、明らかにトカマク研究と重複している。乱流熱輸送のトカ
マクとヘリカルシステムにおける物理メカニズム比較研究は、非常に興味深い。
また、線形・トロイダル閉じ込め装置における E×B せん断流及び内部拡散障壁形成を比較する筑波大学との双方向型共同研究も非常に面白い。
大型ヘリカル研究部の組織図によれば、理論・データ解析研究系を除き、部内の各研究系には、研究主幹及び副研究主幹が配置されている。理論・データ解析
研究系に関しても、効率的な運営及び研究プログラムの計画という点から、副研究主幹の任命をお薦めしたい。

・ITER に適用可能なものを含め、所内外の共同研究を通して、新たな計測装置は開発されたか。
繰り返しになるが、・ LHD（及び可能であれば ITER）で利用するため、新たな 2 色赤外干渉計が開発された。
・ 九州大学との共同研究により、NIFS は ITER 用偏光計システムを提案した。

25

Peer Review Report on Large Helical Device (LHD) Research
Reviewer: Thomas Klinger

The following perspectives consist of factors inevitable to make reviews for the LHD
research that was addressed in the Mid-term Plan determined by the National Institutesof Natural Sciences, the Inter-University Research Institute for which the National
Institute for Fusion Science, the National Institutes of Natural Sciences are responsible.
They are formulated in accordance with the achievement reviews and reviews for the
research standard.
The perspectives [1] to [4] refers to the articles addressed in the Mid-Term Plan, and[5] and [6] are those relative to the plan.
[1] By achieving things written below, did we succeed in a academic systematization
and also produce outstanding results that led the world in the field of nuclear fusion
science as well as in the fields like plasma physics and fusion engineering that are thebasis of nuclear fusion science to actualize the fusion energy?
Yes. NIFS could stabilize its position as one of the leading research institutions for nuclear
fusion sciences and the related physics and engineering disciplines.

(1) Did we succeed in enhancing the plasma performance to see through the nuclear
fusion core plasmas?
Yes. The heating power of LHD was recently much increased (see below). The plasma
performance parameters thus achieved during the 10th experimental campaign are quite
impressive:
Ti=5.2keV (in the improved mode of reduced ion transport)
Te=10keV (at relatively low densities of ne=3 1018m-3)
ne=1 1021m-3(with pellet fueling, local island divertor and internal diffusion barrier)~5% (quasi steady-state; at reduced field 0.425T)
Pheat=1MW for ~500s long pulse discharges (900kW ICRH)
Pheat=600kW for ~55min long pulse discharges (377kW ICRH and 110kW ECRH)
These are several world record values for stellarators and (partly) for fusion devices in general.
This makes LHD being one of the leading fusion devices world-wide. Up to now, however,peak performance is achieved only in distinctively different discharge scenarios.
Recommendation: The further development of the device and the scientific program should
try to integrate the different scenarios associated with the above peak performance values.
Only an integrated high-performance discharge scenario will be able to pave the way to fusion
power.

(2) Did we properly carry out the academic scientific research for the comprehensive
understanding of torus plasmas and the actualization of nuclear fusion core plasmas?

26

Yes. Remarkable progress has been made in the understanding of the above mentioned
discharge scenarios. Most important work is done on zonal flows in plasma turbulence, a key
topic in current plasma research. Here significant progress in the understanding of thephysical mechanism determining the turbulent transport in the presence of zonal flows was
made. Valuable work is also done on plasma-wall interaction and neoclassical transport
analysis.

[2]

To carry out the perspective [1], did we perform the following?

(1) Did we properly carry out the maintenance and intensification of heating devices
as well as diagnostic devices and the improvement of devices?
Yes: After the recent upgrade of the 12.3MW tangential NBI injector system with a 40keV
7MW perpendicular injector, the total heating power of LHD could be increased to more than
20MW (including ECRH and ICRH). In addition, the ICRH antennas were improved and an
important sub-cooling system (inlet temperature decreased from 4.4K to 3.2K) was installed,
allowing for higher magnetic field. On the diagnostics side, a much improved charge
exchange recombination spectroscopy (CXRS) was installed.
Recommendation: Much time and efforts were invested in the heavy ion beam probe for LHD.
It seems the diagnostic is basically in operation but has not yet the status of a routine tool.
This should be one element in the further development of LHD diagnostics. Furthermore, thenecessary detailed design work for a closed helical divertor should be in the focus of device
enhancement, since a (non-local) divertor solution with acceptable heat load is absolutely
inevitable for a future fusion power plant based on the stellarator principle.

(2) Did we properly carry out the research to elucidate the physical organizationnecessary to improve the plasma performance as a bilateral collaborative research byorganically utilizing devices and equipments of various research institutes,
universities, university research institutes, and research centers?
Partly yes: It is not at all straightforward to define topics of relevance for LHD that can bedirectly addressed on other devices in universities and other research institutions. A good
example is the H-mode research done on Heliotron-J at Kyoto-university. Perhaps more could
be done in the area of turbulence research, e.g. with linear laboratory devices like the one in
Kyushu-university, where already collaborative work on plasma-wall interaction is done.
Another positive example is the gyrotron development at Tsukuba university, which allows
the Japanese academia to maintain and to expand the know-how in this field. In any case,
LHD greatly benefits from the broad and healthy academic environment provided by theJapanese universities involved in LHD operation.
Recommendation: The collaborative research with other research institutes, especially with
the Japanese universities should be extended wherever promising fields of common interest
can be identified. In particular, jointly supervised Ph.D. projects could form the backbone ofcollaborative research, taking into account the limited university resources in professional
staff. This would be healthy also for the promotion of young researchers (see below).

27

[3]
Did we properly carry out the inter-operation and collaborative research byobtaining more active participation from various research fields including theparticipation of those researchers who study subjects other than nuclear fusion?
Accordingly, did we successfully prepare the environment? Also, did we successfully
contribute to the research development of universities?
This is difficult to say: It is evident that a dense network of universities (bilateralcollaboration) and other large-scale research institutions (NINS) has formed. This should be agood breeding ground for joint activities. A very positive example is the development ofcryo-targets for ICF done by the NIFS cryo group, where the know-how obtained with pellets
could be used. Also in the diagnostics area, there are first joint activities with ILE Osaka,
which seem to be very promising.

[4] Did we successfully play a role as COE? Moreover, did we also play a role as
COE in a global sense through international collaborative research andcontributions?
Yes: Taking into account the 100-200 ISI-listed publications per year, taking into account thehigh visibility of LHD as a research device, taking into account the remarkable presence oninternational conferences, NIFS clearly has established as a COE. The LHD is well embedded
into the international network of fusion research, NIFS clearly plays a role as a COE on theinternational level.
Recommendation: The international visitor’s program of NIFS seems to be quite successful
but could also be extended, taking into account the scientific capacity of LHD.

[5] Did we successfully function as an origin for the academic scientific transmissionthat can also transmit to the research fields other than nuclear fusion?
Partly yes: It is extremely difficult to make a concise assessment of ‘spill overs’ from nuclear
fusion research. It is clearly a high-technology area that fosters the development of new
solutions in many related fields, both engineering and science. To pin down exactly the areas
where other research fields take a benefit from nuclear fusion research is not at all simple.
(NB: A study on spill-overs from nuclear fusion research is conducted by the EPFL CRPP
Lausanne in the framework of a Ph.D. thesis.) Obvious areas are materials sciences, optics,
cryogenics, data processing.

[6] Did we successfully contribute to the fostering of human resources who would
play an active part in an international situation?
Yes: The LIME fund and its successor have contributed to a great deal to the exchange of
researchers between the fusion laboratories world wide. There is a certain tendency of
having/sending fewer persons but for a longer period, which is probably the right move since
the relatively complex devices require a significant overhead time until scientificallymeaningful results can be obtained. In the area of promotion of young scientists, the numberof Ph.D. students could be higher (30-40 would be a good number).

28

Recommendation: The international exchange of professional staff should be continued oreven intensified. NIFS should consider to conduct more Ph.D. projects jointly with university
groups, for example by awarding “NIFS Ph.D. fellowships”. A useful tool would be toorganize dedicated (international) graduate research schools with a well-defined curriculum:
The Max-Planck Society has now established about 40 “International Max-Planck Research
Schools” with a very positive outcome. Also an internationally visible post-doc fellowship
program could be helpful.

[7]
Is our future research plan proper? Especially, is the perspective of themid-/long-term plan that was drafted toward the actualization of a desired target
value properly taken into consideration?
Yes: Significant steps were made to improve the performance of LHD and to keep its role as
one of the major fusion research devices in the world (LHD is the leading stellarator device
anyhow). Especially the NBI heating power capacity is now adequate. It is planned to operatewith Deuterium in future, which is a sensible step taking into account the better heating
efficiency and the better confinement properties (“isotope effect”).
Recommendation: The final design and development of the closed helical divertor should bestarted as soon as possible. It is not necessary to wait with the installation of a closed helicaldivertor until the clearance for Deuterium operation has been obtained. A closed, heavily
pumped helical divertor will be in general of great benefit for LHD operation andperformance, as the (pumped) local island divertor has impressively demonstrated already.
More ECRH/ICRH heating power would be useful, too, especially for the necessary
development of high-power steady-state operation. Finally, as already mentioned above, thedifferent discharge scenarios should be integrated in order to achieve the different figures ofmerit simultaneously in the same plasma.

[8]
Besides the above described perspectives, did we properly resolve the issues
pointed out in the 2004 Peer Review?
As I’m a member of the peer review committee since 2006 only, this question cannot beproperly answered.
I have, however, a few comments: Diagnostics development, the physics of three-dimensional
toroidal systems, research on turbulence and transport; these research and development areasof NIFS will make a contribution to the international ITER project. In particular LHD can
explore new regions of the parameter space being not limited by the Greenwald criterion (i.e.
very high densities) and having a lot of flexibility in the magnetic configuration. The NIFS
staff is extensively trained on LHD and will be ready to play an important role in the later
exploitation of ITER. However, it must be noted that stellarators form a viable alternative tothe tokamak concept; ITER is still an experiment and high-technology research needs concept
varieties. In that sense, the stellarator has an important meaning on its own. LHD is currently
the flagship of world-wide stellarator research.

29

（和訳）

大型ヘリカル装置（LHD）研究に関する評価
評価者：トーマス クリンガー

下記外部評価の観点は、大学共同利用機関法人自然科学研究機構の定める中期計画において、大学共同利用機関核融合科学研究所が責任を有する LHD 研究の評価に必要不可欠なものから成っており、達成度評価及び研究水準の評価を基本とする。
［１］～［４］は、中期計画に記載されている事項で、［５］［６］は、関連したものとなっている。
［１］ 核融合エネルギーの実現を目指した核融合科学とその基盤となるプラズマ物
理学、炉工学などにおいて、下記事項を達成することなどにより、学術的体系化を図り、世界に先駆けた成果を上げることができたか。
はい。NIFS は、核融合科学及び関連物理・工学分野の代表的研究機関として、その地位を確立したと言える。

（１） 核融合炉心プラズマを見通すことを目指して、プラズマの高性能化を図ることができたか。
はい。LHD の加熱電力は、近年非常に向上した（下記参照）。よって、第 10サイクル実験期間中に達成したプラズマ性能パラメータも大変素晴らしい。
Ti=5.2keV (イオン輸送の改良モード)
Te=10keV (ne=3 1018m-3 という比較的低密度状態で)ne=1 1021m-3(ペレット燃料、ローカルアイランドダイバータ、及び内部拡散障壁)~5% (擬似定常；弱磁場 0.425T)
Pheat=1MW ~500 秒 長時間放電 (900kW ICRH)
Pheat=600kW ~55 分 長時間放電 (377kW ICRH 及び 110kW ECRH)
これらの中には、ステラレータ及び一般的な核融合装置の一部において、世界記録レベルの数値となるものもあり、結果、LHD も世界トップの核融合装置に認識されている。しかしながら、現時点まで、ピーク性能はそれぞれ異なった放電環境においてのみ達成されている。
推奨：装置及び科学的プログラムの今後の開発にあたり、上記ピーク性能値に関連した複数シナリオの統合を心掛けたい。統合された高性能放電環境でしか核融合電力への道は開かれない。

（２） 環状プラズマの総合的理解と核融合炉心プラズマの実現に向けた学術研究を進めることができたか。

30

はい。前述の放電シナリオ理解において、目覚しい進歩がみられた。最も貴重な功績は、プラズマ乱流中の帯状流の研究でなされており、現代プラズマ研
究のキー課題である。ここにおいて、帯状流の存在する環境下における乱流輸
送を決定する物理メカニズム理解について、目を見張る進展があった。またＰＷＩ及び新古典輸送解析においても価値ある功績がみられる。

［２］ ［１］を遂行するにあたり、下記事項を実施することができたか。
（１） 加熱機器及び計測機器の整備・増強、装置の改良を進めることができたか。
はい。12.3MW 接線 NBI 入射システムに 40keV/7MW 垂直インジェクタが追加され、LHD の全加熱電力は（ECRH/ICRH を含め）20MW 以上に増大した。
加えて、ICRH アンテナが改良され、重要な過冷却システム（入口温度が 4.4K
から 3.2K に降下）もインストールされたことにより、より高い磁場が可能になった。計測サイドでは、大幅に改良された荷電交換分光装置(CXRS)がインストールされた。
推奨：重イオンビームプローブに多くの時間と労力が投入された。計測は基本的に稼動していると思われるが、まだ常駐ツールの域には達していない。これは今後の LHD 計測発展における一要素であろう。さらに処理可能な熱負荷をもつ（非局所的）ダイバータは、ステラレータ原理に基づいた将来の核融合発電炉において絶対的必須であるから、閉ヘリカルダイバータの適切な詳細設計
作業も装置向上の焦点に含まれるべきである。

（２） プラズマの高性能化に必要となる物理機構の解明などを、研究所や大学・附置研究所・センターの装置・設備を有機的に活用し、双方向型共同研究として進めることができたか。
部分的にできている。大学や他研究機関の装置に直接適用できる LHD 関連ト
ピックを見つけることは非常に難しい。良い例としては京都大学の Heliotron-J
で実施された H-モード研究である。例えば、PWI に関して共同研究が進められている九州大学のような線形実験装置を用い、乱流研究の分野において、おそらくは更に多くを達成できるだろう。他の例を挙げるとすれば、日本の大学がこの分野のノウハウ維持・発展させるであろう筑波大学のジャイロトロン開発が挙げられる。何れにせよ、LHD は LHD 運転に参加する日本の大学が提供する広域で健全な学究環境から、大いに恩恵を受けている。
推奨：どの注目分野に共通関心を見出すにせよ、他研究機関、特に日本の大学との共同研究は拡大されるべきだろう。その中でも、共同で博士教育を行う
制度があれば、大学側の限られた専門職員人材を考慮すれば、共同研究の中軸を形成し得ると思われる。これは若手研究者育成という面からも有益になるだろう。（下記［６］参照）31［３］ 核融合分野以外の研究者をも含めた幅広い分野からのより一層の参画を得て共同利用・共同研究を適切に進められたか。そのために環境を整備することができたか、また、大学の研究発展にも寄与できたか。
これは判断が難しい。大学（双方向型共同研究）及び他の大規模研究機関（自然科学研究機構）との密接なネットワークが形成されたのは明白である。これは、共同活動の発展に最適な環境だと思われる。格好の一例に NIFS 低温グループによる ICF 低温ターゲット開発があり、ペレット使用から得たノウハウが生かされている。また、計測分野では、大阪大学レーザーエネルギー学研究センターとの初共同研究が始められ、この先の展開が待ち望まれる。

［４］ COE としての役割を果たすことができたか、さらに、国際的な連携研究・貢献などにより、国際的にも COE としての役割を果たすことができたか。
はい。毎年 ISI で紹介される 100～200 件の論文、LHD の研究装置としての高い可視性、及び国際会議への非常に活発な参加などを踏まえ、NIFS は、COEとしての地位を確立したと言える。LHD は核融合研究の国際ネットワークにも深く浸透しており、NIFS は国際レベルで COE としての役割を果たしている。
推奨：NIFS の海外訪問者プログラムは、大変素晴らしいものだと思われるが、
LHD の科学面での規模を考えると拡大の余地もある。

［５］ 他分野へも発信できる学術発信拠点となりえたか。
部分的にはできている。核融合研究からの『スピルオーバー（波及）』を簡潔に評価するのは大変難しいのだが、数多くの関連工学・科学分野で新たな解決手法の開発を促がす高度技術分野であることは間違いない。核融合研究から恩恵を受ける他の研究分野をはっきり特定するのは容易でない。（NB: 核融合研
究からの波及に関する研究は、ローザンヌ高等工科大学プラズマ物理研究セン
ターにおいて博士論文の枠組みの中で行われている。）明白な分野としては、物
質科学、光学、低温学、及びデータ処理などが挙げられる。

［６］ 国際的に活躍できる人材の養成を行えたか。
はい。LIME 基金及びその後継は、世界各国の核融合実験所間で研究者の交流に大いに貢献してきた。長期間派遣（受け入れ）される人員が少ないように思われるが、複雑な装置は科学的に有意義な成果が導き出されるまで相当な準備期間を必要とすることから、これは妥当な動きだと思われる。若手科学者の育成分野では、博士課程の学生数が若干多くてもいいように思われる。
（30～40人が妥当だろう。）
推奨：専門家の国際交流は、継続、できるなら強化が望ましい。NIFS は、例
えば「NIFS 博士号奨学金」を設けるなどして、大学グループと共同で更なる博32

士教育プロジェクトの遂行を考慮すべきだと思われる。有益な方法として、明瞭なカリキュラムに沿った専門（国際）大学院研究スクールの組織などが挙げられるだろう。Max-Planck ソサエティーは現在 40 校におよぶ Max-Planck 研究
スクールを設立し、非常に建設的な実績を築いている。また、国際的に明瞭な
ポストドクトラルプログラムも有効だろう。

［７］ 今後の研究計画は適切か。特に、所期の目標値達成に向けた中長期の展望を見据えたものとなっているか。
はい。LHD 性能の向上、及び同装置の世界の主要核融合研究装置としての役割維持（LHD は主要ステラレータ装置である）のため、目覚しい前進が見られた。特に LHD 加熱電力容量は、現在十分な需要を満たしている。LHD は将来的に重水素での運転を視野に入れており、より高い加熱効率及び閉じ込め性能（「アイソトープ効果」）を考慮した聡明な措置である。
推奨：閉ヘリカルダイバータの最終設計及び開発にできる限り早く着手されたい。重水素運転の許可が得られるまで、閉ヘリカルダイバータの導入を待つ必要はない。強力な排気性能を持った閉ヘリカルダイバータは、ローカルアイ
ランドダイバータが既に印象的に実証したとおり、一般的に LHD 運転及び性能に大きな恩恵をもたらすものと思われる。更なる ECRH/ICRH 加熱電力向上も、求められるハイパワー定常運転開発にあたって、取り分け役に立つだろう。最後に前述にもあるとおり、同じプラズマで同時に異なるフィギュアオブメリッ
トを達成するために、複数の放電シナリオは統合すべきである。

［８］ 上記観点に挙げられているものを除き、平成 16 年度の外部評価で指摘された事項について適切に対応したか。
私は 2006 年以降の外部評価委員であるため、この質問には的確に答えられない。
しかしながら、多少意見を述べさせていただきたい。計測開発・3 次元トロ
イダルシステム・乱流と輸送の研究、NIFS に於けるこれらの研究・開発分野は、
国際 ITER プロジェクトに寄与するだろう。取り分け LHD は、グリーンワール
ド制限が無く（つまり超高密度運転可能）、また、磁場構成に十分な柔軟性をもつパラメータスペースの新領域を開拓できる。NIFS 職員は、LHD に関して幅広く指導されており、後の ITER 実施においても重要な役割を担える状態にある。しかしながら、ステラレータがトカマク概念に対して実行可能な代替案となり得ることを強調しておきたい。ITER は、未だ実験段階であり、高度技術研
究には概念の多様性が求められる。つまり、ステラレータはそれ自体重要な意義を持っていることになる。LHD は、現在世界のステラレータ研究において、頂点に位置づけられている。

33

Peer Review Report on Simulation Research
Reviewer: James W. Van Dam

1. Was world-leading research performed that advanced the scientific understanding of
fusion plasma behavior?
The Department of Simulation Science at the National Institute for Fusion Science is thelargest group in Japan—and one of the largest in the world—that performs simulation andtheoretical research to understand the behavior of high-temperature fusion plasmas. When the
research activity of the Theory and Data Analysis Division, organizationally situated within
the Department of Large Helical Device at NIFS, is additionally taken into account, it may
indeed be said that NIFS has the largest concentration of theory/simulation scientists among
all international fusion institutions.
The research being done by the Department of Simulation Science is of very high quality. My
own institute at the University of Texas highly appreciates its fruitful collaborations with
NIFS simulation scientists.
In the area of magnetic confinement, several examples of excellent work are gyrokineticVlasov simulations of turbulent transport, nonlinear simulations of energetic particle physics,
pellet ablation studies, two-fluid macro-instability simulations with incorporation of microturbulence effects, development of a very high-resolution MHD code, and edge plasma
simulations. In my opinion, the first two of these research efforts are definitely world-classwork, and the others are of high quality.
In the area of frontier simulations, the work on fast ignition simulations for laser fusion andthe work on collisionless reconnection are of high quality. In addition, there are smaller
research efforts on plasma-material interaction simulations and blob transport simulations.
Also, NIFS is a leader in virtual reality simulations by default since I am unaware of any otherfusion laboratory in the world that has a program in this area.
The considerable progress that has been made in simulation science at NIFS in recent years isevident when I look back at the presentations and the report for the External Peer Review
Committee Meeting held in 2004, when the simulation program was previously reviewed.
One indication of this progress is the list of publications during the past four years, showingthat 233 papers were published, which is excellent. Also noticeable during the past four years
is the continued increase in the direct application of simulations to understand and explain
experimental results, which is commendable. The simulation studies of super-dense coreplasmas and internal diffusive barrier are very relevant for LHD. I also applaud thesimulations that are specifically done for understanding the physics of burning plasmas.
Compared to four years ago, I am glad to see a number of recent publications related to the
NIFS virtual reality system.
The research, organization, and facilities of the Department of Simulation Science are welldescribed on its web site, which is being kept up to date.

34

2. Institutional structure: Did the organizational changes enhance research andoperation?
Several significant changes in the NIFS organizational structure have occurred in recent years.
The effect of these changes has been positive.
Most significantly, the former Theory and Computer Simulation Center and the former
Computer and Information Network Center were unified into one entity, the new Departmentof Simulation Science, on April 1, 2007. I congratulate NIFS on the establishment of this new
Department. A special event, called “A Commemorative Symposium on Simulation Science,”
was held September 6-7, 2007, at the Ceratopia Conference Center in Toki in order to markthe occasion of the founding of this new Department. (I attended this special symposium andenjoyed it very much.)Moreover, the Department of Simulation Science has a detailed internal structure. It isorganized into two divisions and a center. The two divisions are for magnetic confinement
research and frontier fusion studies, respectively, and each of these two divisions is further
organized into projects and sub-projects. The center is off-site, being located at Rokkasho in
Aomori. In addition to its internal structure according to two divisions and a center, theDepartment also has set up two facility-related working groups, one on computers and anotheron networks.
Also, NIFS re-organized the Department of Administration in 2006. The new Visitors Office
now handles all visitors—those from other Japanese institutions, those from private industry,
and those from international institutions. This new office centralizes services and makes it
easier for visitors to receive whatever assistance is needed. Also, within the Department of
Administration new divisions were established to handle institutional planning and reviews(of which there have been many in recent years).
In addition, NIFS established a new Fusion Engineering Research Laboratory forcollaborative research in July 2007. (This building formerly housed the Fusion Heating
Laboratory.) The Fusion Engineering Research Laboratory carries out studies on blanket
materials, technology innovations, and particle beam engineering.
All of these organizational changes have served to emphasize and enhance simulation
research, fusion engineering studies, and administrative operations.

3. Did NIFS promote inter-university research collaborations that contributed to theadvance of large-scale plasma simulations?
NIFS has a well-structured framework of three types of inter-university researchcollaborations: namely, General Collaboration Research, LHD Collaboration Research, andBilateral Collaboration Research. The NIFS collaborations in simulation science primarily fall
into the first of these categories, which is the largest in terms of research projects (331) albeit
the smallest in terms of funding (presumably since the other two categories involve expensive
experimental hardware). Some of the LHD-specific and magnetic confinement simulation
collaboration projects are supported through the LHD Collaboration Research category.

35

The Department of Simulation Science actively participates in the Japanese modular
integrated code development project called TASK. This is an excellent example of interuniversity research collaboration with a national scope.
Another good example is the research collaboration on integrated simulations of implosion
dynamics, laser-plasma interactions, fast electron transport, and core heating in laser fusion.
This effort at NIFS is carried out through a Bilateral Collaboration with Osaka University.
The inter-university collaborative nature of the three main simulation projects at NIFS isclearly evident from the organization chart for these projects, which shows that scientists fromthe Department of Simulation Science work hand-in-hand with simulation scientists from the
LHD Theory and Data Analysis Division and with simulation scientists from outside
universities and laboratories (both in Japan and elsewhere).

4. Did NIFS successfully function as a Center of Excellence for simulation science(including international collaborations)?
Yes, in my opinion, NIFS has been functioning successfully as a Center of Excellence forsimulation science. Let me offer some detailed comments, first concerning “center” and thenconcerning “excellence.”
NIFS functions as a center for simulation science, as evidenced by the following:• The Department of Simulation Science has a “critical mass” (21 professional
scientists), and its size allows it to tackle a broad range of inter-related research
projects.
• The Department of Simulation Science addresses research projects in a synergisticmanner. In other words, there is clear evidence of collaborative work among thescientists in the Department, and the Department addresses difficult problems that
require a team effort.
• NIFS research efforts in simulation science are central to inter-university
collaborations that extend throughout Japan.
• NIFS simulation research is also centrally engaged in collaborations that extend
around the world. NIFS has an active personal exchange program, both in hostingguest professors and researchers at NIFS and in sending NIFS scientists abroad.
• The NIFS computational facilities provide super-computer cycles for simulations
performed by researchers at other laboratories and universities.
• NIFS is the largest user of the SINET3 high-speed network that comprises a virtuallaboratory for fusion research in Japan.
• NIFS has played a central role in organizing and hosting a large number of national
and international conferences related to simulation science (15 during the past four
years). For example, NIFS organized the 19th International Conference on Numerical
Simulation of Plasmas (July 2005).
The excellence of the NIFS simulation research is evidenced by the following:• NIFS simulation scientists have been selected for numerous invited talks at prestigious
international conferences (e.g., three oral invited talks at the 2004 IAEA Fusion
Energy Conference in Portugal and one invited talk at the 2006 IAEA Fusion Energy
Conference in China). Another outstanding example is the invited review talk on zonal

36

•

•

flow physics at the 2006 APS Division of Plasma Physics Annual Meeting (the firstreview talk ever given by a scientist from Japan at this meeting).
NIFS simulation scientists have an excellent publication record: 37 papers in 2004, 35
in 2005, 87 in 2006, and 74 so far for 2007. Note that the number of publications has
been double in each of the last two years compared to what it was before that.
The computational facilities for simulation research at NIFS are excellent. The LHD
Numerical Analysis System was updated two years ago, and the Plasma Simulator will
be replaced in 2009.

I think that the recent reorganization into the Department of Simulation Science has served toenhance the NIFS role as a Center of Excellence for simulation science.

5. Through its interactions with the NINS, did NIFS successfully perform
interdisciplinary research?
Two examples were cited of interdisciplinary research (via the National Institutes for Natural
Science): one is the study of gravitational many-body system, and the other is the study of
non-equilibrium plasma/matter physics (e.g., temperature-gradient quantum Nernst effect).
Both of these investigations are presumably still in their initial stages.
Additionally, two examples were given of interdisciplinary research with industry: viz., 3D
particle-in cell simulations of an argon plasma-processing device, and molecular dynamics
simulations of sputtering. I recall from the 2006 Peer Review Committee Meeting thatindustrially relevant applied simulations are also being carried out in another department here
at NIFS (Research Coordination Center).
The virtual reality system at NIFS is now communicating with other VR systems via network
connections, thus comprising an extended virtual environment space for interdisciplinary
projects.
It is significant that NIFS is providing leadership in organizing the International Symposium
on Hierarchy and Holism (Feb 2008) through the National Institutes for Natural Science. This
will provide an important opportunity for the initiation and enhancement of interdisciplinary
research projects.

6. Did NIFS contribute to the development of human resources?
NIFS has an active education and training program for graduate students and young
researchers. Within the Graduate University for Advanced Studies, it functions as the
Department of Fusion Science and teaches its own graduate students. Also, throughcooperative degree programs with other universities, it offers courses and degree programs tostudents. In addition, graduate students from other universities carry out thesis-related
research at NIFS through collaborative research projects.
Through the Graduate University for Advanced Studies, NIFS graduated eight Ph.D. students
during the period 2004-2006. Three of them were international students. I recommend
keeping a record of where the NIFS simulation science Ph.D. students become employed after
graduation.

37

It would be unfortunate if the mobility of university graduate students to do research atnational laboratories (such as NIFS) were to be hampered as a result of the new status ofJapanese national universities. These are excellent opportunities for students to acquire
broadened experience and exposure. Hence the NIFS plans for enhancing student mobility byincreasing the number of affiliated universities (including foreign universities) arecommendable.
NIFS operates an annual Asian Winter school (Toki Lectures on Simulation Science) throughthe Graduate University for Advanced Studies. It also runs the Summer School for Young
Students.
NIFS has a postdoctoral program. During 2004-2007, three young scientists who had been
postdoctoral fellows in the Department of Simulation Science (one supported as a COE
researcher and another as a JSPS Fellow) were hired onto the regular staff.
In terms of human resources, I also wish to take special note of the retirement of several
excellent theory/simulation scientists at NIFS during the past four years: M. Okamoto(Theory and Computer Simulation Center, director); T. Watanabe, J. Todoroki, and T. Hatori(Theory and Data Analysis Division); and T. Kamimura (Computer Center, director). Thesescientists had outstanding scientific careers.

7. Is the DSS plan for future research appropriate, taking into account the NIFS midand long-term institutional plans?
For future research directions, the Department of Simulation Science will continue to pursue
existing successful research projects. In addition, it will focus on some new initiatives, suchas simulations for LHD deuterium experiments and also simulations for a proposed helicalfusion reactor. The latter simulation project is referred to as the LHD Numerical Test Reactor.
Both of these new initiatives are appropriate and should provide critical information to the
NIFS experimental program for its strategic planning and future operations. One suggestion isthat the fusion test reactor studies should involve not only plasma physics simulations, butalso fusion engineering simulations.
The planning for a new Plasma Simulator super-computer and for upgraded networks is being
led by the two working groups within the Department. I would also encourage considerationof the use of computer clusters, which are highly efficient for certain types of simulation
problems and for code benchmarking, and which are relatively inexpensive.
The two purposes of simulation research at NIFS are to contribute to the understanding ofplasma behavior and to promote simulation science as a new interdisciplinary field. For thelatter purpose, it would be useful to establish contacts with specialists in computer science atother universities and laboratories. Such contacts can be helpful for the development ofadvanced algorithms for plasma simulations. The SciDAC fusion simulation projects in the
US stress the usefulness of such contacts.

8. Have the issues pointed out by the 2004 Peer Review Committee and the 2005
Organization Review Committee been appropriately addressed? In particular:

38

•

Were the topics and activities appropriately selected for magnetic confinement(LHD) research, laser-plasma research, and plasma science research?

The internal structure of the Department of Simulation Science mirrors its selection ofresearch topics and activities, namely, LHD and magnetic confinement simulations, laser
fusion simulations, and complex plasma simulations. The choice of sub-projects within thesethree main simulation projects has been appropriate. The increased emphasis on simulations
for the LHD experiment has been especially commendable during the past four years.
A few observations:• The reconnection studies have achieved impressive resolution of underlying physics.
Now these studies should also develop more contact with experimental results (e.g., tovalidate the theoretical models against observations of reconnection and substorms in
the Earth’s magnetotail, coronal mass ejection, and magnetic reconnection inlaboratory experiments).
• The work on integrated laser-target simulations with PIC, Fokker-Planck, and fluid
codes has likewise been impressive. It would be interesting if these integrated
simulations could provide positive feedback to the integrated simulations for magnetic
confinement, and vice versa.
• The various “hierarchy” terminologies are still somewhat cryptic. I suspect that
nomenclature such as hierarchy-renormalized, hierarchy-extended, hierarchyintegrated, multi-hierarchy, micro-hierarchy, macro-hierarchy, mono-hierarchy, andcross-hierarchy are not well understood by many international scientists. Clear,succinct definitions should be provided for each of these names, along with mapping
to alternative terminology (e.g., kinetic/fluid, micro/macro, core/edge, small/large
spatial scales, small/large time scales, time-dependent simulations, integrated
simulations…). The terminology of “holism”, which is frequently used in connection
with “hierarchy” to describe the NIFS simulation program, does have a scientificmeaning (cf. the Wikipedia article on Holism), although in modern society it isprimarily used in a philosophical or cultural context. Perhaps the imminentInternational Symposium on Hierarchy and Holism (February 2008) will help clarify
this situation.

•

Were the research topics appropriately selected for contributing to ITER and theBroader Approach?

Again, the internal structure of the new Department of Simulation Science has served toincrease the emphasis on research for ITER and Broader Approach. The most obvious new
development here has been the recent establishment of the off-site Rokkasho Research Center,
which allows NIFS to now have a physical presence on location where the Fusion Energy
Research Center for the Broader Approach will be constructed in Aomori. At the moment thisCenter is still small (two professional staff) and its research purview limited (to network
enhancements), but the Center should undoubtedly grow as the Broader Approach activities
get under way. Therefore the creation of this Center is strategically laudable.
Moreover, within the magnetic confinement division of the Department of Simulation Science,
the work on gyrokinetic simulations for ITG and ETG turbulent plasma transport (some ofwhich was performed on the Earth Simulator computer) and the work on energetic particle

39

simulations for burning plasmas are clearly relevant to ITER. These two codes havedeveloped techniques for parallelization, so they could eventually be run on the forthcoming
Broader Approach computer. Also, the research on simulations of pellet injection should be of
relevance for ITER fueling.
Programmatically, the Department of Simulation Science is involved in a number of ITERrelated collaborations, which it promotes through an ITER Collaboration Committee, an ITER
Research Coordinating Group, and an IFERC Project Committee. Also, NIFS simulation
scientists participate in ITPA Topical Group meetings and helped write the “Progress in the
ITER Physics Basis” (a massive document that was recently published in the Nuclear Fusion
journal). NIFS simulation scientists participated in the first ITER Summer School (France,2007) and will also certainly participate in the second such summer school (to be held inJapan in 2008).
Within the NIFS Department of Administration, a new ITER Liaison Office has been
established.
A few observations:• The molecular-dynamics simulations of sputtering of graphite tiles are interesting. If
these studies could now be extended to more than a single hydrogen atom and thenalso performed for tungsten and beryllium, the results could have ITER relevance.
• The Rokkasho Research Center was able to participate remotely via internet videoconferencing in the 6th IAEA Technical Committee Meeting on Control, Data
Acquisition, and Remote Participation (2007). However, it is not connected to the
SINET3 network. Presumably, the situation will soon change, especially when the
new supercomputer for the Broader Approach and the new supercomputer in Kobe
come on line.
• The Rokkasho Research Center studies on future high-speed information networks
will be of interest to ITER and its international partners. The ITER Organization had
set up a special CODAC working group. Perhaps the Center could plug into this effort.
• For the sake of international exposure and public relations in the Rokkasho/Aomori
area, NIFS might consider holding a conference or workshop there sometime. This
could coincide with the development of a more fleshed-out plan and timetable forresearch at the Rokkasho Research Center.

40

（和訳）

シミュレーション研究に関する評価
評価者：ジェームズ W. ヴァンダム

１．核融合プラズマの科学的理解を促進する世界をリードする研究が行われたか。
NIFS のシミュレーション科学研究部は、高温核融合プラズマの振る舞いの理解に向けたシミュレーション及び理論研究を進める日本で最大の研究グループであり、世界でも有数の規模を誇っている。大型ヘリカル研究部に属する理論データ解析研
究系の研究活動も考慮に入れた場合、NIFS は、正に世界各国にある核融合研究所の中で、最大規模の理論シミュレーション研究者を擁していると言える。
シミュレーション科学研究部は、非常に質の高い研究を行っている。私が所属するテキサス大学 IFS 研究所も NIFS シミュレーション研究者との実りある共同研究を大いに評価している。
磁場閉じ込め分野においては、素晴らしい研究成果の数々が報告されており、これらには、乱流輸送のジャイロ運動論－ヴラゾフシミュレーション、高エネルギー
粒子物理の非線形シミュレーション、ペレット溶発研究、微視的乱流効果を取り入れた二流体巨視的不安定性シミュレーション、超高解像度 MHD コードの開発、及び境界プラズマシミュレーション等が挙げられる。個人的な見解を述べておくと、最初の二件は、明らかに世界規模の研究であり、残りに関しても非常に質の高いものだと言える。
新領域シミュレーション分野においては、レーザー核融合のための高速点火シミ
ュレーション研究、及び無衝突磁気再結合に関する研究が高い質を示している。加えて、プラズマ物質相互作用シミュレーション及びブロッブ輸送シミュレーションに関しても、中規模の研究が行われている。また、NIFS は、バーチャルリアリティ
シミュレーション分野における先導者だと言える。と言うのも、本分野のプログラムを有する核融合研究所は、私の知る限り、世界中で NIFS をおいて他に存在しないからである。
近年 NIFS のシミュレーション科学研究が目覚しい発展を遂げたことは、前回シミュレーションプログラムが対象になった、2004 年の外部評価報告会でのレポート及び発表を振り返って見れば明白である。具体的な一例として、過去 4 年間に出版された論文リストが挙げられる。233 本の論文が出版されており、素晴らしいことといえる。また、実験結果の理解や解釈にシミュレーションが直接適用される機会も増
え続け、注目に値するとともに高く評価できる。超高密度コアプラズマ及び内部拡散障壁のシミュレーション研究は、LHD に深く関与している。更に、燃焼プラズマ
物理の理解に特化して行われたシミュレーション研究を高く評価したい。4 年前に比べ近年は、NIFS のバーチャルリアリティシステムに関連した多くの発表が見られる
ことは喜ばしい。

41

シミュレーション科学研究部の研究、組織、及び設備は、ウェブサイトに詳しく掲載されており、常時更新されている。

２．組織構造: 改組は、研究及び運営を向上させたか。
ここ数年 NIFS では、重要な改組が何件か見られた。これらは、非常に前向きな結果につながっている。
もっとも重要なものとして、2007 年 4 月 1 日、かつての理論・シミュレーション
研究センターと計算機・情報ネットワークセンターが統合され、シミュレーション
科学研究部が新たに設立された。新研究部の設立について、心から祝辞を述べさせていただきたい。2007 年 9 月 6～7 日には、新設研究部の門出を祝して、「シミュレーション科学記念シンポジウム」が土岐市セラトピア土岐にて開催された。（私も同シンポジウムに参列させていただき、非常に楽しませていただいた。）
更に、シミュレーション科学研究部は、各専門分野に分かれ、二研究系と一セン
ターから構成されている。二つの研究系は、LHD・磁場閉じ込めシミュレーション
研究系と新領域シミュレーション研究系であり、それぞれにおいて、専門プロジェ
クトやサブプロジェクトが設置されている。センターは、NIFS 外にあり、青森県六ヶ所村に建設された。これら二研究系及び一センターに加え、同研究部は、設備関連の二つの作業班（コンピュータ及びネットワーク）を新に始動させた。
また、NIFS は、2006 年に管理部を改組した。新設されたユーザーズオフィスが一括して訪問者－国内機関、企業、或いは外国の研究所からの訪問者－に対応している。同オフィスが来客受付を一括したことで、訪問者が必要なサポートを受けやすい環境が整えられた。また、管理部内に新たな部署が設立され、研究所の経営企画や評価（近年多数の実績が見られる）に関する事務を取り扱っている。
それらに加え、2007 年 1 月には、共同研究のための総合工学実験棟が設置された（同実験棟は、かつての加熱実験棟に当たる）。総合工学実験棟では、ブランケッ
ト材料、技術革新、粒子ビーム工学に関する研究が進められている。
これらの組織変更は、シミュレーション研究、核融合炉工学研究、及び管理業務の強化・向上に貢献している。

３．NIFS は、大規模プラズマシミュレーションの発展に貢献する大学共同利用共同研究の推進に努めたか。
NIFS には、一般共同研究、LHD 計画共同研究、及び双方向型共同研究という 3 カ
テゴリーの大学共同利用共同研究体制が整っている。シミュレーション科学で行われる共同研究は、主に最初のカテゴリーに分類される。一般共同研究は、最大数の研究プロジェクトを擁している（331 件）ものの、予算的には最少額の配分となる（恐らくは、他の二つのカテゴリーが高額の実験機器を必要としているからだと思われる）。LHD に特化している、または、磁場閉じ込めシミュレーション共同研究42

プロジェクトの中には、LHD 計画共同研究のカテゴリーから予算配分されているものもある。
シミュレーション科学研究部は、TASK と呼ばれる国内のモジュラー統合コード
開発プロジェクトに積極的に参加している。これは、国内規模の大学共同利用研究の素晴らしい一例である。
他の好例として、爆縮ダイナミクス、レーザープラズマ相互作用、高速電子輸送、及びレーザー核融合における炉心加熱の統合シミュレーション研究が挙げられる。
同研究は、大阪大学との双方向型共同研究を通して行われている。
NIFS における 3 件の主要シミュレーション研究プロジェクトの大学共同利用共同研究としての性質は、これらのプロジェクトに関する組織表の中で明白に表されている。つまり、シミュレーション科学研究部に所属する研究者は、大型ヘリカル研
究部理論データ解析研究系の研究者、及び国内外問わず他の大学、研究機関のシミュレーション研究者と歩調を合わせ、共に研究を進めている。

４．NIFS は、シミュレーション科学の分野で、COE としての役割を十分に果たすことができたか。（国際連携を含む）
個人的には NIFS は、シミュレーション科学において、立派に COE として機能してきたと思う。以下にまず、「センター（Center）」について、その後「素晴らしさ（Excellence）」について、幾つかの詳細なコメントをさせていただきたい。
NIFS は 、 以 下 に 見 ら れ る と お り 、 シ ミ ュ レ ー シ ョ ン 科 学 の 「 セ ン タ ー（Center）」として機能している。
・ シミュレーション科学研究部は“クリティカルマス”（専門研究者 21 名）を擁しており、幅広い関連研究プロジェクトに着手できる・ シミュレーション科学研究部は、協調的な方法で研究プロジェクトに取り組んでいる。言い換えると、部内研究者による協力姿勢が明白に示されており、同研究部は共同作業を必要とする難題に取り組んでいる。
・ シミュレーション科学における NIFS の研究取り組みは、日本全国に広がる大学共同研究の中心となっている
・ NIFS のシミュレーション研究はまた、世界規模の共同研究を中心的に進めている。客員教授や他機関に所属する研究者の招聘、或いは、NIFS 研究者の海外派遣など、活発な人材交流プログラムを推進している。
・ NIFS のコンピュータ施設に関しては、他の研究所や大学の研究者が行うシミュレーションのために定期的に更新されるスーパーコンピュータを提供している。
・ NIFS は、国内の核融合研究のためのバーチャル研究所を構成可能な SINET3
高速ネットワークの最大ユーザである。
・ NIFS は、シミュレーション科学に関わる多数の国内・国際会議を組織・開催する上で、中心的役割を担ってきた（過去 4 年で 15 回）。例えば、2005 年 7 月、第 19 回プラズマ数値シミュレーション国際会議を組織した。

43

NIFS シミュレーション研究の「素晴らしさ（Excellence）」は、以下により明らかである。
・ NIFS シミュレーション研究者は、数々の有名国際会議において invited talk
（招待講演）に選ばれた（2004 年 IAEA 核融合エネルギー会議（ポルトガル）
で 3 件の口頭招待講演、及び 2006 年 IAEA 核融合エネルギー会議（中国）で 1
件の口頭招待講演）。他の傑出した事例として、2006 年アメリカ物理学会プラズマ物理分科会年会での、帯状流物理に関する招待報告発表が挙げられる（同会議の歴史上、日本人科学者として初めての招待講演である）。
・ NIFS シミュレーション研究者は、特筆すべき出版功績を残している：2004 年に 37 本、2005 年に 35 本、2006 年に 87 本、2007 年現時点で 74 本。過去 2 年は、それ以前を比べた場合、論文の出版数がそれぞれ倍増していることに注目していただきたい。
・ NIFS シミュレーション研究用コンピュータ施設は、非常に素晴らしい。LHD
数値解析システムは、2 年間に更新され、プラズマシミュレータは 2009 年に更新される。
シミュレーション科学研究部への最近の改組は、NIFS がシミュレーション科学分野で果たすべき COE としての役割に大きく寄与したものと評価できる。

５．NIFS は、NINS との連携を通して、学際研究を十分に行えたか。
自然科学研究機構を通して、学際研究として二例挙げられており、重力多体系の研究と、非平衡プラズマ／ 物性物理研究（例：温度勾配量子ネルンスト効果）である。両研究とも、現時点では、まだ初期段階にあると思われる。
また、企業との学際研究として更に二例が紹介された。アルゴン・プラズマプロ
セス装置に関する 3 次元粒子シミュレーション、そして、スパッタリングの分子動力学シミュレーションである。2006 年度外部評価委員会において、企業関係の応用
シミュレーション研究が、NIFS の他研究部（連携研究推進センター）でも行われていることが報告されたことを覚えている。
NIFS バーチャルリアリティシステムは、現在ネットワーク経由で、他の VR シス
テムと通信しあっており、学際的プロジェクト用に拡張仮想環境空間を構成している。
NIFS が自然科学研究機構を通して、国際シンポジウム｢階層と全体｣（2008 年 2 月
開催）の組織においてリーダーシップを発揮していることは、非常に意義深いことである。これは、学際的研究プロジェクトの始動及び拡大を促がす重要な機会となるだろう。

６．NIFS は、人材開発に貢献したか。

44

NIFS は大学院生や若手研究者のための教育や研修プログラムを積極的に開講している。総合研究大学院大学においては、核融合科学専攻を担当しており、独自に大学院生を指導している。また、他大学との学位提携プログラムを利用して、大学院
生たちに専門コース及び学位を授与している。加えて他大学の大学院生も、共同研
究プログラムを通して NIFS で学位論文に関わる研究に従事している。
NIFS のシミュレーション関連では、総合研究大学院大学において、2004～2006 年の間で 8 名の博士課程修了者を輩出した。うち 3 名は、外国人留学生である。今後、NIFS でシミュレーション科学博士課程を修了した者が卒業後、どこで採用されたのか、記録を残しておくことをお薦めしたい。
日本の国立大学を取り巻く新しい状況の結果として、大学の大学院生が NIFS のよ
うな国立研究所で研究を行えるような可動性が阻害されているのだとすれば、非常に嘆かわしいことである。これらは、学生にとって幅広い経験と発見を習得できる
願っても無い機会であり、それ故、海外を含む提携大学の数を増やすことで、学生の可動性を向上させようとする NIFS の計画は、大変望ましいものと思われる。
NIFS は、総合研究大学院大学を通して、毎冬「アジア冬の学校（シミュレーショ
ン科学に関する土岐講座）」を実施している。又、初学者のための夏の学校も実施している。
NIFS には、博士号取得者（ポスドク）向けのプログラムも整備されている。2004～2007 年間で、シミュレーション科学研究部のポスドクフェロー3 名（1 名は NIFSの COE 研究員として、もう 1 名は JSPS フェローとして支援されていた）が、正規職員として採用された。
人材の件に関しては、この場を借りて過去 4 年内に退職された理論・シミュレー
ション研究者に改めて敬意を表したい。岡本先生（理論・シミュレーション研究センター長）、渡辺先生、轟先生（理論･データ解析研究系）、上村先生（計算機センター長）は、皆、素晴らしい研究キャリアをお持ちであった。

７．NIFS の中期・長期計画を踏まえ、シミュレーション科学研究部の今後の研究計
画は適当か。
今後の研究方針に関しては、シミュレーション科学研究部は、現在の素晴らしい
研究プロジェクトを引き続き追求して行くだろう。加えて、同研究部は、LHD 重水
素実験シミュレーションやヘリカル核融合炉提案に関するシミュレーションといった、新たなプロジェクトの動きにも焦点を合わせて行くであろう。後者のシミュレ
ーションプロジェクトは、LHD 数値試験炉と呼ばれている。両新規プロジェクトは適切であり、NIFS の実験プログラムの戦略的計画や今後の運営に関して、大変重要な情報を提供することだろう。一つ提案させていただくとすれば、核融合試験炉に関しては、プラズマ物理シミュレーションのみならず、炉工学シミュレーションも含めてはいかがであろうか。

45

プラズマシミュレータと呼ばれるスーパーコンピュータの更新計画、及びネット
ワーク更新計画は、同研究部内に設けられた二つの作業班の主導のもとに行われている。ある種のシミュレーション問題及びコードのベンチマーク試験に対して、大変効率的で、且つ比較的安価なコンピュータクラスターの使用についても、是非ご一考いただきたい。
NIFS シミュレーション研究には、プラズマの振る舞いの理解への貢献と新たな学
際的分野としてのシミュレーション科学の推進という二つの目的がある。後者ついて、他大学や研究所のコンピュータサイエンスの専門家との関係樹立が有益になるだろう。このような関係は、プラズマシミュレーションの高度なアルゴリズムを開発する上で、役立つものと思われる。米国の SciDAC 核融合シミュレーションプロ
ジェクトは、その様な関係の有用性を強調している。

８．2004 年度外部評価委員会及び 2005 年度組織検討委員会により指摘された問題は適切に反映されてきたか。特に：・

磁場閉じ込め（LHD）研究、レーザープラズマ研究、及びプラズマ科学研究の研究トピックや活動は適切に選択されたか。

シミュレーション科学研究部の内部構造は、具体的には、1) LHD・磁場閉じ込
めシミュレーション、2) レーザー核融合シミュレーション、及び 3) 複雑性プラズ
マシミュレーションといった、研究トピック及び研究活動の選択を反映している。
これら 3 つの主要シミュレーションプロジェクト内におけるサブプロジェクトの選択は適切であった。過去 4 年間で LHD 実験のためのシミュレーションをより一層重要視してきたことは、ことさら賞賛に値する。
二、三の所見：・ 磁気再結合研究により、基礎物理が見事に解決された。今後これらの研究は、（例えば、地球磁気圏尾部の磁気再結合とサブストーム、コロナの質量放出、ラボ実験における磁場再結合等の観測に対して理論モデルを検証するため）各種実験結果との接点をより広げて行くべきである。
・ 同じく、PIC、 Fokker-Planck、及び流体コードを使った統合レーザーターゲ
ットシミュレーション研究も大変素晴らしい。これらの統合シミュレーショ
ンが磁場閉じ込めに関する統合シミュレーションに、または後者が前者に、建設的な影響を及ぼすのだとすれば非常に関心深い。
・ 各種「階層 (hierarchy)」関係の用語には、今もって多少曖昧さが残る。階層
繰り込み (hierarchy-renormalized)、階層拡張 (hierarchy-extended) 、階層統合(hierarchy-integrated)、多階層 (multi-hierarchy)、微視的階層 (micro-hierarchy)、
巨視的階層 (macro-hierarchy)、単一階層 (mono-hierarchy)、及び階層相互間（cross-hierarchy）と言った専門用語は、多くの外国人研究者には今ひとつ明確に認識されていない。各名称について明瞭簡潔な定義付けを行うとともに、
代 替 用 語 （ 例 ： kinetic/fluid, micro/macro, core/edge, small/large spatial scales,
small/large time scales, time-dependent simulations, integrated simulations…）との関係も併せて提示されたい。また、NIFS シミュレーションプログラムの説明

46

にしばしば「階層 (hierarchy)」と関連して用いられる「全体 (holism)」には、
ウィキペディア内の記事に見られるとおり、実際科学的な意味合いが含まれる。しかしながら、現代社会では、主に哲学的、文化的な文脈で使用されている。おそらく、目前に迫った国際シンポジウム「自然科学における階層と全体」（2008 年 2 月）がこの状況を明確化するのに役立つだろう。

・ITER 及び BA に貢献する研究トピックが適切に選ばれたか。

繰り返しになるが、新設されたシミュレーション科学研究部の内部構造は、ITER 及び BA における研究への比重を高めることに役立っている。最も明確で新しい展開としては、六ヶ所研究センターの新設が挙げられる。青森の BA の核融合エネルギー研究センター建設予定地に、NIFS が実体としてのプレゼンスを確保したことになる。当面は小規模で（2 名の専門職員）、研究範囲もネットワーク向上に限られているが、同センターが今後、BA 活動の本格的始動に合わせ、拡大、成長していくことは、間違いない。それ故、センターの創設は、戦略的に素晴らしい。
さらに、シミュレーション科学研究部、LHD・磁場閉じ込めシミュレーション
研究系において、ITG 及び ETG 乱流プラズマ輸送に関するジャイロ運動論シミュ
レーション研究（地球シミュレータで実行されたこともあった）や燃焼プラズマに関する高エネルギー粒子シミュレーション研究などは、明らかに ITER と関連している。これらの 2 コードは、並列化 (parallelization) 技術を開発し、何れは来た
るべき BA コンピュータで使用されることだろう。また、ペレット入射シミュレーション研究に関しては、ITER の燃料供給に関連性を持つものである。
プログラム面では、シミュレーション科学研究部は、多数の ITER 関連共同研究に携わっており、ITER 連携委員会、ITER 連携グループ、及び IFEFC プロジェク
ト委員会を通して ITER 関連共同研究を推進している。また、NIFS シミュレーシ
ョン研究者は、ITPA トピカルグループ会議に参加しており、”Progress in the ITER
Physics Basis”（最近 Nuclear Fusion 誌で発表された分厚い資料）の執筆にも関与した。NIFS シミュレーション研究者は、第 1 回 ITER サマースクール（2007 年フランス）に参加し、第 2 回（2008 年日本）にも当然ながら参加すると思われる。
管理部において、ITER 関連の事務を行っている。
二、三の所見：・ グラファイトタイルのスパッタリングに関する分子動力学シミュレーショ
ンは、興味深い。仮に、これらの研究が単体水素原子以外に拡張され、タングステンやベリリウムに対して行われるとすれば、その結果は ITER と関連するものとなる。
・ 六ヶ所研究センターは、ビデオ会議システムを利用してインターネット経由で第 6 回 IAEA 技術会議（the 6th IAEA Technical Committee Meeting onControl, Data Acquisition, and Remote Participation—2007 年 6 月）に遠隔参加した。しかしながら、六ヶ所研究センターは SINET3 ネットワークとはつなが47

っていない。恐らく BA 及び神戸の新規スーパーコンピュータがオンラインになれば、この状況も間もなく変化するだろうと思われる。
・ 将来の高速情報ネットワークに関する六ヶ所研究センターの研究は、ITER
及び各国際パートナーの関心を呼ぶだろう。ITER 機構は、特別 CODAC ワー
キンググループを設立した。六ヶ所研究センターが同グループに関わる可能性もある。
・ 青森・六ヶ所地区の国際的展開や広報を考慮して、NIFS は、同地区で会議やワークショップの開催を検討してもいいだろう。これにより、六ヶ所研究センターでの研究を進める上で、より具体的な計画及びタイムテーブルを描
くことにつながるだろう。

48

Peer Review Report on Simulation Research
Reviewer: Michael Tendler

The following perspectives consist of factors inevitable to make reviews for thesimulation research that was addressed in the Mid-term Plan determined by the
National Institutes of Natural Sciences, the Inter-University Research Institute for which
the National Institute for Fusion Science, the National Institutes of Natural Sciences are
responsible. They are formulated in accordance with the achievement reviews andreviews for the research standard.
The perspectives [1] to [4] refers to the articles addressed in the Mid-Term Plan, and[5] and [6] are those relative to the plan.
[1]
By carrying out the simulation research, did we successfully elucidate andsystematize the physical mechanism of a nuclear fusion plasma confinement? Besides,
did we make such academic scientific achievements that foreran the world in the
search for complex science as a basic research that supports nuclear fusion research?
LHD is the masterpiece of the art of engineering science. Therefore, its operation has
greatly contributed towards many shifts in paradigms governing the fusion research formany years. To this end, simulation research has a very beneficial ground to contribute to
the understanding and developing the research aimed at harnessing the fusion energy.
Hence, recent measures undertaken by NIFS leadership in focusing and enhancing thesimulation center are very timely. The development is bound to make an impact on thesimulation activities. The academic record of the simulation center is very good. This isborn out by numerous achievements on the international arena. To name a few, numerous
references in summary on major theoretical achievements at the recent IAEA conference
held in Chengdu in 2006, invited talks at many important international meetings etc. etc.
Given these major achievements, now the policy encouraging the clarification of novel
scenarios discovered recently at NIFS has to be pursued rigorously and aggressively. Thisshould also contribute to the so called fast track approach in the pursuit of fusion energy.
The extension of it to the helical configuration appears timely and very topical.

[2]

To carry out the perspective [1], did we perform the following?

(1)
Through the organizational change, did we properly arrange the researchplatform that is capable of generating intensive research results and also capable offlexible as well as organic operation?
According to the report of Organization Examination Committee, by unifying the Theory
and Computer Simulation Center with the Computer and Network Information Center, theDepartment of Simulation Science has been established on 1 April, 2007, which consists of
LHD and Magnetic Confinement Simulation Division, Fusion Frontiers Simulation
Division, and Rokkasho Research Center.
The organizational change has strengthened the ties with the experimental work carried out
at the LHD device. To this end, the role of the deputy director of NIFS is crucial. This isbound to bear on the mutual support of both theoretical and experimental teams. To this end,49

joint seminars and cross-disciplinary publications will lead to a better understanding ofresults and full exploiting of NIFS excellent infrastructure. Three simulation projects,
namely, LHD and magnetic confinement simulation project, Laser fusion simulation project,
and Complex plasma simulation project have been started, and also the direction of researchhas been clarified. The purposes of three projects are to understand and systematize thephysics mechanism of magnetic confinement fusion plasma, to perform the leading
simulation of FIREX project, and to perform basic research supporting goals of fusion,respectively. By developing predictive hierarchy-renormalized simulation codes, eachpurpose will be achieved in future, which leads to the establishment of the simulation
science in a new interdisciplinary capacity.

[3]
As an inter-university research institute, did we actively promote thecollaborative research and research collaboration with universities that utilizes ananalysis device for the large-scale simulation research (a plasma simulator) and the
like? Also, did we contribute to the development of the simulation research?
In general, the simulation research center has carried out high quality work. By adopting theSuper SINET, a fast network operated by National Institute of Information is very
instrumental in providing both the machine sharing time and the CPU at large. LHD remote
operation stations exist in Sendai, Tokyo, Nagoya, Kyoto, Hiroshima and Kyushu.
Multi-Protocol label switching and Virtual Reality Network are fully operational. The board
governing large simulation projects is charged with duties of allocating CPU time according
to the LHD and NIFS priorities. Yet, there is some room for improvements and further
investment in order to upgrade and refine already existing computers and theirinfrastructure. This is the subject of the highly desirable increase in funding of NIFS and its
activities. This should be possible bearing in mind the importance of full exploration of theexcellent hardware of NIFS. Finally, it is important to emphasize that the researches fromdifferent universities are strongly encouraged to join large simulation projects. Thisfacilitates the open nature of the works on simulations.

[4] Did we successfully play a role as COE? Moreover, did we also play a role as
COE in a global sense through international collaborative research andcontributions?
NIFS is the best known Japanese centre in fusion studies abroad. Therefore, there is a lot ofinterest in the world to visit NIFS and to contribute to its excellent facilities. There aremany international meetings held at NIFS where scientists can come to NIFS and make afirst hand experience of the activities. This is the reason why NIFS has very many inputs
from abroad. These proposals are well scrutinized by the home team and the useful part gets
accepted and financed. To this end, the department of administration provides excellent
support in terms of housing, travel and instructions. Seminars and less formal discussions
are held quite frequently. There are also many sports and leisure activities organized by
NIFS to make their stay more productive and pleasant. Furthermore, many prominentscientists employed by NIFS have stayed abroad for varying periods of time. Hence, there
are many contacts on personal level helping to recruit contributions from abroad. Also, theexperience from different computational centers is fully exploited at NIFS due to its
international nature. One can think of further improvement in terms of increasing thebudget in order to enhance the input from abroad. Activities of guest researchers graduated50

from different programs such as SOKENDAI and young scientists are very impressive as
well.

[5] Through the interdisciplinary collaboration within the National Institutes of
Natural Sciences, did we successfully function as an origin for the academic scientifictransmission that can also transmit to the research fields other than nuclear fusion?
Complex plasma simulation projects have been started. Consequently, the direction ofinterdisciplinary research at NIFS has been clarified. Furthermore, the promotion ofinter-institute (NINS) collaborations will be materialized in a program named “Hierarchyand Holism in nature” in envisaged collaboration project aimed at a development of new
fields. Also, the project on “Development of non-equilibrium quantum physics” has been
initiated. These are important first steps enhancing the impact of fusion research on otherfields of research pursuit by NINS. Also, the recent work coauthored by the Director
General on the amplification of the Earth magnetic field is along these lines and has to becommended.

[6] Did we successfully contribute to the fostering of human resources who would
play an active part in an international situation?
NIFS is determined to support a young researcher on top of its ability. Excellent facilities
such as Plasma Simulator, Virtual Reality systems, LHD numerical analysis system are atfull disposal of a young scientist technically supported by NIFS permanent stuff. Service
programs available for them include preparation and improvement of collaboration
environment consisting of information networks, main computer systems, supporting
servers, mathematical and graphic libraries etc. Information service is provided at website
including system manuals, methods to access and utilize computer systems, computer
service information and consultation via e mail system. Furthermore, a lot of know-how isdisseminated at the simulation science symposium, large scale computer simulation meeting,lectures on high performance Fortran HPF , consultations on parallelization and HPF, “ Toki
Lectures on Simulation Science “ and Asian Winter School, Sokendai summer school etc.
To name one outstanding example, Dr. A. Ishizawa, who was a COE of NIFS, is now a staffof the LHD and magnetic confinement simulation division. In his COE’s period, he has
found the gyro -viscous cancellation in the magnetic reconnection near neutral sheet andshown the reconnection layer is governed not by the ion skin depth, but by the ion Larmor
radius. This result has been published in PRL vol.95 (2005) 045003. Moreover, hispresentation as the staff of the 21-th IAEA Fusion Energy Conference has been highly
evaluated by Prof. S.I. Krasheninnikov, so that his results and figures have been presented
in the Summary and Nucl.Fusion vol.47 No.10 (2007).

[7] Is our future research plan proper? Especially, is the perspective of themid-/long-term plan properly taken in consideration?
Right now it is appropriate to advance the high-quality analysis for LHD experiments, thepredictive simulation for D-D experiments planned for LHD, the development of
hierarchy-renormalized simulation methods by using the Plasma Simulator. The simulation
research groups at NIFS will engage in developing the LHD Numerical Test Reactor

51

(LHD-NTR) toward the concept of helical magnetic confinement fusion reactor as priority
for the steady operation proved at NIFS, as a demonstration reactor after ITER. LHD-NTR
is a three-dimensional magnetic confinement simulation code and will basically recover thetwo-dimensional ITER study. To this end, NIFS is upgrading the multi-node Plasma
Simulator significantly from the current one in the first quarter of FY2009, while thecomputer for ITER-BA will start operation in 2012. Furthermore, NIFS has high-speed
internet connection with major universities through 1Gbps SINET3 network and its further
upgrade is expected. As mentioned at the general meeting of the peer review regarding thelong term objectives, all members of DSS including the members of the LHD and magnetic
confinement simulation project and the members of other projects contribute to the LHD
Numerical Test Reactor (LHD-NTR), although their contributions are in different degrees,
like the study of basic physics or the development of hierarchy-renormalization methods.
Finally, in a long run the complex plasma simulation project attempts to apply theirresearch to fusion research and will contribute to LHD-NTR gradually. Yet, this process
cannot be too slow. The challenge toward the establishment of simulation science as a newacademic field as well as for the development of LHD-NTR will be reflected in the next
mid-term plan starting in FY2010.

[8] Besides the above described perspectives, did we properly resolve the issues
pointed out in the 2004 Peer Review and the 2005 Organization Review Committee?
(1)
Were the selection of research themes and procedures by a respective project for
the LHD/magnetic field confinement plasmas, laser nuclear fusion plasmas, andcomplex plasmas proper?
Purposes of research themes are to understand and systematize the physics mechanism ofmagnetic confinement fusion plasma, to perform the leading simulation of FIREX project,
and to perform fundamental research supporting fusion goals in general, respectively. To
this end, the issues pointed out in the 2004 Peer Review and the 2005 Organization Review
Committee were taken into account properly enhancing activities in all three seemingly
diverging fields quite significantly.

(2)
Did we select such research themes that clearly define the contribution to ITER
and BA and prepare the appropriate environment?
The governmental decision on priority in 2003 defines clearly that the role of JAEA is toresearch for the development of fusion reactors mainly using ITER and the NIFS role is toadvance related academic research. Another important research objective of DSS at NIFS isto develop LHD-NTR, a three-dimensional magnetic confinement simulation code, which
includes the research of Tokamaks like ITER as a special case. Thus, studies of LHD-NTR
and ITER are inseparably related from a scientific point of view. Moreover, the structure of
the LHD and magnetic confinement simulation project, hierarchy-integrated andhierarchy-extended simulation approaches, and selected physics targets themselves properly
correspond to the necessary framework in order to contribute to ITER and ITER-BA. The
Rokkasho Center will be utilized under the policies mentioned above and considerations withregard to time sequences of operation schedules of the available super computers.

52

(3) While considering the development of research and computer environment aswell as the perspective of inter-operation, did we work on the constitution of ananalysis device for the large-scale simulation research? Then, did we make plans for
its operation?
Simulation collaborations are actively promoted by developing open MHD source,
benchmark suite project for fusion-related simulations, and organization of working groups
on computer and network infrastructures. By developing predictive hierarchy-renormalized
simulation codes, many goals will be achieved in future The practical research environmentof the simulation center at NIFS has been reconciled with a new center in order to advancethe simulation research further. Thereafter, firm plans have to be established by considering
also the convenience for collaborators at universities, once the specifications of the ITER-BA
computer and other research facilities become clear. The Rokkasho Center will be utilized
under the policies to be worked out in future and considerations regarding super computersavailable at the time.

(4) Did we disclose and transmit the research result for the visualization and virtual
reality system to widely spread research results and promote research collaboration?
The researches on Virtual Reality (VR) are extended from stand alone VR system to a VR
system communicating with other VR systems, leading to wider applications in various fields.
This has to be judged as a major achievement by all international standards.

53

（和訳）

シミュレーション研究に関する評価
評価者：マイケル テンドラー

下記外部評価の観点は、大学共同利用機関法人自然科学研究機構の定める中期計画において、大学共同利用機関核融合科学研究所が推進するシミュレーション研究の評
価に必要不可欠なものから成っており、達成度評価及び研究水準の評価を基本とする。
［１］～［４］は、中期計画に記載されている事項で、［５］［６］は、関連したものとなっている。
［１］ シミュレーション研究を進めることによって、核融合プラズマ閉じ込めの物
理機構解明及びその体系化、更に核融合研究を支える基礎研究としての複雑性の科学の探求等において、世界に先駆けた学術的進展があったか。
LHD は、エンジニアリング科学の粋を集めた傑作である。それ故、これまで長きに渡り、LHD 運転は核融合研究を規定するパラダイムのシフトに大きく寄与してきた。これに対して、シミュレーション研究は、実に有益な領域で、核融合エネルギー利用に向けた研究の理解・発展に貢献している。よって、近年
NIFS 始動で着手されたシミュレーションセンターの重点化・強化における方策
は、極めて時宜にかなっている。この発展は、必ずやシミュレーション活動に影響を与えるだろう。シミュレーションの旧センター及び現研究部の学術研究
実績は、非常に高い。国際舞台での数々の功績に裏付けられているといえる。
2006 年成都で開催された IAEA 会議における主要理論実績に関するサマリーにおける数多くの参照、多くの重要な国際会議での招待講演などが一例に挙げられる。これらの主な功績を受けて、ここ最近 NIFS で発見された斬新なシナリ
オの解明を勧めるという方針は、今後、より厳格かつ積極的に追求されるべきだろう。これはまた、核融合エネルギーの追及におけるファーストトラック（迅速な）アプローチにも貢献するに違いない。また、それらをヘリカル配位に展開させることは、大変時宜にかなっている。

［２］ ［１］を遂行するにあたり、下記事項を実施することができたか。
（１） 組織改編により、集約的研究成果を生み出し柔軟かつ有機的な運営が可能な研究基盤が整備されたか。
組織検討委員会からの報告によれば、理論・シミュレーション研究センターと計算機・情報ネットワークセンターの統合により、2007 年 4 月 1 日、シミュ
レーション科学研究部が設立された。同研究部は LHD・磁場閉じ込めシミュレーション研究系、新領域シミュレーション研究系、及び六ヶ所研究センターで構成されている。
組織変更により、LHD 装置を用いて行われている実験研究との連携が深めら54

れた。この点で NIFS 副所長の役割は非常に重要である。これには、理論、実験チーム双方の相互支援が関係していると思われる。よって、合同セミナーや相互的な学際的出版物などは、研究成果の理解や、NIFS の素晴らしい構造基盤の存分な活用につながるだろう。三つのシミュレーションプロジェクト、具体的には、1) LHD・磁場閉じ込めシミュレーションプロジェクト、2) レーザー核融合シミュレーションプロジェクト、3) 複雑性プラズマシミュレーションが開始され、また、研究の方向性が明確にされた。これら 3 プロジェクトの目的は、それぞれ 1) 磁場閉じ込め核融合プラズマの物理機構の解明と体系化、2) TIREX
プロジェクトに関して先導的なシミュレーションを展開すること、3) 核融合の目標を支援する基礎研究の遂行、である。予測性を有する階層繰り込みシミュ
レーションコードの開発により、それぞれの目的はいずれ達せられるだろう。
そしてこのことは、新たな学際的可能性をもったシミュレーション科学の確立につながるであろう。

［３］ 大学共同利用機関法人として、大型シミュレーション研究用解析装置（プラズマシミュレータ）等を活用した大学等との共同研究及び連携を積極的に推進し、シミュレーション研究の展開に貢献できたか。
概して、シミュレーションの旧研究センター及び現研究部は、高いレベルの研究を行ってきた。Super SINET の採用により、国立情報学研究所が運営する高速ネットワークは、マシン・シェアリング・タイム及び CPU の大幅な提供に大いに役立っている。LHD 遠隔運転ステーションは、仙台、東京、名古屋、京都、広島、九州に設けられている。マルチプロトコル・ラベル・スイッチング及びバーチャルリアリティネットワークは、最大限に稼働中である。大規模シミュ
レーションプロジェクトを指揮する委員会は、LHD 及び NIFS の優先順位に応じた CPU タイム配分を責任持って担っている。しかしながら、既存のコンピュータやそれらの構造基盤を更新、及び洗練するために、改良点や更なる投資が望まれる点も見られる。これは、NIFS 及び NIFS 研究活動の中で、望ましい資金増額の対象である。NIFS が誇る素晴らしいハードウェアを最大限活用することの重要性を留意した上で、実現されるべきである。最後に、他大学研究者の大規模シミュレーションプロジェクトへの参加が積極的に進められていることを忘れずに強調しておきたい。このことは、シミュレーション研究のオープン化を助長するものである。

［４］ COEとしての役割を果たすことができたか、さらに、国際的な連携研究・貢献などにより、国際的にもCOEとしての役割を果たすことができたか。
NIFS は、海外の核融合研究社会の間で最も名の知れた日本のセンターである。
よって、世界各国が NIFS に関心を寄せており、NIFS を訪問し、傑出した施設に寄与することを望んでいる。NIFS では、数多くの国際会議が催され、研究者は NIFS を訪れて第一線の研究活動を体験できる。NIFS が海外から有数の情報や提案を得られる理由は、この点にあると思われる。出された提案は、ホーム55

チームによって精査され、有益だと判断されれば受け入れられ、助成される。
このため、管理部は、住居、交通手段、各種手引きについて素晴らしいサポートを提供している。セミナーやインフォーマルな会合が頻繁に催される。また、
NIFS が組織するスポーツやレクレーション活動も数多く見られ、訪問者に有意義でかつ快適な滞在時間を提供している。さらに NIFS には、一定期間を海外で過ごした著名研究者も多く見られる。よって、個人レベルでの交流も多く存
在し、海外からの貢献の募集に役立っている。また、異なるコンピュータセン
ターでの経験も、国際的な環境のお陰で、NIFS で最大限に活用されている。海外からの参加を活発化させるため、予算増加の点で、更なる改善が必要かもしれない。総研大のような他プログラム出身の客員研究者や若手研究者の活動にも、目を見張るものがある。

［５］ 自然科学研究機構内分野間連携等を通し、他分野へ発信できる学術発信拠点となり得たか。
複雑性プラズマシミュレーションプロジェクトが開始された。結論から言って、NIFS の学際的研究に関する方向性は明確化された。さらに、自然科学研究機構（NINS）との研究連携推進に関しても、新分野の開発を目指して予定されている連携プロジェクトのなかで、「自然科学における階層と全体」と名づけられたプログラムで具現化されるだろう。また、「非平衡量子物理開発」に関するプロジェクトも開始された。これらは、NINS が追求する他の研究領域に対する核融合研究のインパクトを強める重要な第一歩である。また、近年所長が共著出版した地球磁場増幅についての研究もこれらの路線上にあり、賞賛に値する。

［６］ 国際的に活躍できる人材の養成を行えたか。
NIFS は、若手研究者の能力を最大限に引き出すために彼らを支援している。
プラズマシミュレータ、バーチャルリアリティシステム、LHD 数値解析システ
ムなどの素晴らしい設備に関しても、NIFS 正規職員に技術的に支援されて若手研究者の思い通りに利用可能となっている。彼らに用意されたサービスには、
情報ネットワーク、メインコンピュータシステム、サポートサーバ、数値及び図形処理ライブラリ等で構成された共同研究環境の準備や改善が含まれる。システムマニュアル、コンピュータシステムへのアクセス及び利用方法、E-mailを介したコンピュータサービス情報及び問い合わせなどを含め、情報サービス
はウェブサイト上で提供される。さらに、様々なノウハウがシミュレーション
科学シンポジウム、大規模コンピュータシミュレーション会議、高性能 Fortran
HPF の講義、並列化と HPF に関する会議、「シミュレーション科学に関する土岐講演」、アジア冬の大学、総研大サマースクール他、多様な場面で広く伝えられている。傑出した一例を挙げてみると、NIFS で COE を勤めていた石澤博士
は、現在 LHD・磁場閉じ込めシミュレーション研究系の正規職員として働いている。彼は COE 当時、磁気中性面付近の磁気再結合におけるジャイロ－ビスコス（gyro-viscous）相殺を見出し、磁気再結合層がイオン表皮長ではなく、イオンラーマ半径に支配されていることを示した。本成果は PRL vol.95 (2005)

56

045003 で発表された。さらに、第 21 回 IAEA 核融合エネルギー会議における彼の発表は、S.I.Krasheninnikov 教授に高く評価され、成果及び図式が会議のサマリーや Nucl.Fusion vol.47 No.10 (2007)で紹介された。

［７］ 今後の研究計画は適切か。特に、中長期的な展望を見据えたものとなっているか。
今は、LHD実験の高度解析、LHDで計画中の重水素実験に関する予測シミュ
レーション、及びプラズマシミュレータを用いた階層繰り込みシミュレーショ
ン手法の開発を進めるのに相応しい時期である。NIFSシミュレーション研究グ
ループは、NIFSで証明された定常運転への優先事項として、ITER後の実証炉として、ヘリカル磁場閉じ込め核融合炉の概念に向けたLHD数値試験炉（LHD-NTR）の開発に従事するであろう。LHD-NTRは、3次元磁場閉じ込めシ
ミュレーションコードであり、基本的に2次元ITER研究を復元できるものである。このため、ITER-BA用コンピュータが2012年に運転開始となる一方で、NIFS
は2009年の第1四半期中に、現行プラズマシミュレータのマルチノードへの大幅アップグレードを予定している。更にNIFSは、1Gbps SINETネットワークを利用して、主要大学と高速インターネット接続されており、こちらに関しても更なるアップグレードが予測される。長期目標に関する外部評価会議上で示唆されたとおり、LHD・磁場閉じ込めシミュレーション研究系及び他プロジェクト
スタッフを含むDSSの全ての構成員は、基礎物理研究や階層繰り込み手法開発などのように、程度こそ異なるが、LHD数値試験炉（LHD-NTR）に寄与している。
最後に、長期的に見て複雑性プラズマシミュレーションプロジェクトは核融合研究への適用を目指しており、徐々に LHD-NTR へも貢献して行くだろう。
しかしながら、この過程はあまり遅いものであってはならない。LHD-NTR 開発
同様、新学術分野としてのシミュレーション科学の確立に向けた挑戦は、2010
年度から始まる次期中期計画に反映されるだろう。

［８］ 上記観点に上げられているものを除き、平成16年度外部評価及び平成17年度
組織検討委員会において指摘された事項について適切に対応したか。
（１） LHD・磁場閉じ込めプラズマ、レーザー核融合プラズマ、複雑性プラズマの各プロジェクトによるテーマ設定、研究の進め方は適切か。
研究テーマの目標はそれぞれ、1) 磁場閉じ込め核融合プラズマの物理機構の解明と体系化、
2) FIREX プロジェクトに関する先導的シミュレーションの実行、
3) 総合的な核融合目標を支援する基礎研究の実行である。このために 2004 年
度外部評価及び 2005 年度組織検討委員で指摘された問題が適切に考慮され、一見相違するこれら三分野の活動は、目覚ましく向上している。

57

（２） ITER 及び BA への寄与が明確な研究テーマを設定し、体制を準備しているか。
2003 年の優先度に関する政府決定は、JAEA の役割を主に ITER を用いた核融合炉の開発研究であり、NIFS の役割を関連学術研究の前進であると明確に定義した。シミュレーション科学研究部が担う他の重要な研究目的は、特殊な事例
として ITER のようなトカマク研究を包含する 3 次元磁場閉じ込めシミュレー
ションコード LHD-NTR の開発である。従って LHD-NTR 及び ITER 研究は、科学的見地から密接に関わり合っている。更に、LHD・磁場閉じ込めシミュレー
ションプロジェクトの構成、階層統合及び階層拡張シミュレーションアプロー
チ、選定された物理目標そのものは、ITER 及び ITER-BA に貢献するために必要な枠組みに適切に対応している。六ヶ所研究センターは、上記方針、及び有効なスーパーコンピュータ運用スケジュールの時間系列に関する考察の下で利用されることになる。

（３） 研究及び計算機環境の進展を配慮し、共同利用の観点を踏まえつつ、大型シ
ミュレーション研究用解析装置の構成を検討し、運用計画を立案しているか。
シミュレーション共同研究は、オープン MHD ソースの開発、核融合関連シ
ミュレーションのためのベンチマークスイートプロジェクト、及びコンピュー
タ・ネットワークインフラに関する作業班の組織化により、活発に進められている。予測性を有する階層繰り込みシミュレーションコードの開発により、将来的に様々な目標が達成されるだろう。NIFS シミュレーションセンターの実用的な研究環境は、シミュレーション研究の更なる前進を目指し、新たな研究部に引き継がれた。よって、ITER-BA のコンピュータやその他研究施設の詳細が明らかになった時点で、他大学の共同研究者の利便性なども考慮しながら、堅実な計画を設定する必要がある。六ヶ所研究センターは、将来策定される方針、及びその時点で利用可能なスーパーコンピュータに関する考察の下で活用されるだろう。

（４） 可視化やバーチャルリアリティシステムの成果を公表・発信し、成果の幅広
い波及、連携研究に努めているか。
バーチャルリアリティ (VR) 研究は、単独型 VR システムから他の VR シス
テムと通信できる VR システムに拡張され、様々な分野に広く適用可能となった。このことは、世界基準からみて傑出した功績だと判断できる。

58

核融合科学研究所活動概要

核融合科学研究所

核融合科学研究所活動概要
核融合科学研究所は、「核融合プラズマに関する学理及びその応用の研究」を推進することを目的として 1989 年に大学共同利用機関として設立され、全国の大学等の研究者の積極的な参加を得て研究活動を進めている。我が国独自のアイデアに基づくヘリオトロン磁場を用いた世界最大の超伝導大型ヘリカル装置（ＬＨＤ）を用いて、将来の炉心プラズマの実現に必要な、１億度を超える無電流・定常プラズマに関わる物理的、工学的研究課題を解明することを目指した実験・理論研究とスーパーコンピュータを用いた大規模シミュレーション研究を２本の柱とし、さらに炉工学研究や連携研究などを進めてきた。また、国内の大学や機関との共同研究や国際的な共同研究を進めてきた。それらを通じて若手研究者の育成を行っている。総合研究大学院大学核融合科学専攻や他の大学院との連携大学院
における教育活動も展開してきた。
2004 年度には大学共同利用機関法人自然科学研究機構の一員となり、法人内の他の 4 つの大学共同利用機関と協力して学際的、国際的な連携研究拠点形成に向けた活動を一層強化している。
法人化が行われた 2004 年度から 2009 年度までの 6 年間の中期目標、中期計画を定め、そのもとに年度計画を毎年設定し、これに対応した実績報告書を年度ごとに提出している。
これは研究活動や業務運営の透明性を確保し、また説明責任を果たすことにもなっている。
核融合科学研究所の研究に関する中期目標は、「エネルギー科学分野、とりわけ核融合科
学分野では、我が国における核融合科学研究の中枢機関として、大学や研究機関と共に核融合科学及び関連理工学の発展を図る。環境安全性に優れた制御熱核融合の実現に向けて、大型の実験装置や計算機を用いた共同研究から、国際協力による核融合燃焼実験への支援
までを含む日本全体の当該研究を推進する。」となっている。
これに対応した中期計画は、「制御熱核融合の実現を目指した核融合科学とその基盤となるプラズマ物理学、炉工学などにおいて、学術的体系化を図り、世界に先駆けた成果を上げる。
① 大型ヘリカル実験装置（ＬＨＤ）の性能を最大限に発揮させ、環状プラズマの総合的理解と核融合炉心プラズマの実現に向けた学術研究を行う。このためにプラズマ加熱
機器及び計測機器の整備・増強、装置の改良を進め、核融合炉心プラズマを見通せる
ＬＨＤプラズマの高性能化を目指す。
② プラズマの高性能化に必要となる物理機構の解明を、研究所や大学・附置研究所・センターの装置・設備を有機的に活用し、双方向型共同研究として進める。さらなる閉
じ込め改善を実現するための先進的な磁場配位を持つ新規実験装置の検討を、コミュ
ニティの共通の課題として推進する。
③ 核融合プラズマ閉じ込めの物理機構解明及びその体系化を進めるとともに、それを支1

える基礎研究としての複雑性の科学を探求するため、理論・シミュレーション研究を推進する。このため大型シミュレーション研究用解析装置を積極的に活用する。
④ 核融合炉を目指した大学の炉工学研究の中核として、炉工学研究の集約と学術的体系化を推進するとともに、関連する幅広い工学研究の進展に寄与する。
⑤ 基礎プラズマ科学や極限的条件下におけるプラズマ研究、原子分子データ等の核融合
基礎データの評価・集積、環境や安全性等核融合の社会的受容性に関する研究の一層の推進など、核融合を巡る幅広い分野で共同研究の中心機関として活動する。」となっている。
また、研究実施体制等の整備に関する目標を達成するための措置として中期計画において、① 集約的研究成果を生み出すために、柔軟かつ有機的な運営が可能な組織を目指し、
これまでの研究系やセンターの機能を見直して新たな組織改編を行う。
②

大学等との連携協力体制の強化に加え、大学等における研究への支援体制を強化する。

③

超高密度プラズマ等の学術基盤の発展を図るために、慣性核融合研究分野での連携協力を進める。

④

国際共同研究を推進するための研究支援体制を作る。

としている。
これらを遂行するための組織として絶えず見直し・改善を図っており、2007 年度にはシミュレーション科学研究部を新たに発足させた。2007 年度の核融合科学研究所の組織を図1 に示す。管理部においても 2006 年 10 月に国内外の共同研究者が手続きしやすいように「ワンストップサービス」を実現するためのユーザーズオフィスを設置した。
2007 年度における職員数は研究部・センター131 人、技術部 46 人、管理部 43 人の計 220
人（2007 年 4 月 1 日現在）である。2007 年度の運営費交付金は人件費を含んで 106 億 5
千 7 百万円である。
核融合科学研究所が実施している共同研究活動としては次の 3 つのカテゴリーがあり、2007 年度の採択された研究課題数、各課題に参加している共同研究者（大学院生を含む）
数及び予算を示す。
（１） 一般共同研究
331 課題、1,268 人、8 千万円（２） LHD 計画共同研究
37 課題、329 人、1 億 7 千百万円
（３） 双方向型共同研究
59 課題、332 人、6 億 7 千 4 百万円

2

図１ 核融合科学研究所の組織

3

これら共同研究に参画している大学、研究機関の数は 157（2007 年度）となっている。
特に、2004 年度に始まった双方向型共同研究ではプラズマの高性能化に必要となる物理機構の解明等を、研究所や大学・附置研究所・センターの装置・設備を有機的に活用して進めている。具体的には、筑波大学プラズマ研究センター、京都大学エネルギー理工学研究所附属エネルギー複合機構研究センター、大阪大学レーザーエネルギー学研究センター及び九州大学応用力学研究所高温プラズマ力学研究センターと本研究所の間で双方向型共同研究を推進している。また、双方向型共同研究の一環としてセンターが持つ全国共同利用の機能により、各センターと全国の大学等との共同研究のさらなる活性化を図っている。
双方向型共同研究の研究推進基盤をさらに強固にするため、必要な装置の整備等を研究者
コミュニティの意見も反映させて進めている。その結果、全日本の ST 装置としてTRIAM-QUEST 装置を九州大学において建設中であり、間もなく完成予定である。また、
双方向型共同研究についての外部評価を 2007 年から 2008 年にかけて実施する。
国際共同研究も重要であり、既に締結した国際協力協定を表１に、研究所間学術協力協定を表２に示す。また、国際土岐コンファレンスを研究所主催で毎年開催している。2007
年には国際ステラレータ・ヘリオトロンワークショップとの共催で、「プラズマにおける流れと乱れの物理」をテーマにして実施した。これ以外にも 2007 年にはプラズマ周辺理論（PET）国際会議、核融合研究における制御・データ収集・遠隔実験参加 IAEA 第 6 回技術国際会議、レーザーを用いたプラズマ計測国際会議（LAPD）などを主催した。国際共同研究推進のため、研究者招聘・派遣も積極的に行っている。
表１ 国際協力協定○多国間協力締結日1992.10.2
1978. 4.13

2007. 2.20

協定名称

参加国等

日本からの
参加機関

IEA ステラレーター協定

大学等
日・米・EU・豪・ 核融合科学研究所、（ステラレーターの概念の開発に関する協力のため ロシア・（ウクライナ）の実施協定）
日・米・トルコ・ 核融合科学研究所，原研，IEA テキサトール実施協定（技術研究のためのトーラス試験装置（TEXTOR） カナダ・スイス・ 理化学研究所，大学等
におけるプラズマ壁面相互作用に関する研究開発計 EU
画のための実施協定）
IEA 球状トーラス実施協定
日・米・EU
核融合科学研究所、大学等（球状トーラスに関する協力のための実施協定）○二国間協力締結日1979. 5. 2

協定名称
日米エネルギー協力協定

日本からの
参加機関
核融合科学研究所，原研，（実施取決め締結 （エネルギー及びこれに関連する分野における研究開発のための協力 大学等に関する日本国政府とアメリカ合衆国政府との間の協定）
準備中）

4

2000.10.16 拠点大学方式による学術交流事業
2004.11.16

日本側拠点：
核融合科学研（日本学術振興会と中国科学院との拠点大学方式による学術交流（プ 究所
ラズマ・核融合分野）の実施大綱）
韓国技術部と文部科学省との間の核融合関連研究分野にお 日本政府（核融合科学研究所，原研，大学等）
ける協力に関する実施取決め（科学技術分野における協力に関する大韓民国政府と日本国政府との間の協定(1985.12.20 締結)第 5 条に基づく，核融合関連研究分野における研究開発協力に関する実施取決め）

表２ 研究所間学術協力協定
No.

協定締結機関締結日（1990 年 7 月 3 日）

1

（カリフォルニア大学ロサンゼルス校プラズマ核融合研究所）

2

中国科学院等離子体物理研究所（ASIPP）

1992 年 6 月 27 日

3

マックスプランクプラズマ物理研究所（IPP）

1993 年 5 月 11 日

4ロシア科学センタークルチャトフ研究所（KI）

1993 年 5 月 15 日

5ウクライナ科学センターハリコフ物理工学研究所（KIPT）

1994 年 10 月 7 日

6

オーストラリア国立大学（ANU)

1995 年 5 月 8 日

7

韓国基礎科学支援研究所（KBSI）

8

カールスルーエ研究所（FZK)

1996 年 3 月 6 日
2005 年 10 月 6 日
2007 年 12 月 17 日

※ 2006 年 11 月 28 日締結の新協定と入れ替え（2 年単純延長）

9

プリンストンプラズマ物理研究所（PPPL）

2006 年 3 月 3 日

10

テキサス大学オースチン校（IFS）

2006 年 3 月 6 日

11

オークリッジ国立研究所（ORNL）

2006 年 5 月 25 日

12

カリフォルニア大学ロサンゼルス校（UCLA）

2006 年 11 月 28 日

13

プロヴァンス大学

2007 年 7 月 19 日

14ロシア科学アカデミー・一般物理研究所(GPI)2007 年 10 月 15 日

15

磁場核融合研究に関する国際連携研究所（ＬＩＡ）設置協定

2007 年 10 月 22 日

ITER（International Thermonuclear Experimental Reactor：国際熱核融合実験炉）および ITER-BA（ITER Broader Approach：日欧間で合意した ITER 幅広いアプローチ）に関する連携は所内に委員会を設置するとともに、連携研究推進センターの学術連携推進室のもとに ITER 連携部門を置いて連携活動を実施できる体制を整えている。ITER 連携部門に ITPA（International Tokamak Physics Activity：国際トカマク物理活動）等への参加
旅費を予算計上するなど ITPA 等への参加を積極的に行っている。また、シミュレーション
科学研究部のもとに六ヶ所研究センターを置いて六ヶ所村での関連する情報交換などが速やかに行える体制を整えた。特に、ITER-BA のための国際核融合エネルギー研究センター（IFERC）の検討メンバーを出すなどの協力を行っている。

5

大学院教育・若手研究者育成にも力を入れている。若手研究者育成としては外国人留学
生や若手向けの夏の賢島セミナーや学部学生や修士課程の学生向けの夏の体験入学、そしてアジアの学生向けのアジア冬の学校を毎年開催している。2007 年には ITER 国際サマースクールに若手研究者や大学院生を派遣した。また、総合研究大学院大学や連携大学院における大学院教育を実施している。また、特別共同利用研究員制度でも大学院生を受け入れている。これら大学院教育の状況を表３にまとめた。
表３ 大学院教育の状況

LHD とシミュレーション科学研究については本年度の評価対象であるので、別に成果報告書が作成されており、ここであらためて取り上げることはしない。概要については各成果報告書のまとめを参照いただきたい。
炉工学研究センターについては今まで実験設備が複数の研究等に分散していたものを、
2007 年 7 月に総合工学実験棟を設置し、そこにそれら実験設備を統合した。低放射化材料であるバナジウムの研究、バナジウム合金のコーティングによる Li 液体との共存性、Flibe
に関する研究等を実施している。
連携研究推進センターでは、大学等との共同研究、本機構内の連携研究、産業界との共同研究等の促進、研究支援体制の強化を図り、今後必要とされる各種の連携研究や産業界との共同研究等に対応し、円滑な運用を目指している。特に、マイクロ波による陶磁器焼6

結、セラミック焼結、アスベスト高速無害化処理、酸化鉄粉からの高純度銑鉄生成、低交流損失の磁性体生成、金属ガラスの生成など多岐にわたる分野で成果を挙げている。また、慣性核融合研究分野での連携協力を進めるため、学術連携研究室レーザー連携研究部門を中心に、大阪大学レーザーエネルギー学研究センターとの双方向型共同研究を推進し、高速点火実験用クライオターゲットの研究開発を行っている。さらに、学術連携研究室国際連携研究部門を中心に国際共同研究支援を行っている。
実験関連の安全・衛生については安全衛生推進部が担当しており、安全管理センターでは放射線安全管理等の業務を行っている。それぞれの役割分担も順調に機能している。
また、核融合アーカイブ室が 2005 年 1 月に発足してから、既に 17,000 件の史料が登録された。アーカイブ室で扱う史料は研究論文以外の委員会記録やオーラルヒストリーなどを含む。その目的は日本の核融合科学の歴史的な評価や社会への説明責任を果たすことにある。アーカイブ室で収集した史料公開基準を検討し、その史料公開を進めて行く予定である。
一方、研究論文の一般への公開は機関リポジトリとして、評価情報室で準備作業を進めている。評価情報室において論文のデータベースの蓄積を進めており、評価等への対応にも役立っているところであるが、研究成果をより広く公開することが世界的な流れとなっている。研究所としても機関リポジトリの必要性を認識し、版権との整合性に注意しながら公開を進めていく。
広報室では見学者への対応、WEB でのホームページの充実、ホームページの英文化、研究所オープンキャンパスへの協力、全国の科学館やイベントでの広報活動などを積極的に行っている。スーパーサイエンスハイスクール（SSH）やサイエンス・パートナーシップ・
プログラム（SPP）などの教育連携への協力も行っている。
また、岐阜県主催の「賢材塾」を当研究所において毎年 2 回程度開催するなど、地域社会への貢献にも努めている。
最後に、核融合科学研究所における多様な評価体制を図２に示す。顧問の先生方には随時大所高所からの研究及び研究所の運営に関する改善のご意見を頂いている。また、日米協力事業報告会における各活動についての評価なども行って頂いている。
運営会議においては、必要に応じて組織検討委員会などを設置するとともに、運営会議のもとに外部評価委員会を設置し、年度ごとにテーマを定めて評価を受けている。また同
じく、運営会議のもとに置かれた共同研究委員会においては、３種類の共同研究のカテゴ
リーごとに委員会を設け、公募、採択、成果報告会・評価を行っている。特に、ＬＨＤ計
画研究では課題について核融合ネットワークからの推薦を受けている。
研究所内においては、研究・業務計画企画評価委員会を置き、前年度実績の評価や次年度の研究企画や業務計画など各実行予算案に関するヒアリングを行って、次期年度の予算調整を行っている。
自然科学研究機構としては、年度ごとに国立大学法人評価委員会による評価を受けてお7

り、さらに、2008 年度は中期目標期間の評価を受けることとなっている。そのうち、研究評価については、独立行政法人 大学評価・学位授与機構が評価を実施する予定である。
その他、大型研究設備を持つ機関として総合科学技術会議による評価や、超伝導・極低温技術について社団法人 低温工学協会による評価を受けるなど、多面的な評価を受けている。

図２ 核融合科学研究所における多様な評価体制

8

「大型ヘリカル装置（LHD）研究」
成果報告書（平成 16～19 年度）

核融合科学研究所
大型ヘリカル研究部

目 次
１． はじめに・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
１．１ 大学における核融合研究推進環境の変化・・・・・・・・・・・・・・
１．１．１ 科学技術・学術審議会／核融合ワーキング・グループ
および核融合作業部会報告・・・・・・・・・・・・・・・・・・
１．１．２ 法人化と中期目標・中期計画・・・・・・・・・・・・・・・・・
１．２ 大型ヘリカル装置計画における重点研究課題・・・・・・・・・・・・

1
1
1
5
6

２． 大型ヘリカル装置研究実施体制・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 9
２．１ 大型ヘリカル研究部の体制・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 9
２．２ ３つのカテゴリーによる幅広い共同研究の展開・・・・・・・・・・・ 10１）一般共同研究・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 11２）ＬＨＤ 計画共同研究・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 13３）双方向型共同研究・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 13
２．３ 共同研究実施体制・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 15１）大型ヘリカル実験会議・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 15２）実験テーマグループ制・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 17３）ＬＨＤ 実験実施の流れ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 18
３． 大型ヘリカル装置の研究成果・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 21
３．１ ミッションテーマ実験 － プラズマの高性能化・・・・・・・・・・ 21１）高蓄積エネルギー、高密度、ＬＩＤを用いた閉じ込め改善・・・・・・・・ 21２）高ベータ領域の拡大・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 28
３）定常プラズマ保持と高性能化・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 34
４）高イオン温度領域の拡大・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 39５）高電子温度の実現・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 45
３．２ 物理テーマ実験 － 炉心プラズマの実現に向けた学術研究・・・・・ 51
１）コアプラズマの熱粒子輸送・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 51
２）周辺プラズマの物理とプラズマ・壁相互作用・・・・・・・・・・・・・ 58
３）ＭＨＤ平衡と安定性・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 68４）高エネルギー粒子の物理・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 75５）波動加熱物理・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 81
６）電場と閉じ込め・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 87
３．３ 装置工学・機器開発・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 94
３．３．１ LHD 超伝導コイル・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 94
１）ＬＨＤ超伝導コイル系の評価・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 94
２）LHDヘリカルコイルの過冷却（サブクール）改造・・・・・・・・・・102
３．３．２ 加熱・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・109
１）負イオン方式ＮＢＩの高性能化・・・・・・・・・・・・・・・・・・109
２）低エネルギーＮＢＩの開発・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・114
３）ジャイロトロンと伝送系の改良・・・・・・・・・・・・・・・・・・121

４）ＩＣＲＦアンテナ改良と定常化・・・・・・・・・・・・・・・・・・125
３．３．３ 計測・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・129
１）トムソン散乱計測器の高性能化・・・・・・・・・・・・・・・・・・129
２）炭酸ガスレーザー計測を用いた密度/揺動計測・・・・・・・・・・・・132
３）６ＭｅＶ ＨＩＢＰの開発・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・136
４）トレーサ内蔵ペレット（TESPEL/TECPEL）の開発・・・・・・・・・・・142
５）ＣＸＳの改良・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・146
６）Super SINET を用いた遠隔計測・・・・・・・・・・・・・・・・・・152
７）大容量データ処理システムの構築・・・・・・・・・・・・・・・・・156
８）ＩＴＥＲを視野に入れた先進計測開発・・・・・・・・・・・・・・・161
３．４ 理論・データ解析・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・172
１）新古典輸送・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・172
２）プラズマ乱流輸送と帯状流・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・180
３）閉じ込め改善・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・188
４）ＭＨＤ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・194
３．５ ＣＯＥとしてのＬＨＤと学術発信・・・・・・・・・・・・・・・・・200
３．５．１ 大学等の研究との相互依存・・・・・・・・・・・・・・・・・・200
１）ＬＨＤ計画共同研究課題・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・200
２）双方向型共同研究課題・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・206
３．５．２ 他分野との連携研究・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・209
３．５．３ 世界の核融合研究推進への貢献・・・・・・・・・・・・・・・・211
１）各種協定に基づいた連携研究・・・・・・・・・・・・・・・・・・・211
２）ＩＴＥＲ連携・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・216
３．６ 今後の計画に向けた準備研究・・・・・・・・・・・・・・・・・・・221
１）重水素実験・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・221
２）閉ダイバータ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・238
３）ポロイダル磁場実時間制御・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・251
４．支援研究（ CHS 実験）・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・254
５． ヘリカル炉設計研究・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・266
６．教育・人材育成活動・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・272
６．１ 大学院教育・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・272
６．２ ポスドク・若手研究者育成・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・274
７． 将来計画・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・276
７．１ 第１期中期目標・計画の達成に向けて・・・・・・・・・・・・・・・276
７．２ 第２期中期目標・計画への展望・・・・・・・・・・・・・・・・・・278
８．まとめ ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・281

１． はじめに大型ヘリカル装置（ＬＨＤ）計画は、昭和６１年の学術審議会答申に基づき、設計部会による概念設計、組織検討部会による推進母体となる新研究所の検討を経て、平
成元年の核融合科学研究所創設とともにスタートした。我が国独自のアイデアである
ヘリオトロン磁場世界最大の超伝導ヘリカル装置を建設し、定常運転核融合プラズマの閉じ込め方式の研究を行い、付随する物理的、工学的課題を解明することを目的としている。
ＬＨＤは、大型研究プロジェクトであるが、その建設時から大学等との共同利用・共同研究を組み込み、全国の核融合研究者の積極的な参加を得て、装置の完成からプ
ラズマ実験研究の遂行を成功裏に進めてきている。これは核融合研究所のみならず日
本の核融合研究にとって大きな財産となっている。折しも平成１６年度の法人化により核融合科学研究所は大学共同利用機関法人・自然科学研究機構の一員として共同利用・共同研究の推進にいっそうの努力を払うことが求められることになった。法人は６年間の中期目標・中期計画を定めることになっているが、ＬＨＤは自然科学研究機
構の中核装置としてその任を果たすことが求められている。
このような背景から核融合科学研究所では平成１６年度にＬＨＤ研究を対象として外部評価を実施し、それまでの研究成果と今後の研究の方向性について評価をいた
だいた。核融合研はその結果を真摯に受け止め、ＬＨＤ研究が世界を先導する成果を出し、大学を中心とする日本の核融合研究の進展に貢献すべく努力をしてきた。来年度、中期計画全体の評価を受けるにあたり、この３年間の進展をまとめ、再び評価いただくことは研究所の姿勢を示すものである。
本報告書は、法人発足後の平成１６年から現在に至るまでのＬＨＤ研究成果をまとめたものである。加えて、ＬＨＤが請け負う役割を様々な視点（共同利用・共同研究の中核、国内重点化装置、国際協力、人材育成、など）から捉えて記述した。短い期
間でにもかかわらず多くの活動がなされ、成果が得られている。今後に向けたＬＨＤの持つ大きな可能性についても併せてご理解いただければ幸いである。
１．１ 大学における核融合研究推進環境の変化
１．１．１ 科学技術・学術審議会／核融合ワーキング・グループおよび核融合作業部会報告
人類初の核融合燃焼実験の実施に向けた計画が ITER 計画として開始されたことに象徴されるように、核融合研究は新たな転換期を迎えている。この転換の本格化に備え、今後を見据えて、平成 15 年 1 月に科学技術・学術審議会学術分科会基本問題特1

別委員会核融合研究ワーキンググループから「今後の我が国の核融合研究の在り方について」が報告され、核融合研究計画の重点化、すなわち、トカマク(JT－60U 及びそれに続くトカマク国内重点化装置）、へリカル(LHD)、レーザー（激光 XII 号及びそれに続く高速点火レーザー装置）及び炉工学が４つの重点化の柱として設定された。
そして、共同利用・共同研究の強化に必要性が合わせて認識され、重点化された３つの装置についてその促進が求められるところとなった。これらの軸となる研究の発展を促すことはもちろんであるが、新たな可能性を目指した研究機会を生み出すためにも共同利用・共同研究の一層の活性化が必要となることが指摘された。特に核融合科学研究所にあっては、「我が国の核融合分野における学術研究に資する役割の強化が一層求められている現状に鑑み、大学共同利用研究の中核機関として大学との強い連
携・双方向性の強化等が必要であり、運営体制や研究の対象範囲等の見直しを行い、研究計画の一層の活性化を可能とする制度設計の充実を図る必要がある」とされた。
LHD については「今後も、炉心プラズマに外挿できるパラメータ下における環状プ
ラズマの総合的理解、ITER への寄与、新しい閉じ込め配位研究のための装置との連携等を目標に、LHD を用いた学術研究を継続し進めることが必要である。」とされ、LHD の学術基礎研究としてのアプローチが改めて意義付けられたことを受けて所期の目標に向かって共同研究の活性化を持って当たってきた。
さらにITER計画の本格化や幅広いアプローチの始動などにより、国内計画の推進と連携にどう取り組んでいくのか、また、平成15年1月の報告書以来の重点化による研究の進捗状況を確認した上で、今後の進め方について検討する必要性が生じた。このため、科学技術・学術審議会研究計画・評価分科会原子力分野の研究開発に関する委員会核融合作業部会が設置され、今後の推進方策について検討が行われた。検討結果は、「ITER計画、幅広いアプローチをはじめとする我が国の核融合研究の推進方策について」（平成19年6月27日）として報告書にまとめられた。そこでは、ITER計画の本格化や幅広いアプローチに対する我が国の開発研究体制の構築と同時に、学術研究推進の重要性が再確認された。核融合作業部会では、重点化課題に関わるチェッ
ク・アンド・レビューを実施し、LHDについては以下の表1．1．1－1に示す評価結果が出された。

表

１．１．１－１ LHDに対する科学技術・学術審議会研究計画・評価分科会原子力分野の研究開発に関する委員会核融合作業部会によるLHDに対するチェック・アンド・レビュー結果（「ITER計画、幅広いアプローチをはじめとする我が国の核融合研究の推進方策について」（平成19年6月27日）より抜粋）

2

観点

意見

留意点など

重点化 ●重点化後、優れた成果をあげ、着実に研究が進展している。パラメータ数
後の研 値の向上のみならず、今後の課題として、学術分野での重要ターゲットの解
究の進 明に向けた一層の努力が望まれる。
展

・すぐれた成果をあげ、研究の進展 ・今後の課題として、学術分野での重があった。プラズマ物理としての学 要ターゲットの解明に向けた一層の努術的側面、トロイダルシステムの理 力が望まれる。
解、ひいてはトカマク物理への貢献 ・学術データベースの量と質の拡充を等の面で今後研究を発展させてい目指したパラメータの向上と、学術体くことが望まれる。

系化への努力をバランスよく進めるこ・各大学がオープンに実験データを と。
利用できる体制が構築されている。 ・ITER及びBAが展開される状況におい・LHD実験は、着実に成果をあげてて、LHD独自の課題と共にトカマク装置

おり、環状プラズマの総合的な理解 との関連についても明確にすることがに大きく貢献している。

必要ではないか。

共同利 ●重点化後、双方向型共同研究の実施等により、大学共同利用機関としての
用・共 共同利用・共同研究の役割が強化されている。
同研究 共同利用・共同研究を通じた大学の核融合研究が、我が国の核融合エネルギの強化 ー開発に貢献することを期待する。
双方向型共同研究において、参加機関の自由な発想及び学術的評価の確保に留意すること。
・双方向型共同研究の実施や、実験 ・双方向型共同研究はセンターへの予データ共有にネットワーク利用を

算をＮＩＦＳが関わることで確保され図ったオープンな体制を構築するているが、センターの自由な発想と学等、重点化後の成果は期待通りあが 術的に厳しい評価とを担保するよう努っていると評価できる。

力していくことが大切である。

・大学共同利用機関として、LHD実・双方向共同研究、ＬＨＤ共同研究を

験を大学等の研究者との共同利初めとする共同研究により大学の核融用・共同研究として推進すると共合研究が進んでいることは理解されるに、双方向型共同研究により大学に が、我が国の核融合エネルギー開発における施設の相互利用を含めた共どこまで貢献しているのかの検討も必

同研究が開始されるなど強化され要ではないか。

ている。
重点化 ●総合研究大学院大学の大学院生の受け入れや、共同研究を通じた全国の学3

後の人 生の教育等、我が国の核融合分野の人材育成に重要な役割を果たしている。
材育成 若手研究者の自由な発想による企画を促す研究環境の確保が望まれる。
・総合研究大学院大学の学生のみな ・若手が自由な発想で研究企画ができらず、全国の大学からの学生の教る自由度が確保されているか。学問的育、共同研究参加の学生の教育、独 にブロードな視点の積極的育成が学術
自のセミナーの企画等、日本の当分 としての価値を高める方向に寄与する
野の人材育成で重要な役割を果たので、格段の努力が望まれる。

している。
国際的 ●数多くの国際共同研究が推進されている。引き続き国際的に重要な役割を視点か 大学等と連携して果たすことが期待される。
らの寄 ・数多くの国際共同研究がなされて ・最近学術的に高く評価されたのはＣ与いる。海外の主要な装置との共同研 ＨＳで発見されたZonal Flow 関連の究をさらに進めること、それを大学 研究である。ＣＨＳはシャットダウン
等と連携で計画して行く等が期待したため、これを凌駕する世界レベルされる。

の学術的成果がＬＨＤから生まれるこ

・政府間協定や研究所間協定に基づ とを期待する。
く国際協力や国際共同研究が展開されており、国際的にも重要な役割を果たしている。
社会的 ●核融合研究に対する理解を深めるための活動が積極的に行われている。ま視点か た、他分野との連携のための努力が認められる。今後は、核融合エネルギーらの寄 の実現に向け、ＩＴＥＲや原子力機構との関係をさらに分かりやすく説明す
与ることが望まれる。
・社会への説明、特に地元への説明 ・学術他分野への発信・連携に関してが積極的に行われている。

は自然科学研究機構の中で拠点形成な・様々な広報活動や見学受け入れを どの努力がなされているが、なおいっ
通じて、核融合研究に対する理解を そうの努力が期待される。
深める活動を精力的に行っている。 ・核融合エネルギーの実現に対して、
また、研究途上で生まれた成果を社 ＩＴＥＲ，原子力機構での研究開発と会に還元する努力を意識的に行っの関係を明確にした説明が社会に対していることも評価できる。

て必要。

その他 ・ＩＴＥＲとの関連における学術研究への取り組みを積極的に行うためJＡ
ＥＡとの調整が望まれる。

4

総評は「研究成果は着実に進展し、大学共同利用機関としての共同利用・共同研究の役割がより強化されており、実験データをオープンに利用できる体制の構築等、重点化後の成果は期待通りあがっていると評価できる。今後の課題として、学術分野での重要ターゲットの解明に向けた一層の努力が望まれる。」とある。
報告書では「より魅力的な核融合エネルギーの実現には、開発現場からの課題設定と学術基盤からの新たな知見の両方が相互作用しつつ研究開発が進められる必要がある。」ことが指摘されており、特に、学術研究から開発研究までのネットワークによる「双方向な知の循環」の形成が必要であり、LHDもその中でプロジェクト研究としての学術的な波及や学際性に留意して枢要なハブの役割を果たすことが求められている。
１．１．２ 法人化と中期目標・中期計画
平成16年4月1日の国立大学法人化は、各法人における自主性・自律性を大きく拡大し、弾力的な運営をその法人の責任において行うことを可能としたものである。大学
共同利用機関法人においても、国立大学と同じく、各法人の理念に沿って文部科学大臣が定めた6年間の中期目標に基づいて中期計画を設定している。
自然科学研究機構の基本的な目標として「大学共同利用機関法人である自然科学研
究機構は，天文学，物質科学，エネルギー科学，生命科学等，自然科学分野の拠点的研究機関として，先端的・学際的領域の学術研究を行い，大学共同利用機関としての責任を果たすとともに，自然科学分野における学術研究成果の世界への発信拠点としての機能を果たす。」ことを掲げている。この自然科学研究機構が設置する核融合科学研究所では、「エネルギー科学分野，とりわけ核融合科学分野では，我が国における核融合科学研究の中枢機関として，大学や研究機関と共に核融合科学及び関連理工学の発展を図る。環境安全性に優れた制御熱核融合の実現に向けて，大型の実験装置や計算機を用いた共同研究から，国際協力による核融合燃焼実験への支援までを含む
日本全体の当該研究を推進する。」ことが中期目標の骨子であり、これらの研究水準の向上、共同利用体制の構築と強化、そして教育・人材育成への貢献という観点を柱として、目標達成のための計画を設定してきている。
本評価の対象となっている大型ヘリカル装置（LHD)は、核融合科学研究所の主軸となる大型の共同利用実験装置である。このLHDについては特に、中期計画において①「大型ヘリカル実験装置(LHD)の性能を最大限に発揮させ、環状プラズマの総合的理解と核融合炉心プラズマの実現に向けた学術研究を行う。このためにプラズマ加熱
機器及び計測機器の整備・増強、装置の改良を進め、核融合炉心プラズマを見通せる

5

ＬＨＤプラズマの高性能化を目指す。」
ことが定められた。また、合わせて②「プラズマの高性能化に必要となる物理機構の解明を、研究所や大学・附置研究所・センターの装置・設備を有機的に活用し、双方向型共同研究として進める。さらなる閉じ込め改善を実現するための先進的な磁場配位を持つ新規実験装置の検討を、コミュニティの共通の課題として推進する。」③「大型ヘリカル装置（ＬＨＤ）などの実験装置を用いた共同利用・共同研究を推進するために、環境を整備する。」
ことが明示された。
１．２ 大型ヘリカル装置計画における重点研究課題
LHD 計画は、昭和 61 年の学術審議会答申に基づき、設計部会による概念設計、組織検討部会による推進母体となる新研究所の検討を経て、平成元年の核融合科学研究所創設と共に、始まった。
LHD 実験は 8 年間の建設を成功裏に完了し、予定通り平成 10 年 4 月より実験を開始した。今年度をもって 10 年となる。この間、予想を越えた研究の進展が図られた
が、設計時に設定された重点研究課題は、今も成果を評価するに当たって基本とすべ
きものと考えられる。
ヘリカル方式は閉じ込め磁場を外部コイルで形成するものであり、定常運転に優れた方式である。さらに同じ環状プラズマとしてその類似と異同を同時に有するトカマ
クと比較して、大きなプラズマ電流がないことから生じる利点、すなわちディスラプ
ションがないこと、高密度運転に適していること、熱や力の負担が軽減されることな
ど、核融合エネルギー炉に優れた要件を備えている。そこで、LHD 実験において、以下に述べる重点研究課題を研究し、必要とされる開発を展開することによって、ヘリカル方式の定常核融合エネルギー炉への展望を明らかにしようとするものである。
（１）高温・高密度・長時間プラズマを発生し、炉心プラズマに外挿し得る輸送の研究を広範に行う。
（２）炉心プラズマに必要な平均ベータ値５％以上の高ベータプラズマを実現し、関連する物理を調べる。
（３）ダイバータを設置して、無電流プラズマの長パルス実験を行い、定常運転に必要な基礎資料を得る。
（４）高エネルギー粒子のヘリカル磁場中での振舞いを研究し、炉心プラズマのα粒子を対象としたシミュレーション実験を行う。
（５）トカマクとの相補的研究を行い、トロイダルプラズマの総合的理解を深める。

6

これらの重点課題に取り組みため、装置パラメータは表３．１．１－１に示される
ように目標が設定された。現在の達成されている緒元を合わせて示す。
表 3.1.1-1

装置パラメータ装置

達成装置緒元

所期目標

超伝導コイル

2.9T (Rax=3.6m 時)

3.0T (Rax=3.75m 時)

中性粒子入射加熱(NBI)

接線入射 3 機 パワー 14MW

パワー 15MW

エネルギー 180keV
垂直入射 1 機 パワー 7MW
加熱装置

エネルギー 40keV
イオン サイクロトロン周

６系統 パワー 2.7 MW

9 系統 パワー 2.1 MW

主排気装置

排気速度 約 30 万ﾘｯﾄﾙ/s

3 千ﾘｯﾄﾙ/s

ローカ ルアイランドダイ

排気速度 約 30 万ﾘｯﾄﾙ/s

閉へリカルダイバー

バータ（LID）

タ化
最大流量 400 Pam3/s

ガスパフ装置

注入口 ５ヶ所

燃料供給装置

パワー 10MW

周波数 77,82.7, 84, 168GHz

加熱（ECH）

排気装置

3MW

周波数 25-100MHz

波数帯高周波加熱（ICRF）
電子サ イクロトロン共鳴

パワー

2.5mmf 11Hz 定常

ペレット入射装置

3mm 10 発/プラズマ放電

また、重点課題に応えるために必要とされるプラズマ性能の目標が設定された。この目標を特に平成 16 年から現在までの達成値を表３．１．１－２に示す。
表 3.1.1-2 プラズマ性能パラメータ

第８

第9

第 10

第 11

サイクル

サイクル

サイクル

サイクル

所期

（平成 16（平成 17（平成 18（平成 19

目標

年度）

年度）

年度）

年度）

核融合三重積 (keV1019m-3s)

2.1

4.4

5-10

(中心イオン温度 (keV))(0.7)(0.85)(5)

7

(中心イオン密度 (1019m-3))

(8.0)

(46)

(10)

(ｴﾈﾙｷﾞｰ閉じ込め時間(s))(0.37)(0.11)(0.1-0.2)(維持時間 (s))

(7.5)

(0.1)

中心電子温度(keV)

1010(線平均密度(1019m-3))

(0.5)

(2)

中心イオン温度 (keV)

13.5

13.5

5.2

5.2

10

(線平均密度(1019m-3))

(0.3)

(0.3)

(1.2)

(1.8)

(2)

ガスパフ種

Ar

Ar

H

H

4.3

4.5

5.0

(磁場 (T))(0.45)(0.425)放電保持時間 (s)

3900

3268

3600

(110)

(500)

(3000)

β値 (%)(加熱パワー(kW))

1905
(680)

8

(0.425)

5
(1-2)

２．

大型ヘリカル装置研究実施体制

２．１ 大型ヘリカル研究部の体制
大型ヘリカル研究部は、平成元年５月に核融合科学研究所が設立されて以来、これまで、大型ヘリカル装置（ＬＨＤ）建設のためのＲ＆Ｄ、設計、製作、設置、運転、
プラズマ実験、ヘリカル炉設計と、研究・タスク内容が大きく変化してきたにも拘わらず、これに柔軟に対応してきている。研究所設立時は、ＬＨＤの建設に対応するため、例えば、ＬＨＤ本体を担当するプラズマ制御研究系、計測を担当するプラズマ計
測研究系のように、ＬＨＤ建設に適した、ハードウェアに応じた研究組織となっていた。
ＬＨＤ建設時は、研究所の土岐キャンパスへの移転が同時に進行していたこともあり、研究所全体でキャンパス・ＬＨＤ建設に対応する必要があったことから、大型ヘリカル研究部の研究総主幹を本部長として建設本部が設けられ、研究所全体として調整を図りながら建設が進められた。プラズマ実験開始後は、プラズマ制御研究系主幹を本部長として実験推進本部が設置され、その元に実際に実験を実施するＧ１、Ｇ２の２つのグループが設けられた。Ｇ１、Ｇ２は研究系を横断して組織されていたことから、ハードウェアに対応した研究系の縦糸に対して、横糸と称せられ、ハードウェ
アを運転することが重要であった初期のプラズマ実験において、実験の遂行と実験成果を上げることに大きな力を発揮した。しかし、実験・研究が大きく進展するにつれ、
Ｇ１はＬＨＤのミッション研究、Ｇ２は物理研究と一応の棲み分けはされていたが、研究テーマで区分された研究組織へ改組する必要性が生じてきた。
さらに、平成１６年４月の法人化後は、研究所の研究組織が満たすべき要件は、文部科学大臣から提示された中期目標を達成するため、研究所が作成した中期計画を確実に遂行できることとされた。また、平成１５年１月８日に報告された、科学技術・学術審議会学術分科会基本問題特別委員会核融合ワーキンググループの「今後の我が国の核融合研究の在り方について（報告）」に対応できる研究組織であることが必要
不可欠となった。このため、第６３回運営協議員会に設置された、「平成１６年４月に設置される自然科学研究機構核融合科学研究所の組織」について検討するための組
織検討小委員会では、これらの要件を満たす研究組織について議論が行われ、組織検討小委員会から答申された新組織案が第６６回運営協議員会で承認された。これを受け、平成１６年４月の法人化にともなって大型ヘリカル研究部の改組が行われ、上述の要件を満たす研究組織が誕生した。
平成１６年４月の改組で誕生した大型ヘリカル研究部の研究組織は、具体的には、
プラズマ制御研究系、高温プラズマ物理研究系、高周波加熱プラズマ研究系、粒子加9熱プラズマ研究系、炉システム・応用技術研究系、理論・データ解析研究系の６つの研究系からなっている。改組の趣旨に沿って、ＬＨＤ建設期の担当ハードウェアに応じた構成から、研究テーマに則したものに改組されている。このことは、実験の推進が、後で述べる「実験テーマグループ制」の基で行われていることからも明らかである。また、この研究組織では、予算の執行においても、重点化、効率化、透明性がさらに図られ、核融合研究ワーキンググループの報告の精神に則って、LHD 計画の効率的推進が行われている。
２．２ ３つのカテゴリーによる幅広い共同研究の展開
研究所の全ての研究、研究会等は、共同研究として研究所外から参加者を募って実施ことを前提としており、ＬＨＤも例外ではない。実際、共同研究は、ＬＨＤの研究を遂行する上で重要な役割を果たしている。このため、本節で共同研究について述べることにする。
研究所では、平成１６年度から双方向型共同研究を開始している。双方向型共同研
究は、後で詳しく述べるが、大きな核融合実験装置を有する筑波大学プラズマ研究セ
ンター、京都大学エネルギー理工学研究所エネルギー複合機構研究センター、大阪大学レーザーエネルギー学研究センター、九州大学応用力学研究所高温プラズマ力学研
究センターと核融合科学研究所が双方向で行う共同研究、これらのセンター間で各々行う共同研究、及び大学等の研究者がこれらのセンターに出向いて行う共同研究からなっている。これで、共同研究は、一般共同研究、LHD 計画共同研究、双方向型共同研究の３つのカテゴリーで構成されることになり、より自由に、また、より活発に共同研究を推進する体制が構築された。
LHD 計画共同研究の募集は、主に日程上の問題で、平成１６年度までは一般共同研究とは別に手続きが行われていた。しかし、平成 17 年度からは、LHD 計画共同研
究、一般共同研究、双方向型共同研究の 3 つのカテゴリーを同一の公募案内で募集している。これにより、共同研究採択のプロセスの透明性をさらに増すことができたと考えている。LHD 計画共同研究では、テーマを絞り、一般共同研究より大きな予算を使って LHD 計画の推進に役立つ研究を行っている。
LHD 計画共同研究の終了後、一般共同研究のカテゴリーに移って、LHD で実験を行うことが本来の趣旨に沿った
自然な流れであるが、逆に、一般共同研究で萌芽的な研究が進展したため、将来 LHDに適用されることを見込んで規模の大きな LHD 計画共同研究に発展したもの等もあり、これまで、一般共同研究と LHD 計画共同研究は相補的な役割を果たしてきた。
平成１６年度からは、これに双方向型共同研究が加わったため、より自由に共同研究が進められるようになり、３つのカテゴリーによる共同研究体制は核融合研究の一層

10

の進展に役立っている。図 2.2-1 に３つの共同研究カテゴリーの機能を示す。
共同利用・共同研究の運用は、共同研究委員会によって行われている。即ち、運営会議のもとに共同研究委員会が設けられており、そのもとに一般共同研究に関する委
員会、ＬＨＤ計画共同研究に関する委員会、双方向型共同研究に関する委員会の３つの専門委員会が作られ、それぞれの幹事長（委員長）にはコミュニティを代表して所外の委員にご就任頂き、審議の透明性を確保して頂きながら、各々研究課題の採択等を行っている。但し、研究課題の採択、予算の配分等の最終的な決定は運営会議で下されている。共同研究は、採択、実施後、必ず報告書を提出して頂き、成果を公表している。また、成果報告会を開催し、ＬＨＤ計画共同研究は採択された全ての研究課
題、双方向型共同研究は中核となるセンターの研究課題並びに採択時に指定した研究
課題、一般共同研究は採択時に指定した研究課題について、発表して頂いている。さ
らに、次年度の研究課題の審査の参考にするため、研究成果の評価が各委員会で行われる等、共同利用・共同研究の運営に必要な全てのプロセスで透明性を確保するための方策が取られている。

図 2.2-1 ３つの共同研究の役割
１）一般共同研究
一般共同研究は、研究所設立時から開始された最も歴史のあるもので、大学共同利用機関法人の根幹をなすものである。この共同研究は、大学等の共同研究者に研究所に来て頂き、研究所の装置、予算を使って、共同研究を行って頂く制度であり、他にはない我が国独自のものである。
LHD では、平成１４年度の第６サイクルから、各研究課題を共通するテーマで大11

きく分類し、それにマシンタイムを与えると言う、所謂、テーマ制を導入した。大きく分類された研究課題のグループをテーマ枠と呼び、２サイクル毎（２年毎）に見直しをしている。平成１６年度からは、責任を持って LHD のミッションを達成するた
め、テーマ＋ミッション制を採用した。テーマ枠見直しの年度であった平成１８年度には、テーマ枠をミッション研究、物理テーマ研究、工学テーマ研究に分類し、平成
１７年度までのテーマ＋ミッション制ではミッションが後から加わったため、テーマ
枠の内容が一部重なっていたのを改め、テーマ枠の内容が重複しないようにした。また、テーマ枠の数も１０に整理して、実験の合理性、融通性、機動性を増すこととした。テーマ＋ミッション制の採用と、これにより合理的な実験の推進が可能となったことから、所外の共同研究者が実験テーマをより明確に把握し、実験への参加がより円滑に行われるようになったと考えている。しかし、計測機器、マシンタイム、実験
条件等によっては、提案された研究課題が実行できない場合も考えられる。このため、
特に所外研究者が新規に申請される場合、応募前に所内世話人と公募担当者が十分相談に乗れる体制を整えている。また、後で述べる「大型ヘリカル実験会議」では、共同研究委員会での採択の参考となるように、申請書を検討し、実験可能であるか否か
等のコメントを事前に記載するようにしている。
LHD 実験に関係した一般共同研究の研究課題は、上記テーマ＋ミッション制のテーマ枠を示して公募されている。平成１９年度のテーマ枠は、1-(1)-1 高 Wp、高密度、
ローカルアイランドダイバータを用いた閉じ込め改善、1-(1)-2 高ベータ領域の拡大、
1-(1)-3 定常プラズマ保持と高性能化、1-(1)-4 高イオン温度領域の拡大、1-(1)-5 コア
プラズマの熱・粒子輸送、1-(1)-6 周辺プラズマの物理とプラズマ・壁相互作用、
1-(1)-7MHD 平衡と安定性、1-(1)-8 高エネルギー粒子の物理、1-(1)-9 波動加熱物理、
1-(1)-10 装置工学実験の１０個である。さらに、現在の LHD 実験には直接関わっていないが、LHD の中期的な課題を達成するための共同研究課題枠として、主に各研究系で実施しているものに 1-(2)-1 本体システム物理・技術、1-(2)-2 超伝導技術、
1-(2)-3 高周波加熱技術、1-(2)-4 高エネルギービーム技術、1-(2)-5 計測技術の５つがある。これらに加えて 1-(4)大型ヘリカル装置（LHD）理論共同研究も LHD にとって重要である。また、平成１８年度からは、将来の重水素実験に備えて、1-(3)重水素
実験計画検討が加えられた。
研究所内では、LHD 実験の提案書を新年度が始まる４月に提出して研究課題を分類し、テーマ枠の研究課題を確定している。その後、LHD の機器の状態、実験日程等を考慮した上で、テーマ枠の研究課題数、研究内容に応じて、マシンタイムをテー
マ枠に割り振っている。このため、所外の共同研究者の方にも、研究課題が採択された後、改めて LHD 実験の提案書を４月に提出して頂いていたが、２重手間であることから、共同研究の申し込みが LHD 実験の提案となるよう様式を改め、共同研究の12

応募が LHD 実験の提案となるようにした。具体的には、公募の申請時に希望するテーマ枠と共に、LHD 実験の提案書を記載して頂くこととした。これにより、手続きの簡素化が図られるとともに、LHD で提案した実験が可能か否かの判断が、研究課
題の採択時に行われることになり、より判断の透明性が確保された。
２）LHD 計画共同研究
LHD 計画共同研究は、大学等で育まれている各種の研究、萌芽的研究、技術等をLHD 実験に適用・集約し、LHD 実験の画期的進展、実験及び装置運転の効率化等を図ることを最終目的にしている。このため、LHD 計画共同研究は、LHD 実験に適用・集約するまでに必要な事前の研究を、先ず大学等で行うための共同研究であり、平成８年度から実施している。従って、LHD 計画共同研究の終了後、一般共同研究に移って、LHD 計画共同研究の成果を基に LHD で実験を行う、あるいは LHD に適用することが原則である。
LHD 計画共同研究の研究課題としては、直接 LHD の実験・運転に関わらなくても、LHD 計画の推進に貢献できるものであれば採択されている。例えば、LHD 計画
を進める上で、将来 LHD タイプの炉が成立するかどうかの問題は重要であり、推進する必要があることから、このような研究は LHD 計画共同研究の対象とされている。
また、LHD 実験に適用・集約可能な各種の研究、技術等を広く掘り起こすには、核融合コミュニティからの意見・推薦が必要であり、このため LHD 計画共同研究の募集には核融合コミュニティの代表として核融合ネットワークに関わって頂いている。
平成１７年度からは、一般共同研究及び双方向型共同研究と同時に募集しているため、応募、採択等のプロセスの透明性がさらに確保されたと考えている。さらに、平成１
９年度からは、研究所が LHD 計画の推進に必要と考えている研究課題について、核融合ネットワークの推薦、LHD 共同研究委員会や運営会議の承認を頂いた上で、公募し、応募のあった中から採択頂くという新しい試みを開始した。
LHD 計画共同研究が一般の共同研究と異なるところは、応募された研究課題の中から件数を絞って採択し、重点的に研究が進められるようにする点である。これにより、効率的に研究が進められ、この成果を基に早期に LHD で実験等が実施されることになる。この点が、多くの研究課題が採択される一般共同研究と異なっている。
３）双方向型共同研究
核融合研究を発展させるためには、研究所を含め、各大学等の研究をさらに活性化する必要がある。このための方策として、双方向型共同研究が開始された。即ち、大学等にある装置、人的資源、研究環境を利用して、研究の機会を増やすことが研究の活性化の施策になるものと考えられたことから、一般共同研究とは逆の研究者の動き、

13即ち、研究所の研究者が大学等へ出向いて共同研究を実施することが両者の研究資源の相乗的な活用のために必要となった。また、双方向型共同研究に参加する大学等が、全国共同利用機関の機能を有するようになることも、全国の核融合研究をさらに活性化する上で重要であると考えられたため、双方向型共同研究で実現されている。
双方向型共同研究を開始するにあたって、これからの核融合研究をさらに発展させ
るには、研究者の動きに加えて、核融合研究に必要とされる重要課題を整理・集約し、学術的基盤を構成する大学等が研究課題を分担して進める必要があると結論付けられた。即ち、個々に研究の目標を定めるのではなく、研究所が共同利用機関の特徴を生かして共同研究体制を強化し、核融合研究に必要とされる重要課題を集約後、これを自主性・自律性に基づき大学等と分担、連携して進めることが必要とされた。これにより、共同研究の枠組みの中で大学等に必要な研究者を派遣することが可能になる等、全体としてバランス良く研究が進展する仕組みを構築することが可能となった。
このような議論に基づいて、平成１６年度から新たに「双方向型共同研究」の枠組みが構築され、学術的要素課題を互いに分担する新しい共同研究体制がスタートした。
具体的な分担課題は、筑波大学における「電位形成のプラズマ閉じ込めに及ぼす研究」、
京都大学における「磁場分布制御による輸送・安定性研究」、大阪大学における「レーザーによる高速点火研究」、九州大学における「定常運転研究」の 4 つである。この双方向型共同研究により、LHD プラズマの高性能化やトロイダルプラズマの総合的理解等に必要となる物理的、工学的課題を解明するため、研究所や大学附置研究所のセンターの装置・設備を有機的に活用することが可能となった。
双方向型共同研究を核融合コミュニティの中で円滑に推進し、その研究推進基盤の構築を図るため、運営会議共同研究委員会の下に新たに双方向型共同研究委員会が設置された。この委員会は、双方向型共同研究に応募してきた研究課題の採択、研究課
題の予算の決定、今後行うべき研究の企画等の実施案を作成する機能を持っており、
双方向型共同研究を発展させるのに十分な能力を有している。例えば、企画力に関しては、双方向型共同研究の中心の一つとなっている九州大学応用力学研究所高温プラ
ズマ力学研究センターが TRIAM-1M 計画を終了し、「TRIAM-QUEST」計画を開始した際に、指導的役割を果たしたこと等が上げられる。QUEST は、球状トカマク（ST）
装置で、高ベータ実験が可能であり、同センターは ST を使って定常運転研究の推進を目指すこととなった。
QUEST の実験は、高温プラズマ力学研究センターに設けられた「高温センター実
験会議」と「TRIAM-QUEST 実験推進会議」によって推進されることが決定され、運用が開始された。このうち、高温センター実験会議は、学外の共同研究者も加わっているが、九州大学が主導し、QUEST の運転・保守を主に担当している。これに対して、TRIAM-QUEST 実験推進会議は、学外の共同研究者がコーディネータを務め、14

マシンタイムの決定を始めとして実験を推進する役割を担っている。これにより、実験推進のための諸決定の透明性が確保されたといえる。この従来にない新しい実験体制が構築されたことにより、QUEST は、九州大学の装置ではあるが、真に日本全国の共同研究者に開かれた装置として位置づけられ、今後、全国の英知を集めて、大きな成果を上げることができるものと期待されている。また、ST 装置に関係した国内外の研究者を含む委員で構成された双方向型共同研究推進専門部会【ＳＴ】を双方向型共同研究委員会の元に設置し、QUEST を中心とした ST 研究の活性化を図るものとした。即ち、研究所を中心とした双方向型共同研究の枠組みの下で ST 研究者の密接な連携を図りつつ ST 研究を推進し、我が国の大学・国公立研究機関等における核融合研究の学術基盤の長期的構築に寄与させるものとした。双方向型共同研究は、所
謂、ネットワーク型共同研究であるが、その下に別の形式のネットワーク共同研究が構築されたことになり、ネットワークの多層化が図られたといえる。さらに、
TRIAM-QUEST 実験推進会議の現在のコーディネータは、双方向型共同研究推進専門部会【ＳＴ】の部会長が務めており、双方向型共同研究委員会の意向が、QUEST
実験に反映される形となっている。

２．３ 共同研究実施体制
１）大型ヘリカル実験会議
LHD の実験の実施計画は大型ヘリカル（LHD）実験会議において策定される。LHD
実験会議は大型ヘリカル研究部研究総主幹（小森彰夫）が主催し、構成員は、図 2.3-1に示すように、１０名の実験責任者［大型ヘリカル研究部の理論・データ解析を除く
５研究系から主幹および実験を主導する職務上の代理（以下、主幹代理）が務める］、
理論データ・解析研究系主幹、技術部の部長と５課長、安全管理センター長、シミュ
レーション科学研究部の LHD 磁場閉じ込めシミュレーション研究系主幹、共同研究委員会委員長、日米協力委員会委員長、所内の国際交流委員会委員長、真空維持管理委員会委員長、本体棟配置作業会世話人、安全衛生推進部長、そして所外の共同研究者を代表した６名の研究者からなっている。この構成は、LHD 実験を遂行する上で必要な全ての情報が得られるように、また、決定ができるように考えて決められており、所外の共同研究者を代表した６名の研究者の参加は、大学共同利用機関法人として共同研究の観点から運営の透明性を確保するとともに、他機関の運営、各種情報等を参考にするためである。LHD 実験会議の開催頻度は、LHD の実験中は週に１回、メンテナンス期間中は隔週に１回であるが、必要に応じて随時開催している。

15

図 2.3-1

LHD 実験会議の構成

LHD 実験会議は、上述のように、LHD 実験を遂行する上で必要な全ての事項を決定している。特に、長期的実験計画の策定、それに伴う機器の整備計画の策定、テーマ枠の設定、テーマリーダーの選出、内外の共同研究者との共同研究の実施、実験ス
ケジュールの立案・実施・変更、装置の運転・保守、予算要求の策定、予算配分の決
定、実験の安全確保、共同研究者へのデータ提供、データのセキュリティ確保、各種の情報発信、成果等の公表等は重要な取り扱い事項である。
LHD 実験会議では、共同研究を促進するため、また、市民の方に LHD をご理解頂くため、実験情報を提供することに力を入れている。日々の実験情報については、実験の次の日に（次の日が土曜日の場合は、火曜日までに）ショットサマリーとして、
また、一週間を通した実験結果は、週間実験レポートとして、研究所のホームページ
上で公開している。サイクルと呼ばれる約５ヶ月に渡る実験期間の実験の大局的な進捗状況については、数回、まとめたものをホームページに掲載するとともに、共同研
究者、市民の方へメールでもお知らせしている。さらに、プラズマ実験期間中は、ホームページで、制御室及び LHD 本体の様子をリアルタイムで公開している。特に、共同研究者には、共同研究申請時にメールアドレスを記載して頂いたことから、これを利用して、LHD 実験に参加している全ての研究代表者と分担者に、実験スケジュールと関連する情報などをお伝えしている。具体的には、１週間の実験スケジュール
を前の週の金曜日に、実験前日に翌日の実験スケジュールと前日のショットサマリー

16

を、また、実験スケジュールの変更の情報や機器状態についても、適時、メールでお知らせしている。これにより、実験スケジュールの変更などで、共同研究が行えなくなる事態を避けるとともに、共同研究を行うタイミングを共同研究者自身が取り易くなったと考えている。
２）実験テーマグループ制
先に述べたように、LHD では、平成１６年度から、テーマ＋ミッション制を採用している。テーマ枠見直しの年度であった平成１８年度には、テーマ枠をミッショ
ン研究、物理テーマ研究、工学テーマ研究に分類し、テーマ枠の数を１０に整理した。
ミッション研究のテーマ枠は、1-(1)-1 高 Wp、高密度、ローカルアイランドダイバー
タを用いた閉じ込め改善、1-(1)-2 高ベータ領域の拡大、1-(1)-3 定常プラズマ保持と高性能化、1-(1)-4 高イオン温度領域の拡大となっている。また、平成１８年度及び１９年度の物理テーマ研究は、1-(1)-5 コアプラズマの熱・粒子輸送、1-(1)-6 周辺プラ
ズマの物理とプラズマ・壁相互作用、1-(1)-7MHD 平衡と安定性、1-(1)-8 高エネルギ
ー粒子の物理、1-(1)-9 波動加熱物理で、工学テーマ研究は、1-(1)-10 装置工学実験である。平成１８年度及び１９年度のテーマリーダーは、ミッション研究では大型ヘリカル研究部の者が当たっているが、物理テーマと工学テーマ研究については、全て、所外の共同研究者が務めている。テーマリーダー及びサブリーダーについても、テー
マ枠に合わせて２年毎に見直しており、これまでは殆ど全員が見直しで入れ替わっている。
研究系とテーマ枠の関係で言うと、プラズマ制御研究系が 1-(1)-1、1-(1)-5 及び
1-(1)-6 を、高温プラズマ物理研究系が 1-(1)-2 と 1-(1)-7 を、高周波加熱プラズマ研究
系が 1-(1)-3 と 1-(1)-9 を、粒子加熱プラズマ研究系が 1-(1)-4 と 1-(1)-8 を、炉システ
ム・応用技術研究系が 1-(1)-10 を担当している。即ち、炉システム・応用技術研究系
を除き、各研究系はミッションのテーマ枠１つと物理テーマ枠１～２つを担当している。このように、現在の大型ヘリカル研究部は、研究テーマで区分された研究組織となっている。但し、各テーマ枠への参加については、系の垣根はなく、研究者は組織を横断して自由に参加できる。LHD 実験に採用される研究課題の総数は、毎年２００件を超えており、そのうち所外からのものは 30~40 件である。所内研究者の多くは提案した複数の実験テーマが採用されているため、所外からの参加員数は実質的に全体の 30%程度に当たる。（表２．３－１）

17表 2.3-1 平成 1９年度実験テーマ枠とグループ体制
青字は所外研究者。提案数の括弧内は所外からの提案で内数。
担当研究系

プラズマ
制御

高温
プラズマ
物理

主幹
主幹代理

山田弘司
長山好夫

川端一男
渡辺清政

テーマ枠

リーダー

ローカルアイランドダイバータと閉じ込め改善坂本隆一

小林政弘

周辺プラズマ物理とプラズマ壁相互作用

大野哲靖
（名大）

増崎貴

高β

大舘暁

榊原悟

福田武司
(阪大）
中村祐司
(京大)

コアプラズマ輸送
MHD 平衡と安定性

高周波加熱
プラズマ

定常運転

武藤敬
下妻隆

斉藤健二

高イオン温度

田中仁
（京大）
横山雅之

高エネルギー粒子閉じ込め
装置工学実験

波動加熱物理

粒子加熱
プラズマ

金子修
居田克巳

炉システム
応用技術

今川信作
三戸利行

サブリーダー

提案数
22 (1)

芦川直子

45
(15)

田村直樹

舟場久芳

成嶋吉朗

渡邊清政

11
(1)
37
(5)
25
(3)
14
(0)

吉村泰夫

伊神弘恵

関哲夫

18 (3)

永岡賢一

17 (1)

村上定義
（京大）

徳沢季彦

18
(2)

岡村哲至
(阪大）

柳長門

9

(2)

３）LHD 実験実施の流れ
実験計画実施の流れを図 2.3-2 に示す。年度初めに、研究所の研究者から、その年度の研究課題を募集し、応募のあった研究課題の中から実施すべき研究課題を採択する。この採択された研究課題と、共同研究として所外から応募し、採択されたものをテーマ枠へ割り振るとともに、テーマリーダー、サブリーダーの決定などを行う。採択された研究課題によっては、次節で述べるテーマ枠の見直しを行う。テーマリーダ
ーは、サブリーダーと協力して、担当しているテーマ枠の研究課題の実験計画を立てる。これらの実験計画を集め、LHD 実験会議で全体的な整合性と合理性を勘案して調整作業を行い、年間の実験スケジュールを策定する。
実験を実施する際には、担当実験責任者（主幹と主幹代理）が当日の安全や緊急の対応に責任を持ち、テーマリーダーとサブリーダーが中心となってプラズマ放電条件の決定などの任に当たることにより、実験を遂行する。通常、担当実験責任者は９時から１８時４５分までの１日の実験を通して担当し、２つから３つのテーマ枠が１日のマシンタイムの中で割り当てられる。装置や実験条件の状況によって、前もって決18

められた年間スケジュール通りに実験が行われない場合には、LHD 実験会議において、所期の目標に照らしてもっとも成果が生まれるように変更調整を行う。さらに、実験成果および機器整備の状況を判断し、次年度以降の計画に反映を図る。

図 2.3-2

実験計画の流れ

共同研究の実施に当たっては、LHD が大きな装置であり、利用者も多いことから、
特に真空に関わる計測などの機器の取り付けを希望する場合には、所内外、国内外の研究者に拘わらず、同一の厳しい規定が設けられている。些細なミス一つでも、LHDが長時間止まる可能性があるため、ポートの使用、機器の設置スペース、真空機器の設計・製作・検査、機器設置などについては、必要とするかなり前から、所内世話人に相談するとともに、技術部と技術的な打合せをするように求めている。これらの手順を図 2.3-3 に示す。ポート等の詳細は、「大型ヘリカル装置実験資料集」に記載されており、諸手続きは Web を介して行えるよう整備されている。但し、これらの手続
きを所外の共同研究者に代わって所内世話人が行うことは可能であり、通常は、所内世話人によって行われている。
研究所で実際に実験に参加することにより、共同研究を遂行することに加えて、遠隔地からの実験参加を可能とする手立てを順次講じている。スーパーSINET を用い

19

て制御室と同等のデータへのアクセス環境を実現した拠点が、これまで九州大学、京都大学、名古屋大学、広島大学、東京工業大学、東京大学、東北大学の７ヶ所に設けられた。双方向の環境を整備するために、多地点中継が可能な TV 会議システムを導入し、制御室の情報だけではなく、テーマ枠別の研究打合せにも多用している。制御室の音声と画像や実験放電条件・ログなどの情報はインターネットを介しても配信しており、スーパーSINET 環境を持たない共同研究者にも一方向ではあるが、実時間の実験情報の提供を行っている。データへのアクセスもワンタイムパスワードとVPN を利用して所外からセキュリティを確保しつつ、登録ユーザーには所内と同じ
アクセス環境を提供している。

図 2.3-3

実験実施の流れ20

３． 大型ヘリカル装置の研究成果
３．１ ミッションテーマ実験 － プラズマの高性能化
１）

高蓄積エネルギー，高密度，ＬＩＤを用いた閉じ込め改善1.1）内部拡散障壁形成による運転領域拡張
LHD では能動的な粒子制御によって閉じ込め特性の改善を目指した実験が精力的に行われてきた．その結果，内部拡散障壁（ＩＤＢ：Internal Diffusion Barrier）を生成する為の条件を見いだし，高密度／高圧力のプラズマを安定に閉じ込めることに成功した．内部拡散障壁の形成に伴い，最大中心密度は核融合炉で必要となる密度を大きく上回る 1.1 1021 /m3 を，最大中心圧力は大気圧を超える 150 kPa を達成している．
ローカルアイランドダイバータ（ＬＩＤ：Local Island Divertor）は，強力な能動排気によって，ＬＨＤプラズマの大幅な閉じ込め特性改善を探求する為のツールとして開発，導入されており，これまでのトーラスプラズマ実験装置の中で最も強力な粒子
排気特性（ pump 20 %）を有している．固体水素ペレット入射装置は 10 K の極低温で冷却固化した固体水素小粒（ペレット）を 1000 m/s 以上に加速し，プラズマ中に入射する粒子供給法であり，高温プラズマ中心部への直接粒子供給が可能である．
2004 年度（第 8 サイクル）の実験において，固体水素ペレット入射による中心粒子供給とＬＩＤによる周辺能動排気を組み合わせた粒子制御によって，通常のガスパフ粒子供給では見られなかったプラズマ蓄
積エネルギーの急激な上昇と電子密度分
布が尖塔化する現象が発見された．2005 年度（第 9 サイクル）の実験では，上記の尖塔化電子密度分布が発現する運転領域を開拓する為に，磁場配位や固体水素ペレット入射法の最適化を行った．その結果，磁気軸位置を標準（3.6 m）よりも外側にシフトさせた 3.75 m の磁場配位にて，30 ms 以
下の短い間隔で固体水素ペレットを入射することによって，急峻な密度勾配を有す
る放電が安定して得られることを明らかにした（図 3.1.1-1）[1, 2, 3]．密度分布には

図 3.1.1-1

規格化小半径 0.5 付近に密度勾配 n の跳び

素ペレットによる中心粒子供給の組み合わがあり，内部拡散障壁（ＩＤＢ）と呼べるせで得られた内部拡散障壁（ＩＤＢ）プラズマ．

21

ＬＩＤによる能動排気と固体水

輸送障壁によってピークした分布が維持されていることが分かる．その中心密度は 4.5 1020 m-3 に達する．このときの核融合三重積（n0T0 E）は 4.4 1019 keV
m-3 s となり，これまでのＬＨＤにおける核融合三重積の達成値を 2 倍に更新した．この様に，固体水素ペレット入射による中心粒子供給とＬＩＤによる能動周辺排気の組み合わせによって，ＩＤＢ形成に伴う超高密度・高圧力プラズマが得られることを実証することができ

図 3.1.1-2

た．そして，この結果はヘリカル型核融得られた密度分布．

ヘリカルダイバータ配位において合炉における高密度・低温度での自己点
火シナリオに外挿出来る可能性を秘めている．
2006 年度（第 10 サイクル）実験では，
ＩＤＢプラズマの物理機構理解とその性能向上を目指した実験研究を推進した．加えて，将来の核融合炉への適合性を鑑み，熱負荷の観点から有利なヘリカ
ルダイバータ配位でのＩＤＢ形成を主要な目的と位置付け，磁気軸および磁場強度が異なる様々での固体水素ペレット入射実験を遂行し，ＩＤＢの発現領域を探索した．その結果，開構造のため能動排気機能を有しないヘリカルダイバ
ータ配位においてもＬＩＤ配位と同様にＩＤＢが形成されることを明らかにした[4, 5]．ＩＤＢは磁気軸が 3.7 m よりも外寄せの磁場配位において，固体水素ペレットによる粒子供給を行うことによって形成される．最大到達密度は磁気

図 3.1.1-3

軸が外寄せになるほど高くなり，磁気軸得られたＩＤＢプラズマ中心密度，中心温度，

が 3.9 m より外側の磁場配位では中心密

中心圧力の設定磁気軸位置依存性．

21-3

度が 1 10 m にも達する（図 3.1.1-2）．

22

ヘリカルダイバータ配位において

一方，ＩＤＢ形成領域の外側の密度は比較的低い密度を維持している．このため，パワーバランスを左右する周辺領域での放射損失が抑制され，従来の密度限界値（ nc0.25 PB a 2 R

1.2 10 20 m-3）を大幅に越える密度が安定に達成された．また，周辺の低密度領域では大きな温度勾配を得ることができており，それ故に，超高密度プラズマにも関わらず，比較的高い中心温度が期待できる．その結果，中心領域のプ
ラズマ圧力は大気圧を超える 150 kPa（大気圧の 1.5 倍）に達し，その高いプラズマ圧力の為に aeff /2 を超える大きなシャフラノフシフトで特徴付けられる．図 3.1.1-3 にヘリカルダイバータ配位における磁気軸スキャン実験の結果をまとめた．
IDB プラズマの密度分布の時間変化から求められる粒子束と密度勾配の関係から
IDB プラズマにおける粒子輸送特性を調べた結果を図 3.1.1-4 に示す．このプロットの傾きは拡散係数を，y 切片は対流速度を示している．ＩＤＢ外側の低密度領域（ =0.8）では密度勾配が大きくなると拡散係数が 1 桁程度増加する一方で，ＩＤＢ内部（
0.5）のコア領域においては，密度勾配が大きくなっても低い拡散係数を維持しており，
ＩＤＢ内部の良い閉じ込め特性が示されている．
このような高密度運転においては，
新古典拡散の両極性条件から負電場の形成が予測され，不純物蓄積が問題となる可能性がある．しかしながら，
Zeff 計測からは不純物蓄積の兆候は見られておらず，不純物蓄積による閉じ込めの劣化は観測されていない．このことを説明する一つの可能性として，
エルゴディック層における外向きプ
ラズマ流のフリクションによって，閉
じ込め領域への不純物混入が抑制されることが EMC3-EIRENE コードに

図 3.1.1-4

よるシミュレーションによって示さ領域での良い粒子閉じ込め特性が示されている．

ＩＤＢプラズマの輸送解析結果．コア

れている．
現状のヘリカルダイバータは開構造のため，能動排気機能を備えていないにもかか
わらず，ＬＩＤと同様にＩＤＢを形成することができた．しかしながら，ガスパフで強制的に周辺部への粒子供給を行った実験では，プラズマが放射崩壊を起こすために，放電を持続させることができないことが明らかになっている．このことはＩＤＢ形成におよぼす周辺排気の重要性を示唆しており，現在の短パルス実験の範囲では壁排気が有効であるが，将来のＩＤＢ放電の長時間実証実験のためにはヘリカルダイバータの閉化による強制排気機能が必須となるであろう．

231.2）自己保持完全デタッチメント放電（サーパンスモード）
高密度プラズマの密度限界を調べるために，ガスパフ粒子供給による周辺プラズマ制御実験が行われた．その結果，大流量ガスパフによる周辺プラズマの冷却により，プラズマがダイバータ板から離れた状態（完全デタッチメント）を準静的に保持する条件を見いだした[6]．このデタッチメント放電では，ダイバータプ
ラズマが輻射によって冷却されるために，ダイバータ板へ到達するプラズマエネルギーが軽減され（図 3.1.1-5），ダイバータ部への高熱流束流入に伴う除熱問題を軽減できる可能性がある．
完全デタッチメント放電の典図 3.1.1-5

デタッチメント前後のダイバータプラズ
マ．

型的な放電波形を図 3.1.1-6 に示
す．t= 1s から大流量ガスパフによって，ダイバータ熱流束が通常時の数分の 1 に減少したデタッチメ
ント状態を作り出し，完全デタッ
チメントが準静的に保持される
自己保持完全デタッチメント状態に遷移する（t> 1.3s）．その後は
ＮＢＩが停止するまで，外部からの制御無しで完全デタッチメン
ト状態が維持される．

図 3.1.1-6

典型的な完全デタッチメント放電波形

1.3）高密度プラズマの長時間維持
これまでの実験において，固体水素ペレット入射による粒子供給を行うことにより，エネルギー閉じ込め時間の密度に対する好ましい依存性を維持したまま，高密度にまで運転領域を拡張できることが明らかになっている．しかしながら，これまでの実験
では固体水素ペレットの入射数に限りがあるために，過渡的な実験しかできていなかった．本研究では，核融合プラズマへの固体水素ペレット入射による粒子供給法の適合性を調べるために定常射出可能な連続ペレット入射装置を開発し，高密度／高閉じ
込め放電の長時間維持実証実験を行った．その結果，連続ペレット粒子供給よって，良好な閉じ込め特性を定常的に維持できていることを明らかにした[7]．

24図 3.1.1-7(a)はペレット入射タイミングの線平均電子密度（ne）が一定値（約 0.8 1020m-3）になるようにペレット射出間隔を比較制御した場合の放電波形である．ne が設定値になるまでは 10 Hz でペレットが入射され，その後は射出間隔が広くなり，入射タイミングにおけるne が設定値を超えないように実時間制御されている．ペレット入射によるne 上昇は約 1.5 1019 m-3 であり，ベースのne の 30 %程度の擾乱を与えている．
一方，ローカルな電子密度に着目するとペレットの溶発ピークである R= 4.1 m における密度；ne(0.5)はペレット入射によって大きく変動しているが，中心密度；ne(0)はペレット入射時でも変化せず，一定値を維持している．ペレット入射前後の電子密度の空間分布は図 3.1.1-7(b)のようになっており，入射直後はペレット溶発位置に顕著なピークを持つ凹型の密度分布となり，プラズマ中心部の密度上昇は見られない．その後の密度減少フェーズにおいても中心密度は一定値に保たれており，溶発ピーク部からの内向きの拡散によって粒子が供給されていることが粒子輸送解析から明らかにな(a)

図 3.1.1-7(b)(a) 連続ペレット入射によって密度を準定常維持した放電波形，(b) ペレッ
ト入射前後の密度分布．

っている．このように，ペレットの侵入長をプラズマ半径の半分程度にすることによって，プラズマ中心部への擾乱を抑制しつつ，定常的にプラズマ中心部へ粒子を供給できることが示された．このときの閉じ込め特性に着目すると，ガスパフによる粒子供給では閉じ込め特性が飽和・劣化もしくは放射崩壊するような高密度領域（ne > 0.35 1020 m-3）であるにもかかわらず，良好な閉じ込め特性を定常的に維持できていることが示されている（図 3.1.1-8）．

図 3.1.1-8（Wp/Pabs

25

閉じ込め特性指標

0.41）の密度に対する依存性．

1.4）固体水素ペレット溶発現象理解に基づく粒子供給最適化
本研究では，高温プラズマ中における固体水素ペレット溶発現象の理解に基づいて粒子供給シナリオを最適化するために，ペレット溶発プラズモイドの詳細観測と分光学的解析を行っている．
図 3.1.1-9(a)は観測された溶発プラズモイドのスペクトルの例である[8]．水素原子の発光線（バルマー系列）は明らかなシュタルク広がりを呈し，H ，H ，および H
のみが単独の発光線として観測されている．これらの線広がりの大きさから電子密度2.1 1023 m-3 が得られた．スペクトルの連続光成分は輻射再結合過程（PR）および輻射
付着過程（PA）に伴うものが支配的であることが見いだされた．後者は中性原子から負イオンが形成される過程である．連続光強度の絶対値とその波長依存性から，電子
温度 1.02 eV，原子密度 1.7 1025 m-3，さらにプラズマ体積 1.6 10-5 m-3 が求められた．
これらの結果から，観測されたプラズマが完全局所熱平衡状態に近いことが確認された．H のプロファイルは，再吸収効果の影響を受けており，一次元の輻射輸送計算により，観測視線方向のプラズマの厚さが 2.4 10-3 m 程度であると見積もられた．この結果は，ペレットクラウドが視線に直行する方向へ非等方的に広がっていることを示唆している．

(b)

図 3.1.1-9(a) 固体水素ペレット溶発プラズモイドのスペクトル．(b) 溶発プラズモイドの高速カメラ像

さらに，ステレオ高速カメラを用いた溶発プラズモイドの観測により，溶発プラズ
モイドは 500 kHz 程度で断続的に分離し，低磁場側へ加速（ドリフト）していることを示唆する観測結果が得られた（図 3.1.1-9(b)）．この結果は，実効的な粒子デポジシ
ョン位置がペレットの溶発位置とは異なることを明示しており，今後の研究で溶発プ

26

ラズモイドのドリフトによって運ばれる粒子数を把握し，ペレット粒子供給法の最適化への指針を得たいと考えている．
参考文献[1] T. Morisaki et al., “Superdense core mode in the Large Helical Device with an internal
diffusion barrier”, Physics of Plasmas 14 (2007) 056113.
[2] N. Ohyabu et al., “Observation of Stable Superdense Core Plasmas in the Large Helical
Device”, Physical Review Letters 97 (2006) 055002.
[3] N. Ohyabu et al., “Properties of the LHD Plasmas with a Large Island-Superdense Core
Plasma and Island Healing”, Plasma Physics and Controlled Fusion 48 (2006) B383.
[4] H. Yamada et al., “Characterization and Operational Regime of High Density Plasmas
with Internal Diffusion Barrier Observed in Large Helical Device”, Plasma Physics andControlled Fusion, accepted[5] R. Sakamoto et al., “Pellet injection and internal diffusion barrier formation in Large
Helical Device”, Plasma and Fusion Research, accepted[6] J. Miyazawa et al., “Self-sustained detachment in the Large Helical Device”, Nuclear
Fusion 46 (2006) 532.
[7] R. Sakamoto et al., “Repetitive pellet fuelling for high-density/steady-state operation on
LHD”, Nuclear Fusion 46 (2006) 884.
[8] M. Goto et al., “Experimental verification of complete LTE plasma formation in hydrogenpellet cloud”, Plasma Physics and Controlled Fusion 49 (2007) 1163.

27

２）

高ベータ領域の拡大

３．１．２．１ 高β実現の意義
経済的なヘリオトロン型の核融合炉を実現する上でプラズマの高β化は必須の課題である。標準的な炉設計によると、経済的な炉として必要なβ値は 5%程度とされており、この値は LHD の設計時からの目標であった。図 3.1.2-1 に年度ごとの達成β値を示すが、2003 年度より配位の細かな最適化を行ってきたこと、また加熱パワーの上昇もあって、2006-7 年の第 10 サイクルで目標であるβ=5%を達成し、ヘリオトロン型の磁場配位で炉に外挿しうる高いβ値での運転が可
能なことを示すことができた。本節では配位の最適化の詳細と、高βプラズ
マの特性について述べる。

図 3.1.2-1 各年度の NBI 加熱パワーと達成β値

３．１．２．２ プラズマの閉じ込め特性の配位依存性
ヘリオトロン型のコイルシステムは自由度が高く多様な磁場配位が得られる。β値をあげるために磁場の強度、磁気軸位置、プラズマのアスペクト比を変化させた実験を行い最適な配位を模索してきた。
磁場強度の最適化
ヘリカル系のプラズマの閉じ込め則(ISS95, ISS04)[1]によれば、プラズマのエネ
ルギー閉じ込め時間τ E は、ほぼτ E ∝P-0.6
ne0.5 Bt0.8 という依存性を持つ。βについて書
き直せば

β∝P0.4 ne0.5 Bt-1.2 である。このことから高いβ値を得るためには低磁場での実験が有用であることは明らかである。他方、図 3.1.2-2 に示すように、低磁場時に最も有効な加熱手段である接線方向の中性粒
子ビーム入射装置（ＮＢＩ)の加熱効率は、入射粒子のプロンプトロスにより低磁場時

図 3.1.2-2 磁気軸の位置に対する、中性粒に急速に劣化する[2]。このため磁場の大き

子ビーム入射装置(NBI)による加熱効率さにはある最適値が存在するものと考えられる。

28

磁気軸位置の最適化
磁気軸を内側に寄せた配位では粒子のドリフト軌道が磁気面に良く一致することから高い閉じ込め特性が、外側に寄せた配位ではプラズマのコア部が磁気井戸になるために、MHD 的に安定なプラズマが得られることが期待される。大型ヘリカル装置
におけるこれまでの実験では内寄せ配位での閉じ込め特性が良い[1]。これは MHD 不
安定な領域で運転した場合でも、不安定性は飽和しプラズマの閉じ込め特性に大きな影響を及ぼさないためと考えられる。
アスペクト比の最適化
接線入射の NBI の加熱効率はその入射大半径が 3.65m-3.70m に固定されていることから、磁気軸の位置が 3.6-3.7m より大きくなると急速に劣化する（図 3.1.2-2）。プラ
ズマのシャフラノフシフトを抑制することができれば、高β時の加熱効率の劣化を防ぐことができる。プラズマのアスペクト比 Ap を変えて、回転変換を増加させること
でシフト量を抑制できる[3]。
以上の３つのパラメータを走査した結果を図 3.1.2-3 に示すが、高βプラズマを作る最適な放電条件の幅は狭く Bt=0.425T, Rax=3.6m, Ap=6.6(γ=1.20)付近に最適値があることがわかる。

図 3.1.2-3

到達β値のプラズマパラメータ（磁場強度、磁気軸位置、アスペクト比）
への依存性

図 3.1.2-4 にβ=5%に達したショットの放電波形を示す。このショットでは放電中に水素ペレット入射と NBI 入射パワーの切り下げを行い、一時的に磁気軸を 3.6m 付近までもどし、接線入射 NBI に加えて、最近新設された垂直入射の NBI のパワーを活用することで高いβ値を実現した。β値が 5%以上ある時間帯は短いが、4.5%以上の時間帯はエネルギー閉じ込め時間の 10 倍程度の長さである。また、ガスパフのみの

29

放電で得られたβの最高値は 4.8%であり、そのとき、4.5%以上の時間は 0.7s 以上であり、準定常な高β放電を行うことができた。

図 3.1.2-4 #74835 の放電波形

３．１．２．３ 高βプラズマで観測される MHD 不安定性
磁場揺動の強度の S 依存性
β値が 4%を超えるようなプラズマではコア部の有理面に共鳴する MHD モー
ドは観測されておらず、周辺部に共鳴面を持つ(m/n = 2/3, 1/1)のモードが主として観測されている。この周辺揺動は磁気レイノルズ数 S に対して強い依存性を持っている（図 3.1.2-5）。揺動強度の S 依
存性は、抵抗性交換型モードのモード幅～の線形予測と比較的良く一致し( b θ ∝(S-1/3)2)、高β実験で観測されている低モード数の揺動は抵抗性交換型モードである可能性が高い。
磁場揺動と閉じ込め劣化の関連
それでは、観測されている MHD モー
図 3.1.2-5 m/n = 1/1 の MHD 揺動振幅の磁気

ドは閉じ込めに影響を及ぼさないのであレイノルズ数依存性

ろうか？高β放電では ISS04 を基準とす

30

るとβ値の上昇とともに閉じ込め特性の劣化が観測されている。MHD 揺動が観測されている周辺部の輸送係数の劣化と、FIR 干渉計で観測された長波長のモードの振幅とは相関があり、揺動の増加が熱輸送の増加に寄与している可能性を示唆している(図 3.1.2-6)。この劣化の原因の最も有力な候補として抵抗性 MHD に起因した乱流輸送が考えられるが、核融合炉の運転領域では閉じ込め特性に大きな影響は与えないことが予測されている。

図 3.1.2-6 β値に対する熱輸送係数の劣化と、長波長の揺動レベルの上昇を示す。

３．１．２．４ MHD 不安定性の大域的な影響
LHD での大きな発見の一つは、メルシエ不安定な領域で運転を行っても、プラズ
マに大域的な影響を与えるような不安定性が観測されず、良好な放電を行うことができることである。これは磁気シアの強い領域では、揺動の固有関数は比較的狭い領域に局在して大域的な影響を与えないことが原因と考えられる。このため線形の安定性計算からだけでは、ある磁場配位の運転が可能であるか否かを決めることは難しい。
磁気シアが弱い配位、高い圧力勾配を持つプラズマを作り、実験的に MHD 不安定性の振る舞いを調べることで、ヘリオトロン型の炉で実現可能な磁場配位についての研究を行ってきた。
磁気シアの制御
磁気シアの制御法としては２種類の実験を行った。ひとつは先ほども述べたアスペ
クト比の制御であり、通常の実験条件ではシアの強い領域にあるι=1 の有理面を内側に移動して磁気シアを弱めた実験である。図 3.1.2-7 に Ap=8.3 の条件で小規模な内部崩壊が観測されたときの電子温度分布の時間変化を示す。磁気シアの弱い領域で不安定性は径方向に大きく成長してしまい、プラズマの運転領域を制限するような大きな崩壊現象が観測されることがわかる[3]。

31図 3.1.2-7 Ap=8.3 の放電で観測された内部崩壊現象。ι=1 の有理面で電子温度が平坦な領域が急速に拡大する。

もうひとつは日本原子力研究開発機構の諌山 明彦氏との共同研究で行った実験で、NBI によって駆動される電流によ図 3.1.2-8 電流制御による磁気シアの制御とそのとき観測される MHD 不安定性の空間
構造って磁気シアを制御したものである。NBIの入射を Co 方向から Ctr 方向に切り替えた場合、ι= 1/2 の有理面付近の磁気シアが弱まり、m/n = 2/1 の大振幅の MHD 揺動が観測されるようになる(図 3.1.2-8)[4]。
急峻な圧力勾配
ペレット入射後の密度が減衰する時間帯ではプラズマの温度が急速に回復し圧力勾配が急峻化する。図 3.1.2-9 に示すように、この時間帯ではコア部のι=1/3, 1/2 の有理面に関連したモードが急速に成長し小規模の内部崩壊現象を起こすことが観測された[5]。これらの現象から、MHD 揺動が運転領域を制限するようなモード幅に成長するために必要な条件があきらかになりつつある。
３．１．２．５ 改善閉じ込めモードの萌芽
加熱パワーP の増加とβの上昇は ISS04 を仮定すればβ∝P0.4 の関係がある。さらに高いβを持つプラズマを作るためには改善閉じ込めモードが必要である。LHD においては、比較的高いβ値を持つ放電で、周辺部での急速な密度上昇を伴う H-mode
遷移が観測されている。この時、密度上昇による圧力勾配の増加から MHD 揺動レベ
ルの増大と、それに伴う ELM-like な熱の吐き出しとが観測され、βの上昇は比較的短時間で飽和してしまい、飽和するまでの時間もβが高くなるとともに短くなる。こ32

の原因は周辺部が磁気丘配位であって、抵抗性の交換型不安定性が不安定なためと考えられ、静的な誤差磁場を印加して周辺付
近の不安定性を制御する試みが現在なされている。
コア部の改善閉じ込めモードの候補としては IDB/SDC[6]タイプの放電が考えられる。このタイプの放電を行うことで、磁気軸を外寄せにした配位では、従来の最高β値を更新するような高いβを持つ放電が可能となった。中心ベータ値は Rax = 3.75m,
Bt = 1T の放電で 8%近くに達し、最高β値を得た放電の中心β値 10%(Bt = 0.425T)に匹敵する値となっている。磁気軸をより内寄せにした条件でも IDB/SDC タイプの放図 3.1.2-9 ペレット入射後に観測される鋸電が可能かどうか現在精力的な研究が行わ

歯振動的な内部崩壊現象

れている。

[1] H. Yamada, et. al, Characterization of energy confinement in net-current free plasmas
using the extended International Stellarator Database, Nucl. Fusion 45(2005) 1664
[2] K. Y. Watanabe, et. al, Effects of global MHD instability on operational high beta-regime
in LHD , Nucl. Fusion 45 (2005) 1247
[3] S. Sakakibara, et. al, Recent progress of MHD study in High-Beta Plasmas in LHD,
Fusion Engineering and Design 50 (2006) 177[4] S. Isayama, S. Inagaki, et. al. Observation of localized oscillations at m/n=2/1 rationalsurface during counter neutral beam injection in the Large Helical Device, Plasma Phys.
Control. Fusion, 4 (2006) L44[5] S. Ohdachi, et. al, Two-Dimensional Structure of MHD Instabilities and their Non-Linear
Evolution in the Large Helical Device, in Proc. 21th IAEA Fusion Energy Conference,
Chengdu, China, 16-21 October 2006, EX/P8-15[6] T. Morisaki, et. al., Superdense core mode in the Large Helical Device with an internal
diffusion barrier, Phys. Plasma, 14 (2007) 056113

33３）定常プラズマ保持と高性能化[はじめに]
ヘリカル装置はプラズマの閉じ込めにトカマク装置のようにトロイダル電流を必要とせず、定常運転に適している。ＬＨＤではこのヘリカル装置特有の優位性を実証
し、定常プラズマの物理課題を研究することがミッションテーマとなっており、最終的には 3MW の入射電力での定常運転を目指している。
平成 15 年度以前には周波数 38.47MHz、磁気軸磁場 2.75T で水素を少数イオンとするヘリウムプラズマでＩＣＲＦ加熱少数イオン加熱を行うことで 150 秒間のプラズマ維持に成功している。そのとき入射エネルギーは 72MJ に達した。またＥＣＨ (84GHz、72ｋW 入射) により 756 秒のプラズマ維持にも成功している[1]。しかし、ＩＣＲＦ加熱では 100 秒程度からアウトガスにより密度が上昇し、プラズマを維持することができなくなった。ダイバータ板の温度上昇はトロイダル方向に不均一であり、アンテナ近傍で大きくなっていた。粒子軌道計算により、アンテナ付近の共鳴層での水素イオンの加速によりダイバータ板への熱負荷のトロイダル方向不均一性が生じ、アンテナ付近で局所的に大きくなることが分かった。一方ＥＣＨによる長時間プラズマ保持では導波管の温度が上昇し、管内圧力の上昇によるインターロック作動で放電が停止した。
[平成 16 年度以降の進展]
平成 16 年度（第 8 サイクル）にはＥ
ＣＨ とＩＣＲＦ加熱によるプラズマ保持において大きな進展がみられた。ＥＣ
Ｈでは導波管の冷却と真空排気系を強化し 84GHz ジャイロトロンから入射電力 110kW で 65 分のプラズマ維持に成功した[2]（図 3.1.3-1）。このとき中心電子温度、線平均電子密度はそれぞれ
1keV 以上、1.5 1018m-3 以上であった。
Ｌ Ｈ Ｄ で は 磁 気 軸 が 内 寄 せ(Rax=3.6m)の場合にはダイバータ板への熱負荷は内側ポート付近で大きく、逆に外寄せ(Rax=3.75m)の場合には上下のポート付近で大きくなる性質がある。
ICRF 加熱の長時間放電では磁気軸を放図 3.1.3-1 ECH 単独加熱による 65 分放電。

電中に変化させる手法により、ポロイダ

34ル方向の熱負荷を分散させることに成功した。図 3.1.3-2 に示すように磁気軸を内寄せで固定した場合よりも少し外側を中心にスイープする方がダイバータ板への熱負荷が緩和されていることが分かる。

図 3.1.3-2 (a)磁気軸位置固定(Rax=3.6m)の場合、(b)磁気軸位置を変化(Rax=3.65～3.69m)させた場合のダイバータ板温度変化。

長時間放電を繰り返すコンディショニングにより以前に見られたＩＣＲＦ加熱による放電中のアウトガスによりプラズマ密度が少しずつ上昇してプラズマが崩壊するという現象は避けられた。しかし、長時間放電中にＩＣＲＦ加熱アンテナのインピーダンスが変化して反射電力が増大する問題は残されていた。この問題を解決するため、周波数を手動で変化させることを試みたが、周波数変化の許容範囲は発振装置により限られており、最終的には反射電力が大きくなりインターロック作動により発振が停

図 3.1.3-3 30 分を超えるプラズマ維持。ＮＢＩも間欠的に入射されている。

35

止した。ＬＨＤでのＩＣＲＦ加熱では液体スタブチューナーを採用しており、スタブ
チューナーの内、外導体の間にシリコンオイルを入れその液長を変化させることでイ
ンピーダンス整合を取ることができる。長時間放電中に液長を制御することで反射を低く抑えることに成功した。放電時間は飛躍的に伸び 30 分を超える長時間運転に成功した[3-5] （図 3.1.3-3）。
入射エネルギーは 1.3GJ に達しフランスのトールスープラの記録（1.03GJ）を抜き世界一となった。しかし、突然密度が上昇し崩壊するという現象がしばしば見られるようになった。図 3.1.3-4 は放電の終わりの様子を示している。トーラス内側からのスパークが見られ、その瞬間に鉄のライン強度が大きくなっている。このことから鉄不純物の混入が放電停止の要因と考えられている。
平成 17 年度（第 9 サイクル）にはこの問題を解決する目的で、密度の上昇と同期させ短パルスのＥＣＨを入射させ、プラズマを維持させることを試みた。図
3.1.3-5 に示すように突然の電子密度上昇に同期してＥＣＨが入射された。不純物の混入量にも依るが、この場合温度が再び上がり、密度が低下しプラズマは維持された。スパーク対策としてスパークが見え始めたらＩＣＲＦ加熱入射電力を手動で下げていくという手法も採用した。これにより 54 分を超える長時間運転に成功した（図 3.1.3-6）。入射エネ
ルギーは 1.6GJ に達し世界記録を更新した（図 3.1.3-7）。また高速中性粒子検図 3.1.3-4 鉄混入によるプラズマ崩壊。

出器で粒子数を長時間カウントすることにより 54 分放電では 1.6MeV までの高エネルギー
粒子が確認された。54 分放電では加熱入射電力を下げることで放電時間を伸ばしたが依然として鉄不純物によりプラズマは崩壊した。
鉄不純物の混入は壁或いはダイバータ板への高い熱負荷に因ると考えられＩＣＲＦ少数イ
オン加熱特有のトロイダル方向の熱負荷非等方性を緩和する目的でＩＣＲＦモード変換加図 3.1.3-5 ECH 入射によるプラズマ崩
壊の回避。

36

熱も試みた。これは速波をイオン－イオン混成共鳴層でイオンバーンシュタイン波にモード変換させ、電子を加熱する手法である。２本のアンテナから合計 600kW の電力を入射しプラズマを 7 秒間維持させることに成功した。

図 3.1.3-6 54 分のプラズマ維持。入射エネル
ギーは 1.6GJ に達した。

図 3.1.3-7 他の核融合実験装置との比較。
入射エネルギー1.6GJ は世界記録である。

入射電力を上げることを目的とした平成 18 年度（第 10 サイクル）には 1MW 以上
で 500 秒を超える長時間運転に成功した（図 3.1.3-8）。この電力では更に高い 2.5MeVまでの粒子が高速中性粒子検出器により観測された（図 3.1.3-9）。ヘリカル装置のよ
うに磁気面と粒子軌道がずれていてもこのような大きなエネルギーを持つイオンが図 3.1.3-9

ICRF 加熱でのイオンテール。

2.5MeV までの高エネルギー粒子の閉じ込めが確認された。

図 3.1.3-8 1.06MW、525 秒のプラズマ維持。

37

閉じ込められることが確認された。モード変換加熱では 90 秒のプラズマ維持に成功した。しかし、負荷抵抗が低く、伝送路電圧が上昇しインターロックで発振が停止す
ることが起こった。今後、密度を上げて負荷抵抗を大きくすることが課題である。

[今後の定常運転の展望]
ＩＣＲＦアンテナ付近の熱負荷の大きなダイバータ板を平成 19 年度の第 11 サイクル開始前に除熱能力に優れた新型ダイバータ板へと交換した。また付着した鉄の層を削り落とす作業も行っており、さらに大電力、長時間のプラズマ維持が期待される。
定常ＥＣＨの入射電力増強のため 77GHz ジャイロトロン（300kW、定常）を新たに設置した。アンテナは冷却されたミラーが使われ標準の磁場強度 2.75T で磁気軸加熱を行える。さらに正イオン源のＮＢＩの定常化も試みられる予定である。現在ＩＣＲ
Ｆ加熱は４本のアンテナからの入射となっているが第 12 サイクル以降は発振装置を２系列新たに設置し、全 6 アンテナを使用することで、入射電力の増強及び熱負荷の分散が期待される。
[参照論文]
1. S. Kubo, et al., “Extension and characteristics of ECRH plasma in LHD,” Plasma Physics
and Controlled Fusion, 47(2005)A81-A90.
2. T. Shimozuma et al., “Progress on Electron Cyclotron Heating and Electron Cyclotron
Current Drive Experiments in LHD,” Fusion Science and Technology, 50(2006)403.
3. T. Mutoh, et al., “Thirty-Minute Plasma Sustainment by ICRF, EC and NBI Heating in the
Large Helical Device,” Journal of Plasma and Fusion Research, Vol.81, No.4(2005)229.
4. T. Mutoh, et al., “Thirty-minute plasma sustainment by real-time magnetic-axis swing foreffective divertor-load-dispersion in the Large Helical Device,” Physics of Plasmas,
13(2006)156118.
5. T. Seki, et al., “Study of Long-Pulse Plasma Experiment Using ICRF Heating in LHD,”
Fusion Science and Technology, 50(2006)186.

38

４）

高イオン温度領域の拡大

第８サイクル実験では３台の接線高エネルギー中性粒子入射加熱装置（ＮＢＩ）を用いた高イオン温度生成実験を行い、アルゴンを用いた高Ｚ放電プラズマにおいて１
３.５ｋｅＶのイオン温度を達成した（図３．１．４−１）。接線入射方式のＮＢＩからは３ビームラインで合わせて１０．５ＭＷの粒子ビームを入射した。ＮＢＩによって生成されたプラズマにアルゴンガスを注入することにより、急激に密度を上げるとともに、ＮＢＩの吸収パワーが急激に増加している。この場合アルゴンのターゲット
プラズマによってビームの実効断面積が大きくなり、したがってターゲットプラズマ
へのイオン一個当たりのイオン加熱パワーが増大している。軟Ｘ線結晶分光器で計測したアルゴンスペクトルのドップラー幅から求めたイオン温度は、上昇した電子密度が減少する過程で急激に増加し、最高点で１３．５ｋｅＶ±２ｋｅＶを記録した。トムソン散乱法で計測した中心電子温度は４ｋｅＶ程度で大きな温度差が生じており、
イオン温度の上昇とイオン閉じ込め改善の理解のためには中心部でのイオン温度分
布形状の詳細な測定が必要である。また、イオン加熱電力を上昇させる事によるイオ
ン温度の上昇が確認されたことにより、水素放電においても水素イオンへの加熱電力を増加させることにより、高イオン温度領域の拡大が可能であるとの結論を得た。

図３．１．４−１ アルゴンを用いた高Ｚ放電による高イオン温度プラズマ生成39

第９サイクル実験では水素プラズマにおける高イオン温度領域の拡大とイオン温度
分布計測を目標とした。水素イオンに対する中性粒子ビームのイオン加熱パワーを増大させるためには、高エネルギー粒子ビームよりも低エネルギー水素粒子ビームが有効であるので、ビームエネルギー４０ｋｅＶ（入射電力３ＭＷ）の垂直入射方式のＮ
ＢＩシステムを構築した（参照３．３．２−２）章）。また垂直ＮＢＩを利用した荷電交換再結合分光（ＣＸＳ）によるイオン温度分布計測装置を導入した（参照３．３．
３−５）章）。図３．１．４－２に示すのは、水素ペレットを使った水素放電における放電波形およびイオン温度分布である。ＮＢＩパワーは接線入射で１１．５ＭＷ、垂直入射で２．２ＭＷである。達成イオン温度は結晶分光器計測で２．６ｋｅＶであり、
垂直ＮＢＩによるイオン加熱効果は５００ｅＶ程度であった。低エネルギーＮＢＩの入射パワーに対してイオン温度の上昇値は比例関係を示し、高エネルギーＮＢＩと比較してより高いイオン加熱効率がある事が確かめられた。ポロイダル方向からのＣＸ
Ｓ計測によるイオン温度分布では、プラズマ中心付近で低エネルギービームによる加熱効果が顕著に現れている（図３．１．４－２右下図Ｒ＝３．８０ｍのデータ）。ポ
ロイダル断面からの計測では中心のイオン温度は２ｋｅＶ程度を示し、結晶分光器計
測と比較して若干低い傾向が見られた。これは、周辺部の低いイオン温度成分がポロイダル断面の視線の積分効果によって影響しているものと考えられる。

図３．１．４−２ 高イオン温度水素プラズマ生成（左）とイオン温度分布（左）40そこで、接線ＮＢＩ入射ポートからの観測視線を利用したトロイダルＣＸＳ装置を整備し（参照３．３．３−５）章）、同様の水素プラズマ加熱実験を行った。その結果を
図３．１．４−３に示す。トロイダル視線からのＣＸＳによって空間分解能が向上するとともに、計測された中心イオン温度は２．５ｋｅＶであり結晶分光器で計測されたイオン温度とよく一致している。また低エネルギーＮＢＩを使用した時にイオン温度が上がる場合には電子温度とイオン温度が比較的近い温度を示していることや、電子密度分布が極端なホロー分布にならないことから、より高い水素イオン温度プラズ
マ生成にはイオン加熱パワーの増強、密度分布制御による中心加熱効率の改善、高周波加熱とＮＢＩによるイオン温度への相乗効果等が必要であると考えられる。

図３．１．４−３ トロイダルＣＸＳによるイオン温度分布

第１０サイクル実験では、３ＭＷから６ＭＷに増強された垂直ＮＢＩを用いて、水素プラズマのさらなる高イオン温度化を目標として実験を行った。第９サイクルにおいて垂直ＮＢＩによるイオン加熱効果は確かめられていたが、加熱の最適化を図るために、高パワー入射における加熱効果の検証を行った。図３．１．４−４に、垂直Ｎ
ＢＩ単独入射時に結晶分光器で計測されたイオン温度の、イオン加熱パワー（デポジションパワーの８割と概算）を密度で規格化した値への依存性を示す。緑色のデータ
は、第９サイクルでの結果であり、青色、赤色のデータが、第１０サイクルの結果である。イオン加熱パワーの上昇に伴って順調にイオン温度が上昇していることがわかる。また、系統的に、赤色のデータの方が青色よりもイオン温度が高くなっている。
青色のデータは、「ＥＣＨから接線ＮＢＩ入射を経て垂直ＮＢＩ入射」という加熱パ
ターンでの結果であり、赤色は「ＥＣＨに引き続いて垂直ＮＢＩ入射」という加熱パターンのものである。この結果から、高イオン温度達成への加熱手法として、「ＥＣ41

Ｈに引き続いて垂直ＮＢＩ入射」することで高いベースイオン温度を実現した上で、３本の接線ＮＢＩを入射するという加熱シナリオを追求することが、その後の基本方針となった。密度分布の平坦化、ホロー化を避けることとの関連が認識されている。
また、軽イオン種プラズマでの高イオン温度を目指す上で、イオンサイクロトロン
加熱（ＩＣＲＨ）の寄与が大いに期待される。このため、少数イオン加熱モードでのＩＣＲＨ実験も展開した。図３．１．４−５に、ＩＣＲＨ実験でのイオン温度の線平
均密度依存性を示す。黒は、ＩＣＲＨなしの垂直ＮＢＩ入射による結果であり、緑、青、赤が、垂直ＮＢＩなしの状況でのＩＣＲＨ入射（約２ＭＷ）の結果である。Ｒａ
ｘは真空磁気軸位置を、ＮＢＩ／／は、接線ＮＢＩを表している。この図から、垂直ＮＢＩとＩＣＲＨのイオン加熱効果を重畳的に得るためには、１×１０１９ｍ－３付近の密度領域が適していると判断し、その後のターゲット密度領域として実験を進めた。

図３．１．４−４ 低エネルギーＮＢＩ単独入射タイミングでのイオン温度（結晶分光器計測）の加熱パワ
ー依存性

図３．１．４−５ ＩＣＲＨによるイオン温度（結晶分光器計測）の密度依存性

垂直ＮＢＩ、ＩＣＲＨによるイオン加熱に関するこれらの知見の積み重ねに基づき、６ＭＷ超の垂直ＮＢＩ入射、それに続く１５ＭＷ程度の接線ＮＢＩ入射によって、線
平均密度約２×１０１９ｍ－３の水素プラズマにおいて、６.８ｋｅＶを達成した。トロイダル視線のＣＸＳで計測されたイオン温度時間変化を図３．１．４−６に示す。図か
らイオン温度は中心付近がより大きく上昇することがわかる。すなわちプラズマ中心部での温度分布が急峻化しており、イオンの閉じ込め改善がうかがえる。このタイミ
ングでは、中心部電子温度は約４ｋｅＶであり、イオン温度が電子温度よりも高い状
況になっている。また、さらに高い密度ＮＢＩ、ＩＣＲＨ重畳によっても、５ｋｅＶ

42

程度のイオン温度実現に成功した。また、水素やヘリウムガスパフによる密度スキャ
ン実験によって、３×１０１９ｍ－３超の密度においても、３ｋｅＶ程度のイオン温度が実現された。この場合には、イオン温度と電子温度がほぼ等しい状態となっている。
ＣＸＳ計測を行うに当たり、

8

うち、２台を１００ｍｓ間隔で

7ＯＮ、ＯＦＦを繰り返すことで6

背景光の評価を行った（参照３．
３．３−５）章）が、このような入射制御が信頼性高く行えたこ
とも、高イオン温度プラズマのTi [keV]

垂直ＮＢＩの４台のイオン源の542

行えた要因の一つである。

1部で、接線ＮＢＩの入射方向に依存したトロイダル回転が大きくなっていること、また、ＣＸ

R=3.72m
R=4.01m
R=4.30m

3

イオン温度分布計測を成功理に
高イオン温度ショットの中心

lhdcxs6_gr1@80247

0.9

1.0

1.1 1.2
time[s]1.3

1.4

図３．１．４－６ トロイダル視線ＣＸＳ計測によるイオン温度の時間変化（R=3.72m がプラズマ中心）

Ｓ計測に用いる炭素イオン密度が激減する「不純物ホール」という興味深い現象も同時に観測された（参照３．３．
３−５）章）。
このように、ＬＨＤにおける高イオン温度領域の拡大テーマ実験は、高エネルギー
ＮＢＩの整備・増強[１]によって、アルゴンプラズマでの１３．５ｋｅＶの達成というイオン加熱性能の原理検証を経て、イオン加熱効率の高い低エネルギーＮＢＩの導入・増強による、密度２×１０１９ｍ－３超の水素プラズマでの６.８ｋｅＶの達成へと大きな進展を遂げている。水素プラズマでのイオン加熱においては、ＩＣＲＨの寄与も確認されており、今後、ビーム・高周波加熱をさらに効果的に重畳させることによって、さらなる高イオン温度領域の拡大を目指していく基礎を形成することが出来ている。トロイダル視線ＣＸＳの導入によるイオン温度分布計測の充実は、高イオン温度プラズマにおけるイオン温度分布の変曲、トロイダル回転の促進、不純物ホールといった、イオン輸送物理の解明・学術的体系化に向けた多くの知見を提供しており、理論・データ解析研究との連携も深化しつつある。ＬＨＤの所期の目標値達成に向けた進展を遂げるとともに、世界のヘリカル系閉じ込め研究の最前線を開拓し、核融合
炉心プラズマをも見通せる状況になりつつあると言える。

43

［参考文献］［１］Y. Takeiri, O. Kaneko, K. Tsumori, Y. Oka, K. Ikeda, M. Osakabe, K. Nagaoka, E.
Asano, T. Kondo, M. Sato and M. Shibuya, “High-power and long-pulse injection withnegative-ion-based neutral beam injectors in the Large Helical Device”, Nucl. Fusion
46 (2006) 199-210.

44５）高電子温度の実現
プラズマの電子温度を向上させるためには、ミリ波帯の電磁波を入射し電子を加熱する電子サイクロトロン共鳴加熱（ECH）を主に用いる。LHD における ECH システ
ムは、実験サイクル毎に改善を繰り返し、最大入射パワーは２MW を超えている。これまでの実験サイクルにおいては、サイクル毎にその構成は若干変更されてきているが、基本的には 84GHz 帯ジャイロトロン（4〜5 本）、168GHz ジャイロトロン(3~4 本)、
77GHz ジャイロトロン 1 本を用いた構成となっている。伝送路は直径 88.9mm と31.75mm の低損失コルゲート導波管を用い、ジャイロトロン管よりアンテナまでおよ
そ 100m 程度の伝送を行っている。高耐電力化の目的で、順次伝送路の真空化を進めており、現時点では 2 系統の 31.75mm 系と 2 系統の 88.9mm 系の真空化を完了している。またミリ波入射アンテナは上部ポートより 4 系統、下部ポートより 2 系統、横ポートより 2 系統の計 8 系統が設置されている。さらに一つのアンテナは 2〜4 枚の集
光又は平面ミラーで構成されており、プラズマの赤道面付近に入射ミリ波を集光でき、その焦点位置を可動ミラーで調節できるようになっている。
５−１）高電子温度プラズマにおける内部輸送障壁（ITB）形成物理の理解の進展
ECH による高電子温度プラズマ実現のためには、入射アンテナからの放射ミリ波の集光位置及び偏波の最適化が必須である。閉じ込め磁場 3T においては、84GHz 帯の
ミリ波は基本波共鳴となり、磁力線にほぼ垂直に入射する場合には、正常波モード（O-mode）での吸収が最も良くなる。また 168GHz では第 2 高調波共鳴となり、異常波モードの入射が適当となる。実験開始当初より実際のジャイロトロンパワーを用いてアンテナ集光位置及び入射偏波の最適化を行ってきている。特に平成 16 年頃よりECH パワーに変調をかけ(変調 ECH：MECH)、電子サイクロトロン輻射(ECE)によって測定される各部の電子温度の応答をフーリエ変換し、変調周波数に対応する周波数での振幅、位相の情報を用いることで吸収位置や吸収分布を高精度で測定する方法を確立した。図３．１．５−１は、168GHz の入射に対して入射偏波の依存性を測定したものを示している。ECH の吸収効率を最適化するためには、入射角に応じて楕円偏波の主軸の方向、楕円度、回転方向を最適化する必要がある。図３．１．５−１a)は楕円偏波を特徴づけるα角とβ角の定義を示している。α角は楕円の主軸とトロイダル方向とのなす角、βは楕円度を表す。b）図では、およそα=-50°付近に ECE 信号の振幅の最大値が達成されており、これはプラズマ周辺(ρ~1)で磁力線にほぼ垂直な電場
ベクトルを持つ直線偏波であることに対応し、プラズマ周辺で X-mode 励起になっていることを示している。β角依存性については少し負値で極大が得られており、これがアンテナ入射角が磁力線に完全に垂直になっていないことから起こるのか、エルゴ

45

図 3.1.5-1 (a)楕円偏波の定義、このアンテナの場合 x 軸はトロイダル方向、y 軸は大半径方向におおよそ対応する。(b) プラズマ中心付近の ECE 信号の MECH の変調周波数でのフーリエ振幅のα角依存性を示す。(b) 同様にβ角依存性を示す。

ディック層に存在するプラズマの効果なのか詳細な検討を要する[1]。
このような方法を各アンテナ系で行い、さらに入射焦点位置依存性を調べ、最適な入射配位で実験を行っている。
これまでに高電子温度を達成する際に電子の熱輸送に関する内部輸送障壁(ITB)の形成が観測されている[2,3]（主要論文の 13）。ITB の形成は以下のように特徴づけられる。１）ECH のパワーをプラズマ中心付近に集光したとき、規格化小半径ρ~0.3
付近に急峻な電子温度勾配が形成され中心温度が 10keV 程度まで上昇する。熱輸送解
析によればこの半径以内での電子の熱輸送係数が低減している。またこの領域には強い正の径電場が形成されている。２）中心部の高電子温度遷移には ECH パワーと電子密度について閾値が存在する。またプラズマコア領域に存在する低次の有理面又は磁気島が、この高電子温度遷移の起こりやすさを促進するような傾向が見られている。
平成 17 年度には、この第 2 の点を明確にするために、カウンター方向に入射された中性粒子入射加熱(NBI)生成プラズ
マに ECH を追加熱したときの高電子温度実験において、外部コイルにより m/n=2/1 の磁気島を縮小、拡大した場合の高電子温度遷移の変化を調べた。図３．１．５−２は線平均密度で規格化した ECH パワー（定常状態でおよそ全熱フラ図 3.1.5-2 全熱フラックスに相当する電子密度で規格化された ECH パワーPECH/ne を ITB フット位置
での電子温度勾配についてプロットした46

ックスに相当）を、ITB フット位置での温度勾配-dTe/dρに対してプロットしたものである。この場合ターゲットとなるプラズマのコア部（ρ~0.3）には、誤差磁場による m/n=2/1 の自然磁気島が存在する（磁気島幅は最大 58mm 程度）。計算によれば縮小した場合は 29mm、拡大した場合はおよそ 83mm 程度になる。図より熱フラックスが増大するとある領域で温度勾配が変化しない又は減少する領域が存在する。これは熱輸送が増大することを意味している。しかしさらに全熱フラックスが増加すると熱輸送が改善されるのがわかる。この改善は自然磁気島の場合が最も低いパワーで起こり、磁気島を拡大した場合が最も高くなっている。この結果は、コア部における熱輸送改善のための閾パワーを低減するためには、ある程度のサイズの磁気島の存在が有効ではないかということを示唆している[4,5]（主要論文の 12）。しかしながら十分な
ECH パワーがある場合には磁気島サイズが小さいほど中心温度が高くなる傾向があることが分かってきており、現在も研究の途上である[6]。
５−２）磁場配位、磁場強度向上によるさらなる高電子温度の達成[6]電子温度が 10keV を超えるような場合には、電子サイクロトロン共鳴(ECR)の相対論的なダウンシフトにより、入射波の周波数が一定の場合には、相対論的係数γの上昇により（B=2πm0γf/e）、より高い磁場の領域で吸収が起こるようになる。ここで Bは磁場強度、m0 は電子の静止質量、f は入射電磁波の周波数である。図３．１．５−
３は LHD における 2 つの磁場配位における非相対論的な ECR 層と磁気軸の位置の関係を示している。
a)の場合(トロイダル平均磁気軸 Rax=3.5m, 磁場強度 B0=2.829T)には、ECH 入射断面において磁気軸は ECR 層の低磁場側に存在している。b)のケース（Rax=3.5m, B0=2.931T）では、磁気軸は ECR 層の高磁場側に存在している。ECH によって電子温度が上昇した場合には、吸収はより高磁場側にシフトすることになる。
図 c）に上記 2 つの配位における磁場強度の大半径依存性を示す。特に電子のエネル

図 3..1.5-3 磁気面と ECR 層の位置関係 a) 磁気軸 Rax=3.5m, 磁場強度 B0=2.829T の従来の磁場配位、b) ヘリカルコイルのサブクールにより実現された磁場配位、磁気軸
Rax=3.5m, 磁場強度 B0=2.831T、c) 相対論的な ECR の変化を考慮した共鳴位置の変化 エネルギー3keV と 10keV に対してプロット47

ギーが 3keV と 10keV の場合に対する共鳴磁場強度を●印で示した。ケース b）ではエネルギーが上昇しても磁気軸加熱が維持できることが分かる。半面、ケース a）では温度が上昇すると磁気軸からずれた加熱になる傾向がある。
平成 18 年度の LHD 実験においては、ヘリカルコイルのサブクールが実施され、従来よりも高い磁場強度で実験が行うことが可能になり、より磁場配位の自由度が広がった。今回可能になった磁場配位(Rax=3.5m,B0=2.931T) で中心集光した ECH（パワー
約 1.6MW）によって高電子温度プラ
ズマ生成を行った。図３．１．５−４
はそのときのトムソン散乱計測による電子温度プロファイルと遠赤外レーザー干渉計による電子密度プロフ
ァイルを示したものである。密度分
布は平坦で中心部はホローになっている。電子温度はρ<0.2 で急峻に立ち上がり、中心でおよそ 10keV に到

図 3.1.5-4 達成された電子温度分布と密度分布達している。
これまでに行われてきた ECH のみによって生成維持されたプラズマの中心温度 Te0に関して、線平均密度で規格化された ECH 入射パワーの平方根α=(PECH/n19)1/2 に対する依存性をいろいろな磁場配位(1) (Rax,B0)=(3.5m, 2.829T), (2) (3.5m,2.931T),(3) (3.53m,
2.907T), (4) (3.53m, 2.951T) について図３．１．５−５に示した。ほぼ直線にのる一群のデータ（閉じ込め時間のスケーリングとして ISS95 を用いたときの依存関係）と高電子温度へ遷移しているデータ点に分けられる。磁気軸 3.53m の配位ではより磁場強度の強い B0=2.951T（磁場配位４）の方がα値の小さい
値で 10keV の高電子温度を実現している。また、磁場配位(2) 3.5m, B0=2.931T では磁気軸 3.53m よりも大きなα値で高電子温度が実現しているが、磁場の低い
B0=2.829T（磁場配位 1）ではさらなる高電子温度への遷移は見られていない。磁
場配位 2 と 4 は、磁気軸が非相対論的な ECR 層より高

図 3.1.5-5 いろいろな磁場配位に対して得られた中心電子
温度 Te0 を、線平均密度で規格化された ECH パワーの 1/2乗についてプロットした48

磁場に存在する好ましい磁場配位に対応し、磁場配位 3 はちょうど一致する場合、磁場配位 1 は磁気軸が ECR 層の低磁場側に位置する場合に対応する。図より 2 つの中
心電子温度状態が存在し、その遷移の起こりやすさが磁場配位に依存しているように推測される。
図３．１．５−６は、磁場配位 Rax=3.53m,
B0=2.907T において、外部コイル磁場を印加することによってプラズマ中の自然磁気島を縮小した場合と拡大した場
合の電子温度分布の振る舞いを比較したものである。興味深いことに磁気島を縮小した場合（図 a））に中心尖塔型の電子温度分布が得られ、中心温度は他の場合に比べて 3keV 程度上昇している。自然磁気島が存在する場合には図 b)に示し

図 3.1.5-6 磁場配位 Rax=3.53m, B0=2.907T
において磁気島を縮小、拡大した
ときの電子温度分布

たように中心部の電子温度は上昇しない。
以上をまとめると、LHD では ECH の入射パワー増強、入射条件の最適化とともにヘリカルコイルのサブクールによって加熱配位の自由度が広がった。そのため、電子温度の上昇に伴う相対論的なダウンシフトを考慮しても中心加熱に好都合な磁場配位で強力な ECH が可能になった。到達中心電子温度は、密度で規格化された ECH パ
ワーについて 2 つの依存状態があり、さらなる高電子温度への遷移の閾値が磁場配位に依存しているように推測される。またコア部の磁気島の大小が到達電子温度に影響していることが分かり、電子の熱輸送の改善に関連して今後明らかにすべき課題である。
（参考文献）[1] T. Notake, S. Kubo, T. Shimozuma, et al., “Optimization of incident wave polarization for
ECRH in LHD”, Plasma Phys. Control. Fusion 47 (2005) 531-544.
[2] S. Kubo, T. Shimozuma, Y. Yoshimura, et al., “Extension and characteristics of an
ECRH plasma in LHD”, Plasma Phys. Control. Fusion 47 (2005) A81-A90.
[3] T. Shimozuma, S. Kubo,H. Idei, et al., “Formation of electron internal transport barriers byhighly localized electron cyclotron resonance heating in the Large Helical Device”,
Plasma Phys. Control. Fusion 45 (2003) 1183.
[4] T. Shimozuma, S. Kubo, H idei, et al., “Transition phenomena and thermal transport
properties in LHD plasmas with an electron internal transport barrier”, Nucl. Fusion 45(2005) 1390.
[5] T. Shimozuma, S. Kubo, et al., “Progress on electron cyclotron heating and electron

49

cyclotron current drive experiments in LHD”, Fusion Sci. and Tech. 50 (2006) 403.
[6] T. Shimozuma, S. Kubo, et al., “Experimental conditions of ECRH and magnetic
configuration for high electron temperature plasmas in LHD”, 34th European PhysicalSociety Conference on Plasma Physics, Warsaw (Poland), July 2-6, 2007, P4.153.

50

３．２ 物理テーマ実験－

炉心プラズマの実現に向けた学術研究

１）コアプラズマの熱粒子輸送
本テーマでは、LHD のコアプラズマにおける熱・粒子輸送に関して、特にそのダイナミクスに着目して研究を進めている。従来、輸送解析では、例えば熱輸送解析では、準定常状態の温度分布から求めた温度勾配と加熱吸収分布から算出した熱流束の比を熱拡散係数とし、その空間分布から輸送の特性を議論するというアプローチ（パワーバランス解析）が取られてきた。しかしながら乱流輸送が支配的な場合には、熱流束が温度勾配に比例せず、非線形性・非局所性・非対角成分を持つことが知られている。この場合、前述の様なパワーバランスによる研究は、乱流輸送を解明するのには不十分であると考えられている。そこで本テーマでは、プラズマに外から摂動を与えて、プラズマの応答を解析することで、熱・粒子輸送を明らかにしようというアプ
ローチ（ダイナミック解析）で研究を進めている。
熱輸送に関する研究では、トレーサ内蔵固体ペレット（Tracer-Encapsulated Solid
PELlet: TESPEL）もしくは、固体水素ペレット入射に伴うコールドパルス伝播や変調
ECH によるヒートパルス伝播などにより、LHD で得られている多様なプラズマに対してダイナミック解析を行っている。電子系内部輸送障壁（e-ITB）が発現しているプラズマに対してコールドパルス伝播によるダイナミック解析を行い、日本原子力研
究開発機構の大型トカマク装置 JT-60U における同様の実験の結果と比較したところ、ともに e-ITB 内部で、熱拡散係数が非常に弱い温度勾配依存性を持つこと、熱拡散係数が負の電子温度依存性を持つ領域が LHD と JT-60U で異なることなどが明らかとな

(a)

(b)

図 3.2.1-1 TESPEL 入射前後（t - tTESPEL = 0 が TESPEL 入射時刻）の摂動電子温度の時間変化。(a) ne_bar = 0.5 x 1019 m-3、(b) ne_bar = 0.9 x 1019 m-3 の場合。

51

った[1]。また、これまでトカマク型装置でしか見られなかった「非局所輸送現象」がヘリカル型装置においても観測されることが明らかとなった[2]。図 3.2.1-1 にその典型的結果を示す。図中 t – tTESPEL = 0 ms は、プラズマ中に TESPEL が入射されている時刻を表す。図 3.2.1-1(a)より、TESPEL がプラズマ中に侵入するとほぼ同時に中心部の電子温度が上昇しているのが分かる。この時、電子温度が大きく変化した中心部の電子温度勾配、電子密度及びその勾配はほとんど変化していない。これは、その場の流束はその場の勾配に比例するとした拡散の描像から大きくかけ離れており、電子熱輸送の非局所性を示す結果と考えられる。図 3.2.1-1(b)に示す通り、図 3.2.1-1(a)の場
合から線平均電子密度を増加させると、中心部の電子温度上昇に遅れが見られた。この遅れ時間は、中心部の衝突度及び周辺部の温度勾配特性長に比例して長くなることが明らかとなった [3]。さらに図 3.2.1-2に示す通り、相互相関解析を行ったとこ
ろ、TESPEL 入射直後に周辺部の温度勾配と中心部の規格化熱流束の間に強い負の非局所相関が表れ、それが時間とともに弱くなっていくことも明らかとなった[4]。固体水素ペレット入射によるコール
ドパルス伝播実験では、固体水素ペレット入射後のプラズマ周辺部における温度回復過程において、弱い温度依存性を持
図 3.2.1-2 TESPEL 入射後の = 0.19 の摂動
規格化熱流束と各規格化小半径位置の摂動温度勾配との相互相関値の等値図

つ輸送ブランチから強い温度依存性を持
つ輸送ブランチへ遷移する様子が観測された[5]。図 3.2.1-3 にその様子を示す。固体水素ペレットが入射された直後、規格化熱流束は弱い温度依存性を持つ輸送ブ
ランチ上で変化する（Phase II）。その後、ペレット入射後の密度分布の変化に伴い、突然この弱い温度依存性からはずれて，元の強い温度依存性を持つ輸送ブランチ
へゆっくりと遷移する（Phase III）。その後は密度が減少するに伴い、強い温度依存性を持つ輸送ブランチ上を変化する（Phase IV）。この遷移に掛かる時間は温度勾配に比例して長くなり、エネルギー
閉じ込め時間よりも長くなる。L-H 遷移

図 3.2.1-3 固体水素ペレット入射後に起きる
弱い温度依存性を持つ輸送ブランチから強い
温度依存性を持つ輸送ブランチへの遷移現象

52

時などの時間スケールと比較すると、この遷移現象は非常に遅い時間スケールを持つことが分かる。荷電交換分光計測の大幅な改善により、イオンのダイナミッ
ク熱輸送研究を行える環境が現在整備されつつある。改善された荷電交換分光計
測により測定された固体水素ペレット入射時のイオン温度の時間応答を図 3.2.1-4に示す。この時の線平均電子密度は、2 x
1019 m-3 であり、中心部のイオン温度が最図 3.2.1-4 固体水素ペレット入射時のイオン
温度の時間応答も低下するまでに要する時間は約 5 msであった。これは、その地点における密度上昇よりも時間的に早く、コールドパルスの伝播がイオン温度にも表れていることを示唆している。ただし、イオン系コールド
パルスの伝播速度を測定するためには、さらに高い時間分解能が必要であることが分かったので、今後改良を進めていく。
粒子輸送に関する研究では、ガスパフ変調による粒子輸送係数の評価を軸に LHD
プラズマ内の粒子輸送を規定している物理機構の解明を進めている。LHD プラズマ

図 3.2.1-5 電子温度分布固定とした場合の粒子輸送の磁場配位依存性

53

では、磁気軸や加熱入力パワーの違いによる密度分布の変化が観測されている。例えば図 3.2.1-5(a, b)に示すように、電子温度分布を固定して磁気軸を内寄せから外寄せに変化させると、電子密度分布はピークした分布からホローな分布となる。（最近の研究により、加熱入力パワーを増加させても、同様に電子密度分布はピークした分布か
らホローな分布となることも分かっている。）この時のプラズマ周辺部における電子
温度とガスパフ変調により得られた拡散係数の関係を図 3.2.1-5(c)に示す。図より、どの磁場配位においても電子温度に比例して拡散係数が大きくなっていることが分かる。また、同じ電子温度では外寄せであるほど拡散係数が大きくなっている。この時得られた拡散係数は、新古典理論による計算値より一桁以上大きく、異常拡散が支配的であると考えられる。次に、プラズマコア部における電子温度勾配とガスパフ変調
により得られた対流速度の関係を図 3.2.1-5(d)に示す。図より、どの磁場配位においても電子温度勾配に比例して対流速度（常に外向き）が大きくなっており、同じ電子温度勾配では外寄せであるほど対流速度は大きくなっていることが分かる。また、新古典理論値と比較すると、得られた値はほぼ同程度であることが分かった。密度分布計
測の精度は、従来の遠赤外レーザー干渉計に加えて炭酸ガスレーザー干渉計を導入することで大幅に向上した。この炭酸ガスレーザーを用いた二次元位相コントラスト干渉計を構築することで、密度揺動の空間分布計測ができるよ
うになった。図 3.2.1-6 に、この二次元位相コントラスト干渉計によって測定されたプラズ
マ周辺部の密度揺動強度と拡散係数との関係を示す。図より、拡散係数が大きくなるとイオンの反磁性方向に進行する密度揺動レベルが大きくなることが分かる。また、磁場配位が外寄せであるほど、揺動レベルが大きいことも分かった[6]。

図 3.2.1-6 プラズマ周辺部の密度揺動レベルと拡散係数の関係

不純物輸送研究においては、様々な手法を用いて、低 Z から高 Z に亘る不純物輸送について研究を進めた。低 Z 不純物に関しては、特に将来の DT 核融合炉において直面する He 灰排気に関する研究を進めている。LHD ではこれまで He ガスパフ後の電子密度の減衰から He の粒子閉じ込め時間を評価していたが、新設された正イオン NBI
により荷電交換分光計測の S/N 比が大幅に向上したことを受け、同荷電交換分光計測
による完全電離ヘリウムイオンの空間分布と時間発展の測定から、He の粒子閉じ込め時間を評価している（九州東海大学：御手洗修教授）。現在、粒子ソースの影響などを評価して、それらを加味した解析を進めており、これにより将来の核融合炉に必54

要な He 灰の排気シナリオが示されることが期待される。一方、高 Z 不純物に関して
は、不純物をトレーサとしてプラズマ中に局所配置できる TESPEL などの手法を用いて研究を進めている。これまでの研究から電子密度が高くなるとコアプラズマ内において不純物蓄積が発生することが分かっているが、これを抑制する手法として ECH
追加熱の効果を調べる実験を行った。その実験の典型的結果を図 3.2.1-7 に示す。チタンをトレーサとした TESPEL をコアプラズマに入射後、50 ms 後に ECH を印加した場合、しない場合と比較して、Ti K の発光強度の減衰時定数が 1.3 秒から 0.8 秒と短くなった。この時、径電場が負から正に変化している領域があることが分かった。
この径電場の変化が不純物蓄積を抑制している可能性がある。ただし、ECH ありなし
で線平均電子密度はほとんど変化していないが、ECH 追加熱により中心部の電子温度が上昇しており、温度勾配も変化している。現在、不純物蓄積の抑制に対して、径電場と温度勾配のどちらが有効であるのか検討を進めている。いずれにせよ、コアプラ
ズマで発生する不純物蓄積の抑制に対して、ECH 追加熱が有効であることが明らかと

図 3.2.1-7

TESPEL を用いた不純物蓄積に対する ECH 追加熱効果検証実験の結果なった。
本テーマでは、乱流輸送を研究するのに不可欠である、乱流揺動を対象とする計測（例えば、ビーム放射分光法（Beam Emission Spectroscopy: BES）（東京大学：門信一郎准教授、ジェネラル・アトミックス社（米）：G. McKee 氏）やジャイロトンを用いたマイクロ波散乱計測（ロシア科学アカデミー一般物理研究所（露）：K. Sarksyan 氏、
N. Kharchev 氏、N. Skvortsova 氏、A. Petrov 氏、オーストラリア国立大学（豪）：M. Shats氏）など）の充実も積極的に進めている。いずれの計測も平成 19 年度より本格的稼働の予定であり、これにより乱流輸送研究が大きく進展するものと期待される。

55

これまで取得された多様な閉じ込め実験において取得されたデータは国際協力に
よって国際ステラレータ/ヘリオトロン閉じ込めデータベースとして整理のうえ、蓄積されている[7-9]。データベースは核融合科学研究所とマックスプランク・プラズマ物理研究所が共同して運営している。LHD を含めた最近までのデータを取り込むことによって ISS95 則を見直した ISS04 則が提案された。
ISS 04E

0.134a 2.28 R 0.64 P 0.61ne0.54 B 0.84 20.41/3 。

また、無次元量での記述では、
0.00

b

*

1.06
2/3

0.07

。

ISS04 則はトカマク H-mode の代表的スケー
リングである IPB98(y,2)則とジャイロボーム的であることを共有していることと、ベータ値

10

-1

10

-2

(s)

*

0.19

exp

/ Bohm

0.79

(a)
LHD
W7-AS

E

ISS 04
E

TJ-II

10

HELJ

-3

ATF/Hel.E/CHS
W7-A

に対する依存性が弱いことが特徴である。この10

スケーリングを導出するに当たっては、磁場配f位による差異を定量的に扱う必要があった。つまり、LHD においても内寄せによる閉じ込め

与えることによって、小型装置から LHD までを記述することができる上記スケーリング則が得られた。

10

ISS04

(s)

10
ren E

-1

LHD Rax=3.6
LHD Rax=3.75
LHD Rax=3.9
LHD =0.8
LHD =1.4
W7-AS low
W7-AS high
TJ-II
Heliotron J
CHS
Heliotron E(b)
exp / ISS04
E
Eに、特徴的な磁場配位ごとに規格化因子 fren を

-2

2.0

改善があることを認め、その改善度を定量化することである。結果、図 3.2.1-8 (a)にあるよう

-3

1.5
1.0
0.5
0

さらに、この規格化因子 fren の物理的意義を

10-1

100

(2/3)
eff

明らかにするため、磁場配位を特徴づける物理パラメータとの相関を調べた結果、実効的ヘリ

図 3.2.1-8(a)エネルギー閉じ込めカルリップルとの相関が認められた[8]。ここ

時間に関する ISS04 スケーリング、

では磁気軸位置変化などの LHD のデータが主(ｂ)閉じ込め改善度の実効的ヘリカ

導的な役割を果たした。リップル構造が環状プ

ルリップル依存性

ラズマの閉じ込めに与える影響を普遍的に定式化できる可能性を示唆している。ここで注意すべきことは、この閉じ込め改善を示す fren は新古典輸送だけでなく、異常輸送の抑制に関わっていることである。ヘリカルリップルの低減による異常輸送の抑制
は、今後のヘリカル系装置設計の方針に大きな影響を持つため、後述する帯状流（ゾーナル・フロー）との関係において、ジャイロ運動論に基づくイオン温度勾配モード
による乱流を対象とした大規模シミュレーションなどの高度な理論的アプローチからも解明が急がれている。

56

[1] S. Inagaki et al., “Comparison of transient electron heat transport in LHD helical and
JT-60U tokamak plasmas”, Nuclear Fusion, Vol. 46 (2006) pp. 133~141.
[2] N. Tamura et al., “Observation of core electron temperature rise in response to an edge
cooling in toroidal helical plasmas”, Physics of Plasmas, Vol. 12 (2005) pp.
110705-1~110705-4.
[3] N. Tamura et al., “Impact of nonlocal electron heat transport on the high temperatureplasmas of LHD”, Nuclear Fusion, Vol. 47 (2007) pp. 449~455.
[4] S. Inagaki et al., “Transport Dynamics and Multi-Scale Coupling of Turbulence” to besubmitted Plasma and Fusion Research.
[5] K. Ida et al., “Slow Transition of Energy Transport in High-Temperature Plasmas”,
Physical Review Letters, Vol. 96 (2006) pp.125006-1~125006-4.
[6] K. Tanaka et al, “Effect of magnetic configuration on density fluctuation and particle
transport in LHD”, Fusion Science and Technology, Vol. 51 (2007) pp. 97~111.
[7] Yamada H. et al, “Configuration effect on energy confinement and local transport in
LHD and contribution to the international stellarator database”Fusion Science andTechnology, Vol.46, pp.82-90 (2004)[8] H.Yamada et al., “Characterization of energy confinement in net-current free plasmas
using the extended International Stellarator Database” 2005 Nuclear Fusion Vol.45,
pp.1684-1692 (2005)[9] A.Dinklage et al,, “Physical model assessment of the energy confinement time scaling instellarators” Nuclear Fusion, Vol.47, pp.1265-1273 (2007)57２）周辺プラズマの物理とプラズマ・壁相互作用
このテーマの実験内容は以下の４つに大きく分けられる。
１） 周辺・ダイバータプラズマ特性研究２） 閉じ込め領域及び周辺プラズマ中の不純物輸送研究
３） プラズマ・壁相互作用研究
４） 原子・分子過程基礎研究
特に１）、２）については、平成１６年度以降、計算機シミュレーションコードの導入が進み、実験と計算の比較から多くの知見を得ることができた。
３．２．２．１ 周辺プラズマ・ダイバータプラズマ特性
ヘリオトロン型装置であるＬ
ＨＤの最外殻磁気面外側には、エルゴディック層、残留磁気島、ヒゲ構造、間ヒゲ領域から成る複合
磁力線構造領域が存在する。ポロイダルダイバータ配位のトカマ
ク型装置におけるスクレイプオ
フ層に比べて複雑な磁場構造をもつ複合磁力線領域における輸送特性を明らかにするため、静電プローブを用いた周辺プラズマ

図３．２．２－１ 磁気軸 3.75m の配位において、静電プローブによる計測で得られた周辺プラズマ中の密度、温度分布とＥＭＣ３－ＥＩＲＥＮＥコードによる計算結果の比較。
（左）ne,bar=2x1019m-3 、（右）ne,bar=6x1019m-3 。それぞれ上から電子密度、電子温度、磁力線接続長。赤丸が計測デー
タ、実線はＤ（χ）を変化させた計算結果。

分布計測が行われてきた [1]。さ

10

3

10

2

10

1

らに平成１７年度に、３次元プラズマ・中性粒子輸送コードＥＭＣ３－ＥＩＲＥＮ
Ｅ [2]を導入した。図３．２．２－１に計測と計算でそれぞれ得られた電子密度、電upstream
EMC3-EIRENE#29265

radiation
collapse

101
10
upstream10

低密度放電では観測されるが高密度放電
では観測されないこと、また電子密度にはヒゲ構造に対応するピークが観測されな
いこと、電子密度、電子温度分布が長い磁580EMC3-EIRENE

領域で一定とし、χ＝３Ｄを仮定している。
ヒゲ構造に対応する電子温度のピークがdivertor0

子温度分布の比較を示す。計算では、拡散係数Ｄ及び熱伝達係数χを周辺プラズマ

Exp.

10

divertor-1

1#2926510

ne (1019 m-3)

図３．２．２－２ 最外殻磁気面近傍及びダイバータ部の電子密度（上）及び電子温度（下）について、静電プローブによる計測とＥＭＣ３－ＥＩＲＥＮＥコードによる計算結果計測との比較 [3]。

力線群が密に分布する領域が始まる Z = 1.05 m 近辺から立ち上がること、について、計算結果は実験データをよく再現している。実験と計算との比較では、Ｄ（χ）は、0.75 m2/s(2.25 m2/s)程度を仮定すると両者の絶対値がよく一致する。この値はトカ
マク装置のスクレイプオフ層と同程度の値である。同様の比較をトムソン散乱計測で得られた電子温度分布でも行っており、同様の結果を得ている。
周辺プラズマ領域の最下流にあたるダイバータ部における静電プローブ計測では、ＦＩＲ干渉計及びトムソン散乱計測でそれぞれ得られた最外殻磁気面近傍の電子密度、温度の値に比べて、図３．２．２－２に示すようにダイバータ部ではそれぞれ１
０分の１以下まで低下していることが観測されてきた。また、運転密度を上げると、トカ
マク型装置のダイバータで観測されているような高リサイクリング状態は観測されていな
い。ＥＭＣ３－ＥＩＲＥＮＥコードによる計算結果は、計測結果を再現するものであった。
このような性質は、最外殻磁気面からダイバータへ至る磁力線長が数ｋｍにも及ぶほど長いため、磁力線を横切る輸送の影響が大きくなること、また磁力線に沿って反対方向の流れが形成される領域があり、そのため運動量損失が生じることに起因すると考えられる。
トカマク装置では、磁力線に沿った構造をもつプラズマ小塊（blob）が、数十から数百m/s の早さで磁力線を横切って輸送されていることが観測されている。blob 内部の荷電分離により発生した電場によるＥ×Ｂドリフト
で磁力線を横切ると考えられている。このよ(e)Probe 9

うな輸送のため、第一壁近傍への粒子負荷が無視できなくなっている。ＬＨＤの複合磁力線領域における blob 輸送特性を明らかにする

Probe 11
Probe 10

ため、ダイバータ板上の静電プローブアレイ
及び可動静電プローブで観測したイオン飽和

図３．２．２－３ (a)ダイバータ板上の磁力
電流の揺動について、確率密度分布関数（PDF） 線 接 続 長 分 布 と 静 電 プ ロ ー ブ 位 置 。
(b)-(d)異なるプローブにおけるイオン飽
及びＷＡＶＥＬＥＴ法を用いた解析を行って 和電流波形。(e)各プローブのイオン飽和
電流揺動のＰＤＦ。破線はガウス分布をいる。図３．２．２－３に、ダイバータ板上 示す。

プ ロ ー ブ （ (a) を 参 照 ） で 得 ら れ た 信 号

59

（(b)-(d)）の解析の一例を示す。それぞれのプローブ信号のＰＤＦは(e)のようになる。プローブ 9、10 のＰＤ
Ｆはそれぞれ正、負にテールをもつ。
一方、プローブ 11 のＰＤＦはガウス分布に一致している。この結果は、blob が弱磁場側に輸送されていることを示している。負のテールは blobが離脱したあとのホールに対応すると考えられる。この観測は、blob 輸

図３．２．２－４ 偏光分離光学系を伴った H 線計測器アレイによって測定された各磁場配位におけるプラズマ周辺部の Hα線輝度分布。

送機構の理論的な予測と矛盾しない。
（名大・大野）ＬＨＤにおける中性粒子挙動を明らかにするため分光計測と中性粒子輸送コードＥＩＲＥＮＥによる計算の比較を行った。図３．２．２－４は、
Hα線計測器アレイによって測定された

図３．２．２－５ (a)各磁場配位において中性粒子輸
送コードによって計算されたプラズマ周辺部の Hα線輝度分布。

偏光分離スペクトルをガウス関数でフィッテングすることにより求められたプラズマ周辺
部の Hα線発光輝度の空間分布を示している。磁気軸位置が 3.60 m よりも内側の磁場配位では、トーラス内側の領域の Hα線輝度が他の領域と比較して大きくなっているが、磁気軸位置が外側になるに従ってトーラス外側領域の Hα線輝度が相対的に大きくなる傾向が観測されている。この空間分布の磁気軸依存性を理解・解釈するために、ＥＩＲＥＮＥコードによる詳細な解析を行った。なお、ここではダイバータタイルから放出される中性粒子 中
性水素原子・分子のトロイダル・ポロイダル方向分布はダイバータトレース分布と同一であると仮定している。LHD の複雑な真空容器壁形状、ダイバータタイル位置などを考慮して計算された各磁場配位におけるプラズマ周辺部の中性水素分子密度分布を図３．２．２－５に示す。磁気軸が外側になるに伴い、トーラス外側領域の中性水素分子密度が高くなっている。磁気軸位置が外側になるとともに、トーラス外側領域の Hα線輝度が高くなっており、図３．２．２－４の結果を再現している。磁気軸の変化に伴う Hα線輝度分布の変化は、
磁気軸が内側から外側に変化するのに対してダイバータトレース分布も相対的にトーラス
外側に集中することが挙げられる。
（京大・岩前）
３．２．２．２ 不純物輸送
主プラズマ中における不純物の径方向輸送性を明らかにするため、不純物ペレット

60

入射を用いた実験研究を行ってきた。不純物の径方向輸送は次の式で表すことができる。
qDq ( r )nq
rVq ( r ) n q

ここで Dq 及び Vq は q 種のイオンの拡散係数及び対流速度を示す。外径 0.3-0.8 mm の円筒型ペレットを高圧の He ガスによって 200 m/s 程度に加速し LHD に入射する。ペレットはプラズマ中で溶発しイオン化する。実効荷電数（Zeff）の増加によって強められた可視域制動放射強度空間分布の時間変化を計測することにより、入射した不純物ペレット構成元素の径方向輸送係数を求めた。通常ＬＨＤの密度分布は中心部が平坦であるため対流速度が非常に少ないことが示唆される。そこで D は空間一定であるが，V はあるρ＊の位置より内側は一定でその外側で勾配を有す

る形状とする仮定の下で解析を行った。不純物輸送の原子番号依存性を確かめるために炭素、アルミニ
ウム及びチタンを入射した。炭素ペレットを入射した放電から得られた制動放射強度の時間変化の計測結果とＤ及びＶを仮定した計算値との比較の一例を図３．２．２－６に示す。図３．２．２－７に
このような手法で得られた炭素、アルミニウム、チ

図３．２．２－６ 炭素ペレット入射後の制動放射。計測値と計算値の比較
0.5

散係数 D は原子番号によらず一定値をとるが対流0.4

速度には大きな原子番号および密度依存性が存在

0.3

することがわかる。ここで得られた拡散係数は新古D (m 2/s)

タンイオンのＤ及びＶの電子密度依存性を示す。拡

典理論から予想される値より 10-20 倍大きく、異常

C
Al
Ti

(a)

0.2

0.1

輸送が支配的であることが理解できる。密度勾配が0増大すると内向きの対流速度が大きくなることが0

新古典理論から予想されているが今回の結果はそ度の相関はほとんど見られず，新古典理論からの予測とは一致しない（新古典理論では温度勾配が増大

V(0.8a) (m/s)

れと矛盾しない．しかしながら，温度勾配と対流速

(b)
-1

-2
C6+
Al11+
Ti20+

すると外向きの対流速度が生じる）

-3
0

1

2

3

4

5

6

ne (1019 m-3)

図３．２．２－７ =0.8 における炭素、アルミニウム、チタンイオンの拡散係数及び対流速度の電子密度依存性

61

周辺プラズマ領域における不純物輸送について、ＥＭＣ３－ＥＩＲＥＮＥコードを用いた計算が行われた。図３．２．２－８に計算で得られた周辺プラズマ領域における炭素不純物の密度分布を示す。密度が比較的低い(2x1019 m-3)場合には、炭素は最外
殻磁気面近傍に集中して分布していることがわかる。これは磁力線に沿ってできるプ
ラズマの温度勾配によって発生する thermal force によって不純物が上流(最外殻磁気面の方向)に向かって引き上げられるためである。一方、プラズマ密度すなわち衝突頻度をあげていくと背景プラズマと不純物のあいだに働く摩擦力が大きくなる。プラズマは上流からダイバータに向かって流れているため、この力は不純物をダイバー
タに向かって押し戻す働きを持つ。図３．２．２－８下図では密度が増加したために（4x1019 m-3）摩擦力が thermal force よりも大きくなり、結果として不純物遮蔽がおこっている様子を現している。この効果を実験的に確かめるために、炭素原子からの発光について、ＥＭＣ３－ＥＩＲＥＮＥコードによる計算をおこなった。不純物遮蔽が優勢な場合、ほとんどの炭素がエルゴディック層の外側に押し戻される。そこでは電子温度が低いため、低荷数のイオンが増えることになる。そのため CII,CIII,CIVが増加する。図３．２．２－９（a）は（CII+CIII+CIV）と(CV+CVI)の比の電子密度依存性を示したものである。ここで、CIV と CV の電離電圧はそれぞれ 65eV、392eVと大きな差があり、空間的にもこれ
ら二つのグループは離れて分布して-3(1018 m )1.0

いることがわかっている。密度を上nLCFS=2×1019 m-3

げるにつれて摩擦力が大きくなり不純物遮蔽が優勢となり、低荷数から0.1の発光が増加し、結果として比(CV+CVI)/(CII+CIII+CIV) が 小 さ く

4×1019なっていく。比較のために摩擦力を考慮しない場合の計算結果も示してあるが、この場合は不純物遮蔽がおこらず、低荷数、高荷数ともに密度に対して同じような振る舞いをする

0.01

図３．２．２－８ 炭素不純物分布の計算結果。最外殻
磁気面の密度：2x1019m-3(上)、4x1019m-3(下)。入力パ
ワー：８MW。
(CV+CVI)/(CII+CIII+CIV)
1.0

ために、比があまり変化していない。

0.8

図３．２．２－９（ｂ）に分光計測0.6から得られた実験データを示す。明0.4

ら か に 密 度 に 対 し て

0.2(CV+CVI)/(CII+CIII+CIV) は 大 き く

(a)
摩擦力無し

(b)

摩擦力有
（不純物遮蔽）
実験

モデリング
0.0

2

3

4

5

6

<ne> (e19 m-3)

減少しており、摩擦力による不純物
遮蔽が働いていることがわかる。

図３．２．２－９ 炭素不純物からの発光強度の背景プ
ラズマ密度依存性。(a) 3 次元モデリング、(b)実験結

62

３．２．２．３ プラズマ・壁相互作用研究
ＬＨＤにおけるプラズマ・壁相互作用研究は、１）ＬＨＤ真空容器内材料の移動と損耗・堆積に関する研究、２）ＬＨＤ真空容器内のダスト生成及び輸送に関する研究、
３）効果的な壁コンディショニング法の研究、４）将来の核融合炉におけるプラズマ
対向材候補である高Ｚ金属に関する研究、の４分野に大きく分けることができる。
１）

ＬＨＤ真空容器内材料の移動と損耗・堆積に関する研究

ＬＨＤの真空容器内材料は、第一壁がＳＵＳ３１６、ダイバータ板が等方性黒鉛となっている。実験サイクル毎にＬＨＤ真空容器内にはマテリアルプローブ（ＳＵＳ３１
６、Ｓｉなど）が設置され、表面堆積物の組成やガス保持量の分析が行われてきた。
その系統的な研究から、トロイダル方向の水素及びヘリウムガス保持量分布は、壁コ
ンディショニングのために使用するグロー放電陽極位置でピークを持つ分布である
ことが明らかになっていた。特に平成１６を評価したところ、マテリアルプローブを設置した横長断面ヘリカルコイル直下位置においてはほぼ全周で損耗しており、特にグロー放電陽極近傍の損耗が大きいことが示された。また平成１７年度以降は、
特にプラズマと炭素材料の相互作用の大Anode Nozzle Nozzle Anode

Difference in level (nm)年度以降は、損耗・堆積のトロイダル分布

0

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

Boron
Silicon

-500

-1000

-1500

Toroidal sector number

きいローカルアイランドダイバータヘッ
ド部にマテリアルプローブを設置し、炭素AnodeNozzle500

図３．２．２－１０ トロイダル各セクションに設置したマテリアルプローブの損耗・堆積厚さ分布

堆積層の形成機構とガス保持特性に関する研究を進めている。（北大・日野）関する研究
核融合装置内では炉内材料、特に現在の中大型装置ではリミタやダイバータ板材料である炭素のダストが観測されている。局所的に炭素ダストが堆積層を形成していることも観測され、そのような層では-1-2

ＬＨＤ真空容器内のダスト生成及び輸送に

12

10

10

density/size interval (m nm )２）

Location No.13 [8th campaign]
10

10

8

10

6

10

4

SEM
TEM

100
1
1

10

100
1000
size (nm)10バルクの炭素に比べて水素同位体保持量が大きくな

図３．２．２－１１ ＬＨＤにおけるダるため、ＩＴＥＲや将来の核融合炉では炉内残留ト

ストサイズの密度分布。

634

リチウムの増大をもたらすため問題となっている。ＬＨＤでは実験サイクル終了後に、フィルタを用いた吸引によりダストを採取し、そのサイズ、数及び組成を調べた。特にサイズについては、透過型電子顕微鏡を用いて、１nm オーダーまで観測した。組成は、サイズが 1μm よりも小さい場合は主として炭素であり形状は粒状あるいはそれらが集まった形状をしており、大きい場合は鉄が主であり、その形状はフレーク状であることが分かった。サイズの密度分布を図３．２．２－１１に示す。密度分布はダストの採取場所には強くは依存していない。サイズが１桁小さくなると密度は３桁大きくなっている。この分布は density[m-2]/size[nm]=(size[nm])-３で表されるＪｕｎｇｅの指数分布で近似することができ、β=2.1-3.3 程度である。この分布は大気中の微粒子の分布にもなっており、小さいサイズのダストが大きくなっていくという成長機構があることを示唆している。（九大・白谷）ダストの輸送については、高速カメラを用いたプラズマ中のダストの運動観測を行いつつある。（名大・大野）
３）

効果的な壁コンディショニング法の開発

ＬＨＤでは壁コンディショニング法として、ヘリウムグロー放電が主として行われてきた。また、第一壁へのチタン蒸着も酸素の除去、水素排気に効果的であり、用いられてきた。一方、ヘリウムグロー放電後の水素主放電中にはヘリウムが混入することが観測されていた。また駆動装置を用いてマテリアルプローブをヘリウムグロー放電に曝露して、その材料損傷を詳細に調べた結果、多くのバブルが形成されていることが分かった。バブルの形成は水素保持特性にも影響を与えることが考えられた。そこでＬＨＤにおいて水素、ヘリウム、ネオングロー放電を実施し、コンディショニン
グ効果及び材料損傷について、質量分析器による残留ガス分析や透過型電子顕微鏡等を用いて調べた。その結果、ネオングロー放電はコンディショニングの進行が比較的早く、図３．２．２－１２に示すように材料損傷もヘリウムに比べて極めて小さいことが明らかになった。（九大・吉He glow

H glow

Ne glow

ボロン膜厚のトロイダル分布を

Dark field images Bright field images

田、時谷）また、ジボランとヘリ

Un-irradiated

評価し、３ヶ所のジボラン導入ノ

Incident energy~ 200eVズルからのガス流量調整を最適

図３．２．２－１２ ヘリウム、水素、ネオングロー放電への曝化した。（北大・日野）これらの露前後の透過電子顕微鏡像

ウムの混合ガスを用いたグロー放電による第一壁のボロン被覆について、トロイダル方向に均等な膜形成を目指し、前出の真空容器内マテリアルプローブにより

20nm

64

300eV

200eV

結果から、ＬＨＤではメンテナンス期間終了後にベーキング及びネオングロー放電を行い、その後水素放電により壁中ネオンを除去し、実験開始１週間程度前にボロン被覆を行うという壁コンディショニング法を確立した。
４）

将来の核融合炉におけるプラズマ対向材候補である高Ｚ材料に関する研究

本研究では，マテリアルプローブシステムを用いてタングステン（W）などの金属材料を様々なＬＨＤプラズマ放電へ曝露し，材料損耗やそこに捕捉されるプラズマ粒子の量について多くの知見を得た。その中でも，正確な実機照射実験に加えその後の透過型電子顕微鏡（ＴＥＭ）による損傷組織観察とイオンビーム分析(ＲＢＳ及びＥ
ＲＤ)を用いた捕捉プラズマ粒子量評価を組み合わせた分析技術を確立できたことは大きな成果であった。
W のＴＥＭ試料及びバルク試料をマテリアルプローブシステムに取り付け、ダイ
バータレグ位置まで挿入し、He や H のダイバータプラズマへの照射を行った。He ダ
イバータプラズマに曝露された W 試料内部には，大小さまざまな He バブル(1-20nm)
や転位ループが高密度に発生し、同時に表面には直径 100-200nm 程度のブリスターの剥離も確認された。一方、H ダイバータプラズマに曝露後の試料内部にも直径 1-3nm程度の高密度水素キャビティが確認され、表面には直径 100-300nm 程度のブリスターの剥離が観察された。低エネルギーHe プラズマによるバブルやホールの発生は過去の基礎研究などからある程度予想できたが、低エネルギーH プラズマによるキャビティ

ルス的な高熱負荷・高粒子負荷の相乗効果によって引き起こされたものであると考えられる。このような欠陥の形成は表面層の剥離を引き起こし、

2

らは予測できなかった現象である。これらは、パHe areal density [He/m ]やブリスターの剥離の発生はこれまでの知見か

予期せぬプラズマ汚染につながる可能性がある。
捕捉されることが考えられるため、内部に捕捉された He や H を定量化する必要がある。その手段として、タンデム加速器によるラザフォード後方散乱法(ＲＢＳ)と弾性反跳粒子検出法(ＥＲＤ)の同時測定法を用いた。図３．２．２－１３にＥ
ＲＤによって導出された W 中の(a)He および(b)Hの面密度を示す。前者がダイバータトレース部にピークを持つのに対し、後者はダイバータトレー

(a)

20

1.0x10LC

19

8.0x1019

6.0x1019

4.0x1019

2.0x1020

4.0x10(b)

2

H areal density [H/m ]W 内部の欠陥には多くのプラズマ粒子(He や H)が20

1.2x1020

3.0x10LC

20

2.0x1020

1.0x100.0
0Private side

10 20 30 40 50 60
Specimen position [mm]70

図３．２．２－１３ (a)He および(b)H ダイ
バータプラズマ曝露後(それぞれ 30s 曝
露後)の W 試料中に捕捉されたプラズ
マ粒子の面密度。Ｌ ｃ は磁力線の接続長を示し、その分布はダイバータ粒子
束分布に対応する。

ス部で最小となっている。Ｈｅは材料中に存在する原子空孔との結合力が極めて強い65

ために， 1000℃近い温度においても容易に放出されることはない。一方、H は欠陥との結合力が弱いために程度でも大部分が放出されることから、このような分布の違いが出来たと考えられる。（九大吉田）
３．２．２．４

基礎研究

次世代ＥＵＶ（極端紫外光、Extreme Ultra Violet）光源の開発研究に関連する実験を大阪大学及び首都大学との共同研究で行っている。大阪大学レーザーエネルギー学研
究センターでは、レーザープラズマを利用した次世代半導体製造用ＥＵＶ光源の開発研究を行っている。次世代の半導体を製造するために波長135 Åの極端紫外領域波長の採用がすでに国際標準として採用されている。135 Å波長領域に高い変換効率のスペクトルが得られる材料としてSn（Z = 50）
及びXe（Z = 54）が有力候補として挙げられているが、これら高Z イオンから放射されるスペクト
ル線の詳細構造は十分理解できていない。そのため、これらイオンのスペクトル構造を実験及び理論の両面から解明し、技術開発の指針を得るための放射流体コードへの組み込みを行う必要が生じている。そこで、ＬＨＤプラズマからの放射極端紫外線スペクトルの計測と詳細原子モデルに関する研究を開始した。その目的はレーザープラズマのような温度・密度勾配の急峻なプラズマではなく、温度密度分布が正確に把握されているＬＨＤプラズマにおいて放射スペクトルを観測することにより基準データを取得し、これと比較することによって高Ｚ物質の詳細原子モデルを確立し、それをレーザー
プラズマ診断に還元することにある．
図３．２．２－１４はＬＨＤプラズマにＳｎペレットを入射した放電で得られたスペクトルとＦ
ＡＣコードとの比較を示している。現段階
ではレート方程式への組み込みはまだな

Sn8+ - Sn12+

されていないので、各電離度のイオンに対

FACコード計算
LHDスズプラズマ(c)

して等配分した場合の結果である。今後、
9

順次解析を進めていく予定である。
（阪大

15

17

19

図３．２．２－１４ ＦＡＣコード計算と電荷交換分光法（首都大/田沼ら）による観測結果ならびにＬＨＤスズプラズ
マ放射スペクトルとの比較。

Xe イオンからの発光を観測し、その1800

スペクトルがどのイオン化状態からのどられた Xe の極端紫外(EUV)領域のスペク

66

ion
FeXXI
FeXXIIICVIFeXXIICrXXIFeXXII

Wavelength(nm)12.8737
13.2830
13.49
13.5774
14.9900
15.5921

5
2

1000

6

14
9

800

13

11

15

12

10

600

200

FeXXII

400

0
12.0

された(図３．２．２－１５.)。LHD で得7alphabet :
a
:
b
:
c
:
d
:
e
:
f
:

CrXXI

計算結果を用いてスペクトルの同定がな

3

FeXXI

(2004) の結果、及び数種のコードによる

8

4

1200
Intensity(a.u.)

射し、発光スペクトルを得た。Churilov

λ(nm)=11.8326+0.00480029p

1

1400

のような遷移かを明らかにする実験が行われた。ＬＨＤプラズマ中にＸｅガスを入42701_9 without Xe
42719_2 Xe
42722_3 Xe

1600

CVI
FeXXII

Ｖ光源開発のため、比較的低電離の13wavelength (nm)FeXXIII

西村）
また同様に130Å付近の波長のＥＵ

11

12.5

13.0

13.5

14.0
14.5
Wavelength(nm)

15.0

15.5

16.0

16.5

図３．２．２－１５ Ｘｅガスパフ実験で得られた130Å付近のスペクトル同定

トルと、理論予測に基づく計算コードによる波長との比較と、イオン化状態及び遷移の同定を行った結果、プラズマが放射崩壊した場合としない場合に得られたスペクト
ルについて、放射崩壊の際に増加する EUV 光は、より外側の軌道の電子、すなわち低電離イオンからのライン発光が支配的であること等が明らかにされた。

67

３）ＭＨＤ平衡と安定性
大型ヘリカル装置ＬＨＤは、超伝導コイルに流す電流を適切に調整することにより、多種多様な平衡配位・磁場配位を高い自由度で生成できる特徴がある。また、外部摂動磁場コイルによる磁気島の生成や、接線入射中性粒子ビームおよび電子サイクロト
ロン電流駆動法による電流駆動を通じた回転変換分布の制御などにより、能動的な平衡配位の制御を行なうことができる。
『MHD 平衡と安定性』テーマグループでは、ヘリオトロンプラズマの平衡と MHD 安定性を探求するために、ＬＨＤが持つこれらの特徴を最大限に活用して、各々の研究課題に最適な平衡配位を用いて実験が進められている。『MHD 平衡と安定性』テーマ枠に提案された実験課題を分類すると、MHD
平衡特性、MHD 安定性、閉じ込め特性の平衡配位依存性、磁気島物理など多岐に渡る。以下に、それぞれに分類される実験について述べる。
3.2.3.1 MHD 平衡特性に関する研究
MHD 平衡特性に関する研究として、回転変換分布の計測を通じた研究が行われた。
磁場閉じ込めプラズマにおいて、平衡配位を論ずるためには回転変換分布の計測ならびに制御が必要である。モーショナルシュタルク効果(MSE)分光による回転変換分布の計測を行い、ヘリカルプラズマにおける磁気シアと輸送および MHD 不安定性との関連について研究が進められた[1-2]。平成 16 年度には初歩的なデータを取得し、回転変換分布を得ることができた。図 3.2.3.1-1 は差分偏光角度の空間分布と、その偏光角度にベストフィットする磁場配位時の回転変換角度の分布を示したものである。中性粒子ビームがヘリカル磁場を作る等価プラズマ電流と同じ向き(co 方向)に入射されたときには、偏光角度が正に変化し、回転変換角度が真空の回転変換角度に比べ大きくなる様子がプラズマ全体において観測された。これとは逆に、中性粒子ビームがヘ

図 3.2.3.1-1 (a) co-NBI 入射と(b)ctr-NBI 入射における回転変換角度分布と差分偏光角度の分布68リカル磁場を作る等価プラズマ電流と逆向き(ctr 方向)に入射されたときには、偏光角度が負に変化し、プラズマ周辺部においては回転変換角度が真空の回転変換角度より小さくなる様子が観測されたが、中心部の回転変換角度には変化が見られなかった。
このようにモーショナルシュタルク分光によって、中性粒子ビーム電流駆動によるプ
ラズマ内部の回転変換角度を計測できるようになった。平成 17 年度以降は、電流駆動により中心の回転変換を下げて、プラズマの閉じ込めがどのように変化するか、また逆に中心の回転変換を上げて磁気シアを小さくし、ＭＨＤ不安定がどのように変化するかについても調べた。これらの実験研究を通じて、回転変換分布のプラズマ閉じ
込め及びＭＨＤ不安定性への影響について研究を行った。図 3.2.3.1-2 は、この中性粒
子ビーム入射方向切り替え実験において、回転変換角度の時間変化を測定した結果である。プラズマ電流を co 方向から ctr 方向へ切り替えた場合には、プラズマ周辺部（ρ
=0.9）の回転変換角度は減少していくが、プラズマの中心部（ρ=0.２）の回転変換角度は、逆に増加している。一方、プラズマ電流を ctr 方向から co 方向へ切り替えた場
合には、プラズマ周辺部（ρ=0.9）の回転変換角度は増加していくが、プラズマの中心部（ρ=0.２）の回転変換角度は一旦減少し、その後緩やかに増加している。この
回転変換角度の変化が、プラズマの周辺部と中心部で逆転する現象は、温度が低いプ
ラズマ周辺部に電流が流れることによって生じた逆起電力が原因である[3]。上記以外にも、NBI 駆動電流による回転変換分布の制御を用いた研究[4-5]、有限ベータによるプラズマ境界の変化を詳細に調べた研究[6]、シャフラノフシフトが平衡限界に与える影響についての研究、反磁性信号から得られるベータ値のプラズマ電流の影響に関する研究[7]、磁気計測を用いた圧力非等方度の計測[8]が行なわれてきている。

図 3.2.3.1-2 中性粒子ビーム入射方向切り替え実験 [(a),(c)co 方向から ctr 方向、(b),(d) ctr 方向から
co 方向] における(a),(b)プラズマ電流、(c),(d) MSE で観測された回転変換角度の時間変化

69

3.2.3.2 MHD 安定性に関する研究
MHD 安定性については、プラズマからの軟 X 線の観測を通じた揺動の計測により、さまざまなモード構造の同定によりその特性が調べられてきている。軟 X 線放射強度
は電子温度、密度、不純物の密度などの複雑な関数で直接物理量を推定することは困難だが、磁気面上で放射強度分布が一定と考えられるため放射強度分布の等高線から磁気面の動きが推定でき、幅広いプラズマ条件下で使える揺動計測器として広く用いられている。大型ヘリカル装置では接線方向からの２次元計測を行い、MHD モードの 2 次元構造の可視化を行っている。図 3.2.3.2-1 に示すのは水素ペレット入射後の圧力勾配が急峻化する時間帯にしばしば観測される内部崩壊現象の測定例で、崩壊の直前に m = 3 の空間構造を持つ不安定が成長し、コア部からの熱の流出が起きていることがわかる。複雑な磁気面を持つＬＨＤにおいても、形状が単純なトーラスに近いコ
ア部の不安定性に対してはこのような直接の可視化は有効で、MHD 不安定性の空間構造やその非線形発展を捉える計測器として有用である。

図 3.2.3.2-1

コア部の内部崩壊現象時に観測される m = 3 の MHD 不安定

上記以外にも、プラズマ周辺で励起される圧力駆動型 MHD モードに関する研究[9-10]や、周波数掃引した外部磁場摂動の印加による TAE 励起実験[11]、NBI 駆動電流を用いて回転変換のシアを弱くした場合の MHD 不安定性の研究[4] などが行なわれてきている。

700.15

200/0.8

0.94

0.02

100/1.0

1.41

0.07

0/1.4

0.91

0.03

exp

標準偏差

0.10
E

改善度

=1.4 BQ=0%(s)

表 3.2.3.3-1 閉じ込めの改善度

BQ/

Cp(2/3)eff(2/3)

3.2.3.3 閉じ込め平衡配位依存性に関する研究
閉じ込め平衡配位依存性に関する研究として、ECH プラズマを対象に、低衝突領域
における閉じ込め特性、楕円度・実効ヘリカルリップル eff 依存性に関する研究が挙げられる。これまで、広い磁場、密度、加熱方法において、エネルギー閉じ込め時間の実
効ヘリカルリップル（ eff）依存性が指摘されており、 eff が低減された配位において異常輸送が抑制されていることが分かっている。この新古典拡散の最適化が乱流輸送をも抑制するという作業仮説の物理機構として、ポロイダル回転粘性 Cp の減衰率の効果を検討している。新古典拡散の最適化が乱流輸送をも抑制するという作業仮説の物理機構として、ポロイダル回転粘性
Cp の減衰率の効果を検討している。
100
0.1
eff ( =1.0)
図 3.2.3.3-1 にあるように、磁気軸シ=1.4
フトでは eff と Cp が良く相関しており、=0.8
逆に言えば分離できない。今回行なった縦長断面変形（BQ=0%、 =1.4、白抜き三角のシンボル）では、標準配位
10-1（BQ=100%）と比較して、 eff が大き
Cp ( =1.0)
く、Cp が逆に小さい配位が実現できる。これによって、Cp の効果を分離=1.4
して議論することができる。図=0.8
3.2.3.3-2 に示すように、スケーリング
-2
10
0.01
則 ISS04 にトレンドは沿っているが、
3.4
3.6
3.8
その改善度は表 3.2.3.3-1 に示すとおRax (m)りである。縦長断面変形では標準配位 図 3.2.3.3-1 磁気軸位置に対する eff、Cp 依存性に比べて閉じ込めが劣化していることが分かった。このことから、Cp
0.20=1.0 BQ=100%の依存性については否定的である=0.8 BQ=200%
ことが示唆される[12]

0.05

0
0

0.05
ISS04
E

0.10

0.15

(s)

図 3.2.3.3-2 エネルギー閉じ込め時間の比較

71

O点加熱
9.5U
変調ECH

図 3.2.3.4-1 磁気島の幾何学形
状と ECH 入射位置

Amplitude [eV]20

Phase [deg]3.2.3.4 磁気島物理
一般に、よい閉じ込めを実現するためにはきれいに閉じた磁気面が要求され、誤差磁場やＭＨＤ揺動などに伴い生成される磁気島は排除すべき対象とされている。そのため、磁気島の能動的制御が重要な課題となっている。ＬＨＤには、ローカルアイランドダイバータ配位に供す
る磁気島生成用に、外部摂動磁場コイルを装備しており、このコイルを活用して静的な真空磁気島を生成し、磁気島物理の研究をおこなっている。ＬＨＤにおいて、外部から磁気島を生成できることは、
トカマクにはない特徴である。磁気島内に ECH を行なうことにより外部摂動を与えた時の応答特性を明らかにする実験を 2005 年から行っている。（諫山 明彦
日本原子力研究開発機構、稲垣 滋 九州大学）図 3.2.3.4-1 に示すように、ポロイ
ダルモード数 m = 2、トロイダルモード
数 n = 1 の磁気島を対象に、磁気島の O
点、X 点、および両点を同時に ECH により加熱し、それぞれの応答の違いについて調べた。応答の観測手法ならびに磁気
島構造の測定として、中心部に変調 ECH（MECH）を入射して電子温度の詳細な変化を ECE により観測し、電子温度分布の上昇および熱パルスの伝搬を測定した（図 3.2.3.4-2）。プラズマ中心部から熱パルスが来ると磁気島を回り込むように伝搬するため、磁気島内部へは遅れて伝搬すると考えられる。その結果、位相分布
は「へ」の字型を示す。すなわち、磁気島構造を反映していることを示す。その結果、図 3.2.3.4-3 に示すように磁気島の加熱方式の違いで電子温度の上昇分布に差が見られた。O 点加熱の場合，ρ
=0.4-0.5(磁気島領域)の温度が局所的に増加した。O+X 点加熱の場合、やや広い分布が観測された。したがって、X 点加
熱は広い分布を示すのではないかと推測される。熱パルスの伝搬特性の違いについては磁気島近傍の伝搬特性の変化が観測された[13]。X 点加熱については第 1172#73296(a)29.3Hz

10
MECH

0
0

吸収位置

(b)

-20

-40
0.2

0.4

0.6
rho

0.8

図 3.2.3.4-2 ECE により計測された(a)電子温度分布の上昇、および(b)熱パルスの伝搬。

サイクル（平成 19 年度）において実験を行なう計画であり、これらの結果をまとめて IAEA での発表を視野に入れている。上記以外にも、磁気計測系を用いた磁気島変化（拡大・消失）の観測[14]も行われている。
磁気島加熱なし

Te=Te – Te(1.1s)[keV]

0.2

(a)

1.135s
1.165s
1.195s1.225s1.255s
1.285s1.315s
1.345s
1.375s
1.405s

ECH
fro m
t=1.2
t=1.1s0.1

00.2

O+X点加熱O点加熱(MECHのみ)#73296#733040.2#73300

(b)

0.2

0.1

0.1

0

0

(c)

0.4

0.6
0.8
0.2
0.4
0.6
0.8
0.2
0.4
0.6
0.8
rho
rho
rho
図 3.2.3.4-3 電子温度分布の変化(a)磁気島加熱がない場合、温度の変化は見られない。(b)O 点加熱の場合、局所的な温度上昇が見られる。(c)O+X 点加熱の場合、広い範囲で温度上昇が観測される。

参考文献[1] K. Ida, et al. “Measurements of rotational transform due to noninductive toroidal current
using motional Stark effect spectroscopy in the Large Helical Device ” Rev. Sci. Instrum.
76, (2005) 053505[2] K. Ida, et al. “Line Ratios within σ and π Components of Hα Lines from HighEnergy Hydrogen Atom with Motional Stark Effect” J. Plasma Fusion Res. SERIES, 7(2005) 5-8[3] K. Ida, et al. "Characteristics of transport in electron internal transport barrier and in thevicinity of rational surfaces in the Large Helical Device" Phys. Plasmas 11 (2004)
2551-2557[4] Y. Narushima, et al. “Observation of Minor Collapse of Current-Carrying Plasma in
LHD” Plasma Fusion Research Vol.1, (2006) 004[5] K. Toi, et al. “Formation of Edge Transport Barriers by L-H Transition and Large
Reversed Plasma Current on LHD” Plasma Sci. Technol. 8 No 1 (January 2006) 5-9[6] K.Y. Watanabe, et al. “Change of plasma boundaries due to beta in heliotron plasma withhelical divertor configuration” Plasma Phys. Cont. Fusion 49 No 5 (May 2007) 605-618[7] T. Yamaguchi, et al. “The effect of net toroidal current on the measurement of diamagnetic
beta value in heliotron plasma” Plasma Phys. Cont. Fusion 48 No 9 (September 2006)
L73-L85[8] T. Yamaguchi, et al. “Measurement of anisotropic pressure using magnetic measurements
in LHD“ Nucl. Fusion 45 No 11 (November 2005) L33-L36[9] F. Watanabe, et al. "Radial structure of edge MHD modes in LHD plasmas with L–H
transition" Plasma Phys. Control. Fusion 48 A201–A208 (2006)[10] F. Watanabe, et al "Soft and Ultra-Soft X-ray Detector Array Systems for Measurementof Edge MHD Modes in the Large Helical Device" Plasma Fusion Research (2007) To be
published[11] T. Itoh, et al. Fusion Engineering and Design (2007) To be published73

[12] H. Yamada et al. "Configuration effect on energy confinement and local transport in
LHD and contribution to the international stellarator database" Fusion Science andTechnology 46 (2004) 82-90）[13] A. Isayama, et al. “Observation of localized oscillations at m/n = 2/1 rational surface
during counter neutral beam injection in the Large Helical Device” Plasma Phys. Cont.
Fusion 48 No 4 (April 2006) L45-L55[14] Y. Narushima, et al. "Magnetic Diagnostics of Magnetic Island in LHD” Plasma Fusion
Research (2007) To be published74４）高エネルギー粒子の物理
ヘリカル系においては３次元的な磁場配位のため、ヘリカルリップルの影響を受け粒子軌道は複雑な運動となる場合がある。特に、高エネルギー粒子においては、磁場
勾配ドリフト速度が熱速度に比べ相対的に増加し、捕捉粒子の複雑な運動が高エネル
ギー粒子の拡散や損失に寄与する可能性がある。そのためヘリカル系においては将来のヘリカル型核融合炉を考える上で、高エネルギー粒子閉じ込めに関する詳細な検討が重要となっている。高エネルギー粒子の物理テーマでは、(1)高エネルギー粒子生成の物理機構の解明、(2)高エネルギー粒子閉じ込め性能の評価、(3)高エネルギー粒子に関連する物理機構の解明という３つの観点から実験を行った。(1)に関しては、ICRF
第２高調波及び第３高調波加熱による高エネルギーイオンテール生成、ICRF 加熱の共鳴面位置依存性・磁場配位依存性、ECH によるイオンテール生成、および ECH/ECCD
による非熱的電子生成等の研究を行った。(2)に関しては、高エネルギーイオンの空間分布計測、垂直ビーム粒子閉じ込めの磁場配位依存性、ビーム発光による高エネルギ
ー粒子分布計測等の研究を行った。(3)に関しては、周辺部損失イオン計測、垂直ビー
ムによるポロイダル回転誘起と電場制御等の研究を行った。以下に抜粋して説明する。
高エネルギー粒子の生成において、高調波 ICRF 加熱は基本波加熱に比べ高エネル
ギー粒子を効率的に発生させることができると理論的に予想されている。また高調波
ICRF 波動の吸収にはラーモア半径のある程度大きな粒子が必要であることから、垂直 NBI ビーム粒子により高エネルギーテールを増大させることが可能になると考えられていた。第 9 サイクルにおいて垂直 NBI が本格的に実験に導入され、この垂直
NBI ビームと高調波 ICRF 加熱による高エネ
105

ルギー粒子の増加を目指した実験を行った。
在により高エネルギー粒子の大幅な増加を
コードを用いたシミュレーション結果である。イオンテールの勾配は変わらないが粒子数は約 3 倍になるという実験結果とよく一致

104

GNET (with pNBI)

条件下での第２高調波加熱を行うために、周波数の高い ICRF 波動を用いた実験を行った。
85MHz の ICRF 波動を用いて行った実験結果

75

102

103

101

102
100

GNET (w.o. pNBI)している。第 10 サイクルにおいては、より
高エネルギー粒子の閉じ込めの良い強磁場

103

NDD Counts

観測することができた。図中の実線は GNETCounts (GNET Simulation)

図 3.2.4-1 に示すように垂直ビーム粒子の存

2.5-2.8s
w/o
pNBI
with
pNBI
3.0-3.3s

50

100

150

200

Energy [keV]

図 3.2.4-1 垂直 NBI と ICRF 波動による高エネルギー粒子スペクトルの違い

10000を図 3.2.4-2 に示す。通常磁場(2.75T）での第２高調波加熱でイオンテールの生成をはじめ
ンサイクロトロン共鳴層の位置も同じである#70946(1.7-2.5s)

Countsて確認できた (#70946)。密度が等しく、イオ#61239(2.0-2.8s)

1000
100

1.25T、38.47MHz の場合（#61239）と比べ、10

入射パワーが小さいにもかかわらず同等のテ1ールが生成された。これは高磁場配位により50

電子温度を高くすることができたことによる

100
150
Energy[keV]

200

衝突緩和時間の増大と強磁場による高エネル 図 3.2.4-2 84MHz(2.75T)と 38.47MHz(1.25T)におけるエネルギースペクトル

ギー粒子の閉じ込め改善が要因であると考え* =0.025 (FFHR2m1)られる。またイオンサイクロトロン共鳴面の1000
2nd ICRF heating(B0=1.375T)

位置を変化させ、磁気軸加熱から周辺部の
off-axis 加熱へと変化させる実験を行った。共粒子は深いヘリカルリップルに捕捉され、counts

鳴面を外側へシフトさせることにより、共鳴
ICRF 加熱により安定な高エネルギー捕捉粒子が生成されることが GNET シミュレーショ

with p.NBI
10 Tipicalminorityion
heating
1 (B0=2.75T)ンで予想されており、これを実験で検証した結果、共鳴位置による明らかな分布の違いがw/o p.NBI

1000

図 3.2.4-3

0.02

0.04 0.06
i*= i/a0.08

0.1

規格化イオンラーマー半径に観測され、外側共鳴配位においてイオンテー 対する高エネルギー粒子のカウント数
ルの増加を確認することができた。このよう
50に様々な実験配位や加熱方法についての実験すようにヘリカル炉 FFHR2m1 において予想されるアルファ粒子を外挿できる領域にまで高counts

データを蓄積することにより、図 3.2.4-3 に示

40
30
20

R=3.40R=3.45R=3.50R=3.70R=3.75R=3.80
R=4.00
R=4.05R=4.1010-20 (keV)

R=3.40R=3.45R=3.50R=3.70R=3.75R=3.80
R=4.00
R=4.05R=4.1020-35 (keV)

10エネルギー粒子を発生させることができるよ0

うになってきている。
次に電子サイクロトロン加熱による高エネ
ルギー粒子の生成について、ECCD モード加熱
による高エネルギー電子の生成実験とイオンテール発生実験について述べる。ECH を用いた電子加熱時に斜め入射（ECCD モード）で電磁波を入射すると 100keV を超える高エネルギ

76

counts

40
30
20
10
0

0

200

400

600

800

1000

time (ms)
図 3.2.4-4 ECCD モード入射(t=0.45s)時の Si-PHA 各空間位置における HX 信号
強度の時間変化（右図）

ー電子が発生し、またプラズマ電流にも変化が生じることを第 9 サイクルにおいて発見した。これは有限の N∥をつけて波動を入射したことにより主に高エネルギー電子
が波動エネルギーを吸収し電流駆動に寄与していると考えられる。従って発生した高エネルギー電子の情報は電流駆動の一つの指標になる。第 10 サイクルでは、ECCDを担っている電子のエネルギー領域とデポジション（電流分布）の同定を目指した実験を行った。
ECH パワーを順次入射し t=0.45s より ECCD モードでパワーを重畳した。
ECCD モードの入射後、特に中心付近の高エネルギー電子輻射による ECE 信号強度が増加し、同時にプラズマ電流が理論的に予想される方向へと反転して流れ始める様子が観測された。Si-PHA による高エネルギー電子の空間分布計測の結果、磁気軸中心付近で強く発生していることがわかった(図 3.2.4-4)。現在、ヘリカル系におけるECCD 駆動機構の物理において高エネルギー電子の存在およびこれが熱／粒子輸送に与える影響などについて研究を進めている。
ECH/ECCD 加熱プラズマにおいて、ある条件下ではバルクの数倍のテール温度を持
つ高エネルギーイオンが複数のトカマク・へリカル装置において観測されている。このイオンテールの発生メカニズムを解明しようという研究を第 9 サイクルより開始した。この現象の物理機構としては、(1)入射 EC 波のモードコンバージョンによる LH
波励起および(2)電子の分布関数の歪みによる波動励起によるイオン加速などが考えられている。第 9 サイクルでの実験結果から、低密度 ECH プラズマに EC 波を入射することにより中性粒子束に 10keV 以上のテール成分を観測することができたが、中性粒子束の測定エネルギー領域の設定(>10keV)が高く、バルクとテールの分離が上手くできなかった。第 10 サイクルではバルクも含めたイオンのエネルギー分布測定が可能なように計測器を設定し合わせて ICRF アンテナを用いた高周波揺動計測も整備して実験を行った。図 3.2.4-5 に CNPA による CX 粒子束のエネルギースペクトルを示す。この時 0.3s から 0.6s へと時間の経過と17

ともに密度は低下している。エネルギーが10

10keV 以下では密度に関係なく換算温度で密度の低下とともに傾きが変化している様子が観測された。また ECH のパワーモジュ
レーションに伴う CX 束の変化も観測されている。この実験時には観測されなかったが ECH 入射に伴う LH 波動の発生も報告されており、この現象の物理的描像の解明を目指して研究を進めている。

77

10
CX flux (A.U)

1.6keV であったのに対し、10-20keV では，

16

傾きの逆数
約1.6keV1015

0.30±0.025(s)0.40±0.025(s)0.50±0.025(s)0.60±0.025(s)1410

2.6-2.9keV(t=0.4-0.6sec)

13

10

約1.6keV(t=0.3sec)

1012
0

5

10
15
Energy(keV)20

図 3.2.4-5 ECH 入射時の CX 束のエネルギ
ースペクトル

200

10 10
CNPA 61213 Counts max= 1.0e+008 (c/s*keV)

プラズマ内部における高エネル
ギー粒子の情報を手に入れる必要がある。第 8 サイクルより開始
された荷電交換中性粒子計測(PCX：Pellte Charge eXchange)はペレット溶発雲による能動的な高Energy (keV)の閉じ込めを評価するためには、

150

8

8

100

6

6

50

4

4

0
-1.0

-0.5

0.0

0.5

Counts 10^y (c/s*keV)生成された高エネルギー粒子

2 2
0.0

Rho

図 3.2.4-6 PCX による高エネルギー粒子の空間分布

エネルギー粒子の空間分布計測
である。図 3.2.4-6 に ICH 第 2 高調波サドル点加熱時における高エネルギー粒子の空間分布を示す。 =0.5 付近で粒子束が増加していることがわかる。これはシミュレー
ションによるテール成分がこの領域で強く励起されるという結果とよく一致する。さらにいくつかの新しい計測器が導入された。第 9 サイクルでは高エネルギー粒子の速度空間分布を計測できる Position Sensitive Detector (PSD)が稼働した。垂直入射 NBI
ビーム粒子の速度空間分布の計測結果では、粒子軌道の影響から磁気軸を外側シフトすることによりビーム粒子の閉じ込めが劣化することが明らかになった。
1000

第 10 サイクルにおいて、ビーム発光によるの手法は垂直入射中性粒子ビームに入射方向とは垂直に CX 分光器の視線をとることにより計測を行う。高エネルギーのイオンから発せられた Hα 光は大きなドップラーシフトを持つの

Intensity [a.u.]

高エネルギー分布計測の実証実験を行った。こ

900
800
700
600

stripe10
stripe18
stripe25
stripe4400
648 649 650 651 652 653 654 655 656

ラーシフトがないので、スペクトル分光するこ

Wavelength (nm)とにより高エネルギーイオンからの Hα 光の強GNET Simulation (r/a~0.3)0.01

度分布を、その波長分布からエネルギー分布を計測することができる。分光器で得られスペク

0.008

トルを図 3.2.4-7 に示す。ビーム速度によりバル

0.006

マーα 光が青方偏移している様子が観測された。

0.004

40keV ビームの変移は約 6nm と予想され、得ら0.002られた。また、視線を変更することによりプラ

E0/2

500

に対し、バルクプラズマからの Hα 光はドップれたデータはビーム成分であることが確かめ

E0/3
E0

0
648 649 650 651 652 653 654 655 656
Wave length

ズマ内部の分布が得られていることが分かる。 図 3.2.4-7 荷電交換スペクトル（上）、
GNET コードシミュレーション(下)78

lhdcxs2

1500
33keV 30keV
28keV
35keV

チャンネルのスペクトルの変化を図 3.2.4-8 に示した。入射エネルギーの変化と共にスペク

37keVIntensity (a.u.)

ビームエネルギーを変化させた時の周辺計測

トルも変化していることがわかる。スペクト
1000

ル強度のシミュレーションを GNET コードにより得られた速度空間分布を用いて行った結果を図 3.2.4-7 下図に示した。上図の赤い測定
Wavelength (nm)図 3.2.4-8 異なるビームエネルギーにおけるプラズマ周辺部の荷電交換スペクトル高エネルギー粒子に関連する物理現象として、プラズマ中の MHD 不安定性によって輸送される高エネルギー粒子の研究を行っている。図 3.2.4-9(e)に示すのは TAE バースト発生時における高エネルギー粒子のエネルギースペ
クトルの時間変化である。TAE バース
トに伴って中性粒子束に凹みと突起

結果と同じ位置でのシミュレーション結果である。非常に良く対応した結果が得られた。

shot#47645
4
3
2
1
0

500
0

a)
0.570

-500
0.575

0.580

0.585

0.570

2

0.575

0.580

0.585

0.590

0.575

0.580

0.585

0.590

0.570

d)

1.5
1.0

n=1/m=~1

40

0.5

20
0

0.570

0.575

0.580
time [s]

0.585

200

寄与するための新しい計測器として損

1

0

1

Slowing down of Clump
19

4x10

Energy [keV]

19

3x10

100
19

2x10

50

ってこの高エネルギー粒子の輸送が駆また、このような物理現象の解明に

0

19

e)

数のモードの内で高い周波数成分によ

[1]。

0.0

0.590

5x10

150

動されていることなどを明らかにした

2.0

n=1/m=~160

間から TAE ギャップが存在しているの TAE ギャップに存在する 2 つの周波

0

c)

0
-10
100
80

(hole-clump)が発生し、これらの減衰時領域でこの粒子輸送が発生し、またこ

0.590

b)

2

0
10

dW p/dt [kJ/s]

655

dia [%]

654

-3

653

19

652

n e [10 m ]651

dB/dt [T/s]650

Freq. [kHz]

500
649

19

1x10

Slowing down of Clump

0

0.570

図 3.2.4-9

0.575

0.580
time [s]

0.585

0.590

TAE バースト発生時の典型的なプラズ

マ緒量の時間応答。(a)プラズマベータ(b)電子密度(c)磁場揺動(d)磁場揺動の周波数スペクトル(e)NPA
によるエネルギースペクトル

失イオンプローブが設置された。これはプラズマ周辺部において損失してくる粒子を直接捕集し、その粒子の持つピッチ角とジャイロ半径を計測することができる。図3.2.4-10 は接線 NBI 入射時に捕集された損失粒子のイメージ図である。ピッチ角約130°でジャイロ半径 3-10cm であり、接線ビームのエネルギーとよく一致している。

79

プラズマ中で TAE バーストが発生した時、それに同期して高エネルギー粒子の損失が発生していることなどの観測結果が得られている。
[1]

M.Osakabe,et.al.,”Experimental

observations of enhanced radialtransport of Energetic Particles with
Alfvén Eigen mode on LHD”,
図 3.2.4-10

Nuclear Fusion, 46, S911(2006).

80

接線 NBI 入射時の損失粒子

５）波動加熱物理
電子サイクロトロン加熱実験
ＬＨＤでは電子サイクロトロン加熱(ECH)/電流駆動(ECCD)のために、82.7 GHz,
84GHz, 168GHzの電子サイクロトロン波(EC波)が用いられている。近年ＬＨＤでは84GHzの遮断密度の１０倍を超えるような高密度プラズマが生成されるようになり、伝播に密度限界のない電子バーンシュタイン波(EBW)によるECH/ ECCDが重要な研究テーマとなってきている。ＬＨＤにおけるEBW加熱については共同研究による検討が進められてきた経緯があり、波動加熱物理テーマにおいて第８サイクルより継続して実験が行なわれている。(長崎百伸准教授: 京都大学エネルギー理工学研究所、 前
川孝教授・田中仁准教授：京都大学エネルギー科学研究科) ＬＨＤにおいてEBWを励起する方法は２種類存在する。一つはプラズマ遮断層と左手サイクロトロン遮断層が一致するように適切な角度で弱磁場側より正常波(O)モードを入射することで、プラズマ内部でOモードを異常波(X)モードに変換し、これを高域混成共鳴(UHR)層に到達させてEBW(B)を励起する方法である。図3.2.5-1, 3.2.5-2に示すように、下部(L)ポート
よりトロイダル方向成分をつけた入射方向設定で高いOXBモード変換効率が得られる。第9サイクルでは中心電子密度が1x1020m-3とカットオフ密度をわずかに超えるプ
ラズマにおいて、放電ショット毎に入射方向を変えOXBモード変換が起こる入射方向設定を実験的に探査した[1]。この実験ではスニファープローブで計測した漏洩波強度を参照しながら入射方向探査を行なった。2-Oポートでの漏洩波強度が最も弱くなる
入射方向設定でOモードを入射した放電の第２高調波周波数帯の電子サイクロトロン放射(ECE)信号を解析したところ、図3.2.5-3, 3.2.5-4に示すように、プラズマ中心部の電子温度上昇を示唆する結果が得られた(H.P.Laqua氏: IPP Greifswald )。 第２高調波

図 3.2.5-1：トーラス上側から見た入射アン
テナ、入射方向設定面(target plane)、スニフ
ァープローブの位置関係

図 3.2.5-2 :入射設定平面上にプロットし
OXB モード変換効率の等高線図。磁場配位(Rax, Bax, g, Bq) = (3.6m, 2.75T, 1.254, 100%)の場合の検討結果。実験での入射方向設定
を A, B, C で示す。

81

ECEが不可能な超高密度プラズマでは入射方向探査において、漏洩波計測の重要性はさらに増すものと考えられる。EBWを励起するもう一つの方法はECR層より強磁場側から基本共鳴周波数帯の

図 3.2.5-3 : EC 波を 47Hz, 100%パワー変調入射し、入射方向を左図 A, B, C に示すように変えた際の ECE 信号の 47Hz
摂動振幅分布。A 図には、O モード入射の場合(O)、X モー
ド入射の場合(X)をそれぞれ示す。

図 3.2.5-4 : 各入射方向設定
による漏洩波強度の変化。入射方向設定 Tf を横軸に取った。

Xモードを直接UHR層に向かってEC波を入射する方法である。第８サイクルでは遮断密度以下のプラズマではあるが、この方法でXモード入射を行なった際にECR層より弱磁場側で局所的なパワー吸収が観測された[2]。しかし、ＬＨＤで可能な入射設定は入射波の進行方向に磁場に対して平行な成分があるため、加熱がXモードの吸収によるものか、EBWの吸収によるものかを判断する手段が必要となる。実際第９，１０サ
イクルでは２カ所でパワー吸収がおきていることを示唆する実験結果が得られている。上記のいずれのEBW励起の手法でも、XモードがUHR層に到達した際にはパラメ
トリック崩壊波が励起される。これを計測してEBW励起の条件が成立しているかを確かめるため、第11サイクルで崩壊波計測の実験提案がなされ計測システムが立ち上げられている。(田中仁 准教授: 京都大学エネルギー科学研究科)
高密度、低磁場のプラズマのECHのシナリオとしては第３高調波周波数帯のXモードのEC波による加熱がある。これまでにＬＨＤでは中心磁場強度2Tの配位において168GHzでの第３高調波加熱が実証されていたが、第９サイクルで84GHz系統のパワーが増強された後、第10サイクルでは中心磁場強度1T、磁気軸3.75mの配位を選択して82.7GHz, 84GHzによる第３高調波加熱が試みられた[1]。84GHz, 82.7GHzの順に合計
1.3MWのEC波を磁場に対してほぼ垂直方向に磁気軸近傍のECR層に向けて入射した
ところ、中心電子密度は0.67x 1019m-3と低密度、中心電子温度は約1keVと低電子温度
ではあるが、図3.5.5-5, 図3.5.5-6に示すように蓄積エネルギーWpと電子温度の上昇が観測された。Wpの時間変化より見積もった82.7 GHz系統の吸収効率は最大で20%であった。一方Ray-tracingにより数値的に見積られた吸収効率は約50%であった。この違いの原因としては、温度密度分布のわずかな違いが大きな吸収効率の違いになるようなターゲットプラズマであったことが考えられる。この実験結果については、”TRAVIS” Ray- racing codeと現在LHDで用いられているRay-tracing codeとの解析
結果の比較が行なわれている。(N.B. Marushchenko氏、Yu. Turkin氏：IPP Greifswald)82

図 3.2.5-5：上から NBI パワー、ECH パルス、
蓄積エネルギー、線平均電子密度の時間変化

図 3.2.5-6：トムソン散乱計測により得られた 温 度 分 布 の 時 間 変 化 。 EC 波 入 射 前(1.37s,)、入射後(1.57s)。

EC 波による電流駆動も重要な実験テーマである。ヘリカル系において ECCD はブー
トストラップ電流の打ち消し、磁気シア制御による閉じ込め状態の改善、MHD 不安定性の抑制などの役割を期待されている。第 8 サイクルから第 11 サイクルにかけて、
高磁場配位、低磁場配位ともに ECCD 実験が試みられ、概ね Fish- Boozer 理論で予測される方向に３kA 程度の電流駆動が観測されている。第 10 サイクルでは磁気軸3.75m, 中心磁場強度 1.45T の配位で MSE 計測を初めて実施し、ECCD 時の回転変換
分布の変化を示唆する観測結果が得られている。
ＩＣＲＦ加熱を用いた実験
イオンサイクロトロン周波数帯（Ion cyclotron range of frequencies; ＩＣＲＦ）を用いた加熱では、深く波動加熱物理を理解しプラズマの高性能化及び加熱手法の確立を目的として幾つかの加熱機構について研究を行っている。イオン加熱の手法として少数イオン加熱機構の研究が行われた。図３．２．５−7 に示す様に、磁場及び波
動周波数を変化させ、水素のイオンサイクロトロン共鳴層の位置をスキャンさせて、エネルギー閉じ込め時間及び加熱効率を調べた。図３．２．５−７はその結果である。
共鳴層の位置に対して、type-1 から 7 までラベルを付けているが、エネルギー閉じ込め（赤丸）は type-5 及び 6 において最大となっている。どちらの場合も最適な条件
では ISS95 スケーリングの約 1.6 倍となっており、NBI 加熱プラズマに匹敵するエ
ネルギー閉じ込め特性を示している。一方、加熱効率は type-5 において最大となっている（青丸）。これらの実験結果から、エネルギー閉じ込めが良好でかつ加熱効率の良い type-5 の配位を ICRF 加熱による標準とすることとした。このときの条件は、

83

図３．２．５−７ 少数イオン加熱でのイオンサイクロトロン共鳴層（左図）とエネルギー閉じ込め時間及び加熱効率（右図）

磁場強度が 2.75T、波動周波数は 38.47MHz、少数イオンとして軽水素が存在するヘリウムプラズマである。高速中性粒子計測等による高エネルギーイオン測定により、イオンが加速されていることが確認され、長時間粒子を溜め込んだ測定では 2.5MeVを越える様な粒子まで観測されており、少数イオン加熱の有効性と、ＬＨＤの高エネ
ルギーイオン閉じ込めの性能の良さを実証している。
他の加熱機構として、モード変換加熱の研究を行っている。ＩＣＲＦ波動によるモード変換加熱は、アンテナから発射された速波が二種イオン混成共鳴層（モード変換層）でイオンバーンシュタイン波にモード変換し、ランダウ減衰等で電子に吸収されることを期待した加熱方法である。従って、ＩＣＲＦ加熱で標準的に用いられている
図３．２．５−８ 水素イオン比が 30%（左図）と 60%（右図）の場合のイオンサイクロトロン共鳴層とモード変換層84

少数イオン加熱がイオンを加熱するのとは異なり、電子加熱が期待される。図３．２．
５−８に、水素イオン比の異なる二つの場合のイオンサイクロトロン共鳴層及びモード変換層の位置を示す。プラズマは水素とヘリウムの混合ガスを用いている。波動周
波数は 28.4MHz、磁場強度は 2.75T である。モード変換層（紫色波線）は水素イオン比により位置が変化することが分かる。
この加熱モードの有効性を実証するため、手始めに 10 秒までの短パルスでプラズ
マ維持実験を行った。図３．２．５−９は、水素イオン比が異なる場合においてプラ
ズマパラメーターの時間変化を比べたものである。モード変換層の位置は水素イオン
比によって変化するため加熱位置の違いを比較した実験になっていると考えられる。
水素イオン比が低い時、蓄積エネルギーはＩＣＲＦ電力の入射中減少し続け、放射損
失電力は大きく、プラズマは加熱中に維持されていない。電子温度分布はモード変換
層が位置すると思われる周辺部にピークが有り、中心部は極端に低い値となっている。
一方、連続水素ペレット入射によりプラズマ放電中に水素を供給し続け、水素イオン比を高目に保った場合には、プラズマはＩＣＲＦ電力を入射している間維持されている。密度、温度ともほぼ一定の値で推移し、放射損失電力は、ほぼ同じ加熱電力が入射されているものの逓減している。電子温度分布は、ピークの位置が中心方向に移り、中心部の温度の下がりも 2 割程度に収まっている。高速中性粒子のエネルギースペク
トルを Si-FNA により測定すると、少数イオン加熱では同様な加熱電力で 100keV 以
上の高エネルギーイオンテイルが観測されるのに比べ、モード変換加熱によりプラズマが維持されている場合、イオンテイルの生成は殆ど見られなかった。
これら短パルスでの実験を経て、モード変換加熱の定常実験への応用が試みられた。
図３．２．５−９ 水素イオン比の低い場合（左図）と高い場合（右図）のプラズマパラメーターの時間変化

85これまでのところ 1 分以上のプラズマ放電を維持することに成功している。今後、水素イオン比及び密度の最適化あるいはプラズマ負荷抵抗が低いと言う問題点、また定常実験から得られる知見等も合わせて、更に加熱機構の解明及び加熱の高効率化を進めて行く必要がある。
ＩＣＲＦ加熱を用いた実験では、この他に第二高調波加熱、高次高調波加熱等の実験を行ってきた。第二高調波加熱実験では、ＬＨＤプラズマでのこの加熱モードの有効性を示し、イオンテイルの効率的な生成とこの加熱モードでのプラズマ単独維持に成功した。また、高エネルギーイオン計測と連携して、内寄せ配位でのバルクプラズ
マの閉じ込め特性とは異なる高エネルギーイオンの振舞を観測した。高次高調波加熱
実験では、理論から予測される電子加熱を、限定的な実験条件ながら観測することができた。詳細な実験結果の解析と実験条件の最適化を行い、物理機構の理解を深め加熱の高効率化を図って行く必要がある。
参考文献[1] H.Igami et al., “Searching for O-X-B mode-conversion window with monitoring of straymicrowave radiation in LHD” Review of Scientific Instruments, 77-10, (2006) 10E93-1[2] H.Igami et al., “First Observation of ECH by Electron Bernstein Waves Excited via X-B
mode Conversion Process in LHD” Plasma and Fusion Research, 1, (2006) 052-1[3] T. Shimozuma et al., “Efficient heating at the third harmonic Electron Cyclotron
Resonance in the Large Helical Device” (to be submitted to Plasma and Fusion Research)

86６）電場と閉じ込め
プラズマ中の電場は，ローレンツ力によってプラズマ中の流れの駆動力となる．プ
ラズマ中の流れは，プラズマ中の乱流，およびそれによって引き起こされる輸送に影響を与える．トカマク装置(DIII-D)において，閉じ込め改善モード(H-mode)が発見され，それに伴って形成される大きな径方向の電場に感心が集まった．電場が閉じ込めに与える影響について，また電場と揺動の関係を調べるための基礎実験が多数行われきた．プローブなどを用いた揺動の詳細計測が困難である高温の磁場閉じ込め装置においては，荷電交換分光計測(CXS)，重イオンビームプローブ(HIBP)，ビーム発光分
光計測(BES)といった電場および揺動計測手法の進展とともに，電場と揺動の研究が行われるようになった．LHD および CHS においては，電子の内部熱輸送障壁(電子 ITB)が観測され，その内部に強い正電場が形成されていることが CXS や HIBP によって観測された[1,2]．さらに理論の進展とともに帯状流が注目され，重イオンビームによって電場揺動（帯状流）と密度揺動の相互相関の研究が行われるようになってきた[3-6]．
このような背景のもと，第６サイクルと第７サイクルに「電場と閉じ込め」というテーマでの研究が進められた．
「電場と閉じ込め」では、以下のテーマが提案され実験が行われた．
(1) CXS による電場計測を用いた電場制御(2) CO2 レーザーを用いた揺動計測（２次元位相コントラスト干渉計）(3) 電子系内部輸送障壁（電子 ITB）形成と電場構造との関連(4) 重イオンビームプローブ（HIBP）の試験実験(5) ペレット(TESPEL)を用いた非局所輸送の発現領域とその機構解明
平成１６年度（2004 年）（第８サイクル）
磁気島近傍での電場シア形成
これまでの実験で LHD におけるプラズマ中の電場は，新古典輸送から理論的に予測されるものと定性的に一致することが分かってきた．すなわち，ヘリカルリップルの大きさと衝突周波数によってイオンおよび電子の新古典輸送による粒子束
び

e

i およ

がつりあうように電場が決定される．その結果，密度を下げる，または電子温度を高くすると正電場が形成され，密度を上げる，イオン温度を高くすると負電場が形成される．一方，磁気島が存在すると磁気島内部の電場は零がなることも実験的に調べられている．この二つの性質を用いることで負電場での電場シアを形成することを試みた．
ＬＨＤには磁気島を外部から制御することができるＬＩＤコイル（Local Island

87Diverter Coil）がある．それを用いて磁気10島を形成し，そこへ水素ペレットを入射

5

without Island

することによって密度を上昇させた．図0

Er (kV/m)

３．２．６－１に磁気島がある場合とない場合での電場分布を示す．ペレットにIsland(ne~2.5x1019m-3)-5よって密度が上昇することで負電場が形-10成されるが，磁気島がある場合ではより-15内側まで負電場が形成され，また磁気島

-20
0.5

with Island(ne~2.5x1019m-3)

0.6

0.7

Er Shear
0.8

0.9

1.0

があることによってそこでの電場が零に
図３．２．６－１：磁気島のあり，なしによる電場分
布の変化．

なる．この方法によって，磁気島境界に強い電場シアを形成できることが分かった．図３．２．６－２に単一入射(Single

3

Repetitive Injection (pellet volume~12 mm )3

Injection)，複数入射（Multi Injection，３発），
連続入射(Repetitive Injection，６発)入射しを連続で入射することにより，ペレット入射が終わっても維持することができた．このようにヘリカルプラズマ中における電場シアを積極的に制御する手法が試みら

R=4.04m
Repetitive Pellet Injection

50r

E (kV/m)形成されるだけであるが，複数のペレット

3Single Injection (pellet volume~21 mm )10たときの電場の時間発展を示す．この電場構造は単一のペレット入射では一時的にMulti Injection (pellet volume~21 mm )lhdcxs3_Vp_t@051163

15

-5
-10
-15
0.8

1

1.2 1.4 1.6 1.8Time (sec)22.2

図３．２．６－２：ペレット入射にともなう電場の時
間変化．

れた．

揺動の空間分布計測（CO2 レーザーを用いた 2 次元位相コントラスト干渉計）
プラズマ中心付近を通過する CO2 レーザービームにより、主にポロイダル方向の波数成分を計測するシステムが開発・整備され、データ取得が始まった。ビーム経路に沿って磁力線の向きが変化している（磁力線のシア）を利用することにより揺動の空間分布を計測することができる。計測された揺動の空間構造の例を図３．２．６－
３（下）に示す。実験室系からみた揺動の位相速度をパラメータとして揺動のスペク
トル強度等高線を示した。色が濃くなるにつれて、揺動強度が大きくなることを示している。横軸で負の ρ は、計測ポロイダル断面（ほぼ縦長）におけるビーム経路に沿った下側(bottom)、正の ρ は上側(top)を意味している。上（下）側領域の正（負）の位相速度は電子反磁性方向を、これと反対はイオン反磁性方向に対応している。緑線
は、計算された新古典両極性電場の値からも止まるポロイダル回転速度、青線は、この回転速度から反磁性ドリフト速度を差し引いた速度を表している。図３．２．６－

88

-3
10

分布がホローとなっている ρ＜0.9 の領域では緑線とほぼ一致した位相速度を持つ揺動

4
3
2
e

３（上）にこのときの密度分布を示す。密度n (x10 m )510が存在し、一方、 密度勾配が負になっている ρ＞0.9 ではプラズマ系においてイオンの反磁性方向に回転している揺動が存在する

VExB-Vdrift

VExB

VExB

VExB-Vdrift

ことが計測された。PCI 計測の初期的なデータが得られるようになった。
電子系内部輸送障壁（電子 ITB）形成と電場構造との関連LHD では、かねてより電子 ITB が種々の

図３．２．６－３：電子密度分布（上）と条件下で形成されてきた。ヘリカル系特有のPCI によって計測された揺動の分布（下）．

電子 ITB 形成機構として、正電場（電子ルート）形成が理論予測されているところであるが、中心部における電場計測は CXS での計測制度の問題から困難であった。しかし、種々の磁場配位（異なる磁気軸位置の配位）において、電子 ITB プラズマの径電場分布を測定し、新古典論と比較すること
は、電子ルートによる閉じ込め改善、ヘリカル系特有の ITB 形成機構の実験検証の観点から重要な課題である。
CXS による電場分布計測容易にするため、磁気軸位置 Rax=3.9m の磁場配位を選択し、磁場強度を 1.49T で行い ECH の第２高調波による中心加熱を行った。このとき
ＥＣＨ焦点位置は r=0.1（84GHz）及び 0.35 （82.7GHz）近辺である。本サイクルで10

R=3.9m, B=1.49T

Poloidal Rotation Velocity (km/s)

Electron Temperature (keV)

2.5#536982

1.5

1
ne=0.7x1019m-3

0.5

NBI+ECH (t=1.5s)
NBI-only (t=2.0s)

0
-1.2

-0.8

-0.4

0

0.4

0.8

R=3.9m, B=1.49T

ne=0.7x1019m-3

5

0
NBI+ECH (t=1.5s)
NBI-only (t=2.0s)

-5

1.2

#53698

0

0.2

0.4

0.6

0.8

1

図３．２．６－５：ECH 重畳した場合としない場合でのポロイダル回転速度分布．正のポロイダル回
転は，正電場が形成されていることを示す．

図３．２．６－４：ECH 重畳した場合としない場
合での電子温度分布．

89

の CXS は完全電離ネオン(NeX)からの荷電交換発光を用いたため、Ne ガスパフによって密度調整を行った。図３．２．６－４に電子密度 ne=0.7x1019m-3 での ECH あり
なしでの電子温度分布を示す。ECH を重畳したことによって中心での電子温度の上昇が観測される。このように NBI+ECH による電子 ITB の形成を確認できた。このとき
CXS によって計測された電場を図３．２．６－５に示す。ECH 重畳による電子 ITBの形成にともなって、明確な正の電場が形成されていることが観測された。わずかではあるがイオン温度の上昇も観測された．
重イオンビームプローブ（HIBP）の試験実験
HIBP システム立ち上げのための試験実験を行った。この実験を通して、ビーム検
出、ポテンシャル計測の可能性の評価を行った。軌道計算などの評価によると、２次ビーム電流は nA 以下となり、これまでの HIBP で用いられてきた単純なスプリット
プレートでは検出できない可能性が指摘されていた。そこでビーム電流を増幅するためにマイクロチャンネルプレート(MCP)を検出プレートの前に導入した。さらにビー
ムライン機器およびイオン源の改良を行った結果、ビーム入射の効率が大きく改善した。その結果、プラズマからの２次ビームの検出に初めて成功した。その大きさから、
ポテンシャル分布計測は可能であると判断できた。
ペレット(TESPEL)を用いた非局所輸送の発現領域とその機構解明
TESPEL を用いた能動的非局所輸送のデータ蓄積を主眼としてこれまでと異なる磁気軸位置での実験を行った。
Rax=3.5m での実験に対し、ここでは磁気軸位置 Rax=3.6mでの実験を行った。この磁気軸位置においても非局所熱輸送を示唆している周辺冷却に対する中心電子温度の増加現象を確認できた。Rax=3.6m の配位では、Rax=3.5m の場合と比較して、中心での電子温度上昇量は少ないが上昇した電子温度が長い時間維持されていた。上昇に要する時間にも、Rax=3.6m の場合のほうが長いという違いが観測されている。このように中心温度の上昇傾向は磁気軸の違いにより異なることが観測された。ヘリカル系における非局所輸送特性の解明・理解のためのデータの蓄積が進んだ。
平成１７年度（2005 年）（第９サイクル）磁気島境界での電場シアとイオンの熱輸送
磁気島近傍での電場シア形成
電場シア形成に伴う，イオン輸送の変化に着目して解析が進んだ．図３．２．６－
６，図３．２．６－７に磁気島形成とペレット入射を組み合わせたときの電場シアとイオンの圧力勾配の時間変化を示す．磁気島がある場合，ペレット入射前は，負の電場シア（磁気島より内側の正電場と磁気島内部の零電場の差）が形成されており，ペ90

レットを入射による密度上昇とともに正の電場シア（磁気島より内側の正電場と磁気
島内部の零電場の差）が形成されていく．磁気島がない場合は，電場シアはほとんど変化していない．負の電場シアの場合，イオンの圧力勾配は磁気島がない場合（電場シアがない場合）と同じである．正の電場シアが形成されると，イオンの圧力勾配が電場シアのない場合と比較して二倍になっている．イオンの圧力勾配の増加は，負電場を強めるため，正の電場シアの場合はますます強められる方向にある．一方，負の電場シアの場合はシアが弱められる方向である．このように，イオンの圧力勾配と電場シアの間に正の帰還が働いていることが示唆された．
0.6
Er>0
=

0.2

with Island

0.0
-0.2
without Island
-0.4
-0.6
0.8

1.2
1.4
Time (sec)25with Island

20
15
10
without Island

5

Pellet Injection

1.0high -nedTi/dR

30-nedTi/dR (kJ/m4)

dEr/dR (kV/m2)

0.4

35

dEr/dR>0, Er<0dEr/dR<0,
=

1.6

0
0.8

1.8

図３．２．６－６：電場シアの時間変化．

1.0

1.2
1.4
Time (sec)

1.6

1.8

図３．２．６－７：イオン圧力勾配の時間変化．

周辺電場遷移の観測
電子系 ITB において観測されているように，ECH による中心加熱を行うと正電場
へと電場が遷移する．この遷移の様子を観測するために，密度を緩やかに上昇させていき，電場の時間変化を観測した．図３．２．６－８にポロイダル回転および密度の時間変化を示す．低密度において正電場（正のポロイダル回転）であったものが，密度を滑らかに上昇させていくと，ある時点で段階的に電場が小さくなる．さらに密度が上昇すると，正電場から負電場へは滑らかに変化している様子が観測された．大きな正電場から小さな正電場への遷移であり，新古典理論から予測される負電場から正電場への遷移とは異なっている．この実験で周辺電場の段階的な変化を明確に観測できた．
電子系内部輸送障壁（電子 ITB）形成
昨年度に引き続き、ECH 重畳による電子 ITB の形成実験が行われた。本年度は磁気軸位置 Rax=3.7m、磁場強度 1.51T で行った。第 2 高調波の中心集光ＥＣＨを用い914が増大する電子 ITB が形成されることを3p確認した。ECH の重畳に対応して、中心

n

e

2

2

1.5

1

1

0

ITB 形成に伴う、イオン輸送の改善によ

0.5

-1

るイオン温度上昇が示唆された。

-3のイオン温度の上昇が観測された。電子

R=4.04m
R=4.05m

2.5

19

V (km/s)

温度が上昇し、コア領域の電子温度勾配#65202e5n (10 m )た電子の中心加熱によって、中心の電子

-2
0.5

1

1.5

2
2.5
Time (sec)

3

0
3.5

図３．２．６－８：密度スキャンにともなうポロイダル
回転の時間変化．

揺動の空間分布計測（CO2 レーザーを用いた 2 次元位相コントラスト干渉計）
本年度の位相コントラスト干渉計による揺動計測は、荷電交換分光計測との電場計測を同時に行うことで、揺動の位相速度と実測された電場との比較が行われた。シス
テムとして、ビームを大口径化し、円筒レンズを用いることで像の縦横比率を可変にできるように改良された。それによって、空間分解のが改善し、観測できる波数範囲が拡大した。図３．２．６－９に位相コントラスト干渉計による揺動分布計測の結果を示す。三つの揺動のピークが観測2されている。白線は荷電交換分光計測に
1より測定した ExB 速度である。緑線は、3実測された ExB 速度に、電子反磁性ドリ
フト速度を加えたものである。揺動ピー
ク１、２は、ExB ドリフトにのって電子
反磁性ドリフト速度で伝播しており、電図３．２．６－９：位相コントラスト干渉計による揺動
分布．

子ドリフト波の可能性が示唆された。

[1] A. Fujisawa, A. Shimizu, H. Nakano, S. Ohsima, K. Itoh, H. Iguchi, Y. Yoshimura, T.
Minami, K. Nagaoka, C. Takahashi, M. Kojima, S. Nishimura, M. Isobe, C. Suzuki, T
Akiyama, Y Nagashima, K. Ida, K Toi, T Ido, S-I Itoh, K Matsuoka, S Okamura and P. H.
Diamond, “Turbulence and transport characteristics of a barrier in a toroidal plasma,”
Plasma Phys. Control. Fusion 48 (2006) S205.
[2] K.Ida, “Characteristics of transport in electron internal transport barrier and in thevicinity of rational surfaces in the Large Helical Device,” Phys. Plasmas, (2004)[3] K.Itoh, et al., “Physics of Zonal Flows,” Phys. Plasmas, (2006)[4] A. Fujisawa, K. Itoh, A. Shimizu, H. Nakano, S. Ohshima, H. Iguchi, K. Matsuoka, S.

92

Okamura, T. Minami, Y. Yoshimura, K. Nagaoka, K. Ida, K. Toi, C. Takahashi, M.
Kojima, S. Nishimura, M. Isobe, C. Suzuki, T. Akiyama, Y. Nagashima, S. –I. Itoh, P. H.
Diamond, “Experimental Evidence of a Zonal Magnetic Field in a Toroidal Plasma,”
Phys. Rev. Lett. 98 (2006) 165001.
[5] A. Fujisawa, K. Itoh, H. Iguchi, K. Matsuoka, S. Okamura, A. Shimizu, T. Minami, Y.
Yoshimura, K. Nagaoka, C. Takahashi, M. Kojima, H. Nakano, S. Ohshima, S. Nishimura,
M. Isobe, C. Suzuki, T. Akiyama, K. Ida, K. Toi, S. –I. Itoh, and P. H. Diamond,“Identification of Zonal Flows in a Toroidal Plasmas,” Phys. Rev. Lett. 93 (2004) 165002.
[6]

A. Fujisawa, A. Shimizu, H. Nakano, S. Ohshima, K. Itoh, Y. Nagashima, S. –I. Itoh, H.
Iguchi, Y. Yoshimura, T. Minami, K. Nagaoka, C. Takahashi, M. Kojima, S. Nishimura, M.
Isobe, C. Suzuki, T. Akiyama, T. Ido, K. Matsuoka, S. Okamura, P. H. Diamond,“Intermittent Characteristics in Coupling between Turbulence and Zonal Flows,” Plasma93

３．３ 装置工学・機器開発
３．３．１ LHD 超伝導コイル
１）ＬＨＤ超伝導コイル系の評価
ＬＨＤは世界最大の超伝導コイルシステムを有する核融合実験装置であり，装置工学実験では，プラズマ実験に安定した磁場を提供するために超伝導コイルシステムの信頼性向上に関する研究を行ってきた[1]．その成果として，1998 年の運転開始以来，年間約 5,000 時間，積算で 48,000 時間を超える超伝導システムの長期間運転において，98％以上の稼働率を達成している[2]．さらに大型超伝導コイルシステム特有の物理現象に関する研究を装置工学実験として進めており，その具体的テーマと成果の概要は次の通りである．
(1) LHD 超伝導コイルの性能確認と健全性確認
冷却サイクル毎に一連の励磁試験を行い、超伝導コイルシステムの健全性を確認している。特にヘリカルコイルについては、常伝導伝播が起こり得る電流値までの励磁試
験を毎回実施してきており、これまでのところ冷却安定性の劣化は観測されていない。
(2) LHD 超伝導コイルにおけるバランス電圧信号と音響（AE）信号を用いた健全性診断（成蹊大学との共同研究）
バランス電圧信号と音響信号を用いて冷却サイクル毎のコイル擾乱の変化を調べてきている．加温と再冷却の後，次のサイクルにおける最初の励磁では，ある程度までスパイク信号強度が初期化されるものの，冷却サイクルを重ねるごとに強度が減少していることも明らかとなっている．
(3) LHD 電磁力支持構造物のひずみ測定
代表的な位置のひずみゲージの出力の経年変化を調べてきている．建設から 10 年経過した現在でもひずみゲージは依然として正確に動作しており、かつ、電磁力支持
構造物の赤道面付近の溶接部は健全であることが確認されている。
(4) LHD 超伝導ポロイダルコイルにおける超長時定数磁場の観測（東北大学、山口大学との共同研究）
CIC 導体を用いているＬＨＤポロイダルコイルの近傍にホール素子を取り付
け，いろいろ通電条件を変えて測定を行ってきた結果，100 秒から 1000 秒オー
ダーの時定数の長い結合電流の存在が明らかとなった．超長時定数成分の結合電流のパス等の検討を行っている．
(5) LHD 超伝導コイル電源の電流制御-プラズマ電流消滅時の制御特性向上（大阪大学との共同研究）
外乱信号の影響を抑制する制御系を構築するための理論である H∞制御設計手法

94

を利用して，安定性と制御特性の両立を図った制御系を設計してきた．プラズマ電流
信号に非線形フィルタ(一定レベル以下の信号には作用せず，一定以上の信号に対しては LPF 特性を持たせた）を挿入して，過渡時擾乱抑制を検討した実験を行い，本制御システムが，高速な現象にも擾乱が少なく運転可能なことが示唆された．
(6) 定常電源を使用した動的制御予備実験（大阪大学との共同研究）
パルス電源の製作を開始する前に、現状の定常電源を使用した電流制御予備実験を実施し，所定の電流制御を実現できることを確認した．
(7) バランス電圧測定によるコイル位置精度評価
超伝導コイル対におけるバランス電圧計測から超伝導コイルシステムの幾何学的な精度を評価することを目的に実験を行い，コイル対の相互インダクタンスの誤差はΔＭ～0.3mH 程度という結果が得られた．線電流近似による簡易的なインダクタンス計算では，～1mm の位置ずれに相当する．
(8) LHD 電磁力支持構造物の二相流ヘリウムによる冷却の最適化（日本原子力研究所（当時）との共同研究）
LHD 電磁力支持構造物の冷却は，二相流ヘリウムによる 20 並列の強制冷却が採用されており，流路間の流量不均一が生じる可能性があるため，２時間の冷媒停止および流量の半分にする実験を行った．各流路には固有の周期の 1 K 以内の温度振動が観測されるものの，これらの実験範囲内では著しい流量不均一は観測されなかった．
特に研究の進展が見られた(2), (4), (6)について，成果の概要を以下に述べる。
1. ＬＨＤ超伝導コイルにおけるバランス電圧信号と音響信号を用いた健全性診断
ＬＨＤの超伝導コイルシステムでは，各実験サイクルにおける冷却の終了後，プラズマ実験に先だって提供する磁場配位を作る通電試験を行い，超伝導コイルシステム
が健全であることの確認を行っている．特に，ヘリカルコイル，および，ポロイダル
コイルの健全性については，バランス電圧測定，ＡＥ測定，ひずみ測定によって検証している．励磁に伴ってコイルのバランス電圧に多数のスパイク信号が観測されるが，これらのスパイク信号に対してパルス波高解析の手法を適用することで，巻線の機械的特性に関する定量的情報を得る手法を開発してきた[3]．特に，冷却完了後最初の励磁試験では，#1-o モード(磁気軸位置 3.75 m)における磁気軸中心トロイダル磁場
2.7 T までの励磁を３回行い，それぞれの励磁において観測されるヘリカルコイル H-I
ブロックのバランス電圧信号（10 Hz のローパスフィルターを通したもの）について，
スパイク電圧信号の波高の積分値を励磁回数に対してプロットしたものが図３．３．
１－１(a)である．各冷却サイクルにおいて同じ条件の２回目以降の励磁では，１回95

目と比べて総和が減衰していることがわかる．電磁力の印加によってヘリカルコイルの巻線が締め付けられてきているものと推測できる．波高値の減少は，特に，高エネ
ルギー成分（電圧として 3 mV 以上）で顕著であり，常伝導転移を引き起こすような大きな擾乱が減ってきているものと推測できる．また，図３．３．１－１(b)に示す
ように，加温と再冷却の後，次のサイクルにおける最初の励磁では，ある程度までス
パイク信号強度が初期化されるものの，冷却サイクルを重ねるごとに強度が減少していることも明らかとなっている．
ＬＨＤの超伝導コイル群において励磁に伴って発生する機械的擾乱についてさらに詳しく調べることを目的として，ＡＥ信号の測定も併せて行っている．これは，成蹊大学との共同研究（代表者：石郷岡猛教授）として行ってきたものである[4,5]．
ヘリカルコイル容器の４カ所にＡＥセンサを取り付け，エンベロープ信号をサンプリ
ング周波数 10 kHz で取得している．ＡＥ信号の積分値について励磁回数に対する依存性を調べたところ，２回目の励磁より減衰し，バランス電圧の測定結果と類似の傾向を示していることも明らかとなっている．一方，ヘリカルコイルのバランス電圧信号については，低周波数領域（10 Hz）と高周波数領域（1 kHz）の計測結果も合わせて示している．これについて，高周波数領域では低周波数領域には観測されないタイ
ミングで信号が観測されているが，これまでの観測の結果，高周波数領域にかかる信号の一部は，ポロイダルコイルが変位することによって生じる機械的な振動をピックアップしているものであることが明らかとなっている．ＡＥ信号についてもポロイダ
ルコイルの振動を捉えているものが多数あることがわかっている．さらに，これまでに未経験領域の電磁力を経験した高磁場励磁領域においても，励磁の進展に伴ってス
パイク信号強度が減少することが確認できており，有益な情報を得ている．プラズマ
実験前の励磁試験では，超低速励磁を行うことで正確なひずみ測定も必ず行っており，
これまでのところ，変化が認められないことを確認している．
一方，励磁試験や装置工学実験の際に，微小な常伝導転移を確実に捉えることが極めて重要な課題であるため，第10サイクルにおいて微小常伝導転移の自動判定を行う
システムを構築した．これを用いることで磁場方向を反転させた直後の励磁において頻繁に観測されるフラックスジャンプやＮＢＩのコンディショニングに伴うノイズ信号等から常伝導転移に伴う電圧変化を分離抽出し，これを確実に捉えることが可能となっている．

96

(a)

(b)

図３．３．１－１．(a)#1-o モード磁気軸中心磁場 2.7 T までの励磁時にヘリカルコイルに観測されるバラン
ス電圧スパイク信号積分値の励磁回数に対する推移．グラフ中の番号は冷却サイクルを表す．(b)各冷却サイクルにおける冷却完了後最初の#1-o モード，磁気軸中心磁場 2.7 Tまでの励磁時にヘリカルコイルに観測されるバランス電圧スパイク信号積分値の冷却サイ
クルに対する推移．

2. ＬＨＤ超伝導ポロイダルコイルにおける超長時定数磁場変化の観測
ケーブル・イン・コンジット(CIC)導体を用いた大型超伝導コイルにおいては，コイル近傍の磁場を測定したとき，通電電流が一定であっても長い時定数を持った磁場変化が観測されることが報告されている．磁場の長時定数成分はコイル内部の結合電流ループによるものと考えられているが，その電流経路が複雑なために現在のところ
まだ完全な定量化には至っていない．そこで，CIC 導体を用いているＬＨＤポロイダ
ルコイルの近傍にホール素子を取り付け，磁場の長時定数成分の観測を試みてきた（東北大学，濱島高太郎教授との共同研究）[6]．ＩＳコイル，ＯＶコイルの内周面にそれぞれ４個のホール素子を取り付け，いろいろと通電条件を変えて測定を行ってきた結果，減磁が終了し電源とコイルを切り離したにもかかわらず磁場の変化が観測されたり，通電中のフラットトップで電流値が変化していない状態でも磁場の微少変化が観測されたりした．これらの結果，ＬＨＤポロイダルコイルにおいても，長時定数成分が存在することが明確となっている．構造物の渦電流ではこのような長時定数減衰は発生しないため，超伝導性に関係した結合電流ループに起因しているものと考えられる．観測された磁場変化について指数関数を用いてフィッティングすると，減衰時定数として 100 秒から 1000 秒オーダーと長い成分が存在している．第 10 サイクルに行った装置工学実験では，これらの長時定数結合電流の電流経路およびその減衰特性を把握するために，ＯＶコイルの内周面にさらにホール素子４個を追加し，通電97

波形の影響について調べた．図３．３．１－２は，ＯＶ－Ｌコイル内周面に貼り付けた（ＬＨＤ方位 18 度）ホール素子で観測された通電終了後の残留磁場の変化である．
赤線はプラズマ実験時に#1-o モード 2.64 T（ＯＶコイル電流値 17.27 kA）の通電を９時間継続した後に 0.2 T/min で減磁した（台形波状通電）後の変化であり，青線は装置工学実験時に#1-d モード 2.5 T（ＯＶコイル電流値 16.33 kA）まで 0.2 T/min
で励磁した直後に 0.2 T/min で減磁した（三角波状通電）後の変化である．いずれの場合も減磁完了後 1000 秒経過する時点までは，磁場が増える方向に変化しているが，その後は磁場が減る方向に変わっている．この結果は，100 秒オーダーの結合電流と1000 秒オーダーの結合電流の電流経路が異なることを示唆している．現在，100 秒オーダーの結合電流は導体内部で発生し，1000 秒オーダーの結合電流は導体接続部を介して発生していると推定している．さらに通電波形の影響も見られており，三角波状の通電を行うことで，1000 秒オーダーの結合電流の発生だけが抑制されることが確認できる．これは回路モデルの結果と矛盾しないため，時定数の長い結合電流が関与していることがより明確となってきた．現在，詳細な解析を行い，超長時定数成分の結合電流のパス等を明確にすべく検討を行っている．
また，上記に関連した研究として，超伝導体の作る磁化が残留磁場としてどのように不整磁場として影響を及ぼしたり[7]，コイルのバランス電圧を測定するうえでどのように電圧信号に影響を及ぼしたり[8]するかという研究も行っている．

Magnetic

Coupling
current

図３．３．１－２．ケーブル・イン・コンジット導体の断面図とケーブル部に誘起される結合電流の模式図．９
時間保持後減磁した台形波状通電後の残留磁場の変化(赤線)と三角波状通電を行った
後の残留磁場変化(青線)の比較．ホール素子の位置はＯＶ－Ｌコイル内周面．

98

３． 定常電源を使用した動的制御予備実験
コイル励磁電源の出力電圧を増強した場合に、現在の電流制御システムを直接適用でき
るか、コイル端子電圧に含まれるリプル電圧および印加電圧の増大が超伝導コイルの運転監視にあたえる影響はどの程度か、を把握しておく必要がある。このため、パルス電源の製作を開始する前に、現状の定常電源を使用した電流制御予備実験を実施した。
試験においては、磁気軸中心の磁束密度を 0.15T とし、パルス電源導入時と同じ時間で
磁気軸掃引を行い、その時の電流制御の状況、およびバランス電圧に誘導する電圧レベルの確認を行った。電流制御には H∞制御（大阪大学 伊瀬敏文）と、PI 制御を元にしたアド
バンスド制御の二通りを適用し、磁気軸を５cm 刻で 3.45m から 3.9m まで掃引した。
図３．３．１－３および４にそれぞれの制御系のブロック図を示す。図３．３．１－5
および 6 に全体の電流波形を、図３．３．１－７と 8 に磁気軸 3.50m から 3.55m まで掃引したときの、電流波形を示す。いずれの制御系でも所定の電流制御を実現できている。

図３．３．１－３ P 制御を基にした電流制御

図３．３．１－４ H∞制御系

図３．３．１－５ P 制御による磁気軸制御

図３．３．１－６ H∞制御による磁気軸制御

両制御を比較すると、H∞制御では制御系のロバスト制を確保するためにコイル電流指令
値の変化率を制限するフィルタを使用しており、そのため電流変化開始時のコイル電圧立
上りがやや遅れる。その結果として、コイルに印加される電圧の立上りが滑らかであり、常伝導検出信号に混入するパルス性ノイズも P 制御の 25mV と比較して、５ｍV と 1/5 に抑えら99

(a)コイル電流波形(b)コイル電圧波形

図３．３．１－７ P 制御を基にした電流制御時のコイル電流および電圧波形(a)コイル電流波形(b)コイル電圧波形

図３．３．１－８ H∞制御による電流制御時のコイル電流および電圧波形

れている。
実際のパルス電源による磁気軸制御運
転時には、この 6 倍の電圧が誘導する。そのレベルは H∞制御時には 30mV であり、現在の常伝導転移判定レベル 200mV を十分下回っている。P 制御の場合には150mV と判定レベルに近い値となるが、パル氏の継続時間が 20ms 程度と短く、常伝導転移判定の継続時間 1 秒を下回っており、誤検出の危険性は少ない。
（図３．３．１－９，１０）
図３．３．１－９ P 制御時の誘導電圧

100以上の結果より以下の結果を得た。
・パルス電源導入時にも現在の電流制御シス
テムにより所定の速度でコイルの電流制御がが可能である。
・バランス電圧への誘導電圧も常伝導検出の基準値よりも低く抑えられ、常伝導転移の誤検出の可能性が低い。

図３．３．１－１０ H∞制御時の誘導電圧

101２） LHD ヘリカルコイルの過冷却（サブクール）改造
LHD のヘリカルコイル導体では、高い冷却安定性を確保するために安定化材に高純度
アルミニウムが採用された。しかしながら、導体断面の大型化によって低抵抗の安定化材への電流拡散時間が長くなったことが原因で、定格電流値の約 90%の電流値において常伝導部の拡大伝播が起こり得ることが明らかとなり、それ以下の電流値（約 11.2 kA）で運転されてきた[9,10]。そこで、冷却安定性を改善して高磁場励磁を可能とするために冷媒温度を下げる改造を第 10 サイクル前に実施した。追加した過冷却システムが所定の性能を達成する
ことを確認してから、サブクールされた状態での励磁試験を行い、11.5 kA までの励磁に成功した。
冷媒温度を下げる方法として、ヘリカルコイル全体を減圧する方法と入口側に減圧熱交換器を追加して圧力は変えずに過冷却状態にする方法の２通りを比較・検討して、絶縁破壊電圧と大気混入防止の面で有利な後者の方式を選択した[11]。図 3.3.1-11 に示すように、
低温排気圧縮機を採用することによってコンパクトな設計が可能となり、設置空間の問題は解決された。また、既設ヘリウム冷凍機の能力で供給可能な 3.0 K の過冷却ヘリウムは約 50
g/s と見積もられており、ヘリカルコイルの定常侵入熱が約 100 W であることから、この場合のヘリカルコイル出入口の平均温度は約 3.5 K まで低下できることになる。この改造による改善効果を定量的に調べるため、同一仕様の導体で製作されたモデルコイルを用いて過冷却ヘリウム中の冷却安定性試験を実施した[12]。モデルコイルの冷却方式は、できるだけ実機を模擬するため低温排気圧縮機を用いた冷却システムを新しく準備した。モデルコイルは内半径が 200 mm で 24 列×12 層のレイヤー巻コイルであり、最大経験磁界がヘリカルコイ
ルと同じである。導体間に等間隔で配置されている絶縁スペーサに挿入されたヒータによって局所的に常伝導部を発生させて、導体長手方向の電圧タップにより伝播の有無を判定した。飽和ヘリウム中では、電流値が閾値 （動的な最小伝播電流 I(mp)*） である 10.6-10.7 kA を超えると 1 ターン以内の片側伝播が始まり、さらに電流値を上げると 1 ターンを超えて低磁場領域までの片側
伝播、両側伝播と回復、クエンチと変化した。片側
伝播は LHD ヘリカルコイ
ルでも観測されており、その原因には超伝導線から

図３．３．１－１１． ヘリカルコイル冷却システムの過冷却改造

102

アルミニウム安定化材に電流が転流する際に外部磁界を横切ることによる電磁現象が関与していると考えられている。また、１ターン以内で伝播が止まる原因は、導体の姿勢に伴う沸騰熱伝達の変化と考えられる。一方、過冷却ヘリウム中では、過冷却度に比例して I(mp)* が上昇し、3.5 K では 11.7 kA まで上昇した。ヘリカルコイルで常伝導伝播が発生している場所
が３層目と推定されることを考慮すると、図 3.3.1-12 に示すように、LHD ヘリカルコイル内の温度を 3.5 K 程度に下げることによって 12 kA の励磁が期待できることになる[13]。

Min. Current for Propagation (kA)

13
Load line of
LHD (3rd layer)

Expected I(mp)of LHD at 3.5 K#1-o
2.72 T12#1-d2.91 T@ 3.5 K#1-o2.65 T

11

Load line ofModel coil

@ 4.42 K after subcool
1 turn sample

B//12.5
B//18@4.42 K
before subcool(B//12.5) (B//18)

10
5

5.5
6
Magnetic Field (T)6.5

図３．３．１－１２． モデルコイルとヘリカルコイルの動的な最小伝播電流

第 10 サイクル実験前に、大型ヘリカル装置のヘリカルコイルの冷媒供給側に減圧熱交換器を追加する改造を実施した。まず、追加した過冷却システムの性能試験を行い、図3.3.1-13 に示すように、ヘリカルコイルの入口と出口を各々3.2 K と 3.8 K に低下させることに成功した。モデルコイルを用いた安定性試験では、最小伝播電流がサブクール度にほぼ比例して高くなる結果が得られており、低い温度を保持することが重要であるため、励磁に伴う温度上昇を評価した。この図から分かるように、励磁速度が速くなるほど、結合損失と構造物の渦電流損失が増大して温度上昇が大きくなる。評価の結果、通常の 1/2 の電流変化
率 3.5 A/s であれば、励磁に伴う発熱の約 2/3 がヒステリシス損失となり、11 kA までの励磁においてもコイル出口温度を 4.0 K 以下に保つことができることを確認した。

103

4.4

Temperature (K)4.2
4-14 A/s+3.5 A/s

from 11.4 kA+7 A/sto 10.5 kA

to 11.25 kA

3.8
3.6
3.4

Coil outlet
H1 coilH2 coil

Coil intlet

3.2
3
2.8

Heat exchanger
Cold compressors: 700 Hz to 1,500 Hz

06/12/12 9:00:00
time

06/12/13 9:00:00

図３．３．１－１３． 過冷却運転時のヘリカルコイル出入口の温度変化

ヘリカルコイルのサブクール冷却改造を行った結果，ヘリカルコイル入口温度を 3.2
K，出口温度 3.8 K，供給流量約 50 g/s の条件で通電を行うことが可能となった．コ
イル巻線の実際の温度については，上記の条件より数値解析を用いて計算を行っており 3.5 K に近いものと推測している．この条件において超伝導コイルの冷却安定性が改善されることを利用して，高磁場励磁を実施した．第 10 サイクルの装置工学実験において，まず#1-o モード磁気軸中心磁場強度 2.76 T（電流値 11.5 kA）までの励磁に成功したが，電圧波形およびピックアップコイル信号を詳細に解析した結果，磁場2.75 T に至る直前に短い常伝導伝播が生じていたことが判明した．ここで，#1-o モ
ード 2.75 T は，第 2 サイクル途中にクエンチを経験した点であり，同年中にクエン
チなしで一度到達しているものの，それ以降の励磁は行われてこなかった．図３．３．
１－１４(a)において，電流値 11.44 kA（グラフで時刻ゼロ）で H2 コイルに常伝導伝播が生じており，このときに観測された最内層ブロック（H-I ブロック）のバランス
電圧波形から常伝導抵抗成分のみを抽出したものを図３．３．１－１４(b)に示す．
これより，約 0.2 秒の短い時間ではあるが常伝導部が発生していることがわかる．また，ヘリカルコイルに沿って配置したピックアップコイルの電圧出力より，常伝導部の発生位置は H2 コイルの#8 セクター最上部付近であり導体の長手方向に沿って常伝導部が伝播したことが確認される（図３．３．１－１５(a)）．ここで，H-I および H-M
ブロックのバランス電圧の差信号と H-M のバランス電圧信号の積分値とを比較することにより常伝導成分が抽出できるが，このとき差信号を求める係数が 1.2 であること
より，HC 断面内の常伝導伝播発生位置が最内層から４層目の左端であると推察される．
この場所における磁場強度は１～３層目より低いため，これまでの導体試験やモデル

104

コイル試験で得られているサブクール液体ヘリウム中の導体特性とは異なっていると考えられる．しかも発生した位置より磁場が高くなる内周側で伝播が止まっている
ことがピックアップコイルの信号から確認できるため，導体の温度が一様でなかった可能性が示唆される．現在，巻線導体の温度分布の詳細な解析と併せてさらに議論を続けている．一方，常伝導伝播の機構についてもサンプル導体を用いた実験や数値解
析によって研究を進めている（共同研究：京都大学，白井康之准教授，北海道大学，
野口聡准教授）．その結果，導体の長手方向に非対称な伝播速度を伴って常伝導部が伝播する様子が再現できるようになり，理解が進展している[14,15]．
常伝導転移を発生させる擾乱については，巻線導体に働く電磁力によって導体が瞬間的に動くことで生じるものと考えられ，導体と絶縁スペーサとの間で生じる摩擦発
熱による導体温度の局所的な上昇によって常伝導転移が生じるものと理解できる．このため，巻線導体に生じる機械的擾乱について定量的に調べることも重要である．図３．３．１－１５(a)の常伝導転移が生じた時刻について，バランス電圧信号の高周
波数領域までの測定波形を図３．３．１－１５(b)に示す．この波形では，10 kHz ま
での信号を取得している．同時に示している 10 Hz のローパスフィルターを通した波形との比較により，常伝導転移が生じた直前に観測されているスパイク信号は，巻線の機械的擾乱をとらえたものと考えられる．この図では，超音波領域の音響信号を測定したＡＥ信号も同時に示している．測定に用いているＡＥセンサは，ヘリカルコイ
ル容器の表面に合計４個取り付けられているが，常伝導転移を引き起こしたと考えられる機械的擾乱が発生した時点では，第７セクターのＡＥ信号が最大強度を検出しているとともに，この信号がもっとも早い時刻で現れている．上述のようにピックアッ
プコイルによる測定では，常伝導転移が第８セクターで生じたことを示しているが，ＡＥ信号の観測はこのことと整合性のある結果となっている．
(a)

(b)
1

Balance Voltage (mV)

0
-1
-2
eI-eM
eI-eM/1.2
eI-eM/1.4( eM+0.5)*1.7

-3
-4
-5
-6

#1-o_2.747 T (2006.11.29)
0

0.5

1
Time* (s)1.5

2

Fig.3 Balance voltage of the HC at 18th propagation of a normal zone at 11.44 kA.

図３．３．１－１４．(a)サブクール液体ヘリウム冷却による#1-o モード 2.76 T 励磁時の H-I ブロックのバラン
ス電圧波形．(b)常伝導転移時におけるバランス電圧から抽出した常伝導抵抗成分．

105

(a)

(b)

0.025

0

0.015

-0.01

0.01

-0.02

0.005

-0.03
4

0

3

5

-0.04
2
1

6

-0.005

-0.05

7

-0.01

12

-0.06
11

8
9

-0.015
831

831.5

832

832.5

H-I Balance Voltage (V)Output of Pickup Coil (V)0.01

804L (Ch16)805R (Ch17)806L (Ch18)

HI_BV(Ch31)

0.02

10

-0.07
833

Time (s)Fig.4 Signals of HC pick-up coils at the 18th propagation of a normal zone.

図３．３．１－１５．(a)常伝導転移時のピックアップコイル出力波形．(b)常伝導転移時のＡＥ信号とバランス
電圧の高速波形および低速波形．

第10サイクルにおける通電では，図３．３．１－１４に示した例以外に，プラズマ
実験時の励磁において，もう一度短時間の常伝導伝播と回復が生じている．これらはいずれもモデルコイルから推定したものより低い電流値において観測されており，励磁に伴う交流損失によって局所的に温度が上昇しているために発生した可能性が高いと．このため，２回目の常伝導転移以後は，高磁場励磁前には11 kA付近で２時間以上保持するように励磁方法を変更し，11.5 kA相当までの励磁を合計5回行い，安定に励磁できることを確認した．これにより，第10サイクルの磁気軸位置3.6 m（#1-dモード）において，中心トロイダル磁場2.85 Tのプラズマ実験が可能となっている（従来は2.75 T）．この条件で電子サイクロトロン加熱プラズマ実験が行われた結果，以前より高い電子温度を得ることに成功している．
励磁・減磁に伴う交流損失によってヘリカルコイル内部の温度が上昇する．サブク
ールシステムが定格運転（熱交換器温度3.0 K，コイル流量50 g/s）の場合のコイル
出口平均温度の時間変化を図３．３．１－１６(a)に示す．一旦，上昇した温度は約２時間の時定数で低下している．第11サイクルの冷却完了後の励磁試験では，11.5 kA相当(ヘリカルコイル３ブロックの電流値がH-O/M/I =11.8/11.4/11.4 kA)の励磁を行ったところ，#10セクターの最下部付近から常伝導伝播と回復が観測された．発生位
置は３層目と推定され，飽和液体ヘリウム冷却において数回の常伝導伝播が同じ場所で観測されているため，これらとの比較を図３．３．１－１６(b)に示す．常伝導伝播速度が飽和液体ヘリウム中の11.0 kAの場合より遅くなっており，サブクールによって冷却安定性が改善されていることを示している．しかしながら，その改善効果は106

モデルコイルによる予測よりも小さい．飽和ヘリウム冷却では，常伝導伝播がコイル
最下部付近で始まり最上部付近で停止したことから，コイル下部ではH-Iブロックへの気泡の集積によって局所的に冷却が悪化していると推察されてきた．この部分の冷却を改善することが改造の目的であったが，依然，局所的にサブクール度が小さいことが推察される．現在，その原因およびモデルコイルとの差異について検討中である．
また，サブクール運転におけるH-Iブロックの冷却安定な範囲を把握することができたため，この限度を超えないように，ＭおよびＯブロックの電流値を増やした励磁法
による高磁場励磁を進めている．これにより，第11サイクルの途中からは磁気軸位置
3.6 m（#1-dモード）において，中心トロイダル磁場2.95 T（第10サイクルでは2.85 T）のプラズマ実験を可能にする計画である．また，この電流値は，磁気軸位置3.5 mでは，中心トロイダル磁場3 Tに相当する．
(b)+3.5 A/s to 11.25 kA-14 A/s from 11.4 kA+7 A/s to 10.5 kA

Resistive Component, eI-eM/

HC Outlet Temperature (K)

4.1

(mV)

(a)

=132 min.

4

3.9
120 min.
Temperature rise by resisive losses of joints

3.8

12

13th (11.15 kA, 4.4 K)
17th (11.0 kA, 4.4 K)
22nd (11.0 kA, 4.4 K)
23rd (11.4 kA, subcool)

10
8
6
4
2
0

0
40 80 120 160 200 240 280
Time from the Start of Excitation (min.)00.5Time (s)11.5

図３．３．１－１６．(a)励磁に伴うヘリカルコイル出口における温度上昇．(b)飽和液体ヘリウム冷却時およびサブクール液体ヘリウム冷却時に観測されたヘリカルコイル#10セクターを起点とした常伝導転移時の常伝導抵抗成分波形．

[1] Mito, T., Sagara, A., Imagawa, S. et al., “Applied superconductivity and cryogenic
research activities in NIFS”, Fusion Engineering and Design, Vol.81, No.20-22 (2006) pp.
2389-2400.
[2] Imagawa, S., Yanagi, N., Hamaguchi, S. et al., “Achievement of high availability inlong-term operation and upgrading plan of the LHD superconducting system”, Nuclear
Fusion, Vol.47, No.4 (2007) pp. 353-360.
[3] Yanagi, N., Seo, K., Imagawa, S. et al., “Pulse height analysis on the balance voltage andacoustic emission signals for the LHD superconducting coils”, Fusion Engineering and
Design, Vol.81, No.20-22 (2006) pp. 2561-2565.
[4] Ishigohka, T., Tsuchiya, T., Adachi, Y. et al., “AE measurement of the LHD helical coils”,
IEEE Trans. Appl. Supercond. Vol.15, No.2, (2005) pp. 1423-1426.

107

[5] Ishigohka, T., Mito, T., Imagawa, S. et al., “Protection of LHD coils by intelligent
observation of voltage signals”, Fusion Engineering and Design, Vol.81, No.20-22(2006) pp. 2567-2570.
[6] Takahata, K., Mito, T., Chikaraishi, H., Imagawa, S., Satow, T., "Coupling losses incable-in-conduit conductors for LHD poloidal coils", Fusion Engineering and Design 65(2003) pp. 39-45.
[7] Imagawa, S., Takahata, K., Yanagi, N., Mito, T., " Measurement of residual magnetic fieldby superconducting magnets of the LHD ", IEEE Trans. Appl. Supercond. 15 (2005) pp.
1419-1422.
[8] Takahata, K., Imagawa, S., Yanagi, N., Chikaraishi, H., Mito, T., "Influence of magnetic
hysteresis on quench-voltage detection in large superconducting magnets", Fusion
Engineering and Design 81 (2006) pp. 2571-2575.
[9] Imagawa, S., Yanagi, N., Sekiguchi, H., Mito, T., Motojima, O., “Performance of thehelical coils for the large helical device in six years' operation”, IEEE Trans. Appl.
Supercond. Vol.14, No.2, (2004) pp. 1388-1393.
[10] Yanagi, N., Imagawa, S., Hishinuma, Y., et al., “Asymmetrical normal-zone propagation
observed in the aluminum-stabilized superconductor for the LHD helical coils”, IEEE
Trans. Appl. Supercond. Vol.14, No.2, (2004) pp. 1507-1510.
[11] Imagawa, S., Hamaguchi, S., Yanagi, N. et al., “Upgrading program for improving thecryogenic stability of LHD helical coils by lowering the operating temperature”, Fusion
Engineering and Design, Vol.81, No.20-22 (2006) pp. 2583-2588.
[12] Imagawa, S., Yanagi, N., Hishinuma, Y. et al., “Results of stability test in subcooled
helium for the R&D coil of the LHD helical coil”, IEEE Trans. Appl. Supercond. Vol.14,
No.2, (2004) pp. 1511-1514.
[13] Imagawa, S., Yanagi, N., Hamaguchi, S. et al., “Improvement in cryogenic stability ofthe model coil of the LHD helical coil by lowering the temperature”, IEEE Trans. Appl.
Supercond. Vol. 16, No.2, (2006) pp. 755-758.
[14] Shirai, Y., Ohya, M., Ikuta, R., Shiotsu, M., Imagawa, S., "Transient stability of Large
Helical Device conductor with and without aluminum stabilizer (2) – numerical results",
IEEE Trans. Appl. Supercond. 17 (2007) pp. 2458-2461.
[15] Noguchi, S., Kawawada, N., Igarashi, H., Ishiyama, A., Yanagi, N., Imagawa, S.,"Asymmetrical normal zone propagation analysis considering Hall effect for large
aluminum stabilized supercnductor", IEEE Trans. Appl. Supercond. 17 (2007) pp.
2490-2493.

108

３．３．２ 加熱
１）負イオン方式ＮＢＩの高性能化
ＬＨＤには３台の負イオン方式の接線方向の中性粒子入射装置（ＮＢＩ）が設置されており、ＬＨＤプラズマでの高イオン温度、高密度、高ベータなどのプラズマ性能向上に関する実験のみならず、ＴＡＥ、高エネルギー粒子、イオン温度計測などの物
理、計測実験に重要な役割を果たしている（参照３．１章、３．２章）。
ＬＨＤ実験領域拡大とプラズマ性能向上には、ＮＢＩの性能向上が必須となる。そのためには、ＮＢＩの基幹装置である水素負イオン源の高性能化を行うことが、効率が高く合理的である。水素負イオン源高性能化のために必要な項目を以下に示す。
１． 水素負イオン電流の増大。
２． 耐高ビーム熱負荷型接地電極の開発。
３． 水素負イオンビーム輸送効率の改善。
ＮＢＩの動作が安定したＬＨＤ実験第８サイクル以降では、上記高性能化の３項
目に重点を置き改良を進めた。
負イオン源から引き出されるイオン電流を増加させるためには、（１）ＬＨＤ−Ｎ
ＢＩ用負イオン源で用いられている２５０ｍｍＸ１２５０ｍｍという広い電極領域
からの負イオンビームの均質化、（２）負イオン生成効量増加のためにア−クプラズマに添加されるセシウムの状態の把握が重要となる。項目（１）の負イオンビームの均質化の改善は、イオン源負イオン生成室内のアークプラズマ密度分布の均一化と、負イオン生成面であるプラズマ電極の温度制御に大別される。前者に関して、ＮＢＩ３号機ではアークプラズマ密度均一化のために、フィラメント電源とアーク電源を１２

図３．３．２．１－１ プラズマ電極温度調整用冷却系構造体（左、青部）と、同電極より引出された 高均一ビーム分布（右、赤点）

109

分割し、それぞれ独立に制御可能となっている。これにより高いアークプラズマ密度のバランスを得ている。また、後者に関して、ＮＢＩ２号機は第８サイクル時に、温度制御のために図３．３．２．１－１左に示すような冷却構造体をプラズマ電極上に設置し、広い電極領域から今までに無い均一な負イオンビームを得ており（図３．３．
２．１－１右）、今後ビーム入射の高パワー化と長パルス化に向けての同方式の展開を目指している。
項目（２）に関して、ＮＢＩ３号機では第１０サイクルよりイオン源中に導入されたセシウム量と負イオン生成量の相関と、イオン源内のセシウムのダイナミクスの解明を目的とした分光測定を開始した。図３．３．２．１−２に、負イオン生成室内のセシウム添加時プラズマからの典型的な分光スペクトルを示す。青枠で囲った波長
４６０ｎｍのセシウム正イオン（ＣｓII）に着目すると、図３．３．２．１−３に示したようにアーク放電時と比べビームを引出している時間帯ではセシウム正イオンの発光強度が増加することを見いだした。これは、負イオンビーム引出しにイオン源
下流に生成されるビームプラズマからの正イオンの逆流（バックストリーミング）によりイオン源負イオン生成室内に付着したセシウムがたたき出されことに基因している。現在、同分光測定では、負イオン生成室内に測定位置を増やし、同室内のセシ
ウム正イオンの空間分布と時間変化について調査を行い、負イオン生成室内のセシウ
ムのダイナミクスと負イオン生成量との相関についての研究を行っている。

図３．３．２．１－２．負イオン生成室内のセシウム添加時プラズマからの典型的な分光スペク
トル

110

負イオン電流の増加に伴い、ビーム加速電極群、特に最終段電極である接地
電極へのビームによる熱負荷は増大する。負イオンビーム加速では、加速中の負イオンビームがイオン生成室内からの水素ガスと衝突することによって生ずる剥離電子が電極へ熱負荷を運ぶ。
水素負イオン生成にはプラズマ放電を使うため、この現象は免れない。このため、我々は接地電極のビーム透過率を上げることにより、電極間ガス圧を低減しつつ剥離電子を含むビームの透過率を上げている。
図３．３．２．１−３．
セシウム正イオン・スペクトルの時間変化（上）、アー
ク放電波形とビーム引出し時を示す加速電源波形（下）

ＮＢＩ２、３号機は、図３．３．２．
１−４に示すような円孔型の多孔電極系を用いており、第９サイクルでは、図中３枚の電極のうち接地電極の孔径を１４ｍ
ｍから１６ｍｍに増加させることでビームの透過率を上げ、同電極への熱負荷を低減している。図３．３．２．１−５はＮＢＩ２号機の第８サイクル以降の最大ビーム入
射電力と最大エネルギーであるが、接地電極の改造後に入射電力は３０％以上増加し、ビームエネルギーも上昇させることが可能になった。

図３．３．２．１−４ 円孔型多孔電極系

図３．３．２．１−5 接地電極孔径の拡大とビーム入射
電力接地電極孔径 14mm（青点）、16mm（赤点）。

111

一方、ＮＢＩ１号機には、第６サイクルから入射ビーム高出力化のために核融合科学研究所で独自開発した新加速電極系を用いている。この加速電極系は図３．３．２．
１−６に示すように、最終段の接地電極に高ビーム透過率に特化した多スロット状電極
孔を取付けており、この加速電極系によって、第７サイクルまでにビームライン当り
４ＭＷから５ＭＷ以上のビーム入射電力を得ることができるようになった。しかし、
この加速系はスロット電極とその上流側の

図３．３．２．１−6 新電極系

円孔型ステアリング電極という電界対称性が違う電極の組み合わせのために両電極近傍のビーム収束特性の相違があり、水平・
垂直方向のビーム収束条件が一致しないという問題があった。この問題点を解消する
ために、第 10 サイクルからステアリング電極の孔形状を円孔からレーストラック孔に置き換えた。両ステアリング電極形状での水平・垂直方向のビーム最小幅を、ビー
ム収束パラメータである加速・引出電圧比に対してプロットしたものを、それぞれ図３．３．２．１−７に示す。円孔を用いたステアリング電極の場合（左）に比べ、レーストラック孔を用いた場合（右）、水平・垂直方向の最小ビーム幅が、ほぼ同じ電圧比で得られることを見いだした。

図３．３．２．１−７ 円孔型ステアリング電極を用いた加速系（左）とレーストラック孔型ステアリング電極を用いた加速系（右）での、ビーム幅の加速・引出電圧比に対する変化

112

図３．３．２．１－８ 加速・引出電圧比に対する
ポート通過効率赤●：第１０サイクル、青■：第９サイクル。

図３．３．２．１−９ ビームエネルギーに対するビーム入射電力。
赤●：第１０サイクル、青□：第９サイクル。

水平・垂直方向のビーム収束条件の一致により、多スロット電極を用いた加速系でも多孔電極のみの加速系と同様に、入射ビームの３８％〜４０％の高いポート通過効率を得ることができるようになった（参照、図３．３．２．１−８）。この時の最大ビー
ム輸送効率は、約９０％〜９４％に達する。結果として、多スロット接地電極を備える加速系の場合、図３．３．２．１−９に示すように最大入射電力とビームエネルギ
ーは、それぞれ６．０ＭＷと１８７ｋｅＶに到達している。
以上、負イオン方式ＮＢＩ１号機から３号機までの高性能化の結果、図３．３．２．
１−１０に示すように、入射電力の総和は第８サイクルでのビームラインのトラブルで一旦減少しているものの年度毎に上昇し、第１０サイクルの間に入射電力は増加している。負イオン方式ＮＢＩによるビーム入射電力の総和は１４Ｍ
Ｗに至り、第９サイクルから入射を始めた 正イ オン方 式のＮＢＩ（参照、３．３．２．２章）を加えると、全入射電力は２０ＭＷに到達している。
全入射電力の向上には、各ＮＢＩの安定性も重要であり、今後は長期にわたる実験期間でのＮＢＩの安定動作も重要視していく。

図３．３．２．１−１０ 全ＮＢＩ入射電力の進展

113２）低エネルギーＮＢＩの開発【目的と経緯】
LHD における低エネルギー中性粒子ビーム入射装置（NBI）の開発は、以下に示す
項目を達成することを目的として、平成１６年度より検討が開始された。
① 荷電交換分光法によるイオン温度＆径電場分布計測をする際の中性粒子源として使用する計測用 NBI。
② 磁場に対して垂直な方向に、その運動エネルギーの大部分を持つような粒子の閉じ込め評価を行う際のプローブビーム源。
③ 低エネルギーＮＢＩによる LHD プラズマのイオン加熱源。
④ 大電流低エネルギービームによるプラズマ中心に対する粒子補給源。
平成１７年度には、前年の検討結果をもとに低エネルギーNBI 用のイオン源開発を行った。これと並行して、平成１７年度には、計測用低エネルギーNBI を LHD に設置した。このことが、LHD の高イオン温度実験に対して良好な結果をもたらしたことを受けて、平成１８年度に、その能力の増強を行った。
【NBI テストスタンドでの開発】
LHD 用の低エネルギーNBI の仕様を表３．３．２．２－１に示す。この仕様を満たすイオン源開発を検討するに当たって、もっとも重要な事項は「プラズマ電極の材質及び厚さ」の選択であった。ここで、プラズマ電極とは、イオン源プラズマに面した電極のことであり、イオン源プラズマを生成・維持する為に必要なアーク放電電力の約１／２が、この電極に対する熱負荷となる。LHD 用低エネルギーNBI イオン源は１０秒程度のビームを引き出す仕様であるので、充分な除熱能力を持ったプラズマ電極が必要である。この為に、ビーム引出孔一列ごとに冷却水パイプを一列配置し、また材質は除熱能力が高く、冷却水などによる腐食に強い「無酸素銅」を使うこととした。
表３．３．２．２－１ LHD 低エネルギーNBI の仕様

イオン源の種類

正イオン

イオン源放電の様式

フィラメント・アーク放電

入射粒子種

軽水素(H)

入射エネルギー

40 [keV]

イオン源の数

4 [台]入射パルス幅10 [秒]

イオン源一台あたりのイオンビーム電流

75 [A]

ビーム引出領域

21 [cm] (W) x 55 [cm] (H)

114

電極構成

加速（プラズマ）・減速・接地電極系

焦点距離8.3 [m]

イオン源から良質のビームを引き出すには、すなわち、良いビーム光学系を実現す
るには、プラズマ電極を極力薄くする必要があり、３．３ｍｍ程度の厚さに抑えることが望ましいと考えられた。一方、機械的及び熱的な強度を考えると、電極にはそれなりの厚さが必要となる。無酸素銅を材質として使用した場合に、電極強度の観点か
らは４ｍｍの厚さが必要であると考えられた。この矛盾を解決する為に、NBI テスト
スタンドにおいて実験を行い、適切な電極厚を決定する必要が生じた。
このことに関連して、イオン源のアーク効率をいかに良くするかということも重要な項目として挙げられた。アーク効率とは、イオン源プラズマの生成・維持に消費したアーク放電電力に対するビーム電流の割合を表す値であり、イオン源の性能を表す指標の一つである。正イオン源では０．５－１A/kW 程度が典型的な値で、アーク効率が 1A/kW を達成すると性能の良いイオン源とされている。要求されているビーム
電流７５A に対して必要なアーク放電電力は、想定するアーク効率によって７５－１
５０ｋW と大きく変わり、結果としてプラズマ電極に対する熱負荷も大きく変わる。
つまり、イオン源のアーク効率がプラズマ電極厚の選択に大きく影響を及ぼす。
アーク効率の良いイオン源を実現する為に、複数の閉じ込め磁場配位形状を検討した。それらの中で、図３．３．２．２－１に示される二つの配位（Type-A 及び B）が最終的な候補となった。これらの配位に対して、フィラメント位置を出発点として、電子の軌道計算を行い、フィラメントから発生する一次電子の閉じ込めを評価したところ、「Type-A の配位は、一次電子の閉じ込めが良いという利点をもつ反面、プラ
ズマ電極近傍での一次電子の量が少なく、一様性も悪い」ということが、「Type-Bの配位は、その逆でプラズマ電極近傍での一次電子の量が多く、一様性も良いが、一a)b)

図３．３．２．２－１ LHD 低エネルギーNBI 用イオン源の閉じ込め磁場配位の磁力線構造。(a)Type-A、(b)Type-B。図中、赤線は磁力線を表し、青線はプラズマ電極位置を表す。

115

次電子の閉じ込めが悪い」と言うことがわかった。これら２つの配位のどちらが、より良いアーク効率を実現するかは明確ではない為、同一のイオン源を用いて、２つの磁場配位を比較する実験を NBI テストスタンドにおいて行った。
図３．３．２．２－２に、NBI テストスタンドで行った時の実験結果を示す。この時、プラズマ電極は 4mm 厚の物を使用した。NBI テストスタンドの電源の制約上、ビーム電流は 40[A]に抑えられてしまう為、プラズマ電極のビーム引き出し面の半分をマスクして実験を行った。（この為、この実験でえられたアーク効率は、実際に使用するイオン源の半分程度となった。）この図より、Type-A の磁場配位のほうが高いアーク効率を示すことがわかる。また、プラズマ電極周辺での一次電子の量よりも、一次電子の閉じ込め特性のほうが重要であることもわかった。この結果から、Type-Aの磁場配位を採用することに決定した。
30

0 .4 8 [A /k W ]加速電流[A]

25

T y p e -A

20

15
0 .3 5 [A /k W ]T yp e -B

10

5

0
0

10

20

30

40

50

60

ア ー ク 放 電 パ ワ ー [kW]図３．３．２．２－２ Type-A 及び Type-B 磁場配位を使用した時のビーム加速電流のアークパワー依存性。青点が Type-A 配位時の加速電流を表し、赤点が Type-B 配位時のそれらを表す。

Type-A の磁場配位のイオン源を用いて、上述した２種類の厚さ（3.3mm 厚と 4mm厚）の電極の性能を比較する実験を、NBI テストスタンドのイオン源室カロリーメー
タアレイを用いて行った。図３．３．２．２－３に、その時の結果を示す。図３．３．
２．２－３の横軸は、パービアンスと呼ばれる量で表している。パービアンスとはビーム加速電流をビーム加速電圧の１．５乗で規格化したもので、チャイルド・ラング
ミュア則に従ったビーム電流の加速電圧による規格化を表している。ビーム幅が最小になるパービアンスのことを最適パービアンスと呼ぶ。LHD 低エネルギーNBI 用のイ
オン源の仕様は、加速電圧 40kV/ビーム電流 75A であるので、最適パービアンスは 0.3

116

A/kV1.5 程度であることが望ましい（電極半分をマスクした場合は、0.15A/kV1.5）。図
３．３．２．２－３より、4mm 厚電極の最適パービアンスは~0.095A/kV1.5 であり、3.3mm 厚電極のそれは~0.11A/kV1.5 となっている。3.3mm 厚電極の方が目標値（0.15
A/kV1.5）に近い。このことから、3.3mm 厚電極の方が、より優れたビーム光学系を持っており、また、今回開発した Type-A 磁場配位のイオン源と組み合わせて使用した
場合において、3.3mm 厚電極を使用しても機械的及び熱的に充分な強度が得られてい404mm厚3.3mm厚ビーム1/e半幅 [cm]

35
30
25
20
15
10
5
0
0.04

0.06

0.08

0.1

0.12

0.14

0.16

パービアンス [A/kV 1.5]
図３．３．２．２－３ ビームプロファイル 1/e 半幅のパービアンス依存性。○印：4mm 厚電極使用時のビーム幅、●印：3.3mm 厚電極使用時のビーム幅。図中のバンドはそれぞれのビームプロファイル 1/e 半幅が最小になる領域を示す。

ることがわかった。ちなみに、3.3mm 電極を使用した時のプラズマ電極と減速電極間のギャップ間距離は 6.5mm であり、チャイルド・ラングミュア則の電極ギャップ間
距離依存性（パービアンスはギャップ間距離の２乗に反比例する）を考慮にいれると、ギャップ間距離を 5.5mm とすることによって、目標値である 0.15A/kV1.5 が到達しう
ることがわかる。
テストスタンドでは、電源の制約上、電極の半分をマスクして実験を行ったが、実機においては、一台の加速・減速電源で２台のイオン源を運転する仕様となっているので、この電源を用いてイオン源１台のみを運転することによって、今回開発したイオン源の最大ビーム電流値を評価することが出来る。図３．３．２．２－４に、この時の結果を示す。この図に示されているように、今回開発されたイオン源はイオン源

117

120

ビーム電流

[A]

100

250

80

ビーム電流仕様値

200

60

150

40

100

20

50
I

beam

[A] =P[kW]*(0.77994)+10.346

arc

0
0

20

40

平均ビーム電流密度 [mA/cm 2]300

アーク放電の不安定性による運転限界

60

80

100

0
120

アーク放電電力 [kW]図３．３．２．２－４ LHD 低エネルギーNBI 用正イオン源のビーム電流値のアーク放電電力依存性

１台あたり最大１００A までのビーム電流を取ることが出来ることがわかった。また、
アーク効率が 0.78A/kW であった。ビーム電流の最大値は、イオン源プラズマを維持する為のアーク放電の不安定性によって制限されている。この時に、並行して最適パービアンスを調べたところ、約 0.28A/kW1.5 となり、ほぼ目標を達成していることがわかった。
【低エネルギービーム入射実験】
テストスタンドで試験されたイオン源の性能を基にビームラインの設計・建設が行われた。LHD5-O ポートから LHD トーラス中心に向けてビームラインを設置し、平成
17 年度には 75A のイオン源を 2 台導入した。図３．３．２．２－５にビームラインの全体写真を示す。第 9 サイクル実験から、低エネルギーNBI の入射が開始された。
ビーム入射領域に視線を持つ荷電交換分光システムも同時に整備され、イオン温度の空間分布計測が可能となった。ポロイダル方向の視線では、中心部の発光強度が弱い
場合に中心部の計測精度が不十分となることが明らかとなり、トロイダル方向の視線を持つ荷電交換分光システムが追加整備された。これらの計測系の整備により、垂直ビームによるプラズマ加熱の有効性が明らかにされた。特にイオン温度は、垂直 NBI
入射パワーの増加とともに上昇し、イオン加熱の有効性が確認された。さらに低エネ
ルギービームは粒子供給率が高く、プラズマの密度やその分布形状の制御にも有効であることが示された。電子加熱が支配的である高エネルギー接線 NBI 加熱プラズマでは、ホローな密度分布になりやすい傾向があるが、低エネルギー垂直 NBI 加熱プラズ

118

図３．３．２．２－５ LHD 低エネルギーNBI 用ビームライン。緑色のイオン源用磁気シールドボック
ス内に 4 つのイオン源が搭載される。

図３．３．２．２－６ 低エネルギー垂直 NBI の最大入射パワーの進展。

マでは、中心ピークした密度分布が実現する傾向が確認された。つまり密度分布制御も可能となった。これら成果により平成 18 年度にはさらに 2 台のイオン源を導入し、垂直 NBI のパワー増強を行った。図３．３．２．２－６に垂直 NBI の最大入射パワーの推移を示す。2 つのイオン源ごとに電源系が整備され、入射タイミングやビームパワーなどをそれぞれ独立に制御できる。そのため、計測、加熱、密度制御など様々な用途に対応ができる自由度を持つシステムとなった。
垂直 NBI の増強により、LHD プラズマの運転領域が拡大された。垂直 NBI 加熱効果の低下が懸念された低磁場運転においても加熱効果が確認され、プラズマの蓄積エネ
ルギーの増加がみられた。これにより、高β領域の運転でも垂直ビームは用いられ、LHD の目標値である最高 β 値５％が実現された。さらに、イオン加熱パワーの増加によって、最高イオン温度値が大幅に更新された。中心ピークしたプラズマ密度分布

119

が、中心加熱に適しておりイオン温度の上昇も顕著である。低エネルギー垂直 NBI を用いて中心ピークした密度分布を実現し、高パワー接線 NBI で追加熱することで、
6keV を超える中心イオン温度が 2x1019m-3 の密度で達成された。図３．３．２．２－
７に、このときのイオン温度分布を示す。大きなイオン温度勾配を伴う中心ピークしたイオン温度分布が実現されていることがわかる。このとき、中心電子温度は 4keVであり、イオン加熱が支配的である。高密度領域でもイオン加熱は有効であり、
3.2x1019m-3 の中心密度で 3keV の中心イオン温度が達成された。高イオン温度が実現するプラズマでは、イオンの異常輸送が改善されている。同時に非常に大きなトロイ
ダル回転と不純物の吐き出しによる”impurity hole”の形成が観測されている。これらの特徴的な現象は、高イオン温度の実現によって初めて観測され、イオン輸送の研究が新しい展開を迎えている。

880267-1.18s
79887-1.23s
79874-1.23s
74282-1.15s

7
Ti [keV]

6
5
4
3
2
1

0
3.6 3.8 4.0 4.2 4.4 4.6 4.8
R [m]図３．３．２．２－７ 高いイオン温度を達成したショットのイオン温度分布。

120３）ジャイロトロンと伝送系の改良
ジャイロトロンの改良
1. 平成１４年度からジャイロトロン
改良の一環として、無冷媒超伝導マ
グネットの導入を順次行った。冷媒としての液体ヘリウムを全く使わないため、従来のように液体窒素、
液体ヘリウムの定期的な供給の必要なくなったことで、電子サイクロ
トロン波加熱装置に求められる日
常運転の安定化に多いに寄与した。 図 3.3.2-3-1 無冷媒マグネットの導入
さらに、この無冷媒型マグネットには永久電流モードスイッチが搭載されており、通常の運転時には、朝夕の立ち上げ、立ち下げ時以外は永久電流モード
でジャイロトロンを運転することで、超伝導電源の切り離しを行い、それまで頻繁に起こっていたジャイロトロン高圧
電源のサージによる超伝導マグネット用電源のダメージを回避できるようになった。この永久電流モードでの運転も日常運転の安定化、ひいては、マシンタ
イムの効率利用に寄与している。現在は同じタイプのマグネット(ボア径 140mm)を５台導入しており、図 3.3.2-3-1 はこの内２台の運用状況を示す。平成 18 年
度には、さらに、後述する 77GHz 高出力
ジャイロトロン用に大口径ボアの無冷媒マグネットを導入して運用している。
なお、原子力機構で開発されている ITER

図 3.3.2-3-2

７７GHz ジャイロトロン

用のジャイロトロン用にも同タイプの無冷媒型が採用されている。
2. 平成１８年度には、筑波大学と共同で新たに 77GHz、1MW、５秒（定常では 0.3MW）のジャイロトロンを開発し、筑波大学での短パルスでの 1MW 出力確認を経て、平121

図 3.3.2-3-3 77GHz ジャイロトロンの a)発振出力と発振効率のビーム電流に対する依存性 b)

成 19 年度から核融合研に設置して長パルスへのコンディショニング及びＬＨ
Ｄへの入射を開始した。図 3.3.2-3-2 は、
この 77GHz ジャイロトロンを既設ジャイ
ロトロンタンクに搭載した様子を示し

図 3.3.2-3-4 導波管冷却の強化ており、前述の大口径無冷媒マグネットと組み合わせて使用している。図3.3.2-3-3 は、このジャイロトロンの短パルスでの出力特性を示しており、a)には出力と発振効率のビーム電流に対する依存性、b）には各ビーム電流値での出力の磁場強度に対する依存性を示しており、磁場を最適化しながら、ビーム電流を増大させることで目標の出力 1MW
図 3.3.2—3-5 導波管内、および導波管両以上が達成されたことを示している。 端の真空度上昇の比較（点線：改良前、実平成１９年１０月末までに、500kW ジャ 線：後）
イロトロン出力で、5 秒をダミーロー

ド負荷で達成し、ＬＨＤ実験に供しながら 800kW ジャイロトロン出力で、2 秒 までの運転を達成している。これまでの所、大きな問題はなく、順調にコンディシ
ョニングが進んでおり、今後、1MW,5 秒よび 0.3MW、1,000 秒までの実証を行ってゆく予定である。
伝送系の改良1. 熱損失の評価と対策

122

(A) 平成１５年度に行った 756 秒入射時の導波管各部の温度測定データを元に、伝送系各部の冷却の強化を行った。冷却方式は、導波管外側から水冷銅パイ
プを巻き付けるもので、除熱効率と熱伝導の向上のため、銅板を導波管外側
外壁に沿った半割のパイプ状に加工して、銅パイプを半田付けしたものをほぼ全経路にわたり巻き付けた(図 3.3.2-3-4)。この結果、測定を行った導波管外側表面の温度上昇は最大７０度に抑えられ、2000 秒程度の時間で定常値に達した。平成１５年度の 756 秒 72kW 入射時と平成１６年度の 1919 秒 100kW
入射時の温度上昇の比較を図3.3.2-3-5 に示す。これらの結果か
ら、導波管の温度上昇は導波管壁からのアウトガス増大を引き起こし、
導波管内の真空度劣化が入射可能なパルス幅を制限することが判明した。導波管内径の小ささから平成
１５年度まで行っていた２カ所からの排気では限界があるため、既設図 3.3.2—3-6 導波管内、および導波管両の排気ポートに加え、伝送導波管に 端の真空度上昇の比較（点線：改良前、実さらに９カ所から排気ができるよ

線：後）

うに、新たに導波管ギャップ型排気ポートを試作、開発して追加した。図 3.3.2-3-6 に示したのは、平成１５年度の 756 秒 72kW 入射時と平成１７年度の 3,900 秒 110kW 入射時の導波管内、ジャイロトロン側導波管真空排気口、および本体側導波管真空排気口の推移の比較であり、前述の冷却強化の効果と相まって特に、導波管内真空度はイ
ンターロックレベルより２桁低い 10-2 Pa でほぼ定常値に達していることがわ
かる。
(B) このような伝送系の改良、改善を行った結果、ＬＨＤ第８サイクル中に入射
電力 110 kW で長時間入射し、中心温度 1.5keV 電子密度 1.5x1018m-3 のプラズ
マを 3,900 秒維持することに成功した（図 3.3.2-3-7）。密度の制御に関しては、より少量のガスを精度よく制御して導入するため、マスフローメータを用いたガス導入システムに切替えて実験を行った。2,000 秒以降、電子密度が上昇し、電子温度が低下しているのは高い電子密度を達成するため、ガスの導入量を増加させた結果である。維持時間はデータ取り込みのための設定
時間に達したため手動で停止したものであり、この入射電力、プラズマパラ
メータにおいては、すべてのシステムは安定、正常に動作し、結果的にＬＨ
Ｄの一時間以上の定常プラズマ維持を初めて実証した[3.3.2-3-2]。

123

参考文献
[3.3.2-3-1] KUBO, S. et al., Plasma Physics andControlled Fusion, 47(5A), 2005, pp. A81–A90.
[3.3.2-3-2] YOSHIMURA, Y et al., Journal of Physics:
Conf. Series, 25, 2005, pp. 189-197.

図 3.3.2-3-7 .110 kW 3,900 秒入射で維持したプラズマの時間推移。上から、入射電力モニター、ガス導入量、プラズマ密度、
代表的な ECE による電子温度124４）ＩＣＲＦアンテナ改良と定常化
ＬＨＤにおいてＩＣＲＦ加熱実験を遂行する上で、アンテナ及び高周波伝送路は必
須なコンポーネントである。現在 3 組 6 本の速波励起用ループアンテナがＬＨＤに挿入されている。図３．３．２．４−１にＬＨＤに搭載されたアンテナの配置図を示す。
同時運転可能な現有高周波発振器が４台であることから、3.5 及び 7.5 ポートに挿入された２組４本のアンテナを各発振器に接続し加熱実験に使用している。これらは定常実験での使用も見越して設計・製作されたものであるが、実際に定常実験が進展して行くのに際し不具合が生じたり、また、実験の効率化や安全性を考えて改良が加えられてきた。それらの点について項目毎にその内容について記述する。
図３．３．２．４−１ ＬＨＤに設置したＩＣＲＦアンテナの配置図（１）アンテナ放射部及びフィードスルー部の冷却図３．３．２．４−１は、真空容器内に据え付けられたアンテナの写真である。アンテナは水平方向に可動構造となっており、アンテナ及び同軸伝送路は定常運転時の熱除去のために水冷却している。アンテナ放射部においては、表面に見える静電遮蔽のためのファラデーシールドが SUS パイプでできており、当初は全てのアンテナでその内部を冷却水が流れる構造となっていた。実験終了後の大気開放時の点検により、これらのファラデーシールドのパイプ部分に損傷が認められた。ファラデーシールドの内側と電流ストラップとの間で放電が起き、表面に放電痕が見られた。一番長く使125

用している 3.5U,L アンテナにおける損傷が、他のアンテナと較べて特に顕著であった。この対策として、3.5U,L アンテナについては、パイプの肉厚を 1mm から 2.2mm
へ厚くするように改造することとした。また、4.5U,L 及び 7.5U,L アンテナについて
は、SUS パイプの中に銅棒を入れ絞り込んだクッラド材にし、銅の熱伝導により冷却を行う方式を採用した。銅の根元の部分は冷却水により冷やしているが、ファラデーシールド部には水を使わない構造となっており、プラズマに一番近い部分に水を使わないと言うことで、水漏れの危険性を緩和した方式である。従来型の水循環式ファラデーシールドである 3.5U,L アンテナと比べて、加熱の性能が落ちると言うことも見られていない。
アンテナはセラミックフィードスルーを介してＬＨＤの真空容器内に導入されている。セラミックが真空封じ切りに使用されており、発振器側の同軸管内には内導体と外導体の間の耐電圧特性を高めるための絶縁ガスとして窒素ガスが充填されている。定常実験中に、一度 3.5L アンテナにおいてセラミックが過熱されクラックが発生し、窒素ガスのリークが生じた。セラミック直接の温度測定は為されていないが、外導体部の温度で 60〜80℃あり、セラミック部はかなりの高温になったと推測される。窒素ガスは、通常は封入されているだけであるが、外導体に設けてあるノズルを用いて、定常実験時は窒素ガスの吹き付けによりセラミックを直接冷却するように改図３．３．２．４−２ 液体スタブにより構成されたインピーダンス整合器

126

良した。この冷却方式の有効性は研究開発試験により確認済みである。
（２）インピーダンス整合の制御性の向上
定常実験において安定して加熱電力を入射し続けることは大変重要である。長時間
ＩＣＲＦ電力を入射し続けると、始めは少なかった反射電力が次第に増大し、反射イ
ンターロックにより発振が停止することになる。そこで、アンテナ通電中にインピー
ダンス整合を取る必要がある。従来方式のスタブ整合器は、電気長を変えるための摺動部の構造として、金属が機械的に接触している部分があるため、通電しながらスタブを動かしインピーダンス整合を取るのは容易ではない。図３．３．２．４−２に示す様にＬＨＤにおけるシステムは、摺動部に液体を採用しているため、通電中に液長を変化させることができ、容易にインピーダンスを変えることができる。インピーダ
ンス整合器は、２本または３本のスタブにより構成されており、液長はポンプとシリ
ンダーの二つの方式により制御されている。当初は手動で液長を変えていたが、コン
ピューター制御に変更し、完全に自動制御によりインピーダンス整合を取るように改良した。このシステムでは、インピーダンス整合を計算するのに必要な入射・反射電力及び液長のデータを取り込み、整合点を計算して液長の変更を行う。この過程をＩ
ＣＲＦ電力が入射されている間繰り返す。図３．３．２．４−３は、長時間放電における液長の時間変化と、電力反射率の時間変化を示している。約 2000 秒のＩＣＲＦ
電力入射の間、液長は約 0.1m 変化している（左図）。電力反射率は、最初 7%程であったが、直ちに 1%以下に減少し、その後は概ね 1%以下に抑えられている。参考にイ
図３．３．２．４−３ スタブ液面位置と電力反射率の時間変化

ンピーダンス整合の制御をしなかった場合の電力反射率も示しているが、直ぐに 50%程に上昇し、500 秒以降は約 80%が反射電力となる。システムに改良を更に加え、0.1
秒ほどの短パルスであっても制御できるようになってきている。

127

（３）アンテナ監視等の強化
実験中のアンテナの健全性を確認する上で、カメラによる目視は大変有効である。
ＣＣＤカメラを用いた監視は当初から行っていたが、ＩＲカメラを用いた温度測定も追加した。図３．３．２．４−４は、ＩＲカメラによる温度測定の例である。同様な
視線で監視しているＣＣＤカメラの画像も比較として示している。視線は、ほぼ赤道面上で接線方向に 7.5U アンテナを見ている。アンテナのカーボンサイドプロテクタ
ーの先端の温度が非常に高くなっているのが観測され、ＣＣＤカメラの画像ではホットスポットらしき赤点が同様の位置に見られている。
図３．３．２．４−４ ＩＲカメラ及びＣＣＤカメラにより観測されたアンテナのホットスポットの画像

ＩＣＲＦアンテナは、当初より大電力定常運転を見越して開発をし、実機の設計・製作をしたが、実際にプラズマ実験に使用しないと分からない点も多く、改良を重ねながら問題点を克服してきた。特に、ＩＣＲＦ加熱の定常運転を本格的に行っている研究所は他にはなく、ＩＴＥＲ及び核融合炉でのＩＣＲＦ加熱に対して貴重な技術的な蓄積が為されていると言える。

128

３．３．３ 計測
１）トムソン散乱計測器の高性能化
ＬＨＤトムソン散乱装置はＬＨＤ第２サイクル実験から稼動を始め， 1998 年 9 月
30 日に最初の電子温度分布データ（ショット番号#2819）を提示した。以降，ＬＨＤ
基幹計測機器の一つとしてほぼ全ショットの電子温度・密度分布のデータをルーチン的に取得している。ＬＨＤトムソン散乱装置は種々の改良，機器の増強を積み重ね，
現在においても世界的にも第一級の性能を有する。現在のＬＨＤトムソン散乱装置の主な緒元を表３．３．３．１－１に示す。
表３．３．３．１－１ 現在のＬＨＤトムソン散乱装置の緒元

観測領域

R = 2.4 ～ 4.9 [ m ]

測定空間点

144

空間分解能

12 ～ 25 [ mm ]時間分解能

10 ～ 180 [ Hz ]測定温度領域

0.02 ～ 20 [ keV ]測定密度領域

1018 ～ 1021 [ m-3 ]高エネルギーレーザー

3 [ 台 ] SAGA 230

高繰り返しレーザー

3 [ 台 ] NY-50[ 点 ]ＬＨＤトムソン散乱は当初パルスエネルギー0.5 J/50 Hz の高繰り返し YAG レーザーを用いた測定から開始したが，パルスエネルギー2 J の高エネルギーレーザーも逐次導入してきた。平成 16 年度に合計 3 台の高エネルギーレーザーが整い，以降高エ
4#077312#077312LPL #2 / 630.3 [msec]

(b)

(a)

3
Te [keV]3
Te [keV]4

HPL #2 / 633.2 [msec]

2
1

2
1

0

0
2.5

3.0

(c)

3.5
4.0
Major Radius [m]

4.5

2.5

3.0

3.5
4.0
Major Radius [m]4.5

図３．３．３．１－１(a) 高エネルギーレーザーを用いて測定した電子温度分布(b) 低エネルギーレーザーを用いて測定した電子温度分布(c) 高エネルギーレーザー(SAGA230)

129

ネルギーレーザー30 Hz 相当の運転を基本運転モードとしている。高エネルギーレー
ザーを用いた測定は高繰り返しレーザーのそれと比べて S/N 比と統計が向上し，電子密度にもよるが，データの品質も約 4～5 倍以上向上する。また，測定可能な密度の下限も引き下げることができた。これにより，電子温度・密度分布に現れる微細な構造の研究や周辺プラズマの研究にいっそう貢献できるようになった。
（図３．３．３．
１－１）
電子温度はトムソン散乱スペク
トルの相対測定から決めることができることに対し，電子密度計測には絶対較正が必要になる。ＬＨ
Ｄトムソン散乱装置ではこれまでに窒素ガス（または乾燥空気）のラマン散乱を利用した絶対較正を行ってきた。このラマン較正に加図３．３．３．１－２ ６ＣＨポリクロメーター
レイリー較正用にチャンネル６を増設した。

え，平成 18 年度に，より精度の高い較正係数が得られることが期待できるレイリー
散乱を用いた較正手法の確立のための予備実験を行い，良好な試験結果を得た。この成果を受けて平成 19 年度には 144 台全てのポリクロメーターにレイリー較正用のチ
ャンネルを増設した。（図３．３．３．１－２）加えて，密度測定の長期間にわたる
信頼性を検証するために，レーザービームの能動制御システムとビーム監視システム
を平成 19 年度までに構築した。
(a)

2

500
0
2500
2000
1500
1000
500
0
2500
2000
1500
1000
500
0
2500
2000
1500
1000
500
0
2000

4
3
2

[V]

1000

低エネルギーレーザーからの信号

1

Channel#1 0

ダイバーター光（＋プラズマ光）

1

Channel#2 0
4
3
2

[V]

1500

(b)

[V]

3

1000
500
0
2500
2000

高エネルギーレーザーからの信号

4

1Channel#3 0

強力なダイバーター光により，検出器が飽和に達している

4
3
2

[V]

1500

Shot #069589 : Poly#035

1

Channel#4 04

検出器の飽和によりトムソン散
乱信号が消失

3
2

[V]

2500
2000

1

Channel#5 0

図３．３．３．１－３ (a) トムソン散乱とダイバータ光の生信号，(b) プラズマ光監視システムの画面

近年ＬＨＤプラズマの高性能化に伴い，以前では問題にならなかった現象も観測されるようになった。その一つが強力なダイバータ光の影響である。ダイバータ板を見込むポリクロメーターが強力なダイバータ光に晒されることで光検出素子が飽和し，

130

正しいトムソン散乱信号が得られない現象が起きる。そこで， 720 個の光検出器全てにプラズマ光監視システムを取り付け，光検出器が定格以内で動作していたか否かを確認してデータの信頼性の判定を行っている。このシステムは平成 17 年度に完成し，平成 18 年度からルーチン的に稼動している。（図３．３．３．１－３）
以上のように，ＬＨＤトムソン散乱装置は基幹計測機器の一つとしてＬＨＤプラズ
マの電子温度・密度分布をルーチン的に測定するとともに，ＬＨＤプラズマの高性能化やプラズマ物理研究からの期待に応えるべく，高性能化に努めている。

131

２）炭酸ガスレーザー計測を用いた密度/揺動計測
３．３．３．２－１

イメージング干渉計による密度分布計測

LHD は高密度運転に優れた装置である。既存の遠赤外線レーザー（波長 119 m）は、
密度勾配による入射レーザービームの屈折の影響で信号強度が減少し、位相がジャンプする位相ジャンプという現象が起こり 1x1020m-3 以上の密度で計測が困難になる。
そこで、高密度でも安定して計測が可能な新しい計測手法として屈折の影響をほとん
ど受けない波長 10.6 m の炭酸ガスレーザーを用いた新しい炭酸ガスレーザーイメー
ジング干渉計を開発した[1,2]。図３．３．３．２－１に計測システムを示す。3 本のシート状のビームを入射し、それぞれのビームを多チャンネル検出器で計測するシステムである。32 チャンネルの検出器を 2 台、16 チャンネルの検出器を 1 台用いて、合計 8０チャンネルの多チャンネルシステムを実現した。本システムはイメージング
光学系を採用し、球面収差による像のボケが最小になるように光学部品の位置を最適化した。また、短い波長を使うため遠赤外線レーザー干渉計では問題とならなかった
機械的振動の影響による計測誤差が生じ、これを補正するために炭酸ガスレーザービームと同軸に YAG レーザー干渉計を設置して振動を計測し振動補正を行った。

ト

ムソン散乱でも密度分布の計測は可能であるが、トムソン散乱は散乱光強度から電子を決定するため、レーザー光の揺らぎや、プラズマからの放射光に影響を受けやすい。
一方、干渉計は計測量が位相変化の計測であり、レーザーの出力変化や、プラズマ放射光の影響を受けず、計測精度が高いこと、および連続的な計測（平成 18 年度は100 sec 時間分解で運転、平成 19 年度は 1 sec 時間分解で運転を予定）が可能であるという特徴がある。図３．３．３．２－２に計測断面での計測ビームパスを示す。

図３．３．３．２－１
炭酸ガスレーザー干渉計(a) システム全体図(b)レーザー部(c)検出部

図３．３．３．２－２
測定断面と計測コード132

図に示すようにプラズマの全領域の計測が可能である。測定コー
ドの間隔は両サイドの 32 チャン
ネルのビームでは 7.5mm 間隔、中心の 16 チャンネルのビームでは 15mm 間隔である。図３．３．
３．２－３に積分密度の計測例を
図３．３．３．２－３ 積分線密度の測定例示す。図に示すようにプラズマが存在しない領域には計測チャンネ
ルを設置することによりプラズマの密度がゼロとなる位置を実験的に精度よく決定できる。図３．３．
３．２－３は 2 本のシートビーム
を用いて 64 チャンネルで計測したものである。図に示すように位相ジャンプがまったく起こらず安定して計測されていることがわかる。
図３．３．３．２－４に図３．
３．３．２－３のデータをアーベ

図３．３．３．２－４ (a) 中心密度、体積平均密度、
peaking factor の時間変化(b)赤道面上の密度分布の時間変化

ル変換して求めた密度分布の時間変化と、中心密度、体積平均密度（最外殻
磁気面内の体積で平均）、およびその比（中心密度/体積平均密度）で定義した
peaking factor の時間を示す。1.2sec
まで連続ペレットが入射され、中心密度が 8x1020m-3 に達した。1.2sec 以降
中心密度体積平均密度は減少するが

図３．３．３．２－５ 炭酸ガスレーザー干渉計とトムソン散乱の密度分布の比較(a) t=1.2sec(b) t=1.7sec

peaking factor が増大し、1.7sec 付近
で最大値に達した。図３．３．３．２－５に t=1.2sec と t=1.7sec の密度分布のトム
ソン散乱計測との比較を示す。トムソン散乱は絶対比較正されておらず、信号強度分
布が密度分布に比例するとし、絶対値をトムソン散乱のレーザービームのパスと同等なパスをもつ、マイクロ波干渉計と比較することにより決定した。図に示すように両者の分布形状は類似しているものの、プラズマ中心付近の密度に差がある。この差は133

トムソン散乱の較正係数、炭酸ガスレーザー干渉計のアーベル変換に用いた平衡デー
タの磁気軸付近の誤差による可能性があり、その両者について現在検討を進めている。
３．３．３．２－２

位相コントラストイメージング
による電子密度揺動計測
LHD ではほとんどの運
転領域で閉じ込めは乱流が支配する異常輸送で決まっ

図３．３．３．２－６ 2 次元位相コントラスト干渉計システムている。実験的に乱流揺動の物理的特徴とパラメータ
ー依存性、および閉じ込め性能との相関を明らかにすることが必要である。そこで、炭酸ガス
レーザー干渉計のレーザービームを分岐し図
３．３．３．２－６に示すようなレーザー位相
コントラストイメージングにより乱流揺動の計測を行った[3,4,5]。この手法はプラズマ中にレーザーを入射し、プラズマ中の電子密度揺動による散乱光と散乱しない透過光を混合検波することによって高感度の電子密度揺動計測を行う手法である。炭酸ガスレーザーを用いる
ので、散乱体積の長さがプラズマサイズより長くなり、通常の散乱計測では局所情報を得ることができない。そこで、乱流揺動が磁力線に対して垂直方向には、イオンまたは電子のラーモ

図３．３．３．２－７ (a) 電子密度、温度分
布 (b)乱流揺動の空間分布。青線は ExB
回転速度

ア半径程度であるのに対し、磁力線と平行方向には波長が極めて長く連結間距離程度になること、
および、LHD では磁力線の方向が空間的に大きく変化することを利用し、48 チャンネルの 2 次元検出器を用いて局所情報を取得することに成功した。
位相コントラストイメージングの結像倍率を変えることにより波長が 2mm から 60mm の乱流揺動の計測が可能である。
図３．３．３．２－７に乱流揺動の計測例を示
す。局所的な周波数スペクトルと波数スペクトル134

図３．３．３．２－８ 周辺揺動レベ
ルと周辺拡散係数

が計測できるのでそれから局所的な乱流の位相速度の計測が可能となる。図に示すように規格化位置( )が 0.4 から 0.9 程度までは位相速度が増大し、ExB 回転速度とほぼ一致する。

付近にかけて位相速度は電子の反磁性方向からイオンの反磁性方向に大きく変化する速度シヤを形成している。図３．３．３．２－８は磁気リップ

ルの大きさが異なる三つの磁場配位でのイオンの反磁性方向の乱流揺動の揺動レベ
ル（揺動振幅 電子密度）と周辺の粒子輸送係数の相関を示す。揺動レベルは図３．３．
３．２－７のイオンの反磁性方向に進行している成分の振幅とにおける平均電子密度の比で定義した。それぞれの磁場配位で中性粒子ビームの加熱入力を変えることにより粒子閉じ込め性能を変えた。図３．３．３．２－８に示すように拡散係数が増大するにしたがって揺動レベルも増大する。また、ヘリカル磁気リップルの大きい外寄せ配位になるにつれて拡散が増大し揺動レベルも増大する。磁気軸が外寄せになるほど新古典輸送は増大する。しかし、実験では粒子輸送係数は新古典輸送係数
より一桁以上大きい異常輸送である。図３．３．３．２－８の結果は新古典輸送が大きくなると乱流揺動が増大し異常輸送も増大することを示している。
1. K.Tanaka, C. Michael, L. Vyacheslavov, A. Sanin, K.Kawahata, S. Okajima, T. Akiyama,“Improvements of CO2 Laser Heterodyne Imaging Interferometerfor Electron Density
Profile Measurements on LHD” Plasma and Fusion Research 掲載予定
2. K. Tanaka, A. L. Sanin, L. N. Vyacheslavov, T. Akiyama, K. Kawahata, T. Tokuzawa, Y. Ito,S. Okajima, “Precise Density Profile Measurements by using a Two Color YAG/CO2 Laser
Imaging Interferometer on LHD”, Rev. Sci. Instrum., Vol. 75, (2004) pp.3429-3433
3. A.L. Sanin, K. Tanaka, L.N. Vyacheslavov, K. Kawahata, T. Akiyama, “Two-dimensional
Phase Contrast Interferometer For Fluctuation Study on LHD”、Rev. Sci. Instrum., Vol. 75,(2004) pp.3439-3441
4. L.N. Vyacheslavov , K. Tanaka , A.L. Sanin, K. Kawahata ,C.Michael, T.Akiyama“Imaging of Turbulence Structure on LHD Using 2D-Phase Contrast” IEEE Transactions
on Plasma Science、Vol.33． (2005) pp.464-465
5. C. A. Michael, K. Tanaka, L. Vyacheslavov, A. Sanin, K. Kawahata, and S. Okajima, ”Upgraded two-dimensional phase contrast imaging system for fluctuation profile
measurement on LHD”, Rev. Sci. Instrum. Vol. 77, (2006) pp.10E923-1-10E923-5
6. K.Tanaka, K.Kawahata, C. Michael. L.N. yacheslavov et al., Experimental study of particle
transport and density fluctuation in LHD” Nuclear Fusion Vol 46v(2006) pp. 110-11
7.K. Tanaka, K.Kawahata, T. Tokuzawa, M.Shoji et al., “Effect of magnetic configuration on
density fluctuation and particle transport in LHD” Fusion Science and Technology
VOL. 51, (2007) pp.97-111

135３）６ＭｅＶＨＩＢＰの開発

重イオンビームプローブ(ＨＩＢＰ)は磁場閉じ込め高温プラズマ内部の電位を計測することができる計測装置である。この装置では、高エネルギーに加速された重イオ
ンを磁場閉じ込めプラズマ中に入射し、プラズマ内で電離が１つ進んだイオンを取り出す。入射したイオン(１次ビームと呼ぶ)と取り出したイオン(２次ビームと呼ぶ)のエネルギー差は、そのイオンが電離した位置のポテンシャルエネルギーに相当するので、このエネルギー差を測定することによってプラズマ内の電位を測定できる。また、原理的に高い時間分解能を得やすいことから、電位の動的な振る舞いを調べることができる可能性を持つ。さらに、２次ビームの電流量はプラズマの密度に依存するため、その変動を調べることにより密度揺動を同時に計測できる可能性も併せ持っている。
このため、プラズマ中の輸送現象を理解するための強力な計測器である。一方、大型装置に適用する場合、プローブ用ビームの高エネルギー化（ＬＨＤ用ＨＩＢＰの場合は 6MeV）、プラズマ中でのビームの減衰の増大などが克服すべき課題として存在する。このためＬＨＤ計画開始の初期から開発研究が開始され[1]、平成１５年度末にＬＨＤ真空容器内にビームを入射することに成功した。
平成１６年度の実験において、ビーム強度の減衰に対応するために検出器にマイク
ロチャンネルプレート（ＭＣＰ）を採用した。ＭＣＰはこれまでに筑波大学のタンデ
ム型装置ＧＡＭＭＡ－１０における約10keV のビームプローブにおいて採用されているが、MeV 領域の重イオンビームに対しての使用は初めての試みであった。実機におけるテスト後検出器として使用し、２次ビームの検出に初めて成功した。実験結果を図３．３．３．３－１に示す。この実
験では放電中にビームの入射、停止を 1Hzで繰り返している。ビーム入射時のみ２次
ビーム信号が得られており、プラズマ中で生成された２次ビームを検出できたことが初めて確認できた。この段階では２次ビー
ム信号強度が 10pA 程度であり、信号強度を

図３．３．３．３－１(a)線平均電子密度、(b)ビームの入射方向制御用電圧。0kV の時間帯にビームがプラズマに入射される。(c)２次ビーム強度信号（MCP の出力電流）。

増加させることが依然重要であることが再確認された。また、エネルギー分析器の調整等も必要であったため、電位計測までは行えなかった。

136平成１７年度に、後述するように前年度から開発を進めていた高出力イオン源を実機に導入することにより、入射ビーム強度の増加と安定した運転が可能となった。また、１８年度にＨＩＢＰシステム全体を通してのエネルギー分析の確認試験を行うことができた[2]。その結果を図３．３．３．３－２に示す。この実験ではエネルギーをわずかに変化させた１次ビームを入射した時、２次ビームのエネルギー分析によってその変化を分析できるかどうか調べた。図に示すように入射エネルギ
ーの変化に相当するエネルギーの変化が分析できており、この結果から原理的にこのＨＩＢＰによりＬ
ＨＤプラズマの電位計測が行えることが確認できた。
これらの成果に基づき、プラズマ電位分布の計測
19-3を試みた。その結果線平均電子密度 0.5×10 (m )程度の低密度プラズマ内部の電位は真空容器電位に対

図３．３．３．３－２ エネルギー分析
試験結果。横軸は入射ビームエネ
ルギーの設定値、縦軸は分析した２次ビームのエネルギー。

して正になっていることが観測された。この正電位は、この放電が低密度であることから電子ルートによる電場が形成されていることを示していると考えられる。しかしながら新たに、ＥＣＨ重畳時に信号が検出できなくなることや、ビーム強度信号の振る舞いが予想と大きく異なるという問題点が明らかになり、電位分布の評価までは至らなかった。
後者の問題点に関しては、ビーム軌道及び発散角の制御が不十分であることが原因として考えられた。このため平成１８年度においては入射ビームラインにビームの入射角度検出器を新設し、入射角度の調整精度を上げた。また発散角の制御に関しても入射ポート直前に設置したビームプロファイル検出器とビーム光学に基づく軌道解
析を組み合わせて最適化する手法を整備した。これらによりビーム軌道制御の精度が向上し、２次ビーム信号強度分布も予測される形状の分布が得られるようになった。
図３．３．３．３－３にＥＣＨ重畳による電子内部輸送障壁形成時のプラズマ中心近傍における電位分布の変化の計測例を示す。図３．３．３．３－３(b)に示す電子温度分布から、ＥＣＨ重畳時間帯において図中 R=3.4m、3.9ｍ近傍に電子温度勾配の急峻化が見られており、ここで輸送障壁が形成されていることが分かる。この時ＨＩＢ
Ｐによって計測された電位分布の変化を図３．３．３．３－３(c)に示す。ただし、プ
ラズマ電流の変動に伴うポロイダル磁場の変動が引き起こすプローブビームの動き
により、電位分布形状の見積もりに大きな誤差が生じてしまうという問題が生じたた
め、その影響を軽減するためにここではＥＣＨ重畳前の電位分布からの変化量を示し137

ている。ＥＣＨを重畳することにより正の電位が形成されている。また電子温度分布
勾配の急峻化が見られている場所に対応する Z~0.35m 近傍に電位勾配の変化が見られており、ここで電場シアが形成されていることが示唆される。この結果は、異なる磁場配位であるが過去に荷電交換分光(ＣＸＳ)によって計測された結果と定性的に一致している。また電位分布が電子温度分布と関連していることを示す観測結果も得られている[3]。
さらに、ＨＩＢＰの高時間分解能という特性を生かし、電子輸送障壁形成時の障壁
内部における電位の時間変化を調べた結果を図３．３．３．３－３(d)と(e)に示す。障壁形成後、電位信号に間欠的な負のスパイクが現れる現象が観測された。このような
(a)

(d)

(e)
(b)

(c)

図３．３．３．３－３
電子内部輸送障壁形成時の電位計測結果。 (a)：線平均電子密度(ne)及びＮＢＩ,ＥＣ
Ｈのタイミング。波線は(b)と(c)にて分布計
測結果を示す時刻。(b)：電子温度分布。
(c)：電位分布のＥＣＨ重畳前後の差。(d)：プラズマ中心近傍における電位の時間変化。(e)：(d)に示す電位とＨＩＢＰの検出ビー
ム強度の時間変化の拡大図。

現象はＣＨＳにおいても観測されており、Pulsation と名付けられて報告されている。
ＣＨＳの実験結果からは、Pulsation は新古典論に基づく電場分岐に起因するものであると結論されている。現在、ＬＨＤにおいて観測された現象が新古典論によって説明可能か否か解析・検証を進めている。いずれにしても、プラズマ・パラメータの異なるＬＨＤにおいて類似の現象が観測されたことは、これまで構築された電場構造形成に関する理論モデルの検証・精密化を行い、さらに核融合炉におけるプラズマ輸送の予測精度を向上させるという観点から、重要な進展であると考えられる。

138

また、限られた放電ではあるが、プラズマ密度・温度揺動を反映する２次ビーム強度信号にも約 20kHz 近傍にコヒーレントな揺動が観測された。まだその特性は明らかにできていないが、今後の改良によりＨＩＢＰを揺動計測にも適用できる可能性があることを示唆している。
(a)

A B

平成１９年度は、前年度明らかになったプラ
ズマ電流変動の電位計測へ影響を低減するた
めに、ビームライン機器の再調整を行った。また、イオン源、加速器、検出器等の地道な改良(b)を進めた結果、全体として信号強度を 10 倍程
度あげることが出来た。
図３．３．３．３－４にこれらの改良後の電位分布計測の結果を示す。ＮＢＩにより生成、(c)維持されたプラズマにＥＣＨにより中心加熱を行っている。ＥＣＨを重畳することにより電位が正に変化しており、電位勾配（電場）に注
目すると r> 0.3 の領域でＥＣＨ重畳後、大きな正電場が形成されていることが分かる。この電場の変化はＣＸＳによる結果と一致していることが確認できており、プラズマ電流の影響を受けずに電位分布計測が正しくおこなえてい
ることが確認できた。
現在、様々な磁場配位における計測に対応するためのデータ収集と制御系の整備、揺動計測のための S/N の改善を進めている。

図３．３．３．３－４
電位分布計測結果。(a):線平均電子密度と加熱（ＮＢＩとＥＣＨ）のタイミング。
A,B は電位分布計測のタイミング。(b):２次ビ ーム強度 。分布計測のために10Hz でビームの入射方向を掃引している。(c):計測された電位分布。横軸はプラズマ中心からの距離。黒実線が基
準電位（真空容器電位）、青実線がＮＢ
Ｉ単独加熱時間帯、赤実線がＥＣＨ重
畳時間帯の電位分布。波線は２次ビー
ム強度分布(色は実線のそれに対応)。

ＨＩＢＰによる電位計測の精度を向上させ、さらにプラズマ閉じ込めを乱流計測の面から議論を進められるようにするためには、信号強度の増大が必要不可欠である。
このため、ビームライン整備、電位計測実験を行うのと並行してイオン源の開発も重点的に進めてきた。
従来のＨＩＢＰではシングルエンド型静電加速器が使用されてきたが、ＬＨＤ用Ｈ

139

ＩＢＰは最大 6MeV まで加速する必要があるので、耐電圧、加速効率を考慮してタン
デム型加速器を採用している。このため負イオン源が必須となり、その開発が重要な課題の一つとして、ＨＩＢＰ開発開始当初からスパッター型負イオン源の開発が進められてきた。研究開発の初期に製作された１号機はテストスタンドにて最大約 40 マ
イクロ A の出力を得ることができた[4]が、イオン源内の放電が不安定であった。またイオン源の熱除去処理が施されていないという欠点も持っていた。そこで、平成１６年に、これまでに得られたデータをもとにレーションによる最適化に取り組んだ(同志
社大学・和田教授との共同研究)。 2 号機の運転領域とビーム出力特性を調べた結果を図３．３．３．３－５に示す。その結果、金140
Beam current [ A]

新規イオン源（2 号機）の設計開発とシミュ

Extraction hole size and target shapeNew
10mm+flat:Au

1208mm+concave:Cu
6mm+flat:Au-

100
80source

-

60
40
Old
source

20
0
0

2

4

ビームで 65μA、銅ビームで 125μA を得る

6

8

10

12

14

Vext [kV]

図３．３．３．３－５ 金負イオン源の引き出し
ビーム電圧に対するビーム出力特性の従来
新型イオン源の主要諸元と性能を表３．３． 機と新型イオン源の比較ことができている[5]。比較のために従来機と３．３－１に掲載する．
表３．３．３．３－１ 従来機と新型金負イオン源の諸元表
Plasma volume (cm3)
Target size (cm)
Extraction hole (cm)Au- current (μA)
Target voltage and current

従来機
346
φ1.4
φ0.5
6.75 at 9.8 keV
300V, 15mA

新型イオン源
1057
φ2.0
φ0.8
65 at 14 keV
600V,10mA

平成１７年度にこの新型イオン源を実機に組み込みプラズマ電位計測を開始した。
これによる成果は前述のとおりである。現在、出力ビーム特性の改善、ビーム輸送効率の改善を進めている。
また、前述のようにビームエネルギーが高いため、衝突電離過程においてビームイ
オン自体の速度も無視できない可能性が高く、その検討も重要である。そこで、平成
１８年度からは原子過程の面からプローブビームの特性を明らかにするための検討を開始した。
（マケドニア大学 Janev 教授、自然科学研究機構分野間連携国際研究拠点形成事業による招聘）。プラズマ中での Au+ビーム減衰は，初期検討では考慮されなかったイオン衝突によるイオン化とＬＨＤ周辺部の中性粒子によるイオン化が重要であることが明らかになった。またこの検討過程で、これまで世の中に存在しなかった金イオンの電子損失断面積を求めた[6]。

140平成１９年度は電子損失・電子捕獲断面積を新たに導出し、タンデム加速器でのAu-から Au+への変換効率の評価を行った（Lebedev 研究所 Shevelko 教授、自然科学研究機構分野間連携国際研究拠点形成事業による招聘）[6]。これらの検討は今後ＨＩ
ＢＰによる電子密度揺動計測の解釈や新しい電子密度計測手法の開発を進める上でも重要な寄与をするものである。
[1] A.Fujisawa, H. Iguchi, A. Taniike, M. Sasao, and Y. Hamada,“A 6 MeV heavy ion
beam probe for the Large Helical Device”,IEEE Transactions on plasma Science,Vol.22,
1994, p.395[2] T. Ido, and A. Shimizu, and M. Nishiura, and A. Nishizawa, and S. Kato, and T. P.
Crowley, and K. Tsukada, and M. Yokota, and H. Ogawa, and T. Inoue, and Y. Hamada,and the LHD Experimental Group,“A 6 MeV heavy ion beam probe on Large Helical
Device”,Vol. 77, 2006, p.10F523[3] A. Shimizu, T. Ido, M. Nishiura, H. Nakano, I. Yamada, K. Narihara, T. Akiyama, T.
Tokuzawa, K. Tanaka, K. Kawahata, H. Igami, Y. Yoshimura, T. Shimozuma, S. Kubo, K.
Nagaoka, K. Ikeda, M. Osakabe, K. Tsumori, Y. Takeiri, O. Kaneko, S. Kato, M. Yokota,
K. Tsukada, H. Ogawa, A. Nishizawa2), Y. Hamada and LHD group, Plasma Fusion Res.
SERIES to be published (2007).
[4] M. Sasao, K. A. Connor, K. Ida, H. Iguchi, A. A. Ivanov, M. Nishiura, D. M. Thomas, M. Wada, M.
Yoshinuma, “Ion sources for Fusion Plasma Diagnostics” IEEE transactions on Plasma Science, Vol. 33,
Issue6, Part I, 2005, Pages 1872-1900.
[5] M. Nishiura, T. Ido, A. Shimizu, S. Kato, K. Tsukada, A. Nishizawa, Y. Hamada, Y. Matsumoto, A.
Mendenilla, and M. Wada, “Optimization of negative ion sources for a heavy ion beam probe” Rev. Sci.
Instrums. 77(2006)03A537.
[6] M. Nishiura, T. Ido, A. Shimizu, R. K. Janev, T. Kato, S. Kato, K. Tsukada, M. Yokota, H. Ogawa, T.
Inoue, H. Nakano, Y. Hamada, and LHD Experimental Group, “Electron Loss Cross Sections for a
Heavy Ion Beam Probe”, Plasma and Fusion Research 2007, in press.
[7] M. Nishiura, T. Ido, A. Shimizu, H. Nakano, V. P. Shevelko, R. K. Janev, T. Kato, S. Kato, Y. Hamada,
M. Wada, and LHD experimental group, “Status of the heavy ion beam probe system in the Large
Helical Device”, Submitted to Review of Scientific Instruments, 2007.

141４）トレーサ内蔵ペレット（TESPEL/TECPEL）の開発
核融合科学研究所では、プラズマ中の粒子輸送をこれまでの手法と比較してより高い精度で計測する手法、すなわち内層が本来プラズマ中に存在しないトレーサ粒子で，外層が別種の固体であるトレーサ内蔵固体ペレットを用いる手法を提案、開発した。
この手法の主な特徴として、（ア）プラズマ中においてトロイダル方向、ポロイダル
方向ともに局在化したトレーサ配置が可能なこと、（イ）トレーサ粒子数を正確に把握しておくことができること（これにより、トレーサ粒子密度の絶対量を決めることができる）、（ウ）現状、固体であればトレーサ粒子として使用可能であること（これにより、質量依存性の研究が非常に容易となる）などが挙げられる。これらの特徴により、例えばプラズマ中に局在する磁気島中にトレーサを配置することができるので、磁気島中の粒子輸送研究といった画期的な研究が可能となる。

(a)

(b)
(e)

700 m

(c)

(d)

図 3.3.3.4-1

TESPEL が完成するまでの様子。右の写真は完成した TESPEL。

トレーサ内蔵ペレットの開発は、まず外層部を炭素と水素のみの有機化合物である
ポリスチレン（-CH(C6H5)CH2-）（大阪大学：乗松孝好教授、長井圭治助教）としたト
レーサ内蔵固体ペレット（TESPEL：Tracer-Encapsulated Solid PELlet）において成功した。図 3.3.3.4-1 に TESPEL が完成するまでの写真と完成した TESPEL を示す。まず、
図 3.3.3.4-1(a)に示すポリスチレン球（ここでは直径 700 m。実験内容に応じて、500m から 900m の間から選択する。）に典型的直径 250m のマイクロドリルにより穴を開ける（図 3.3.3.4-1(b)）。この穴の中に、トレーサ粒子（ここではチタン微小球、その典型的直径は 100m。）を入れる（図 3.3.3.4-1(c)）。最後に、トレーサが飛び出さないように、ポリスチレン球で蓋をする。さらに、この蓋となっているポリスチレ
ン球が飛び出さないように、特殊な接着剤で糊付けをする（図 3.3.3.4-1(d)）。完成し142

た TESPEL の写真を図 3.3.3.4-1(e)に示す。LHD の TESPEL 入射装置は一回の放電につき１回の TESPEL 入射が可能となっており、一日最大 59 個の TESPEL を入射することができる。
この TESPEL の原理検証実験は、CHS において行われ、世界で初めて磁場閉じ込め
高温プラズマ中へのトレーサ粒子の局所配置及びトレーサイオンに対する荷電交換分光計測による局所輸送係数の測定に成功した。LHD においては、平成 11 年度より入射実験を開始しており、多くの実験成果を生み出している。平成 16 年度以後の成果で言えば、TESPEL 入射後にプラズマ中に発生するコールドパルス伝播から動的熱輸送研究が行われており、様々なプラズマの動的熱輸送係数が評価された。最近では、
TESPEL 入射直後にプラズマ中心部の電子温度が上昇する、いわゆる非局所輸送現象が観測されるようになったことから、電子熱輸送の非局所性に関する研究も行われている。また、プラズマ中に存在する高エネルギー粒子が TESPEL 溶発雲内で荷電交換反応を起こし、プラズマ外に出てくるのを中性粒子分析器で計測する手法、ペレット
荷電交換粒子計測法により高エネルギー粒子の空間分布が測定できることから、これにより高エネルギー粒子が持つ空間構造の研究が行われており、高エネルギー粒子の局在分布などが示されている。無論、不純物トレーサによる不純物輸送研究も進められており、様々なプラズマにおける不純物輸送特性が評価されている。さらに、種々の要請（例えば、分光計測における特定元素からの発光強度の強化）に従い、様々な元素をトレーサとしてプラズマ中に入射する実験も行われている。こうした結果が示しているように、現在 TESPEL は LHD 実験に欠かせない実験ツールとなっている。
TESPEL に続いて、外層部が固体水素である
ト レ ー サ 内 蔵 極 低 温 ペ レ ッ ト （ TECPEL ：Tracer-Encapsulated Cryogenic PELlet）の開発に
つい最近成功した（ロシア国立サンクトペテル
ブルク工科大学（露）：I. Vinyar 氏）[1]。TECPEL
では外層部を固体水素とすることで、結果的に
TESPEL の外層部に存在した炭素が取り除かれており、プラズマ内に持ち込む不純物量を減らすことができる。図 3.3.3.4-2 に開発した生成装置内における TECPEL 生成過程の各段階を示す。まず、バレル内のペレット生成部温度
を 8～9K に下げた後に少量の水素ガスを導入
し、ペレット生成部に固体水素膜を作る（図3.3.3.4-2(a)）。次にトレーサ装填用ニードルを装填予定トレーサのすぐ下の位置まで下げた

143

図 3.3.3.4-2 生 成 装 置 内 に お け る
TECPEL 生成過程の各段階

後、トレーサの後方からガスを導入することでニードル上にトレーサを配置する（ニードル先端部には、トレーサが落ちない程度の径を有する穴が開いており、ガスはこ
こから排気される。図 3.3.3.4-2(b)）。その後、ペレット生成部の温度を上昇させて、固体水素膜を蒸発させた後、バレル内にトレーサを導入する（図 3.3.3.4-2(c)）。再び
ペレット生成部温度を 8～9K に下げて水素ガスを導入して、ニードルを包み込んだ固体水素ペレットを作る（図 3.3.3.4-2(d)）。最後に固体水素ペレット中心部にトレーサを残してニードルをゆっくりと引き抜く（図 3.3.3.4-2(e)）ことで、TECPEL が完成する（図 3.3.3.4-2(f)）。平成 17 年 11 月に今回開発した TECPEL 生成・射出装置の LHDへの取り付けを行い、同年 12 月に LHD プラズマへの TECPEL 入射に成功した。この
時のトレーサは、炭素微小球（直径約 0.2 mm）とした。図 3.3.3.4-3 に、LHD プラズ
マへの TECPEL 初入射実験時におけるプラズマパラメータの時間変化の一例を示す。
図中の縦破線は TECPEL の LHD プラズマへの侵入時刻を表している。図 3.3.3.4-3 より TECPEL が LHD プラズマに侵入した直後、電子密度や各種線スペクトルの発光強度が大きく上昇しているのが分かる。このことは、TECPEL が射出後壊れることなくプラズマ中に侵入していることを示している。ここで CIII（97.7 nm）の発光強度上昇
はトレーサの炭素微小球によるものと考えられるが、そのすぐ近くに H I(97.3 nm)が存在するため、その影響を受けている可能性もある。実際、粒子供給用の固体水素ペレット入射後に、この C III(97.7 nm)の大きな上昇が観測される場合がある。したがって、今後 LHD プラズマ中への TECPEL
によるトレーサ供給の確認を発光計測により行う場合には、トレーサとしてチタンなどを用いたほうが明確になると考えられる。続く平成 18 年度では、鉄微小球（ 直 径約 0.2 mm）を ト レー サと し た
TECPEL の LHD への入射実験を行った。
鉄トレーサ入り TECPEL が LHD プラズ
マへ健全な形を維持したまま入射されたのは、入射実験を実施した１４ショット
中６ショットであった。残りはプラズマに侵入する前に壊れてしまっていた。壊れた理由について、ガイド管軸のアライ
メント不足や不適切な加速ガス圧などが考えられるが、少ないながらも成功ショットがあったことは、鉄微小球がTECPEL のトレーサとして使用可能であ

図 3.3.3.4-3 TECPEL 入射前後のプラズマパラ
メータの時間変化

144

ることを示している。今後、さらに異なる元素のトレーサを封入した TECPEL 入射実験を行う予定である。
[1] S. Sudo et al., “Tracer-encapsulated pellet injector for plasmas diagnostics”, Review of
Scientific Instruments, Vol. 76 (2005) pp. 053507-1~053507-7.

145５）ＣＸＳの改良
CXS は平成１１年度に計測を開始したが、平成１６－１９年度において、以下に示す
ような大幅な改良がなされ、その性能を飛躍的に向上させた。
平成１６年度（2004 年）（第８サイクル）真空容器内ミラーの設置
平成１７年度（2005 年）（第９サイクル）40keV 中性粒子ビームの導入
平成１８年度（2006 年）（第１０サイクル）接線視線の導入
平成１９年度（2007 年）（第１１サイクル）ペリスコープの導入
荷電交換分光(Charge exchange spectroscopy CXS)とは、プラズマ中の完全電離不純物と中性粒子ビームとの荷電交換反応を利用して、ビームと視線の交点のイオン温度と回転速度をドップラー幅とドップラーシフトから計測するものである。中性粒子ビー
ムを見る視線の方向を選ぶことで、ポロイダル回転速度、またはトロイダル回転速度を計測できる。LHD には 150-180keV の負イオン源中性粒子ビーム(Negative neutral
bema injector: N-NBI)が３台（BL1,BL2,BL3）と 30-40keV の正イオン源中性粒子ビーム(Positive neutral bema injector: P-NBI)が 1 台(BL4 2005 年度より)設置されている。図３．３．３．５－１に示されるように、2004 年度までは上下ポートから N-NBI を垂直に見込むことで、イオン温度とポロイダル回転分布を計測していたのに対し、2005

図３．３．３．５－１ 荷電交換分光システムのセットアップ

146年度以降は P-NBI をさまざま方向から見込むことで、イオン温度、ポロイダル回転速度、トロイダル回転速度を計測できるようになった。
図３．３．３．５－２で示されるように、荷電交換反応の断面積は 40-50keV をピークとして、エネルギーが大きくなると減少していく。したがって N-NBI による荷電交換分光は、荷電交換断面積が大きく、かつバックグラウンド（プラズマ周辺部の励起状態の中性ガスと不純物との荷電交換によるもの）が小さいネオンで利用して行なわれきた。その為に、イオン温度を計測するのにネオンガスをパフする必要が生じた。
高密度ではネオンパフが放射崩壊を引き起こす等、実験上の制約があった。これに対し、P-NBI による荷電交換分光は荷電交換断面積が４倍程度、ビーム電流が５倍程度大きいので、１桁以上大きい荷電交換光の信号が得られ、プラズマ中に存在する炭素Ne10+ + H0(n=1)

10-16

N-NBI

10-17

10-18

Ne9+(n=11) + H+

0

50
100
150
200
beam energy (keV/amu)

charge exchange cross section (cm2)charge exchange cross section (cm2)での計測が可能となった。

250

C6+ + H0(n=1)

10-16

C5+(n=8) + H+

P-NBI

10-17

10-18
0

50
100
150
200
beam energy (keV/amu)

250

図３．３．３．５－２ 炭素とネオン不純物に対する荷電交換断面積のエネルギー依存性

第８サイクル実験（2004 年）
P-NBI は垂直入射なので、ヘリカルコイルがある為に直接プラズマを垂直に見込むことができない。そこで、真空容器内にミラーを入れて視線を折れ曲げることにより、垂直に見る方式が考えられた。第８サイクル実験では P-NBI の導入の前に受光シ
ステムのテストとして、真空容器内にミラーを設置した。ミラーを壁コンディショニ
ング中のグロー放電やチタンゲッターによるミラー反射率低下を防ぐ為のミラーとプラズマとの間にシャッターを設置する必要がある。ミラーが真空容器の内部奥深くにある為に、駆動棒が挿入できず、シャッターに流す電流とプラズマ閉じ込め用の磁場が作る電磁力で、開閉するシャッターを製作し、テストを行った。図３．３．３．
５－３は真空用内に設置されたミラーシャッターの写真と、ミラーの設置場所とプラズマとの位置関係示す LHD のポロイダル断面図である。

147

図３．３．３．５－３ 真空容器内ミラーと真空容器内の設置位置

第９サイクル実験（2005 年）
ビームエネルギー40ｋｅＶ（入射電力３ＭＷ）の垂直入射正イオン源 NBI の導入により、CXS によるイオン温度分布計測の性能を大幅に向上させることができた。図３．
３．３．５－４は垂直入射正イオン源 NBI を使った荷電交換分光で計測したイオン温度とポロイダル回転の空間分布である。NBI 加熱パワーの上昇に伴いイオン温度が時間と共に上昇しているのが計測できた。ポロイダル回転分布も同時に計測できた。プ
ラズマ周辺部ではポロイダル回転はイオンの反磁性方向で、電場が正になっているのがわかる。視線が少しトロイダル方向にも傾いている為に、プラズマのコア部では、
トロイダル回転の影響を受けている。
3.0

10

60370

2.5

60370
5
vp (km/s)

Ti(keV)

2.2sec2.2sec2.0
1.5
1.9sec1.0

0
1.9sec-5
contribution of toroidal rotation

0.5
0.0

3.6

3.8

4.0 4.2
R(m)

4.4

4.6

-10

3.6

3.8

4.0 4.2
R(m)

4.4

4.6

図３．３．３．５－４ イオン温度とポロイダル回転の空間分布（2005/11/25）

第１０サイクル実験（2006 年）
2005 年までのイオン温度計測は空間分解能は 44ch と高分解能であったが、フレームレートが 20Ｈz 以下と時間分解能が十分でなかった。そこで、電子増倍機能つきの

148

CCD を新たに採用することにより、時間分解能を最大 400Hz まであげることができた。この改良により、プラズマのイオン温度の高速応答を研究することが可能となった。図３．３．３．５－５はペレットを入射に対応したイオン温度の変化を示したものである。ペレットは周辺部（ρ= 0.9）でアブレーションしているにかかわらず、プ
ラズマ周辺部よりもむしろ中心部において大きなイオン温度の減少が観測された。ペ
レット入射直後（t=3.96sec）のイオン温度の減少（1.23keV 0.83keV）は 30%を超えており、密度上昇では説明できない。ペレットを入射することにより周辺部の温度勾配を変化させ、その回復のタイムスケールから閉じ込めを評価することができると考
えられる。

1.5
19

5

-3

ne = 3x10 m
R=3.98m

4i

T (keV)dTi/dr(keV/m)

1.0

0.5

3
2
pedestal middle
R=4.58m

1

R4.61m
0.0
2.4

2.8

3.2
3.6
time (sec)

04

0.6 sec
4.5

5

5.5
time (sec)6

図３．３．３．５－５ 高速荷電交換分光システムで計測したイオン温度の時間変化(2006/11/23)

ポロイダル回転（電場）計測の重要性を鑑みて、ポロイダル視線の設置がトロイダ
ル視線の設置に先んじて行なわれた。しかしながら、ビームの直径がプラズマ小半径の半分程度と大きい為に、プラズマの小半径方向に横切るポロイダル視線は、プラズ
マの中心部において積分効果が無視できないことがわかっていた。この効果は、イオ
ン温度が平坦で、計測している炭素の密度分布が中心ピークしている場合には、大きな問題とはならない。ところが、加熱パワーの増加に伴い、ピークしたイオン温度分
布、ホローな炭素密度分布が得られるようになると、視線の積分効果が無視できない問題となってきた。そこで、新たにトロイダル視線の荷電交換分光を導入した。図３．
３．３．５－６に示されるようにポロイダル視線からの計測では中心のイオン温度はトロイダル視線のイオン温度に比べ低めの温度を示している。これは、周辺部の低い
イオン温度成分がポロイダル断面の視線の積分効果によって見かけ上の温度が低くなっているためである。特に、ホローな炭素密度分布の場合には、積分効果によって

149

5

5
(a)

(b) hollow carbon density

peaked carbon density

43
toroidal cxs
21

poloidal cxs

0
3.6

3.8

toroidal cxs

3

Ti(keV)Ti(keV)42
poloidal cxs
1

4.0

4.2
R(m)

4.4

0
3.6

4.6

3.8

4.0

4.2
R(m)

4.4

4.6

図３．３．３．５－６ トロイダルアレイとポロイダルアレイで計測したイオン温度分布(2007/1/30)

見かけ上のイオン温度が半分程度に下がっていることがわかった。
トロイダル視線の導入により、ポロイダル回転速度のみならず、トロイダル回転速度も計測できるようになった。図３．３．３．５－７は Co 及び ctr 方向の接線 NBI
入射時のトロイダル回転であるが、パワーの増加に伴い、時間と共に中心部において
NBI 入射方向のトロイダル回転速度が増加していることが解る。Co 及び ctr 方向の接線 NBI 入射時の分布形状に違いがあるには、プラズマの中間部（R=4.2m）における
co 方向の自発的トロイダル回転の影響である。
lhdcxs3@74282

60
50

t=1.15st

V (km/s)4030
20

t=0.75s

10
Co

0

Ctr
-10
3.6

3.8

4

4.2

4.4

4.6

4.8

R (m)
図３．３．３．５－７ Co 及び ctr 方向の接線ビームによるトロイダル回転分布の変化(2006/1/30)

第１１サイクル実験（2007 年）
トロイダル視線は、接線 NBI のビームラインに沿って計測を行なうために、アクセ

150

スが限られている。将来、新たに導入される正イオン源 NBI の計測においては、アクセスできるポートがないと考えられる。2007 年においては、上下ポートからのイオン
温度計測の可能性を調べるためにペリスコープを導入した。このペリスコープは多数のリレーレンズからなる光学系で、比較的アクセスが容易な上下ポートから、成分効
果が小さい計測を行なうために考えられたものである。ペリスコープで得られたイオ
ン温度と、トロイダル視線で得られたイオン温度分布を比較することにより、ペリス
コープによる計測の有効性をチェックする予定である。

151６）Super SINET を用いた遠隔計測
核融合実験は高度になるにつれて大型化・集中化するので，全国に広がる核融合
研究者からは遠隔実験参加が強く望まれる。そこで核融合科学研究所は日本の中核的共同利用機関として，遠隔実験参加システムの構築に積極的に取り組んでいる。具体的には，平成 13 年度より国立情報学研究所が運営する学術研究のための超高速ネットワークを利用して，核融合研究のためのバーチャルラボラトリを構築し運営している。この超高速ネットワークは平成 13 年度にスーパーSINET という名称で開設され，全国の主要研究拠点間を幹線速度 10Gbps，拠点間速度 1Gbps で接続してきた。核融合研では当初２点間の専用回線として利用を開始し，平成 15 年度に LHD の遠隔実
験参加システムが稼働を開始した。さらに，平成 17 年度の CSI 事業参加により，全
日本 ST 研究プログラムおよびスーパーコンピュータ遠隔利用システムが新たに付加され，核融合研究のためのバーチャルラボラトリへと進化した。
ネットにはウィルスやハッカーなど危険要素が多い。したがって遠隔実験のもっとも肝要な点は安全の確保である。SNET の構成
を図 3.3.3.6-1 に示す。SNET は核融合研側のルータと遠隔地側のルータを用いて，
MPLS-VPN （ Multi
Switching

ProtocolLabel

Virtual Private Network）接続を行い，SINET3 および学内回線を用いながら，独立したネットワーク（SNET）を構築する。SNET はバーチャルには核融合研の所
内ネットワークである。安全上，各大学の学内ネットワークとは直接接続せず，インターネット経由での接続となる。インターネット
へは核融合研のファイヤウォールを経由して接続される。さらに SNET 管理人が常駐し，通信確認とトラフィック監視をするだけでな
く，障害や要望，申請にも速やかに対処している。それゆえ SNET は安全であるとして

図 3.3.3.6-1 SNET の構成（平成 19 年
10 月現在）LHD ネットワーク（LHD-LAN）に直結し，共同研究者は各遠隔ステーションから
自由に LHD-LAN 上の資源（コンピュータ，サーバ，プリンタ）と接続でき，LHD
実験データを自由に閲覧・計算処理できるだけでなく， LHD 本体室内の計測機器をも自由に制御できる。

152

図 3.3.3.6-2 九州大学産学連携センター（間瀬研究室）における LHD 遠隔ステーション。

図 3.3.3.6-3 九州大学産学連携センターでの超短パルス反射計実験の遠隔操作。

図 3.3.3.6-2 に LHD 遠隔ステーションの典型例として九州大学産学連携センター（間瀬研究室）における LHD 遠隔ステーションを示す。まさに LHD 制御室と同じ機能を持つミニ制御室となっている。実験者は大型モニターに表示される LHD プラ
ズマ映像を見、制御室のアナウンスを聞き、プラズマデータをモニターし、九州大学に居ながら臨場感あふれる実験ができる。また TV 会議システムを用いて制御室と議論することもできる。図 3.3.3.6-3 に遠隔計測の典型例として九州大学産学連携セン

153

ターでの超短パルス反射計実験の遠隔操作を示す。実験ではプラズマの状態に応じてLHD 本体の観測ポートに取り付けられている超短パルス反射計のアンテナの方向を
非磁性の超音波モーターによって調節する。超音波モーター制御器は LHD 制御室に置かれ計測制御サーバーコンピュータと接続している。九州大学から SNET を通して計測制御サーバーコンピュータをアクセスし，超音波モーターを調節する。データ
は本体室に置かれたサンプリングスコープで採られ，九州大学に置かれたデータ解析
コンピュータによりリアルタイムで解析される。
このように，SNET は世界初の計測機器を自由に制御できる遠隔実験参加システ
ムを提供する。遠隔制御される計測器は，超短パルス反射計，ECE イメージング，
超高速テレビカメラ，ダイヤモンド高エネルギー粒子検出器などである。また，高速性を生かして，周辺プラズマ揺動や密度揺動などのデータ解析が遠隔ステーションにおいてリアルタイムで行われている。
遠隔実験参加システムにおける大問題は、TCP/IP の性格上、長距離伝送では転送速度が帯域幅の 1/20 以下に落ちることである。実際、SNET では帯域幅 1Gbps に対しデータ転送速度が 50Mbps 以下となっていた。平成 19 年度の成果として核融合研と九大間で転送速度 300Mbps を達成した。これはフランスの ITER から六ヶ所村のITER 遠隔実験センターへのデータ転送に道が開けたという意味で画期的である。さらに LHD データ収集システムによる九州大学の ST 実験装置のデータ収集試験に成功した。従来の伝送速度では実用にならなかったものである。これによって SNETには新たな可能性が生まれ，さらなる発展が期待されている。
新たな SNET 参加は共同研究委員会によ
20

基づいてネットワーク管理者と共同研究者の代表からなる SNET タスクが行い，セキュリティと利便性の両立を図っている。そのため SNET は共同研究者の要望を汲みながら絶え ず進 化し てい る。SNET を 用いた
LHD 遠隔実験には日本の中核的な研究者が続々と参加し，現在，東大（本郷，柏），京大（吉田，宇治），東工大，東北大，名大，九大，広島大，阪大へと拡がっている。図3.3.3.6-4 に SNET に接続する遠隔ステーシ
ョンの数の変化を示す。

遠隔ステーション

り募集，採択される。運営は SNET 規則に

15

SNET
LHD
スパコン

10
5
0
13 14

15 16 17 18
平成年度

19

図 3.3.3.6-4 SNET 遠隔ステーションの数の変化。○は LHD 実験遠隔ステーショ
ン，×はスーパーコンピュータ遠隔ステーション，●は総数。

スーパーSINET は平成 19 年度には，多くの大学を接続する学術情報ネットワーク(SINET)を包含し，幹線速度 40Gbps の154

SINET3 へと発展している。SNET はスーパーSINET から格段に増えた SINET3 のノードを利用することで，さらに多くの全国の核融合研究者が接続可能となった。このように SNET は ITER を先取りした形で，世界の最先端で遠隔実験参加の分野を開拓している。
これらの成果の一部は，平成 19 年 6 月に愛知県犬山市で開催された，第６回「核融合研究における制御・データ 収集・および遠隔実験」についての IAEA 専門家会
議（IAEA-TM）で発表され，注目された [1]。
[1] Y. Nagayama, et al.: “Control, Data Acquisition, Data Analysis and Remote
Participation in LHD”, (Plenary Talk), to be published in Fusion Engineeringand Design.

155７）大容量データ処理システムの構築
ＬＨＤの大容量データ処理システム開発では、平成９年の実験開始当初から、PC
サーバ・クラスタ技術を全面的に利用して、フレキシブルな構成変更・増強が可能で、小規模から大規模までスケーラブルに性能を伸張できる並行分散システムの構築を行ってきた[1,2]。また、ＬＨＤの定常プラズマ実験に向けて、同計測データ収集系（通称、ＬＡＢＣＯＭシステム）の実時間化・定常運転対応の研究開発に平成１２年頃から取り組みを続け[3,4]、平成１５年からの定常実験本格化にあわせて実動を開始した[5]。
その結果、平成１５年度ＬＨＤ第７サイクル実験において、一回の実験あたり 3.16
GB の計測生データを収集し、核融合実験での世界記録を達成した。特に、平成１６
年度からは、CompactPCI 規格デジタイザをベースに、一計測で最大 80 MB/秒の超広帯域実時間データ収集・転送技術を新たに開発、投入して[6]、高解像度カメラの連
続データ集録にも対応するなどで飛躍的な稼動実績を上げ[7]、同年度に 84 GB、１
７年度は 90 GB と三年連続で世界記録の自己更新を果たした。
（図３．３．３．７－
１参照）

図３．３．３．７－１ ＬＨＤ実験１回当りの計測データ収集量の推移

ＬＨＤは大型装置でありながら一日に 170 回以上も放電を行うなど、世界で最も密度の濃い実験を遂行している。その大多数を占める三分間隔で行われる 10 秒以下の短パルス実験においても、一回あたりの計測データ量がおよそ 6.6 GB（平成１９年現在）となっており、そのデータ生成率は世界の核融合実験の中でも群を抜いている。
こうした計測データの増加は、ＬＨＤ計測の堅調な進捗そのものを如実に表す指標といえる。
次の図は、平成１５年度のＬＨＤ第７サイクル実験と平成１９年度（第１１サイク

156ル）におけるＬＨＤ計測数の変遷を示している。（図３．３．３．７－２参照）計測
数自体も、32 から 74 へと２倍強になっているが、従来のディファクト・スタンダードであった一括（バッチ）収集の CAMAC 規格デジタイザは３割程度の増加に留まっている。これに対し、実時間収集が可能な PXI (CompactPCI)および WE7000 の新デジタイザは、CAMAC からの移行と新規計測での採用急増により、平成１９年現在、全計測の半数を占めるに至っている。

PXI (1)

VME (1)

VME (1)PXI (21)

WE7000 (4)CAMAC (35)
CAMAC (26)
WE7000 (17)図３．３．３．７－２ ＬＨＤ計測における利用デジタイザ数の推移：左側が平成１５年度の第７サイクル（全計測数 32）、右が１９年度第１１サイクル（全計測数 74）

新デジタイザ規格は、実時間収集機能だけでなくデータ伝送帯域も CAMAC より改善、またコスト的にも大幅に低価格になっているなど、計測数、データ量増加の両方に大きく寄与している[8]。（表３．３．３．７－１参照）
表３．３．３．７－１ 新旧デジタイザの動作モード、収集帯域とチャネル単価の違い
デジタイザ規格

収集動作

収集帯域（１シャーシ当り）

チャネル単価（千円）

CAMAC

バッチ

1.2 MB/s

127.3

WE7000

バッチ、実時間

2.2 MB/s

50.6

PXI (CompactPCI)

バッチ、実時間

160 MB/s

34.5

日々成長を続ける計測データによって加速度的に増えるＬＨＤの全蓄積データを、より柔軟かつ継続的に取り扱うため、ＬＡＢＣＯＭデータシステムは、データ所在データベースと複数のストレージ装置により冗長化され、かつ拡張性に優れた分散デー
タストレージ構成をとってきた[9]。収集された計測データは、収集コンピュータ（短期保存）→磁気ディスクアレイ装置（中期保存）→光記憶メディアライブラリ装置（長157

期保存）、と複製・移送されるため、データ量がステップ的に増えた平成１６年度以降、中期・長期ストレージ装置は毎年の増強を余儀なくされている。
（表３．３．３．
７－２参照）
表３．３．３．７－２ ＬＨＤで導入した光（磁気）メディアライブラリ装置の変遷。ISO-130 は 135×153×11(mm)、通称５インチ MO サイズと呼ばれる。DVD-R 価格は両面メディアのもの。

MO

DVD-R

UDO

BD-R

利用時期

1997～2005 2002～

2005～

2006～

メディア容量(GB)4.8

4.7/9.415/3050

書込速度(MB/s)

2.3/4.6

1.35×16 倍速 4/8

サイズ(mm)ISO-130

φ120×1.2

ISO-130 φ120×1.2

1500

6300

メディア価格(円/枚) 3800

4.5×4 倍速
2500

その一方で、波形データ圧縮に採用していた zlib は、画像データで圧縮率が大きく悪化するため、波形信号に zlib、画像に JPEG-LS と組込み圧縮法を動的に切り替える新方法を編み出し[10]、平成１９年度から実動（奥村晴彦教授、三重大学教育学部）、
保存サイズ削減努力も続けている。情報圧縮と表裏一体である有効情報抽出法を応用した、計測信号データベースにおける類似パターン検索の研究も、ＮＩＦＳ一般共同
研究（宝珍輝尚教授、京都工芸繊維大学大学院工芸科学研究科）や日米科学技術協力
事業（J. Stillerman, T. Fredian, 米国マサチューセッツ工科大学 (MIT) ）などにより平成１６年頃から進めている[11,12]。
多様化する実験情報を一元化する解析データベースも、平成１６年より実験に付随する各種パラメータの自動取り込みを精力的に行い、実験情報の集中化を進めてきた[13,14]。また物理データの代表値登録機能を付け加えるなど、Web 経由の GUI 検索の利便性を拡充[15]、１７年度には解析環境そのものを提供する計算サーバの設置と公開、１８年度には解析データベースの仕組みを三層構造に改良、セキュリティ対策を施すなど、機能の充実を進めてきた。（図３．３．３．７－３参照）
上記のデータ処理システムはすべて、超高速共同研究 IP 網ＳｕｐｅｒＳＩＮＥＴ／ＳＩＮＥＴ３を経由してフル活用が可能になっており、遠隔データ参照・遠隔装置
運転・遠隔コミュニケーションのすべてを備える臨場感あふれたＬＨＤ遠隔実験環境を提供している[16]。

158図３．３．３．７－３ ＬＨＤ大容量データ処理システム概略図：右辺が従来は CAMAC 収集、左辺がWE7000、CompactPCI の実時間収集系。実時間データ転送＆モニタリングは、連続サンプルあるいは画像フレームを 1/N で間引いたストリーミングを行う。

[1] H. Nakanishi, M. Kojima, S. Hidekuma, “Distributed processing and network of dataacquisition and diagnostics control for large helical device (LHD)”, Fusion Engineeringand Design, 43, 3-4, (1999), pp.293-300.
[2] H. Nakanishi, M. Emoto, M. Kojima, M. Ohsuna, S. Komada, LABCOM group,“Object-oriented data handling and OODB operation of LHD mass data acquisition
system”, Fusion Engineering and Design, 48, 1-2, (2000), pp.135-142.
[3] H. Nakanishi, LABCOM group, “Design for Steady State Operation of LHD Diagnostics
Control System”, Journal of Plasma and Fusion Research SERIES 1, (1998), pp.409-413.
[4] H. Nakanishi, M. Kojima, LABCOM group, “Design for real-time data acquisition basedon streaming technology”, Fusion Engineering and Design, 56-57, 1-4, (2001),
pp.1011-1016.
[5] H. Nakanishi, M. Kojima, M. Ohsuna, S. Komada, M. Nonomura, M. Yoshida, S. Imazu,
S. Sudo, “Steady-state data acquisition method for LHD diagnostics”, Fusion Engineeringand Design, 66-68, (2003), pp.827-832.
[6] 中西秀哉ほか,「定常実験における超広帯域実時間データ収集」プラズマ・核融合
学会誌, 82, (2006), pp.171-177.
[7] H. Nakanishi, M. Ohsuna, M. Kojima, S. Imazu, M. Nonomura, H. Okumura, Y.
Nagayama, K. Kawahata, “Nonstop Lose-less Data Acquisition and Storing Method for
Plasma Motion Images”, (to be published in Plasma and Fusion Research, 2007).
[8] H. Nakanishi, M. Ohsuna, M. Kojima, S. Imazu, M. Nonomura, Y. Nagayama, K.

159

Kawahata, “Portability improvement of LABCOM data acquisition system for the
next-generation fusion experiments”, Fusion Engineering and Design, 82, 5-14, (2007),
pp.1203-1209.
[9] H. Nakanishi, M. Kojima, M. Ohsuna, M. Nonomura, S. Imazu, Y. Nagayama,“Multi-Layer Distributed Storage of LHD Plasma Diagnostic Database”, Journal of
Plasma and Fusion Research SERIES 7, (2006), pp.361-364.
[10] M. Ohsuna, H. Nakanishi, S. Imazu, M. Kojima, M. Nonomura, M. Emoto, Y. Nagayama,
H. Okumura, “Unification of ultra-wideband data acquisition and real-time monitoring in
LHD steady-state experiments”, Fusion Engineering and Design, 81, 15-17, (2006),
pp.1753-1757.
[11] H. Nakanishi, T. Hochin, M. Kojima, LABCOM group, “Search and retrieval method ofsimilar plasma waveforms”, Fusion Engineering and Design, 71, 1-4, (2004), pp.189-193.
[12] H. Nakanishi, T. Hochin, M. Kojima, LABCOM group, “Similar pattern search fortime-sectional oscillation in huge plasma waveform database”, Fusion Engineering and
Design, 81, 15-17, (2006), pp.2003-2007.
[13] M. Emoto, et al., “Trial to Combine Heterogeneous Computer Systems in NIFS”, Fusion
Engineering and Design, 48, 1, (2000), pp.83-89.
[14] M. Emoto, Y. Iwadare, Y. Nagayama., “Immediate Data Access System for LHD
Experiments”, Fusion Engineering and Design, 71, 1-4, (2004) pp.201-205.
[15] M. Emoto, et al., “Development of a Flexible Visualization Tool”, Fusion Engineeringand Design, 60, 3, (2002) pp.367-371.
[16] M. Emoto, et al., “High-Quality Video Streaming System for Plasma Diagnostics using
Super SINET”, Review of Scientific Instruments, 74, 3 II, (2003), pp.1766-9.

160８）ＩＴＥＲを視野に入れた先進計測開発
大型ヘリカル装置の高性能化実験、ITER に代表される核燃焼実験を視野に入れて複数の計測機器の開発を進めている。ここでは、下記４件の計測開発について報告する。
１）Research and development of imaging bolometers for measurement of lostalphas and radiation from a reactor
２）第一ミラー光学特性劣化とその対策
３）高性能干渉偏光計測の開発
４）Cotton-Mouton 偏光計の開発

1) Research and development of imaging bolometers for measurementof lost alphas and radiation from a reactor
Imagingbolometersareareactor-relevant alternative to resistive
bolometers for the measurement ofradiated

power.

bolometer

known

imaging

Video

The

imagingtheInfraRed

Bolometer(IRVB)

asconsists of a metal foil in the plasma
vacuum vessel which absorbs radiationfrom the plasma through a columnating

Figure 1 IRVB installed in JT-60U in 2003-2004.

aperture and which is then imaged
through an IR vacuum window and IR
optical system by an infrared camera
located behind a neutron shield outside
the vacuum vessel. An example of this is
the IRVB installed on JT-60U in 2003
and 2004, shown in Figure 1 [1]. The
shielding (from magnetic field, neutrons
and gammas) was found to not be
sufficient, therefore the shielding wasincreased in 2005.
first

This resulted in thetwo-dimensional

measure(or

Figure 2 a) Computer Aided Drawing of IRVB semitangential field of view in JT-60U with divertor
region indicated by green and core region indicatedby red. b) Corresponding 12 x 16 channel brightness
image from the IRVB in JT-60U at t = 11.3 s during
shot 45664 [2].

161image) of the radiation intensity on the foil
(Figure 2b) from a tokamak deuterium
plasma [2]. By using an aperture/foil
combination which has a tangential view of
a tokamak plasma as seen in Figure 2a,many lines of sight can be obtained which
can be used to produce a two dimensional
measurement of the local radiation intensity
intheplasma(Figure3)

through

tomographic inversion of the line integrated
radiation signal by assumption of toroidal

Figure 3 Emissivity image of poloidal cross-sectionin JT-60U at t = 11.3 s, during shot 45664, showing
strong core emission from iron [3]. Pixel dimension
is 10 cm and white line shows the first wall.

symmetry [3]. Currently a further upgradeof the IRVB on JT-60U is underway as shown in Figure 4 to improve the spatial and time
resolutions and test various optical andinfraredcomponents

inatokamakreactor-relevant environment. This IRVB
will serve as a test prototype for those to
be installed in the future on KSTAR, LHD
DD experiment, JT-60SA and possibly
ITER.

In addition to this work on

JT-60U, calibration techniques for the

Figure 4 Upgrade of IRVB currently being installed

IRVB are under development to determine
the local thermal properties of the foil needed to correctly solve the heat diffusion equation on
the foil and derive the radiation power intensity on the foil from the IR camera measurementof the foil’s temperature distribution [4, 5].
Alpha-particles

as a detector for a lost alpha diagnostic.

Foil Stack

A further application of this imaging bolometer is to use it
In this case inorder to differentiate the energy of the particles, amultilayer foil would be placed between the absorbing foil
and the plasma as shown in Figure 5. Preliminary tests of a

Re-radiating foil
(blackened Pt, 5 m)

Neutron ShieldIR radiation

single channel IR thermal detector with absorbing andstopping foils have been made in 2006 on an ion beam at
IR camera

Tohoku University.
A double layer IRVB foil was invented (patent applied for

162

Figure 5 Concept of lost alphadetector using IRVB.

in 2006) in collaboration with St. Petersburg State Technical University (SPSTU), a prototype
produced at SPSTU and then tested at NIFS last October.

This foil will double thesensitivity of the IRVB [6].
[1] S. Konoshima, B.J. Peterson, N. Ashikawa, Y. Miura and the JT-60 team, ‘Radiated Power
Profile Observed by a Tangentially Viewing IR Imaging Bolometer in JT-60U Tokamak’,
Proc. 32th EPS Conf. on Controlled Fusion and Plasma Physics (Tarragona, 2005)
Europhysics Conference Abstracts 29C P-4.092 (2005).
[2] B. J. Peterson et al., ‘Observation of divertor and core radiation in JT-60U by means ofbolometric imaging’, J. Nucl. Mater. 363-365 (2007) pp. 412-415.
[3] Y. Liu et al., ‘Application of tomographic imaging to multi-pixel bolometricmeasurements’, accepted for publication in Plasma and Fusion Research (2007).
[4] H. Parchamy, B. J. Peterson, et al., ‘Detailed In-situ Laser Calibration of the Infrared
Imaging Video Bolometer for the JT-60U Tokamak’, Rev. Sci. Instrum. 77 10E515 (2006)(4 pages).
[5] H. Parchamy et al., ‘Spatial variation of the foil parameters from in-situ calibration of the
JT-60U imaging bolometer’, accepted for publication in Plasma and Fusion Research(2007).
[6] I. V. Miroshnikov et al., ‘Infrared Imaging Video Bolometer with a double layer absorbing
foil’, submitted to Plasma and Fusion Research (2007).
3.3.3.8.2 第一ミラー光学特性劣化とその対策に関する検討
ITER ではポートや視線の制限により、多くのミラーを真空容器内に設置する必要がある。近年、プラズマによるミラー材のスパッタリング損傷や、スパッタされた壁材料･ミラー材料の再堆積による反射率の低下・偏光特性の変化が懸念されている。
ITER ではミラーの交換を頻繁に行うことは出来ないため、ミラー寿命の検討や反射率低下を防ぐ方策の模索が、ITPA において重要課題として” High priority issue”に位置づけられている。
マイケルソン型偏光干渉計測では、プラズマ中をレーザー光を往復させるため、リトロ反射鏡（その形状からコーナーキューブ反射鏡とも呼ばれる）を利用することが多い。リトロ反射鏡は、任意の角度でレーザー光が入射しても、反射光は入射角と平行になるため、干渉・偏光計測には大変便利な反射鏡である。ITER においては、上下もしくは水平方向に突き抜けのポートがないために、リトロ反射鏡を真空容器内に設置して、レーザー光を入射ポートに戻す必要がある。リトロ反射鏡の反射率の低下
は、計測精度に影響を及ぼし、劣化が甚大である場合は計測不能になることも予想さ163

れる。また、偏光干渉計は、プラズマプローブ光として遠赤外～赤外領域、光軸調整
及び振動補正用に近赤外～可視領域の波長を利用する。そのため、ミラーの反射率劣化特性は広い波長域で調べておく必要がある。その上、これまでミラー表面にカーボンが堆積する場合やスパッタによって表面損傷を受けた場合、反射によって偏光面が回転し、かつその回転角は入射光の偏光角に依存することが報告されており、偏光計
測に対する影響が懸念されている。このような重要課題が多く残されているにもかか
わらず、これまで偏光干渉計用リトロ反射鏡の分析は、国内外を問わずほとんど行わ
れてこなかった。そこで、東京工大飯尾研究室と共同で設置した炭酸ガスレーザー偏光計で使用した真空容器内リトロ反射鏡の光学特性変化を調べた。LHDと ITER では、スパッタリング粒子のエネルギーや粒子束、堆積物の種類や量は同じではないため、同じ現象が起こるとは断言できないが、様々な劣化例とその劣化機構を解明することは、ITER でのミラー最適化(b)
ICRF antennaのための重要な検討材料となり得る。遠赤外～赤外領域の波長での測定は、中部大学の岡島研究室と共同で

ch1

ch2

行った。また、反射率等の測定だけでなく、ミラー表面状態を分析することは、劣化機構を推量する上で非Capsu lated
retro-reflector

常に有用な情報をもたらす。SEM や EDS 等を用いた表面分析については、九州大学応用力学研究所の吉田研究室と共同で行った。
図 3.3.3.8.2-1（a）は使用前のリトロ反射鏡である。
ミラー材は SUS316 であり、表面は赤外領域での反射率を高めるために金コーティングしている。また、視野角を狭めてプラズマからのスパッタリング粒子を減らすために、反射鏡は保護円筒内に入れている。
図 3.3.3.8.2-1（b）は、真空容器内に設置したリトロ
反射鏡の写真であり、プラズマとの距離は最も近いもので約 30 cm である。図 3.3.3.8.2-1（c）に、第 4 サ
イクルで使用した後の反射鏡の写真を示す。金コーテ
ィングは見えなくなり、ミラー周辺領域は鏡面状態で

図 3.3.3.8.2-1：（a）炭酸ガスレー
ザー偏光計の使用前リトロ反射鏡。反射鏡は保護円筒に入っている。（b）LHD 真空容器内部に設置したリトロ反射鏡、（c）使用後のリトロ反射鏡。特に中心付近で著しい反射率の低下が見られる。

あるものの、中心に行くに従って曇っていることが分かる。
図 3.3.3.8.2-2（a）に炭酸ガスレーザー及び YAG レーザーで測定した反射率のミラー半径位置依存性を示す。目視で確認したとおり、中心ほど反射率が低下しているこ164

とが分かる。SEM で表面状態、及び EDS で元素分析を行ったところ、ミラー周辺部
はスパッタリングによって金コーティングが失われ、母材まで損耗しているのに対し、
ミラー端から 1 センチ程度の所ではスパッタリングと堆積がバランスして金コーテ
ィングが残っており、さらに内側に行くと壁材・ミラー材を起源とする Fe、Cr、FeOの堆積が支配的になる。堆積層の厚さは、中心に向かうに従って厚くなっていることが分かった。その模式図を図 3.3.3.8.2-2（b）に示す。
に、凹凸構造が生じており、その高さや密度は中心に行くに従って増大する。反射率低下が著しい中心付近（図 3.3.3.8.2-2（b））では、およそ 0.1～0.5 m の凹

YAG (1.06 m)
CO2 (10.6 m)

50
Reflectivity (%)

さらに、堆積層表面は図 3.3.3.8.2-2（c）に示すよう

40
30Mirror
Edge

20
10
0
0

凸になっており、所々には 2.5 m 程度にも及ぶ突起

10

20
30
Radius r (mm)40も観察された。これが、中心ほど反射率が低くなっている理由と考えられる。中心部で堆積層が厚くなっている理由は、図 3.3.3.8.2-2（b)に示すようにリトロ反Particles fromplasma射鏡の反射面は流入してくる粒子束に対して傾きをSputteredparticles

Deposition(Fe, Cr) layer

Au coating
layer

Deposition
dominant
Balanced region

持っているために、表面の堆積物の多くは中心に向かErosion dominantってスパッタされる。中心に行くに従ってミラー面に囲まれる空間が狭まることから、Accumulate(蓄積)するためと推察される。このように、リトロ反射鏡はその形状のために中心部分での反射率低下が激しく起こると考えられる。このようなリトロ反射鏡の劣化機構はこれまでに認識されていなかった。また、ITER
2 m

でのミラーの反射率低下の予想は、これまでスパッタ
リングによって生じる凹凸のみが考慮され、堆積層の凹凸構造は対象にされていなかった。これらの結果は、 図 3.3.3.8.2-2：（a）ミラー半径に対堆積層の影響の重要性と、ITER ではリトロ反射鏡の反射率低下が（Accumulation のために）予想より速する反射率分布、（b）ミラー表面状態の模式図、（c）ミラー中心部
における表面 SEM 写真

く進む可能性を示唆している。本結果は、2005 年 10100

月末の ITPA において報告の要請を受けるなど、注目80

図 3.3.3.8.2-3 に、可視～遠赤外領域での反射率の波長依存性を示す。波長 10m 以下で反射率の低下が大きいのに対し、50 m 以上では 70％以上の反射率を保っている。光軸調整や振動補正用に赤外以下の

165

Reflectivity (%)

を集めている。

r=20 mm

Beforeinstallation

CH3OH(119 m)CH3OD(57.2 m)60

CO2
(10.6 m)

40
20
0

He-Ne
(0.633 m)

0.5 1

YAG
(1.06 m)5 10

50 100

Wavelength ( m)

図 3.3.3.8.2-3：リトロ反射鏡反射率の波長依存性

波長を使用する際には、堆積物を減らす機構が必要と言える。波長 57 m の CH3OD
レーザーは ITER での偏光干渉計光源に適していると考えられるが、119m より短波長であることから、反射率低下が早いことが懸念されていた。今回のリトロ反射鏡に関しては、両者の差はほとんど見られなかった。凹凸による反射率変化の評価に使われる Benette's fomula (R/R0 = exp{-(4 d / )2}, R: 反射率、R0：平滑状態での反射率、d：凹凸の平均値、 ：波長)によると、1 m 以下の凹凸であれば、両者の差は 10％以下であることが分かる。また、本リトロ反射鏡においては、反射による偏光面の回転・楕円化は確認されなかった。これらの劣化機構・度合いは放電条件や設置位置にも依存すると考えられるため、今後も LHD において研究を継続的に行い、知見を増やしてゆくことが肝要である。
リトロ反射鏡の反射率低下を防ぐ方策としては、①スパッタリング粒子を減らす、②Fe, Cr 等の不純物がミラー面に落ち込むのを減らす、③中心部への不純物輸送を減らすことが必要である。①については、本リトロ反射鏡でも採用した保護円筒が効果的であるが、ミラー付近の構造物は不純物の発生源・付着面になることが、LHD における他の照射試験で明らかになっている（九州大学吉田研究室）。そのため、円筒にフィン構造を持たせ、円筒壁をスパッタされた不純物が反射鏡に落ち込まないようにすればよい。フィン構造の有効性は、九州大学吉田研究室によって原理検証実験によって証明され

フィン構造

光路

ている。さらに、それでもミラー面に付着した僅
リトロ反射鏡

かな堆積物が Accumulate することを防ぐため、光路を一旦平面鏡で L 字状に曲げ、不純物がリトロ

平面鏡

反射鏡に落ち込まないようにする。平面鏡には不純物が振り落ちてくるが、Accumulation 機構が無いために不純物は比較的一様に分布し、リトロ反
射鏡ほど反射率は低下しないと予想している。第11 サイクルにおいて、図 3.3.3.8.2-4 に示す L 字構
造リトロ反射鏡を LHD 内に設置し、上記の原理検図 3.3.3.8.2-4：L 字構造リトロ反射鏡証を行っている。
3.3.3.8.3 高性能干渉偏光計測の開発
3.3.3.8.3-1

はじめに

核燃焼プラズマの実験（ITER 計画）を成功させるためには、核燃焼によって生成される 粒子を制御し、反応を持続させることが不可欠である。そのためには、閉じ込められたアルファー粒子の振る舞いを調べることは重要な研究課題であるが、その生

166

成、閉じ込めに関係したプラズマパラメータの詳細な分布計測も核燃焼プラズマの自立性を確保するために重要である。核反応率に密接に関係する密度分布と、プラズマの閉じ込め特性及び 粒子の閉じ込めに密接に関係する内部磁場分布の計測は、ITER計画を進める上で必須なものである。ここでは、核燃焼プラズマの計測を目的として開発を進めている遠赤外レーザー干渉計測/偏光計測について記載する。この計測器の開発は中部大学の岡島研究室との共同研究として進められている。
3.3.3.8.3-2

短波長遠赤外レーザーの開発

ITER 計測では、電子密度／磁場分布の計測のためにポロイダル偏光計の設計を進めている。ここでは、波長 119μm の CH3OH レーザーを光源とし、ファラデー回転計測とコットンムートン計測を計画している。しかしながら、ITER 規模のプラズマではプラ
ズマ密度勾配による屈折の影響が大きくその計測に困難が予想される。そこで、より短波長の遠赤外レーザー計測が必要となるが、これまでのところ 100μm から 10μmの波長領域での確立した計測は皆無といってよい状況である。そこで、先ず計測用のレーザー光源の開発を中部大学の岡島研究室において開始した。
遠赤外レーザーには、放電励起や光励起のガスレーザー、半導体レーザー、自由電子レーザー等があるが、現状では CO2 レーザー励起の分子レーザーが主となっている。
現在までに、100 種類以上の分子から 4000 本以上の発振線が報告されているが、実用化されているレーザーは数 10 本と限られている。そこで、この波長領域における計測用光源を確立するために、広い波長範囲でのレーザー発振が可能な cw CO2 レーザー
励起の遠赤外レーザー装置を製作した。そして、短波長遠赤外領域に多くの発振線をもつ CH3OH とその同位体を中心にレーザー線を探査し、その動作特性を含めたデータ
ベースを作成し目的に合致したレーザーの開発を行った。表 3.3.3.8.3-1
100μm 領域において 10mW 以上の発振出力が得られたレーザー発振線を示す。

に 40～

表 3.3.3.8.3-1 40μm～100μm 領域の高出力レーザー発振

これらの発振線の中で比較的出力が強CO2 laser

く、目的に適した波長であった 9R(8)

Line

Power

Molecule Wavelength Length Power

CO2 レーザー励起の 48- μm、57- μm

9R(10)

(W)
83

CH3OH

(µm)
96.5

(m)
2.2

(mW)
68

9P(34)CH3OD レーザーに注目した。そして、レーザー装置の最適化と高出力化を行った結果、両レーザーの和出力で約 2.4 Wを得た。この出力値は、連続発振遠赤外レーザーとしては世界最高値である。

FIR laser

75

CH3OH

70.5

2.2

65

10R(16) 123

CH3OH

63.0

2.9

54

9R(34)

63

CD3OH

52.9

2.2

10

10R(18)

89

CD3OH

41.4

2.2

13

10R(16) 113

CD3OH

81.6

2.9

25

9R(8)

153

CH3OD

57.2

2.9

1.6 W

153

CH3OD

47.6

2.9

0.8 W

10P(46)43

CH2DOH

49.1

2.2

17

9R(30)

65

NH3

67

2.2

97

167

3.3.3.8.3-3２波長遠赤外レーザー干渉計の開発

今回、新しく見つかった 2 波長同時発振する遠赤外レーザー光を用いた新型 2 波長レーザー干渉計装置のブロックダイアグラムを図 3.3.3.8.3-1に示す。 この干渉計の特徴は、(i) 同一のレーザーからの 2 波長同時発振を用いている、(ii) 発振波長が 57μm と 4８μm であり、現在の磁場閉じ込め装置の干渉計測装置に用いられている波長 119μm レーザーと比べて、プラズマによる屈折効果が約 4 分の１となり高密度プラズマに対応できる、(iii) 使用する 2 波長の値が近接していることから、同じ光学素子及び検出器が利用可能である、(iv) レーザーの出口から検出器まで全く同
じ光学経路を伝搬することから理想的な機械的振動の補正が期待できる。波長57μm と 4８μm のレーザー発振線は、遠赤外レーザー共振器の出力部において異なる偏光方向で発振している。57μm
は CO2 レーザー励起光に対して直交した方向に、そして 4８μm は平行方向の偏光面を有している。そのため、計測用レーザー光源として同時使用するために

図 3.3.3.8.3-1は偏光方向を揃える必要があり、ダイプ

２波長同時発振型レーザー干
渉計

レクサーを用いて偏光方向を揃えている。
２波長干渉計の性能試験をするためにマイケルソン型干渉計を構築し、その性能試
験を実施した。ビームスプリッター及びビーム合成器には、短波長遠赤外領域において吸収の少ないシリコンのエタロン板を使用した。検出器として Ge:Ga を使用した。
レーザー出力を約 1/100 以下に減衰させた状態で得られた S/N はおよそ 40dB であり、多チャンネル干渉計を組み上げる上で充分な S/N であることが確認された。
けて、干渉位相変化を模擬した実験結果を
図 3.3.3.8.3-2 に示す。鏡の駆動振幅はおよそ 50μm (p-p)であり、周波数は約 10Hz である。詳細な部分にはビート信号の歪みによる影響が見られるが、観測された振幅の大きさは 2 つのレーザー干渉計ともほぼ同じであることから、本 2 波長干渉計を用いて機械的振動の補正が可能である事が確認された。本レーザー計測は ITER 計測として有用である事が実証された。

168

Vibrational
Piezo Drive
Displacement ( m) Voltage(a.u.)

反射鏡をピエゾ駆動型ステージ上に取り付

100

0

-100
0

48 m
57 m
48-57 m

100
Time (ms)200

図 3.3.3.8.3-2 2 波長干渉計によって観測されたミラー変位量

3.3.3.8.4 Cotton-Mouton 偏光計の開発
干渉計で計測される線平均電子密度は、物理解析だけでなく、装置の運転上でも不可欠なパラメータの 1 つである。そのため、いかなる放電条件でも計測ミスのない高い信頼性が必要である。通常、位相変化が 2 を超える干渉計は、高い密度分解能を持ち、密度計測器として広く使用されている。しかし、ITER で想定される 1020 m-3程度のプラズマにおいては、波長 119

m の CH3OH レーザー干渉計ではプローブ光の屈折変位によって信号強度が低下・途切れが生じ、2 の不確定性から密度情報が失われる計測ミス（フリンジジャンプ）が懸念される。また、干渉計では、機械振動による光路長の変化があった場合、それによる位相変化がプラズマによる位相変化に加算されて誤差要因になることも問題である。そのため、干渉計システムを振動の大きい装置本体から完全に分離し、複数の波長で干渉計を構築して振動成分を補正する手法が取られる。しかし、ITER のように巨大な装置では、干渉計架台を独立に作ることは困難であり、また後者の 2 波長干渉計では 3.3.3.8.3 で述べられたように発振から同軸光路になっていないと、完全に振動成分を除去することは難しい。この点、偏光計で計測するのは偏光状態の変化であるため機械振動の影響が受けにくい。また、
機械振動による位相変化が無視できるため、適切な波長を選択して位相変化を 2 以
下にしても計測が可能であり、原理的にフリンジジャンプがない信頼性高い密度計測手法となる。
偏光計は、プラズマ中の Faraday 効果（偏光面の回転）または Cotton-Mouton 効果（偏光の楕円度の変化）を利用するが、本研究ではポロイダル断面にてプラズマ中心
コードでの計測が可能な Cotton-Mouton 偏光計の開発を行った（中心コードではFaraday 効果を誘起する磁場成分がほぼゼロになるため、Faraday 偏光計では計測が不可能）。Cotton-Mouton 効果とは、プラズマ中で O/X-mode の屈折率が異なるために透過光の楕円度が変化する現象である。O/X-mode 間に生じる位相差 CM は、
CM[rad.]OX

2.4 10 20 [mm]3 ne [m -3 ] B [T]2 dl[m]となり、磁場の重みがつくものの、位相差より線平均電子密度が評価できる。ITERにおいても、Faraday 偏光計（電流分布計測用）と組み合わせた Cotton-Mouton 偏光計による密度計測が計画されているが、実機での適用はこれまで極めて少ないため、計測精度を決める要因や特性を探り、大型装置への適用可能性を検証することを目的に、Compact Helical System (CHS) にて、HCN レーザー（337m）を用いたCotton-Mouton 偏光計を開発した。なお、HCN レーザーの利用については、中部大学の岡島研究室と共同で行った。

169

図 3.3.3.8.4-1 に Cotton-Mouton 偏光計の光学系を示す。プローブ光には高速回転
回折格子（Super Rotating Grating：SRG）を用いて 1 MHz の差周波数を与えた、O/X
モードに相当する二つの直線偏光を重ね合わせた光を使っている。これを偏光子を通し て 計 測 す る こ と に よ り 、 差 周 波 で あ る 1 MHz の ビ ー ト 信 号 が 得 ら れ る 。
Cotton-Mouton 効果となる O/X モード間の位相差は、プローブ光とリファレンス光のビート信号の間の位相差として現れる。HCN レーザーを用いた場合は、位相変化は電子密度 1020 m-3、磁場強度 2 T で 10 度程度であるため、位相分解能を高めるために、ディジタルバンドパスフィルタを併用した Complex demodulation 法を用いて位相差を抽出している。Cotton-Mouton 効果を「ビート信号の位相差」として検出する
手法は、フィルタによるノイズ除去が容易にできることや、プローブ光のプラズマによる屈折や発振不安定性等による強度変化の影響を受けないことを利点として持つ。
JET では既存の Faraday 偏光計を改造して強度測定による Cotton-Mouton 偏光計測を開始したが、本システムの位相検出手法の方が、より高い時間・角度分解能が期待できる。また、本研究では Cotton-Mouton 偏光計測の性能評価を行うため、比較のために通常の干渉計測による線平均電子密度が必要である。そのため、偏光計システム
を同時・同一コードで干渉計測も可能な光学系にしている。プラズマ透過後のプロー
ブ光の一部を分岐し、偏光子を用いて直交直線偏光から一方向の偏光成分を選択する。
リファレンス光からは、もう一方の偏光成分を取り出し、両者を合成することで、プ
ラズマによる位相変化を含むビート信号が得られ、干渉計測が可能になる。

図 3.3.3.8.4-1：Cotton-Mouton 偏光計の光学系。同時・同一コードで通常の干渉計測が可能なシステムとしている。

図 3.3.3.8.4-2 に、Cotton-Mouton 偏光計、及び干渉計で測定した線平均電子密度 neCM 、
ne を示す。両者は、ほぼ合致する結果が得られている。ただし、検出器～光学部品間の多重反射成分（バックトーク）や、干渉計・偏光計のビート信号の間の電気的クロストーク成分は、密度信号に見かけの振動成分を引き起こし、その振幅は最大で±2×101９ m-3 程度に相当し、計測を著しく阻害するものであった。正しい密度計測を行
うには、それらを十分抑制が不可欠であり、多重反射光を減衰させるアッテネータの170

利用や、データ収集系の改良によ#126372
Bax=1.95 Tってそれらを抑制している。現状

NBI
ECH
Gas Puffの電子密度分解能は、時定数 3.2
ms で 2.1×1018 m-3 (角度分解能
決める主原因はビート周波数の周波数ノイズであることが分かっている。周波数ノイズは、回転回折格子の製作精度に起因しており、

n- e , n- e CM (× 10 19 m -3 )0.17 deg.)である。ノイズレベルを

15
CM polarimeter
Inteferometer

10
5
0
0

この改善のためには、より製作精度の高い回折格子を利用するか、または双子型レーザーによるビー

50100Time (ms)150

図 3.3.3.8.4-2：Cotton-Mouton 偏光計・干渉計のプラ
ズマ中心コードでの線平均電子密度計測結果の比較

ト信号の生成が考えられる。
以上のように、密度計測手法として Cotton-Mouton 偏光計の有効性は確認できたが、ITER における高精度計測のためにはクロストーク・バックトーク成分を十分に抑制すること、ビート信号の周波数スペクトルの高品質化が重要課題であることが分かった。

171

３．４ 理論・データ解析
１）新古典輸送
３次元閉じ込め磁場構造を有するＬＨＤなどのヘリカル系においては、ヘリカルリ
ップルに捕捉された粒子の存在によって、低衝突周波数領域において拡散係数が増大する、いわゆるリップル輸送（１/ 輸送）が存在する。新古典輸送を定量的に把握することは、実験シナリオの立案、結果の解釈、異常輸送の程度の把握などにも大きく寄与するため、理論・データ解析研究系を中心として、新古典輸送理論のＬＨＤ実験への適用とともに、密度分布決定機構に関する研究、磁気島を含む乱れた磁場領域における輸送解析、有限軌道幅効果を取り入れた解析など、輸送解析の拡張に向けた研究が、輸送解析コード開発とともに体系的に展開されている。
新古典粒子拡散流束の径電場依存性が、図３．４．１−１の例に示すよ
うに、イオンと電子で異なっていることから、それらが一致するように径電場が決定される。この両極性径電場の役割は、ＬＨＤ実験においても広く認識されている。特に、そのような両極性径電場が複数存在しうる場合には径電場遷移現象が予測され、閉じ込め改善現象と深く関わっており、高性能
ＬＨＤプラズマ実現への方策として、非常に重要な観点の一つとなっている。
その一例として、ＬＨＤで達成され

図３．４．１−１ ヘリカル系プラズマにおける 粒子衝突に起因する粒子拡散流束(赤：電子、青：イオン)の径電場依存性の例

た電子温度一億度超などの高電子温度プラズマについて、中心部の径電場が、電子加熱によって電子ルート（正の大きな径電場）へと遷移することで実現されていることを明らかにした。この閉じ込め改善現象発現の電子加熱パワー閾値が、径電場分岐条
件を考慮することで理解できる、三次元性の強い磁場配位ではその閾値が低下する、などの知見を、詳細な新古典輸送解析に基づいて次々に明確にし、ＬＨＤにおける種々の磁場配位条件での高電子温度プラズマ達成に貢献した。このＬＨＤでの実績を踏まえ、国際的先導性を持って、本知見の国内外のヘリカル装置（ＣＨＳ、ＴＪ－Ｉ
Ｉ、Ｗ７－ＡＳ）への適用を行った。解析対象となった各装置での典型的な高電子温172

度プラズマの電子温度分布を、図３．４．１−２に示す。これらの放電は、中心部での電子ルート遷移というヘリカル系特有の物理機構によるものという観点から、統一
的に、中心部電子ルート閉じ込め：Core Electron-Root Confinement［ＣＥＲＣ］という総称を導入した。（ＩＡＥＡ核融合エネルギー会議での発表が、磁場閉じ込めの総括講演でも取り上げられ、この名称も国際的認知を得た。）これまでの個々の実験装置での実験結果、理論解析の枠を超えることで、閉じ込め磁場配位(新古典リップ
ル輸送の大小など)依存性・加熱シナリオ(加熱された捕捉電子の割合など)依存性をさらに体系化することが可能となり、ＣＥＲＣの装置間の類似性から相違性の解明という、国際的にも高い評価を得る研究を展開した［1］。非線形媒質であるプラズマが有する分岐性を、磁場構造を通じて外部から制御するという独創的な学術的着想が、Ｌ
ＨＤをはじめとしたヘリカル系プラズマの高性能化に大きく貢献したと言える。
また、高精度の新古典輸送解析を行うに当たり、国際的に進められている各種新古典輸送コードのベンチマーク活動と緊密な連携をとり、さらに、平成１７年度に着手された国際ヘリカル系分布データベース活動の先駆的課題として、国際的共同研究の中心的役割をも果たした。
10

3

(b)

(a)
Te [keV]6eT [keV]

8

4

2

1

2
0
-1.0

-0.5

0.0

0.5

1.0

-0.5

0

0.5

1

0
-1

-0.5

0

0.5

1

Te [keV]

1.5

1

0.5

0
-1

図３．４．１−２ ＬＨＤ、ＣＨＳ、ＴＪ－ＩＩ、Ｗ７－ＡＳにおける高電子温度プラズマ（中心部電子ルート閉じ込めＣＥＲＣ）電子温度分布の典型例

173

ヘリカル系でのプラズマ輸送を考えるとき、電場による粒子軌道や輸送の改善が期待できるが、その電場に起因するヘリカル共鳴やトロイダル共鳴が起こると、バナナ
幅の大きな、いわゆる共鳴バナナが形成され、輸送の増大や閉じ込めの劣化が生じる
ため、十分な検討を要する重要な研究課題である。磁力線追跡コードＭＡＧＮで計算された現実的なヘリカル磁場配位においてバウンス平均 Fokker-Planck 方程式を解
く新古典輸送コードＣＤＨ１が、独自に開発されてきた。速度空間での可変メッシュを採用するなどの努力により、極めて低衝突周波数領域でも、高精度かつ高速の計算が可能であるという特徴を有しており、パラメータ依存性等の検討に極めて有効なコードである。ＣＤＨ１を用いてＬＨＤにおけるプラトー領域から低衝突周波数領域に渡る広範な領域での輸送係数およびブートストラップ電流を解析し、電場による輸送の低減とヘリカル共鳴の存在する場合の閉じ込め劣化現象について詳細な検討を行った。電場が大きい(RωE/vT=0.1、ここで R は大半径、ωE は EXB ドリフト周波数、vT は熱速度)場合には、ヘリカル共鳴が起こり、閉じ込めの劣化が予測されることが示された。[2]。ＬＨＤにおける輸送に関連した重要な研究テーマの一つは、トーラス
内側への磁気軸シフトによって輸送をどれだけ軽減できるかを実証する事である。Ｃ
ＤＨ１を用いて、輸送係数及びブートストラップ電流に対する磁気軸シフトの効果ついて検討した。図３．４．１−３に粒子拡散係数とブートストラップ電流に対する衝
突周波数依存性について、磁気軸位置が 3.75ｍ(Δ=0cｍ)、3.65ｍ、3.55ｍの場合の
ρ=0.5 において、RωE/vT=10-3 の電場を仮定した計算結果を示す。低衝突周波数領域
での、電場による粒子拡散係数の減少、ブートストラップ係数が衝突周波数に依存しD11[m2/s]

D13[m2/s]

R /v

R /v

図３．４．１−３ ＣＤＨ１コードによる、(左)粒子拡散係数(Ｄ１１)、(右)
ブートストラップ係数(Ｄ１３)の規格化衝突周波数依存性

174

なくなる(Shaing の理論予測)ことが明確に示されている。ＣＤＨ１が、非常に低衝突
周波数領域においても、高精度の計算が可能であることを改めて示す結果である[3]。
従来の新古典輸送理論は、案内中心軌道の径方向ドリフト幅がプラズマの勾配長に比べて十分小さいとする局所的輸送理論であるが、径電場の分岐が生じている場合や、高性能の高温・低衝突プラズマでは有限軌道幅効果が新古典輸送に与える影響が無視できなくなる可能性がある。そこで、新古典輸送理論・解析の拡張を目指して、従来の近似・簡略化を極力用いずに、有限軌道幅効果を含めた形でヘリカル磁場配位における新古典輸送と両極性径電場を同時に解くためのシミュレーションコードＦＯＲ
ＴＥＣ－３Ｄが開発されている。このコードではδfモンテカルロ法と呼ばれる粒子シ
ミュレーション法が採用され、詳細な磁場配位データを用いた粒子軌道追跡と、厳密
なFokker-Planck衝突項を用いてドリフト運動論方程式を解くことで新古典輸送を高精度に求めることが可能である。また、イオンと電子の径方向流束の差から径電場の時間発展を解くことで、図３．４．１−４に示すように両極性径電場の時間発展も同時にシミュレーションできる。コード開発は着実に進んでおり、ＬＨＤをモデルとしたヘリカルプラズマにおける径電場の分岐を含んだ新古典輸送計算が可能となっている。有限軌道幅効果の影響など従来の新古典理論との差異が低衝突プラズマでどの程度重要となるかの同定などを含めた実験解析への応用が期待されている。
Radial Electric Field [kV/m]Heat Diffusivity [m2/s]

(a)

(b)

ρ

ρ

図３．４．１－４ ＦＯＲＴＥＣ－３Ｄで計算されたＬＨＤモデル配位での新古典輸送による径電場分布（ａ）と、イオン熱拡散係数分布（ｂ）の時間変化の様子。△印は従来の局所的新古典理論の両極性条件を満たす解。(時間 t はρ
=0.5 におけるイオンーイオン衝突周波数での規格化値)

175

ＬＨＤ実験において、周辺部が高温化した場合、従来の流体描象に基づく輸送モデ
ルでは、周辺の輸送特性が十分に説明できず、新古典輸送理論による知見も含めた新
たな理論モデルの必要性が明らかになってきた。周辺部が比較的高温(Ｔedge＞５００ｅＶ)である場合に、外部コイルによって印加されたｍ/ｎ=１/１磁気島のヒーリング現象が観測された[4]ことを受けて、入れ子状の磁気面の存在を仮定しない３次元平衡
解析コード(ＨＩＮＴ)を用いてシミュレーションを行った結果、従来のセルフヒーリ
ング理論とは異なり、Pfirsch-Schlüter電流のみではこの現象を説明できないことを示したことによる新たな知見である[5]。このシミュレーション結果により、実験において観測されたヒーリング現象は、磁気島周辺のブートストラップ電流によるものであると推測されている。
この実験結果は、周辺部が高温化した場合、周辺プラズマ輸送に対する従来の理論モデルでは不十分であることを示す例の一つであり、理論モデルの見直しは、ＬＨＤ
固有の問題に留まらず、環状プラズマ共通の問題となっている。例えば、近年のトカ
マク実験において、温度の高い周辺部(Ｔedge～１ｋｅＶ)の磁場構造が、外部コイルによる共鳴磁場摂動によって乱れた場合、Rechester-Rosenbluthの磁力線拡散理論に基づいた理論的予測と比べて極めて小さな電子熱輸送係数が観測されていることからも言えることである。そこで、環状プラズマの周辺部が高温化した場合の周辺輸送の理論モデルを見直すため、現在、磁気島を含む乱れた磁場領域におけるドリフト運動
論的輸送シミュレーションを行っている。乱れた磁場構造中における輸送解析には、入れ子状の磁気面の存在を仮定しない解析コードが必要であり、この目的のために、シミュレーション科学研究部（旧理論・シミュレーション研究センター）とも協力しながら、δf法に基づく新古典輸送シミュレーションコード（ＫＥＡＴＳ）の開発を行っている[6]。最新の成果として、図３．４．１−５の左図に示した環状プラズマ周
辺部がエルゴディックになっている磁場配位においてイオンのエネルギーフラック
スの計算を行い、高温領域(Ｔedge～１ｋｅＶ；ρ～０．８)ではエネルギーフラックス
が、磁力線拡散理論による予測(図３．４．１−５の右図の菱印)と比べて、極めて小さいことをシミュレーション(右図の丸印)により示すことができた。一方、低温領域(Ｔ
従来の理解の通りに、シミュレーション結果(右edge～１００ｅＶ；ρ～１)においては、
図の丸印)は、磁力線拡散理論による予測(右図の四角印)と良く一致している。ここで、以上の計算では、密度は一定(ｎ＝１×１０１９ｍ－３)で、磁気島の存在を無視した温度分布(右図の三角印)を仮定した。また、右図の菱印は磁力線拡散理論の無衝突極限における熱輸送係数の公式を用いたヒートフラックスの理論的予測値、右図の四角印は流体極限における公式を用いた予測値である。電子のエネルギーフラックスについて
は、シミュレーション時間がイオンの約４０倍長く掛かるため(イオンの場合は、実176

時間で約４０時間必要とした)、計算時間圧縮のための計算スキーム見直しなど、現在準備中である。

ρ
図３．４．１－５
左： あるポロイダル断面における磁力線のポアンカレプロット
右： ＫＥＡＴＳコードにより見積もられる動径方向のイオンのエネルギーフラックス

環状プラズマにおいては、構成粒子の磁場に平行方向と垂直方向の運動に強い非等方性があるため、プラズマは大きな垂直粘性を伴う弱乱流状態に支配され、線形安定性及びその結果の準線形異常輸送が非線形プラズマの垂直輸送の第一近似としてよく成立しているという仮定のもと、新古典粒子輸送とともに異常粒子輸送に関する解析も進められている。ＬＨＤ実験における低ベータプラズマにおいて、密度分布がホロー分布になる傾向に注目した。これは、トカマクにおいて密度分布が通常、磁気軸に向かってピークしているのと対照的な特性である。関連する輸送として、新古典粒
子束と準線形粒子束を図３．４．１−６(a)及び(b)で示している。(a)の複数の線は、異なる密度分布に対して計算されたもので，ピーク(●)からホロー(■)まで考慮している。この計算条件下では、新古典粒子束は密度分布によらず常に正になっている。このため、粒子源がない位置では定常状態で全粒子束が釣り合わなければならないことから、異常輸送粒子束は負でなければならない。(b)では，ある径方向位置における，準線形粒子束の逆密度勾配長(1/Ln=-dn/dr/n; nは密度)依存性を示している。負あるいは小さな正の逆密度勾配長、すなわちホローもしくはほぼ一定な密度分布の場合に粒子束は負であることがわかる。従って、定常状態を保つためには密度分布はピークできないことがわかり、ＬＨＤ実験結果と無矛盾である。さらに(a)からわかるように、
磁場配位によっては新古典輸送を十分小さくすることが可能であり(R=3.53mの場
合)、実験で計測される密度分布は、トカマクと同様、よりピークした分布となる傾177

向が見出されている。新古典輸送が無視できるとすると、定常で異常粒子束はそれ自身がゼロとなる必要がある。温度分布は通常ピークしており、外に向かって温度勾配長の逆数が大きくなる。対応して、(b)においてゼロ点をつないでいくと、径方向内側から外側に向かって密度勾配長の逆数が大きくなる、すなわち、ピークした密度分布が得られる。これはＬＨＤ及びトカマク実験の結果とも矛盾がない。これらの結果は、
準線形輸送解析が弱乱流実験プラズマ輸送に対して予測性を持っていることを示唆しており、論文[7]で発表されている。

図３．４．１−６ 密度分布を変化させた場合の（a）新古典粒子束（径分布）、(b)異常粒子束（ρ=0.8 での逆密度勾配長依存性）

このように、新古典輸送解析を基礎として、ＬＨＤをはじめとしたヘリカルプラズ
マの輸送解析とともに、高性能ヘリカルプラズマを対象とした輸送解析を遂行していく上で不可欠な新古典輸送理論の拡張が、独自の解析コード開発とともに精力的に進められ、核融合プラズマにおける輸送現象の理解を目指した学術研究としても着実に進展している。シミュレーション技法、実験解析・シナリオ立案などの観点でも、所内外の研究者たちとの共同研究が盛んに展開されている。

1. M.Yokoyama et al., “Core electron-root confinement (CERC) in helical plasmas”, Nucl.
Fusion, Vol.47, No.9 (2007) 1213
2. H.Sanuki et al., “Effects of Radial Electric Field on Neoclassical Transport in Helical
Torus”, J. Plasma Res. Series, Vol.4 (2001) 403
3. H.Sanuki et al.,”Effects of Magnetic Axis Shift on Neoclassical Transport in Helical Torus”,
J. Plasma Res. Series, Vol.6 (2004) 233

178

4. N.Ohyabu et al., “Island Dynamics in the Large-Helical-Device Plasmas”, Phys. Rev. Lett.,
Vol.88, No.5 (2002) 055005
5. R.Kanno et al., “Formation and Healing of n=1 Magnetic Islands in LHD Equilibrium”,
Nucl. Fusion, Vol.45, No.7 (2005) 588
6. R.Kanno et al., “Transport Modeling of Edge Plasma in an m/n=1/1 Magnetic Island”,
Accepted for publication in Contr. Plasma Phys. (2007)
7. O.Yamagishi et al., “On the particle fluxes and density profiles in helical systems”, Phys.
Plasmas, Vol.14, No.1 (2007) 012505

179２）プラズマ乱流輸送と帯状流プラズマの異常輸送の研究は長期の集中的な研究を経て新たな展開を迎えている。
LHD においても新古典拡散が抑制されて異常輸送がプラズマパラメタを拘束する状況に達し、他方 ITER については経験的予測を超えて更に正確な理解が求められている。理論・データ解析研究系ではシミュレーション科学研究部ならびに共同研究者と協力してプラズマ乱流と乱流輸送の研究を中心的に推進し、世界的成果を得た。
ここ数年の世界的展開の源は、ミクロ揺動同士の非線形機構だけではなく、帯状流や帯状磁場と言ったメゾスケール構造（それらは線形理論では安定であるが、非線形機構で励起される）がプラズマの中に生起されることを考慮し、ミクロ・メゾ、更に巨視的電場構造と言った多重構造の中で乱流輸送を考察しようとする、質的に新たな展開にある。この研究方法を総合的に体系化し[1]、研究方法の転換に中心的役割を果たした。
さらに非線形シミュレーションとの比較や、実験データと比較する方法の提示を通じて、ヘリカル系の磁場配位効果を精緻に解析した。帯状流の減衰率が異常輸送に強く影響することが明らかにされており（図３．４．２－１）、帯状流の減衰率を制御することで異常輸送を制御するという研究動向を駆動している。その視点に立って、
ヘリカル系の磁場配位の差が帯状流の減衰率を通じて異常輸送や閉じ込め改善に影響する過程を明確化した[2, 3]。なお、総合報告[4]はアメリカ物理学会 DPP 年会でレビュー講演として招聘され発表したものであり、アメリカ物理学会 DPP に日本で研究する日本人の研究者がレビュー講演に招待されたのは初めての事である。（NIFS

図３．４．２-１ 異常輸送を決める要因として、微視的乱流の（線形及び非線型）不安定性の強さ（横軸）と帯状流の減衰率の大きさの双方が重要。図の左上の領域では、帯状流が励起されず、微視的不安定性が強いほど乱流輸送が強い。中央の領域では、乱流輸送は不安定性の強さにあまり依らず帯状流の減衰率と共に増大する。右下の領域では、乱流輸送と帯状流はミクロ不安定性が強まる
ほど増加する。中央及び右下の領域では、帯状流によって異常輸送が抑制されている。

180

の理論データ解析研究が世界の COE としての成果を上げた一例として強調する。）（１）微視的揺動の研究
ヘリカル系プラズマにおける電磁的微視的不安定性の研究を行った[5]。線形電磁的
ジャイロ運動論的解析により、ヘリカル系プラズマにおけるベータ値の上昇に伴うイ
オン温度勾配不安定性（ITG モード）の安定化ならびに運動論的バルーニングモード（KBM）の不安定化を示した。また、ヘリカル磁場配位において、KBM が不安定となるプラズマパラメタ領域がメルシエ不安定となる領域よりも狭くなることを確認した。
並行してスラブ ITG 乱流における速度分布関数構造の研究を行った[6]。高精度速度空間分解能を持つジャイロ運動論的ブラゾフシミュレーションコードを用いたス
ラブ ITG 乱流シミュレーションを行い、イオン粒子分布関数の速度空間におけるス
ペクトル解析によって、ITG モードにより生成された揺動成分が速度空間ミクロスケールへ移送され、衝突性散逸が起こり、定常乱流状態が維持されることを最高精度で明示した。
実空間で多くのスケールの混合現象が起きるプロセスの一例として揺動が半径方向に運ばれることがある。かねてから Two-Scale DIA 法を用いヘリカル系の異常輸送を検討してきた[7]が、線形不安定性が無くとも揺動が生まれる亜臨界励起の場合に理論を拡張した[8]。一般化された臨界条件が得られ、今後大域的輸送理論を構成する基礎の一つになる。
乱流揺動で粒子ピンチ効果（高密度領域へ粒子が流れる現象）が生まれる効果があ
るが[9]、LHD での輸送解析において定量的評価を行う必要が高まっている。ヘリカ
ル系を対象として、電磁効果を取り入れたジャイロ運動論的線形安定性解析コード
GOBLIN がつくられ、LHD の種々の実験条件に適用され、準線形効果を考慮し粒子流束が求められた[10]。
（２）ヘリカル系での帯状流の線形理論
冒頭に述べた様に、帯状流の減衰率が異常輸送に強く影響することが明らかにされており、又、帯状流のなかに準定常なものと GAM（測地曲率音波）と呼ばれる振動
成分と二種類ある事が知られており、帯状流の減衰率を精密に計算する必要性が高い。
こうした解析の基礎として、ジャイロ運動論に基づく理論解析により、トカマクにおける GAM の無衝突減衰の解析を行い、非捕捉粒子の有限軌道幅効果のため GAMの減衰率が増加することを示し、理論予測とシミュレーション結果が良く一致することを確認した[11]。さらに、ジャイロ運動論が予測するトカマク・帯状流の無衝突時
間発展を再現することができる運動論的流体モデルを導出した[12]。

181この研究を一般化し、ヘリカル系における帯状流のジャイロ運動論的理論解析を行った[13]。その結果、ヘリカル・リップル磁場により GAM の減衰率が増加すること、リップル捕捉粒子の小半径方向ドリフトにより残留帯状流が減少することを理論的

図３．４．２－２ (a)トカマクおよび(b)シングルヘリシティー・ヘリカル系プラズマにおける帯状流ポテン
シャルの時間発展。黒丸はシミュレーション結果、太い（細い）曲線は有限軌道幅効果を考慮した（考慮しない）場合の理論予測を表す。

に予測し、線形ジャイロ運動論的シミュレーションにより確認した（図３．４．２－２）。この結果は、新古典輸送が減少するようなヘリカル系磁場配位では、残留帯状
流レベルが増加することにより、異常輸送も抑制されることを予想するものである。
ヘリカル磁場配位の効果をより精緻に調べるため、ドリフト運動論方程式と径電場の時間発展を同時に解く新古典輸送シミュレーションコード FORTEC-3D[14]を、ヘリカル磁場配位プラズマ中の GAM 振動の無衝突減衰における磁場配位依存性を調べる研究に応用した[15]。
（この解析は、ジャイロ運動論で電子温度をゼロとおき、イオンのラーマー半径以下の短波長の静電ポテンシャル揺らぎを無視した極限に相当する。磁場配位依存性について詳しく調べるのに適している。）LHD で内寄せ配位における GAM について特に調べた。結果を図３．４．２－３に示す。磁場を内寄せにした場合、磁場をフーリエ成分で表記した場合のスペクトルが広がる。この磁場スペク
トルの変化に応じて GAM 振動の実周波数は下がり、また周波数の低下は GAM と共鳴するイオンの割合を増やすことから無衝突減衰率を大きくする。（解析的なモデル
による予測と一致。）一方、計算に反映させる磁場のフーリエ成分の数の違いによって GAM 周波数や減衰率に差が現れ、その差は磁場のスペクトルがより広がっている
外側の磁気面においてより顕著である。GAM 振動の性質を定量的に評価する際には、

182

磁場配位の細かい構造も周波数や減衰率に影響することに留意する必要性を示唆している。

図３．４．２－３ LHD 磁場配位における GAM 振動の減衰率の磁場配位依存性。横軸は計算に用いられた磁場フーリエ成分の数。内寄せ（Rax が小）ほど減衰率が高くなる。また、外側の磁気面（ρが大）ほど、磁場フーリエ成分の数の違いが減衰率に影響する。

（３）乱流と帯状流の相互作用
乱流と帯状流の相互作用に関する研究においては、トロイダルプラズマ全体を俯瞰した研究を推進した。
具体的な例を挙げれば、将来の超高温プラズマへの展望を考える上で、帯状流の減衰機構として（初歩的な衝突減衰だけでなく）帯状流自身の非線形機構が本質的重要性を持つ。非線型減衰機構を繰り込んだ理論を展開し、ミクロ揺動とメゾスケール揺動のエネルギー配分則を導いた[16]。非線形シミュレーションとの比較も行い、確実な理解を駆動した（図３．４．２－４）。乱流流束の３次元効果も考慮し GAM の乱流励起理論を構成した[17]。シミュレーションだけではなく実験データと比較する方法も提示した[18]。帯状流の半径方向の波数は、異常輸送低減の効果を決める上で重要なパラメタである。幅広い波数の帯状流が不安定化されるため、定常状態でどの波数の流れが卓越するか解明するため、非線型理論を展開した[19]。異なる波数の帯状流が競合し、最終的に選ばれる構造の選択則を導いた[20]。
またトカマクにおける ITG 乱流のジャイロ運動論的シミュレーションを行い、高精度速度空間分解能を実現することにより、エントロピーバランスが満足されることを確認し、残留帯状流に対応するイオン分布関数が理論予測と良く一致することを示した[21]。

183

帯状流の減衰率の違いが LHD での異常輸送の違いに通じるとの予想を確認するた
め、LHD の標準配位と内寄せ配位に対応するモデル磁場を用いて、ITG 乱流シミュ
レーションを行った[22]。その結果、標準配位に比べて内寄せ配位では、（より大きな
磁気丘のため、大きな ITG モード成長率を持つのにも係わらず、）リップル捕捉粒子

4(unit of v

i

2

thi i

/L )
n

3

2

1

0
0

0.2

0.4

-1

0.6
U
(in V0.8 )1d i

図３．４．２－４ 微視的揺動と帯状流のエネルギー配分比。（帯状流の衝突減衰が無い場合。）横軸は帯状流の強度を渦度で示す。縦軸はミクロ揺動の強度を乱流輸送係数で示す。直線が理論式、点が非線形シミュレーションの結果。揺動駆動源が弱い場合、エネルギーは帯状流に集中し微視的揺動は抑制される（原点付近）。

の小半径方向ドリフト速度の減少のためより大きな帯状流が生成され、定常乱流状態
における両モデル配位の乱流イオン熱輸送係数は同程度となることが示された。より正確な磁場データを用いた線形解析では、標準配位に比べると内寄せ配位において、
ITG モード成長率の増加分は僅かであるが帯状流生成効率が改善されることが明瞭に示された[23]。この磁場配位データを用いて、ITG 乱流のジャイロ運動論的シミュ
レーションを行い、内寄せ配位における乱流イオン熱輸送係数は準線形理論では標準配位の場合に比べて大きな値を取るが、定常乱流状態に達すると逆に小さくなることが発見された[3] 。定常乱流状態における帯状流レベルも予想通りに内寄せ配位で大きくなることも確認された（図３．４．２－５参照）。この結果は、新古典輸送低減をもたらす磁場配位は、帯状流による異常輸送抑制にも有効であり、実験で観測された LHD 内寄せ磁場配位における異常輸送減少の物理機構として、亜臨界乱流に着目したモデル[24]に加え、新たな可能性のひとつを提示したものである。
以上の研究は、乱流輸送の理論では、ミクロスケールの非線型機構を考慮するだけ
でなく、帯状流を繰り込んだ乱流輸送の理論式を導く必要があることを示している。
メゾスケール揺動を繰り込んだ異常輸送の理論式も導いている[4]。特に、イオン粘性184

の理論としては、準線形機構に則るモデルは破綻し、帯状流などメゾスケール揺動の非線型過程を繰り込むことが重要である[25]。内部輸送障壁形成に関する帯状流の効果の解析は３．４．３）項に紹介する。
こうした研究動向の中では、今後帯状流のほかストリーマーの研究も必要である。
そこで研究の焦点を帯状流やストリーマーの競合関係に絞り、円筒形直線型プラズマにおける乱流数値計算コード Numerical Linear Device(NLD)を開発した。この乱流
コードを用いて抵抗性ドリフト波乱流を対象として、乱流構造の形成機構ならびに構造形成の選択則を解明することを目的とする[26]。帯状流減衰力の強さをパラメタとした帯状流構造とストリーマー構造の選択則を得た。周辺プラズマでは重要であるイ
オン‐中性粒子衝突周波数も両者の選択則で重要な因子である。今後周辺プラズマまで含めてトロイダルプラズマの乱流構造を包括的に理解する基盤となる。更に GAM
揺動の空間構造を明らかにし、今後の乱流揺動の計測の進歩も促している[27]。

図３．４．２－５ （左）ジャイロ運動論的 ITG 乱流シミュレーションによって得られた LHD 内寄せ磁場
配位における静電ポテンシャルの空間構造。（右）ジャイロ運動論的 ITG 乱流シミュレーションによって得られた LHD 標準磁場配位（黒線）および内寄せ磁場配位（赤線）における帯状流の小半径方向分布。

References[1] Diamond, P.H., S.-I. Itoh, K. Itoh and T.S. Hahm: Zonal Flows in Plasma - A Review,
Plasma Phys. Control. Fusion Vol.47 No.3 (2005) R35-R161[2] K. Itoh, 他7名: Physics of internal transport barrier of toroidal helical plasmas, Phys.
Plasmas Vol.14 (2007) 020702[3] H. Sugama, T.-H. Watanabe, and S. Ferrando-Margalet, "Gyrokinetic Studies of Ion
Temperature Gradient Turbulence and Zonal Flows in Helical Systems", Joint Conferenceof 17th International Toki Conference on Physics of Flows and Turbulence in Plasmas
and 16th International Stellarator/Heliotron Workshop 2007 (Toki, Japan, 2007), I-08

185

[4] K. Itoh, S.-I. Itoh, P. H. Diamond, T. S. Hahm, A. Fujisawa, G. R. Tynan, M. Yagi and Y.
Nagashima: Physics of Zonal Flows, Phys. Plasmas 13 No. 5 (2006) 055502[5] H. Sugama and T.-H. Watanabe, “Study of Electromagnetic Microinstabilities in Helical
Systems with the Stellarator Expansion Method”, Physics of Plasmas Vol.11, No.6,
pp.3068-3077 (2004)][6] H. Sugama and T.-H. Watanabe, “Spectrum of the Velocity Distribution Function in the
Slab Ion Temperature Gradient Driven Turbulence”, Journal of Plasma Fusion Research
SERIES Vol.6, pp.271-274 (2004)][7] H. Sugama, M. Okamoto, M. Wakatani: K-ε Model of Anomalous Transport in Resistive
Interchange Turbulene Plasma Phys. Contr. NuclearFusion Research (Proc. 14th Conf.
Würzburg 1992) Vol.2, p.353[8] K. Itoh, S.-I. Itoh, T.S. Hahm and P.H. Diamond: Effect of Turbulence Spreading on
Subcritical Turbulence in Inhomogeneous Plasmas, J. Phys. Soc. Jpn. Vol.74 No.7 (2005)
2001[9] K. Itoh, S.-I. Itoh and A. Fukuyama: Transport and Structural Formation in Plasmas (IOP,
England, 1999)[10] O. Yamagishi, M. Yokoyama, N. Nakajima, K. Tanaka: On the particle fluxes and density
profiles in helical systems, Phys. Plasmas 14 No.1 (2007) 012505[11] H. Sugama and T.-H. Watanabe, “Collisionless Damping of Geodesic Acoustic Modes”,
Journal of Plasma Physics Vol.72, part.6, pp.825-828 (2006)[12] H. Sugama, T.-H. Watanabe, and W. Horton, “Collisionless kinetic-fluid model of zonal
flows in toroidal plasmas”, Physics of Plasmas Vol.14, No.2, pp.022502-1-18 (2007)[13] H. Sugama and T.-H. Watanabe, “Dynamics of Zonal Flows in HelicalSystems”, PhysicalReview Letters Vol.94, No.11, pp.115001-1-4 (2005)；H. Sugama and T.-H. Watanabe,“Collisionless damping of zonal flows in helical systems”, Physics of Plasmas Vol.13,
No.1, pp.012501-1-18 (2006)][14] S. Satake, M. Okamoto, N. Nakajima, H. Sugama, M. Yokoyama, C. D. Beidler:
Nonlocal neoclassical transport simulation of geodesic acoustic mode, Nucl. Fusion 45(2005) 1362-1368[15] S. Satake, H. Sugama, T-H. Watanabe: Simulation studies on the GAM oscillation anddamping in helical configulations, Nucl. Fusion 47 (2007) 1258-1264[16] K. Itoh, K. Hallatschek, S.-I. Itoh, P.H. Diamond and S. Toda: Coherent Structure of
Zonal Flow and Onset of Turbulent Transport, Phys. Plasmas Vol.12 (2005) 062303[17] K. Itoh, K. Hallatschek and S.-I. Itoh: Excitation of Geodesic Acoustic Mode in Toroidal
Plasmas, Plasma Phys. Control. Fusion Vol.47 No.2 (2005) 451

186

[18] K. Itoh, Y. Nagashima, S-I Itoh, P. H. Diamond, A. Fujisawa, M. Yagi and A. Fukuyama:
On the bicoherence analysis of plasma turbulence, Phys. Plasmas Vol.12 No.10 (2005)
102301[19] K. Itoh, K. Hallatschek, S. Toda, H. Sanuki and S.-I. Itoh: Coherent Structure of Zonal
Flow and Nonlinear Saturation, J. Phys. Soc. Jpn. Vol.73 No.11 (2004) 2921-2923[20] K. Itoh, M.Yagi, S.-I. Itoh, A. Fukuyama, H. Sanuki and M. Azumi: Anomalous
Transport Theory for Toroidal Helical Plasmas, Proc. 15th Int. Conf. on Plasma Phys. andContr. Nucl. Fusion Res (Seville, 1994), (1996), Vol.3, pp.391[21] T.-H.Watanabe and H. Sugama, "Velocity–space structures of distribution function intoroidal ion temperature gradient turbulence", Nuclear Fusion Vol.46, pp.24–32 (2006)][22] T.-H. Watanabe, H. Sugama, and S. Ferrando-Margalet, "Gyrokinetic simulation of zonal
flows and ion temperature gradient turbulence in helical systems", Nuclear Fusion Vol.47,
pp.1383–1390 (2007)[23] S. Ferrando-Margalet, H. Sugama, and T.-H.Watanabe, "Zonal flows and ion temperature
gradient instabilities in multiple-helicity magnetic fields", to be published in Physics ofPlasmas[24] S. Toda, K. Itoh, K. Hallatschek, M. Yagi and S. -I. Itoh: Selection of a Radial
Wavelength of Zonal Flows, J. Phys. Soc. Jpn. Vol.75 No.10 (2006) 104501[25] K. Itoh, S. Toda, A. Fujisawa, S.-I. Itoh, M. Yagi and A. Fukuyam: Turbulent Transportof Poloidal Momentum in Toroidal Plasmas, J. Phys. Soc. Jpn. (2007) in press[26] N. Kasuya, et al., Simulation of resistive drift wave turbulence in linear device, J. Plasma
Phys. 72 (2006) 95713; N. Kasuya, et al., Numerical Simulation of Resistive Drift Wave
Turbulence in a Linear Device, J. Phys. Soc. Jpn. 76 (2007) 044501[27] K. Itoh, S.-I. Itoh, P. H. Diamond, A. Fujisawa, M. Yagi, T. Watari, Y. Nagashima and A.
Fukuyama: Geodesic Acoustic Eigenmodes, Plasma Fusion Res. Vol.1 (2006) 037

187

３）閉じ込め改善
現在、閉じ込め改善研究の指針となっているものは、電場勾配とそれに伴う速度勾配の誘起により、乱流輸送が抑制されるという考え方であり、その研究は論文[1]以来
日本の研究者が中心になって開拓してきた。その方法論にたってヘリカル系の内部輸送障壁が予測され、実験で確認された。この成果を展開し、ここ数年の間にヘリカル系の内部輸送障壁形成の機構の理解について大きな進展が得られた。
ヘリカル系の内部輸送障壁研究はふたつの方向で進展を見た。その一つは、ヘリカル系で発生する巨視的な径電場構造に着目し、プラズマパラメタに応じて多彩な閉じ
込め改善現象が生まれる過程を理解する研究である。電子内部輸送障壁の界面の形成についてこの理論を適用し、実験との比較を進めてきた。更にごく最近は、高密度のSDC プラズマに起きる障壁の形成機構についても適用し、その発生機構の理論を提案した。もう一つは、衝突周波数の低い領域で帯状流が生まれ、それが乱流輸送を抑制する過程の研究である。LHD での電子内部輸送障壁について、電場界面のみならず内部まで乱流輸送が低下する事を説明した。また、輸送界面が径方向の急峻な構造だけでなく、ポロイダル方向の急勾配構造を持つ可能性も理論的に指摘した。
改善閉じ込め現象解明に重要な、高温プラズマのダイナミクス（遷移現象）について研究するため高温ヘリカルプラズマでの電場構造や帯状流の構造を解析する輸送
コードを開発している。さらに LHD 装置で観測されている Internal Diffusion
Barrier (IDB)と関係する Super Dense Core (SDC)プラズマについての輸送解析を行っている。こうした大きな成果を以下に詳細に紹介する。
（１）巨視的電場の勾配と閉じ込め改善
ヘリカル系トロイダルプラズマでは、新古典粒子拡散によって駆動される径電場が重要な役割を果たし、その分岐によって生じる電場界面が輸送障壁をもたらすという理論がある。その理論は LHD の準備研究として実際に CHS において内部輸送障壁を発見する指導原理になった。LHD での電子内部輸送障壁の達成の後、輸送界面形
成[2]や界面での異常輸送抑制の大きさ[3]などについて理論予測と観測の比較も行わ
れ、検証を経て準定量的な輸送モデルが構成されている。
こうして構成された輸送解析を内部拡散障壁(IDB)について適用した[4]。この内部拡散障壁は非常に高密度で観測されているので、新古典輸送の粒子流束と熱流束の式
はフィルシュ・シュルター衝突領域のものを用いる必要がある。異常輸送については
電流拡散インターチェンジモードのものを用いており、電場の勾配によってその値が低減する。実験におけるペレット入射と対応させて、数値計算において付加的な粒子源をプラズマに与えている。この付加的な粒子源を過渡的に与えることにより、解析188

結果として密度分布の中で急峻な勾配を得ることができている。ペレットが中心部で溶発するという理想化された条件について現在得られた結果では、(i) ペレットが小さい場合、中心での密度の局所的増分は閉じ込め改善をもたらさず平坦化してしまうが、(ii) ペレットが十分大きな場合、中心での密度の局所的増分が更に急峻化する時
間発展を示し、閉じ込め改善をもたらす事が示された。つまりこの解析結果は LHD
で観測されている高密度プラズマ(SDC)での内部拡散障壁(IDB)を初期的ではあるが、理論予測するものである。本解析では付加的な粒子源を入れた領域で温度分布が平坦
もしくは正の勾配を持つ。高密度で電子温度とイオン温度がほぼ等しいプラズマパラ
メタ領域でも、正（または弱い負）の電場を得ることができる。従って、ペレットが十分大きな場合、電場の勾配が生まれることによる異常輸送の低減を理論解析結果から予測でき、また、電場勾配が急峻に変化する界面を境に、密度勾配が半径方向に急に変化することを得ることができた。SDC プラズマの基本的な機構の作業仮説を提示した解析である。今後、密度分布に急峻な勾配が得られる付加的な粒子源の値やその分布の閾値を求めるなど、実験観測との比較を進め、SDC プラズマの物理機構解明に資する。
（２）帯状流の閉じ込め改善への効果
電子内部輸送障壁の形成については、巨視的な電場界面に起因するという理論予測
は実際に検証されている。実際に LHD で詳細な内部の輸送状態を研究した結果、実験では、異常輸送係数が界面のみならず内部まで広く抑制されている事が知られている。輸送界面の内部では、巨視的電場自体は強いもののその勾配は弱い。この実験結果に立脚すると、巨視的な電場と流れのシアのみでは揺動を抑制するのは足りないと考えられる。
この事実を理解するために、帯状流による効果を繰り込んだ輸送理論を適用した。
径電場が強い状態ではポロイダル回転の減衰（すなわち帯状流の減衰率）は小さい。
一方、平均径電場が弱い状態では、リップル拡散により径電場の減衰率は大きい。まとめると、プラズマが弱い径電場状態（いわゆるイオンルート）にあると、帯状流の減衰率が大きくしたがって異常輸送の抑制効果は働かない。その一方、強い正の電場の状態（電子ルート）では、帯状流の減衰率が小さく、その結果、帯状流の振幅が増え乱流輸送が低下する。従来の解析[3.4.3.3]で得られた電場と温度分布を用いて、帯状流を繰り込んだ輸送係数（実線）と考慮しない理論（点線）を比較する（図３．４．
３－１(a)）。プラズマ中央部まで乱流輸送が低下することが示された[5]。
加熱入力分布を与えて温度や電場の発展を解くような輸送解析を行った結果を図
３．４．３－１(b)に示す。帯状流の効果を一次元輸送方程式に取り入れて数値解析を行った[6]。実験で観測されているような内部輸送障壁に対応するようなプラズマ内部

189

での広い領域での熱伝導係数の低減を示す。図３．４．３－１(b)では、実線が電子の熱拡散係数の新古典輸送と異常輸送部分を足したもので、波線は異常輸送部分のみの径方向分布を表している( =r/a)。帯状流の衝突減衰効果や帯状流による異常輸送低下を考慮にいれたものである。 T は電場の遷移が起こる径方向の点を表している。電場の急峻な勾配により熱伝導係数は界面の狭い領域で低減する。さらに、その内部でも強い正電場により帯状流が励起され異常輸送係数が低減することを示すことができた。新古典輸送を足した全体の熱伝導係数で電場の遷移点よりも内側で顕著な低減を見ることができ、温度分布にも急峻な勾配を得ることができ、この解析結果が、実験で観測されている電子内部輸送障壁(ITB)の理論的予測になっている。これによって、diffusivity (m2/s)

電子輸送障壁ができるときのプラズマ中心部での異常輸送の低下が説明できた。

5
4

tot
(with ZFs)
e

3
2
1

T

(with ZFs)
0
0.0

T

0.5

図３．４．３－１ LHD の電子輸送障壁プラズマの輸送解析。輸送係数の径方向分布を示す。(a) 帯状流の効果を比較したもの。効果を取り入れない場合（点線）、異常輸送係数はプラズマ中心部では低下しない。一方、帯状流効果を取り入れた異常輸送理論（実線）では、界面の内側全体で乱流輸送が抑制される。(b) 加熱分布を与えて、温度等の発展を解いた解析結果。（帯状流の効果を入れた輸送解析。）プラズマ中央部での輸送改善が示されている。

（３）二次元電場構造形成理論
L/H 遷移時における早い密度ペデスタル形成の機構は未解明であって、理論モデルの進展が求められている。その問題を解明するため、プラズマ端近傍の輸送障壁における二次元電場構造を解析した。H モードのような大きなポロイダル流が存在する場
合、ポロイダル方向にショック状不均一構造が形成される。ポロイダル電場は径方向の粒子束を生むので、径・ポロイダル両方向を含む二次元構造を考慮することが必要であるが、これまで研究はあまり進んでいなかった。そこで運動量保存則をもとにモデル方程式を導出した[7]。本モデルが含むイオン粘性の非線形性が遷移現象をもたらし、乱流によるシア粘性が径方向の特徴的なスケールを与える[8]。具体的には、プラ

190

ズマ端部に挿入した電極とリミタ間に電圧を印加して得られる電極バイアス H モード(図３．４．３－２)の解析を行った。実際の H モードで観測される強い径電場(~10kV/m)に伴うポロイダル電場によって、径方向の対流的粒子束(ピンチ速度~1m/s
以上)が生じる[9]。さらに自発遷移による H モードについての解析を行い、L/H 遷移
における二次元構造に伴って生じる粒子束を含む自己無撞着な電場・密度の時間発展を初めて示した。そしてこの径方向粒子輸送が L/H 遷移時の早い密度ペデスタル形成の要因となり得ることを明らかにした[10,11]。重要な多次元的構造形成機構解明の先駆となる研究である。

図３．４．３－２ 周辺輸送障壁における二次元電位構造。ポロイダル断面における外側
点線がプラズマ端、内側点線が挿入電極により電極電位となり、その間に輸送障壁が形成されている。

（４）実験での検証
実際に実験家と協力し、ヘリカル系の電子輸送障壁内部での揺動と流れのエネルギ
ー配分について CHS 実験結果を検討した。図３．４．３－３に示すように、L-モー
ド状態の場合と内部輸送障壁ができた場合とを比較した[3.4.3.5]。輸送障壁界面よりずっと内側で観測し、その位置（いずれも径電場の勾配自体は揺動抑制するほど大きくない）での流れと微視的揺動のエネルギー配分を検討した。L-モード状態では微視的揺動にエネルギーが集中しているのに対し、内部輸送障壁状態では帯状流にエネル
ギーが集中している事が確認された。「帯状流の減衰率を制御する事によって異常輸送を制御する道を開く」というのは今後の磁場閉じ込め核融合研究の中心テーマであり、その課題に先駆的成果を上げる事ができた。
こうした成果に見られるように、理論予測により実験結果の説明を試み、説191

明できない現象によって理論モデルの改良を行うことは、プラズマ閉じ込めの法則を理解し定量的な予測をする上で重要である。

図３．４．３－３ CHS での帯状流強度（横軸）と微視的揺動強度（縦軸）。ポテンシアルの径方向分布も示す。赤が電子内部輸送障壁を持つプラズマ、青が L-モードプラズマ。

[1] S.-I. Itoh and K. Itoh: : Phys. Rev. Lett. 60 (1988) 2276
[2] S. Toda and K. Itoh: Theoretical study of the hysteresis characteristic of electric fields inhelical plasmas, Plasma Phys. Control. Fusion Vol.46 (2004) 1039–1050[3] S. Toda and K. Itoh: Test of the Theoretical Model for the Improved Confinement in
Helical Plasmas, J. Phys. Soc. Jpn. Vol.74 No.11 (2005) 2987-2989[4] S. Toda, et al.: Transport analysis of dynamics for the plasma profiles in helical devices,presented at ITC 17 (2007, Toki), paper P2-047[5] K. Itoh, S. Toda, A. Fujisawa, S.-I. Itoh M. Yagi, A. Fukuyama, P.H. Diamond and K. Ida:
Physics of internal transport barrier of toroidal helical plasmas, Phys. Plasmas Vol.14(2007) 020702[6] S. Toda et al.: Transport Analysis with the Effect of Zonal Flows about Electron Internal
Transport Barriers in Toroidal Helical Plasmas, Nucl. Fusion Vol. 47, No. 8 914-919(2007)[7] N. Kasuya, et al.: Radial and poloidal structure coupled with shear viscosity under the
existence of a large flow shear in tokamaks, J. Plasma Fusion Res. Series 6 (2004) 2838

192

[8] N. Kasuya, et al.: Multi-dimensional structure of the electric field in tokamak H-mode: J.
Plasma Fusion Res. 81 (2005) 553[9] N. Kasuya, et al.: Two-dimensional structure of plasma flow and particle pinch in tokamak
H-mode, Phys. Rev. Lett. 94 (2005) 195002[10] N. Kasuya and K. Itoh: Convective particle transport arising from poloidal
inhomogeneity in tokamak H mode, Phys. Plasmas Vol.12 No.9 (2005) 090905(1-8)[11] N. Kasuya and K. Itoh: Accessibility to a two-dimensionally steep structure of theelectric field in tokamak H-mode, Plasma Phys. Control. Fusion Vol.48 (2006)
A319-A326

193４）ＭＨＤ
ＭＨＤの観点からは、主としてＨＩＮＴ２コードによる高ベータＭＨＤ平衡解析、
マルチスケールシミュレーションによる内寄せ配位におけるＭＨＤ安定化メカニズ
ムの解明、大きな圧力勾配を持つヘリカルプラズマにおける崩壊現象の非線型ダイナ
ミクスに重点を置いて解析を行ってきた。
まず、ＨＩＮＴ2 コードによる高ベータＭＨＤ平衡解析について述べる。
ＬＨＤ装置では高ベータ放電時に周辺の磁気面形状が崩れることが危惧されている。核融合炉を目指す上で、周辺の磁気面形状がＭＨＤ平衡とその閉じ込め特性にどのような影響を与えるかを考察することは非常に重要なことである。
これまで、ＬＨＤ実験のＭＨＤ平衡解析はＶＭＥＣコードを用いて行われてきた。
ＶＭＥＣコードはヘリカル系プラズマのＭＨＤ平衡解析に最も用いられているコードである。しかし、磁気座標系と呼ばれる入れ子状の磁気面を仮定した座標形状で構築されているので、入れ子状の構造が破れる磁気島やストカスティックになった磁気面形状は扱えなかった。一方、磁気島やストカスティックな磁気面構造の影響を考察するためにＨＩＮＴコードやＰＩＥＳコードが核融合科学研究所やプリンストンプ
ラズマ物理研究所で開発されてきた。ＨＩＮＴやＰＩＥＳはコードが複雑で巨大なために、実験プロファイルに対応するＭＨＤ平衡の再構築や実験結果の解釈にはそのまま適用することは難しかった。そこで、ＭＨＤ平衡の物理のさらなる理解を深めるた
め、実験データ解釈への適用とコードの精度向上を目的として、ＨＩＮＴコードの改良版であるＨＩＮＴ2 コードを開発してきた[1]。ＨＩＮＴ2 はＨＩＮＴコードの利点はそのままに将来の拡張を念頭に新しく開発した。また、最新の計算機科学の成果を反映し、使いやすくまた高速にＭＨＤ平衡計算ができるよう設計している。
このＨＩＮＴ2 コードをＬＨＤ装置の高ベータＭＨＤ平衡の解析に適用した。図３．
４．４－１に磁気軸内寄せ配位（Rax=3.6, =1.254,BQ=100%）における真空磁場の磁力線のポワンカレ図を示す。周辺にストカスティックな層があるが、周辺まで入れ子状のきれいな磁気面構造が生成されていることがわかる。次に、有限ベータ平衡時の磁力線のポワンカレ図を図３．４．４－２に示す。有限ベータ効果により磁気軸が外側へシフトし、周辺の磁力線構造が乱れているのがわかる。参考として、図３．４．４－２には、z=0 の平面から出発した磁力線長と、この計算結果に対応するＬＨＤ実験
での電子温度分布も示している。周辺の磁力線構造が乱れているにもかかわらず、電子温度の勾配は乱れた磁力線領域に存在する。このことは例え磁力線構造が乱れていたとしても実効的な閉じ込め領域になり得ることを示唆している。磁力線長を見ると磁力線構造は乱れて見えるが数 10m から数 100m の長さを持って周回していることがわかる。一方、磁力線構造が乱れて見える領域での電子温度から予想される電子の平均自由行程は数 m である。従って、磁力線が乱れる特性長より電子の平均自由行程が十分に短い場合、乱れた磁力線構造の領域も閉じ込め領域と考えてよい。しかし、核燃焼プラズマのような電子の平均自由行程が非常に長いプラズマでは、磁力線構造の194

乱れが閉じ込めに影響を与えることが予想される。ＨＩＮＴ2 の結果を用いて磁力線構造の乱れが閉じこ込め与える影響を定量的に評価する試みが始まっている。

図３．４．４－１ LHD 磁気軸内寄せ配位（Rax=3.6m, =1.254,BQ=100%）での磁力線のポワンカレ図。2本の矢印は、もっとも外側で閉じた磁気面の大半径方向の位置を表す。

図３．４．４－２ LHD 磁気軸内寄せ配位の有限ベータ MHD 平衡（<β>dia~3%）。Z>0 に磁力線のポワ
ンカレ図、Z<0 に磁力線構造に対応するプラズマ圧力の等高線図。上図に Z=0 面上から出発した磁力線の磁力線長（青線）と平衡計算によく一致する実験電子温度プロファイル（赤記号）。

ＭＨＤ平衡解析により得られる幾何情報はＭＨＤ不安定性解析や輸送解析に必要不可欠な基本情報である。ＨＩＮＴ2 の平衡計算結果を用いて磁気面構造の座標データを構築し、実験データ解析に使用されている。このことにより、従来、ＶＭＥＣコードにより構築されてきた磁気面データを用いるより、より実験結果と矛盾のない解析が可能になった。また、ＨＩＮＴ2 による乱れた磁力線領域を含むＭＨＤ平衡を、
ＨＩＮＴ2 と同じ座標系で構築されたＭＨＤ不安定性解析コードに提供している。このコードはシミュレーション科学研究部で開発が続けられており、理論・データ解析
研究系との共同研究を通して進められている。
次に、マルチスケールシミュレーションによる内寄せ配位における安定化メカニズ
ムの解明について説明する。
ＬＨＤ実験では、真空磁気軸位置が 3.6m の内寄せ配位において非常に良い閉じ込195

めが得られており、2006 年度の実験において、平均ベータ値５％が反磁性測定によって観測されている。しかし、この内寄せ配位は、線型交換型モードに対して、特に低ベータ領域において不安定な配位であることが得られている。そこで、この実験結果を説明する安定化効果を調べるために、簡約化ＭＨＤ方程式に基づいて非線型ＭＨＤ
解析コード、ＮＯＲＭコードを開発した。
このコードを、まず、内寄せ配位で、パラボラ形状の圧力分布を持つ中心ベータ値
１％の平衡に適用した。その結果、交換型モードによってコア領域が大きく崩れる結果が得られた。これは、異なる共鳴面で独立に成長した交換型モードの渦が大きく成長し、お互いに重なり合うようになったことによる。その結果、いくつかの共鳴面にまたがる大きな渦が新たに形成され、これによってコア領域の圧力が短時間に周辺領域へ輸送されることが原因である。しかし、この計算結果は交換型モードによる内部崩壊現象を示しており、ＬＨＤの実験結果には対応していない。これは、ベータ上昇に伴う圧力分布の変化を無視したためである。そこで、実験結果を説明するために、
二段階ベータ上昇法を開発した[2]。この手法では、低ベータでの非線型飽和によって得られた圧力分布を用いて高ベータでの振舞いを解析する。この手法を用いて、まず、中心ベータ 0.5%のＬＨＤプラズマの非線型発展を追跡した。この場合には、交換型モードは駆動力が弱いために、渦同士の重なり合いは無く、緩やかな非線型飽和が生じる。この非線型飽和はいくつかの共鳴面で圧力分布に局所平坦構造を形成し、最終的には階段状の圧力分布が形成される。次に、この非線型飽和による圧力分布の形状を用いて、中心ベータ値が 1%のＬＨＤプラズマでの摂動の時間発展を追跡した。その結果、崩壊現象は生じず、低ベータのときと同様の緩やかな非線型飽和が得られた。
これは、低ベータでの圧力分布の局所平坦構造が、高ベータでの交換型モードの駆動力を低減した事による。この結果は、非線型飽和による連続的な駆動力低減がベータ上昇時の安定化メカニズムであることを示唆している。
しかし、二段階ベータ上昇法では、低ベータと高ベータとの間での計算が独立になされ、両者の間で摂動量の連続性が無かった。従って、実際に連続的に安定に圧力分布が変形していくかどうかは明らかでない。この点を明らかにするためには、ベータ上昇を含む平衡量の変化とそれに伴う摂動量の変化を連続的に同時に取り扱う手法が必要である。ところが、一般に平衡量は輸送の長い時間スケールで変化するのに対し、摂動量はアルベン時間の短い時間スケールで変化し、両者の間には 10 の 5 乗から６乗程度の開きがある。そこで、このように大きく離れた時間スケールをもつ変化を取り扱うために、マルチスケール時間発展法を新たに開発した[3]。この手法では、
ＮＯＲＭコードによる摂動の時間発展計算とＶＭＥＣコードによる三次元静止平衡
計算を交互に繰り返すことによって、連続的なベータ上昇の状況を解析する。実際には、ある一定区間でのＮＯＲＭコードによる非線型計算を行ったところで、ＶＭＥＣ
コードによってベータ値を上昇させた平衡の計算を行う。この場合、ＮＯＲＭコード
による非線型時間発展が短い時間スケールでの不安定性の変化を与え、ＶＭＥＣコードによる平衡計算の更新が長い時間スケールでのプラズマの変化に対応する。ＶＭＥ

196

Ｃコードによって平衡を計算する際には、非線型ダイナミクスによって生じた圧力分
布の変形の効果を取り入れている。図３．４．４－３は、このマルチスケール手法を用いたときの内寄せＬＨＤプラズマの圧力分布の時間変化を示している。このとき、初期プロファイルとして、中心ベータ値が 0.5％でパラボラ圧力分布を持つ平衡において、摂動を 10000 アルベン時間追跡して非線型飽和させたものを用いた。そしてそのあと、マルチスケール手法に従って、中心ベータ値を 1%まで 50000 アルベン時間かけて上昇させた。この図からわかるように、それぞれの時間において不安定な共鳴面で次々と励起されるが、その摂動は弱く、緩やかに非線型飽和する。これは、低ベー
タでの飽和が圧力分布に局所平坦構造を形成し、ベータ値が上昇してもそれが駆動力を低減するという、二段階ベータ上昇法で得られたメカニズムによる。以上の結果から、内寄せ配位でのＬＨＤプラズマでは、交換型モードの非線型飽和を通じて圧力分
布が連続的に自己組織化し、高ベータ領域への安定な経路が確保されているのではな
いかと考えられる。

t=10000 A

t=20000 A

t=30000 A

t=40000 A

t=50000 A

t=60000 A

図 ３．４．４－３ LHD 内寄せ配位でのベータ上昇効果を含む圧力分布の非線型発展。

尚、ＮＯＲＭコードで採用した簡約化方程式は、様々なプラズマ流体計算に応用されている。シミュレーション科学研究部における微視的不安定性流体シミュレーショ
ンの基礎方程式にもその発展された形式が用いられている。そのコード開発段階においてはＮＯＲＭコードとのベンチマークテストを行っており、これによって相互のコードの信頼性を高めた。
最後に、大きな圧力勾配を持つヘリカルプラズマにおける崩壊現象の非線型ダイ
ナミクスについて説明する。
本研究では、ＬＨＤのＳＤＣ配位に相当する大きな圧力勾配をもったヘリカル配位197

を用いて非線形ＭＨＤシミュレーションを行ない、実験でもしばしば観測される中心密度崩壊現象（ＣＤＣ）の発生ダイナミクスを探る。計算体系はトーラス全周にわたる３次元体系で、計算の初期値はＨＩＮＴコードを用いて解かれた数値平衡解により与える。非線形ＭＨＤ方程式系を時空間４次の中心差分陽解法にて解くことにより、微小擾乱の時間発展を解く。核となるシミュレーションコードは、シミュレーション
科学研究部において開発されたＭＥＧＡコードのＭＨＤソルバー部分をもとに、急峻な圧力勾配を持つＬＨＤ配位の長時間にわたるダイナミクスを解くべく改良されたもので、４次の時空間精度を持つ中心差分陽解法を用いている。
約 600τA に及ぶ時間発展を追跡した。結果は、系全体の運動エネルギーが数度の増減を繰り返した後にエネルギー緩和している時間経過を示した。この間の横長ポロ
イダル断面内の圧力分布の変化を示したものが図３．４．４－４(a)-(c)である。図を見れば分かるように、はじめにトーラス外側の圧力勾配の急な部分においてバルーニ
ングモード様の中間波数のモードが支配的となって不安定性が成長し、やがてプラズ
マ塊が細かく崩れて表面から剥離し、周辺部へと掃き出されている。このとき、周辺部の構造が崩壊することにより、より急峻化された圧力分布が過渡的に形成される。
それとともに、やがて中心部の圧力が初期値の 30~40%程度にまで減少し、系は緩和する。このように、原因となる不安定性が圧力勾配の急な部分で発生しても、その非線形成長過程において、中心圧力の減少が引き起こされることを示している。
中心圧力が減少する機構としては、本シミュレーション結果からは、磁気面の乱れにより外部領域と直結した磁力線に沿うフローが引き起こす対流損失が示される。すなわち、図３．４．４－４(d)-(e)に示される磁力線のポアンカレ図を見たとき、t=300
τA 前後では、中心部まで磁気面が乱されており、この時間帯が最も中心圧力の下げ
幅が大きくなっていることから、中心部の磁力線が、圧力の低い周辺領域にまで直結されることにより、生じる磁力線方向の圧力勾配が圧力損失の原因となる平行流を引き起こすと考えられる。
計算結果をＬＨＤにおける実験結果と比較する。配位の詳細な安定性に関する議論
は本稿の対象外となるが、ここではＣＤＣの崩壊相にのみ着目し、そのダイナミクス
を定性的に比較すると、まず時間スケールに関しては、ＣＤＣの崩壊相の時間スケー
ル（〜数百μsec≒数百τA）と概ね一致している。また空間構造については、周辺部
における揺動の増加と、それに続くコア部の密度（圧力）の減少の様子が計算結果とよく一致している。このように、不安定性を原因としてＣＤＣのダイナミクスが説明できることが分かるが、ＣＤＣの原因を特定するためには、今後、実験配位の安定性
解析を行なう必要がある。
本結果を、シミュレーション科学研究部において過去に行なわれた球状トカマクの周辺局在モードの解析[4]と比較すると、より高ベータ、高電流密度である球状トカ
マクでは、（１）バルーニングモードの飽和レベルが高く、より破壊的であること、（２）
中心圧力の低下が、圧力分布の再配置によって誘起される別の内部キンクモード不安
定性によって引き起こされること、の点で質的な差が見られる。外部電流系であるヘ198

リカル配位の優位性が示唆された一方で、今後、電流分布制御による崩壊現象の回避、低減法を探る意味において、トカマクとの比較は興味深い解析対象であろう。

図３．４．４－４ 横長断面内の(a)-(c)圧力分布および(d)-(f)磁力線のポアンカレ図の時間発展。時刻は(a)(d)0、(b)(e)300、(c)(f)550 A。

References[1] Y.Suzuki, et al., “Development and application of HINT2 to helical system plasmas”,[2]

Nucl. Fusion 46, No.11, (2006) L19.
K.Ichiguchi, N.Nakajima, B.A.Carreras, “NONLINEAR ANALYSIS FORSTABILIZATION OF INTERCHANGE MODE IN LHD PLASMAS”, Fusion Science[3]and Technology 46, No.1, (2004) 34.
K.Ichiguchi, B.A.Carreras, “Multi-scale approach to the solution of nonlinear MHD[4]evolution of heliotron plasma”, J. Plasma Physics 72, No.6, (2006) 1117.
N. Mizuguchi, et al., “Nonlinear simulation of edge-localized mode in a sphericaltokamak”, Nucl. Fusion 47, No.7, (2007) 579.

199

３．５ ＣＯＥとしてのＬＨＤと学術発信
３．５．１ 大学等の研究との相互依存
１）ＬＨＤ計画共同研究課題
LHD計画共同研究は、大学等で育まれている各種の研究、萌芽的研究、技術等をLHD
実験に適用・集約するため、大学等で先ず研究・開発するための共同研究です。この共同研究は、LHDにおける実験の画期的進展、実験及び装置運転の効率化等に加えて、大学等の研究の進展に寄与することを目的としています。LHD計画共同研究は、終了
後、一般共同研究に移り、LHDで実験等を行っていただくのが原則となっています。
しかし終了後、直接LHDの実験・運転に関わらなくても、LHD計画の推進に貢献できるものであれば採択されています。これは、例えば、LHD計画を推進する上で、LHDの実
験や開発以外のところでも、LHD計画を推進するための研究・活動が必要なためです。
LHD計画共同研究では、応募された研究課題の中から件数を絞って採択し、重点的に研究が進められるようなっています。これにより、効率的に研究が進められ、この成果を基に早期にLHDで実験等が実施されることになります。平成19年度の本共同研
究公募からは、新しい試みとして、将来LHD計画を推進するためには必要不可欠と考えられる研究課題を核融合研から提示し、大学等で研究を進めていただくという申請
カテゴリーを設けています。LHD計画共同研究は、次の３つのカテゴリーに分かれています。
1. プラズマ分野
2. 炉工学分野
3. 核融合研が指定した研究課題
３．の核融合研の指定課題としては以下のものです。
①高ベータプラズマの制御手法及び、正確な計測機器の開発②プラズマ乱流や乱流輸送の研究及び実験法の開発③ＬＨＤ－ＤＤ実験時の真空容器内材料におけるトリチウム挙動の研究
平成16年度からのLHD計画共同研究の応募と採択課題数について表３．４．１－１に示す。 上記の３．「研究所指定の課核融合研が指定した研究課題」については、
プラズマ分野と炉工学分野に分かれて含まれている。毎年の採択課題数は３１から３
７件で、採択率は約８割となっている。プラズマ分野と炉工分野の件数の割合はほぼ同程度になっている。LHDに直接応用される課題と将来の応用を考えて基礎的な開発研究をするものがあり、分野領域の広い共同研究が可能になっている。

200

表 ３．４．１－１ ＬＨＤ計画共同研究課題の年次毎の採択数
FY2004
Field of Research

No. ofproposals（１）Fusion Engineering Research（２）Fusion Science Research
Total
FY2005
Field of Research

18
18
36

FY2006
Field of Research

18
19
37
No. ofproposals（１）Fusion Engineering Research（２）Fusion Science Research
Total
FY2007
Field of Research

19
18
37

Total

11
7
18

4
9
13

15
16
31

New

Continued

Total

6
3
9

11
13
24

17
16
33

New

Number of selection
Continued

Total

11
7
18

4
9
13

15
16
31

Number of selection

No. ofproposals（１）Fusion Engineering Research（２） Fusion Science Research
Total

Number of selection
Continued

Number of selection

No. ofproposals（１）Fusion Engineering Research（２） Fusion Science Research
Total

New

New

24
20
44

Continued

Total

13
9
22

22
15
37

9
6
15

LHD の応用を考えて各大学で行われた後に LHD に装置を設置して優れた研究を進めることが出来た課題も多く、LHD の実験の活性化に大いに貢献している。平成１６年度からの採択課題一覧を表３．４．１－２、３にまとめる。研究期間は原則最大３年とし、研究終了後に、まとめを目的として、旅費のみの１年継続も認められている。
表 ３．４．１－２

炉工学分野の平成１６年度からの採択課題一覧
炉 工 学 分 野

№

1
2

研

究

課

題

Nb3Al CIC 導体における曲げ歪みの臨界電流値に対する影響の研究
極低温下での 14MeV 中性子照射による超伝導マグネット材料
の特性変化

代表者氏名

所内世話人

玉井広史

西村 新

西嶋茂宏

西村 新

3

核融合装置用高磁場・高電流密度超伝導導体の開発

太刀川恭治

三戸利行

4

LHD ヘリカルコイル導体における片側伝播現象の解明と安定
性の改善

塩津正博

今川信作

5

ボロン・タイテニアムのプラズマ対向材料としての適合性

日野友明

西村清彦

6

LHD ダイバータ部での負イオン計測と再結合プラズマの制御

利根川昭

増崎 貴

波多野雄治

中村幸男

功刀資彰

相良明男

7
8

プラズマ第１壁用５族金属材料の表面およびバルクにおける水素同位体の動的挙動
ナノ粒子多孔質層伝熱促進法を用いたプラズマ対向機器除熱
性能の向上

201

9

LHD.DD 実験において発生するトリチウムの装置内構造物への付着・蓄積および排出トリチウム量の評価ならびに除去回
収法の開発

10

LHD 実験時の放射線の生物学的影響評価に関する研究

11

田辺哲朗

宇田達彦

田内 広
（一政祐輔）

宇田達彦

トリチウムの環境動態研究

百島則幸

宇田達彦

12

液体金属リチウム自由表面流れの研究

堀池 寛

室賀健夫

13

液体リチウムからのトリチウム回収と不純物制御に関する要
素過程と技術統合

田中 知

室賀健夫

14

材料照射用強力中性子源テストセルの最適熱機械設計

清水昭比古

室賀健夫

小川雄一

三戸利行

上田良夫

増崎 貢

15
16

先進的な高温超伝導線材の核融合プラズマ実験装置への先駆
的応用
プラズマ対向材料中の水素挙動に及ぼすヘリウム同時照射効
果17

パルス管冷凍方式による電流導入部の開発

前畑京介

前川龍司

18

長時間放電中のプラズマ対向壁表面改質の実時間計測

坂本瑞樹

芦川直子

19

先進タングステン材のプラズマ対向機器への適用評価

吉田直亮

野田信明

20

LHD 施設の排気中におけるトリチウムガスの化学形態分別モ
ニタリングシステムの開発

太田雅壽

佐久間洋一

21

LHD 用ステンレス鋼材料からのトリチウム放出挙動

松山政夫

西村清彦

22

液体ブランケット材料システムにおける両立性と物質移行に
関する研究

寺井隆幸

野田信明

23

原子炉照射による超伝導マグネット材料の特性変化

竹内孝夫

西村新

24

原型炉 LiPb-He-Sic 高温発電ブランケットの工学基礎研究

小西哲之

野田信明

25

核融合装置用先進超電導導体の開発

住吉文夫

三戸利行

26

LHD-DD 実験時のトリチウム蓄積低減化、給排気燃料（H,D）の定量及び回収ガス中の H,D,T 分離のための基礎研究

田辺哲朗

朝倉大和

27

炭素、水素同位体、ヘリウム同時照射環境での金属-炭素複合
堆積層表面の水素同位体滞留評価

大矢恭久

相良明男

28

環境トリチウムの動態と環境影響評価手法に関する研究

杉原真司

宇田達彦

29

LHD 実験に伴う低線量放射線の生物学的影響評価に関する研
究

田内広

宇田達彦

表 ３．４．１－３プラズマ科学分野の平成１６年度からの採択課題一覧
プ ラ ズ マ 分 野

№

研

究

課

題

1

精密なサイズ可変ペレット入射装置の開発と湾曲ドリフトチ
ューブのペレット通過性の詳細研究

202

代表者氏名

所内世話人

佐藤浩之助

坂本隆一
(～16 山崎耕造）

2

磁化プラズマ中の低周波不安定性に起因するカオス制御

河合良信

東井和夫

3

50μm 帯 2 波長レーザー干渉計の開発と LHD への応用

岡島茂樹

川端一男

4

LHD 周辺プラズマにおける水素原子・分子輸送機構の解明

岩前敦

後藤基志

5

高速時間応答斜入射分光器の製作と重イオン計測への応用

西村博明

森田繁

6

広帯域小型 X 線分光計測システムの開発

田原譲

森田繁

7

非接触ダイバータプラズマの光学的診断

門信一郎

居田克己

8

大電力ジャイロトロンを用いた強力な ECH によるプラズマの高性能化研究

今井 剛

下妻隆

9

ダイバータプラズマにおけるダスト微粒子の溶発と不純物輸送過程に関する研究

上杉喜彦

増崎 貴

10

ヘリカル系プラズマ実験のための統合コード開発

中村祐司

山田弘司

11

LHD プラズマ内不純物炭化水素分子発生機構·挙動の解明と
輸送制御

季村峯生

後藤基志

12

２次元トムソン散乱計測システムの開発

小野 靖

成原 一途

13

ヘリカル磁場配位とプラズマエネルギー計測の研究

山崎耕造

宮沢順一

14

単一モード半導体レーザーを用いた中性粒子の流れ場計測

田中雅慶

森崎友宏

15

高密度プラズマの電子バーンスタイン波加熱・電流駆動

田中 仁

伊神弘恵

16

高ベータプラズマ中の波動物理研究

高瀬雄一

武藤敬

17

MHD 不安定性の実時間制御システムの開発

政宗貞男

渡邉清政

18

高ベータプラズマにおける電子温度分布測定のための電子バ
ーンシュタイン波輻射計測システムの開発

出射浩

大舘暁

19

プラズマ乱流と乱流輸送の総合的研究及び実験法の開発

伊藤早苗

小森彰夫

20

磁気計測による磁気島検出器の開発

岡田浩之

榊原康彦

安藤晃

竹入康彦

図子秀樹

武藤敬

21
22

高周波生成プラズマを用いたセシウム添加型水素負イオン源の特性評価
密度揺動構造とサイクロトロン高調波電子バーンシュタイン
波による電流生成の相関について

主な成果の例を以下に示す。
超伝導マグネットシステムに関する研究では、Nb3Al ひずみ特性（JAEA:玉井広史）
や 14MeV 中性子影響（阪大：西嶋茂宏）、次世代(Nb,Ta)3Sn 線材の導体開発（東海大：太刀川恭治）、ヘリカルコイルの常伝導部の片側伝搬に関する冷却安定性（京大：塩津正博）などを通じて、大学、JAEA、NIFS、NIMS などの共同研究体制の構築、超伝導工学、低温工学、中性子工学、材料工学などの異分野の連携研究体制の構築が開始された。またパルス管冷凍方式による電流導入部の開発（九大：前畑京介）では、LHD
装置の超伝導コイル用の 10kA 級パルス管冷凍方式電流導入部の最適設計に利用でき203

ることを確認した。高温超伝導コイル研究では、制御なしの安定な磁気浮上配位を実験的に発見し、LHD の LID コイルやトカマクでの RWM 安定化用コイルなどへの応用の可能性を示した（東大：小川雄一）。これらの研究体制の構築は今後の核融合炉用大型超伝導マグネットシステムの開発研究の進展に大きく貢献することが期待される。
プラズマ壁相互作用と対向材関連では、B-Ti の第一壁コーティングが中程度加熱での水素除去に有用であること（北大：日野友明）、低放射化 V-4Cr-4Ti 合金等の 5族金属表面での水素挙動データベースの構築（富山大：波多野雄治）、負イオン計測を利用したダイバータ熱負荷制御システムの開発（東海大：利根川昭）等に成果が得られるとともに、試料表面改質のレーザー反射強度計測と分光エリプソメトリーを用いた実時間計測法の開発が進んだ（九大：坂本瑞樹）。また水素イオンにヘリウムイ
オンを 0.1％以上同時照射すると、タングステンのブリスタリング発生が完全に抑制されることが分かった（大阪大学：上田良夫）。W-TiC 合金においては、再結晶の起きない温度領域での塑性加工に目処が立つとともに、1000℃以上での損傷効果を低減できるタングステン合金の基本的開発指針が得られた（九大：吉田直亮）。伝熱流動に関するナノ粒子多孔質層伝熱促進法の実験研究（京大：功刀資彰）では、等温壁条件において熱流束を大きく引き出すことができるが、流体側の温度境界層の性状を変化するものではない新しい機構が示唆され、今後の実験指針が得られた。
LHD が目指す核融合炉のブランケット材料工学に関連して、液体金属リチウム自由表面流れの研究 （阪大：堀池寛）では、強力中性子源液体リチウムターゲット自由表面流の接触式プローブを用いた表面変動計測の結果、流速の増加に伴い表面振幅は増加するが、強力中性子源のガイドラインである 1mm 以内にほぼ収まることを明らかにした。材料照射用強力中性子源テストセルの最適熱機械設計（九大：清水昭比古）では、テストモジュール（HFTM）（日本案）のフルスケール模型 R&D の結果、パンチングメタルを併用した多孔質板によって冷却ガス流量の均一化が可能であることを示した。液体リチウムからのトリチウム回収と不純物制御に関する要素過程と技術統合 （東大：田中知）では、強力中性子源ターゲットリチウムの純化法の開発を進め、特にイットリウム表面を弗酸処理により清浄化することによって、低温での水素吸収速度が高まることを明らかにした。
トリチウム関連では、大型プラズマ装置での水素移行挙動データベース（九大：田辺哲朗）や、生物影響（茨城大：一政）、環境での挙動（九大：百島則幸）等の定量化が進んだ。平成１９年度から開始の指定課題「LHD 用ステンレス鋼材料からのトリチウム放出挙動」に関する研究（富山大：松山政夫）では、LHD の内部に使用されている SS316L 材料が DD 実験で生成するトリチウムに曝されるため、その際のトリチウム捕獲及び放出挙動を評価することを目的として、LHD 用ステンレス鋼材料に所定の表面研磨及び熱処理を施してトリチウムガスに曝露する実験が開始され、トリ204

チウム捕獲量に関するステンレス材(As-received)表面の物理的状態の影響等の定量的評価が進展している。
[1] A. Nishimura et al., “14 MeV Neutron Irradiation Effect on Superconducting Magnet
Materials for Fusion Device”, Advances in Cryogenic Engineering, Vol. 52, (2006) pp.
208-215.
[2] Kizu et al., ”Effects of tensile and compressive strain on critical currents of Nb3Al strand
and cable-in-conduit conductor”, IEEE Transaction of Applied Superconductivity, Vol. 16,(2006) pp. 872-875.
[3] K. Tachikawa, T. Koyata, Tsuyuki, M. Kawanabe, and T. Takeuchi, “Optimization of the
Sn-Ta Sheet Composition in Jelly Roll Processed (Nb,Ta)3Sn Wires”, IEE Transactions
on Applied Superconductivity, Vol. 17, No. 2 (2007) pp.2647-2650.
[4] M. Ohya, et al.: IEEE trans. Appl. Supercond. 15 (2005) p.1703-1706.
[5] Y. Ogawa, et al.; ECH Plasma Experiments on an Internal Coil Device with a High
Temperature Superconductor Coil” Transactions of Fusion Science and Technology, 47
63-70 (2005).
[6] A. Tonegawa et al., “Characteristics of Hydrogen Negative Ions in Sheet Plasma”, Jpn. J.
Appl. Phys., 45, (2006) 8212.
[7] H. Kurishita et al., “Development of ultra-fine grained W-(0.25-0.8)wt%TiC and its
superior resistance to neutron and 3MeV He-ion irradiations”, Submitted to J. Nucl.
Mater.
[8] H. Kondo et al., “Experimental study of lithium free-surface flow for IFMIF target design”,
Fusion Engineering and Design, 81(2006) 687-693[9] S. Ebara et a., “Feasibly study on cast-like IFMIF high flux test module”, Fusion
Engineering and Design, 81 (2006) 887-891.
[10] M. Kinoshita et al., “Experimental study of tritium recovery from liquid lithium by
yttrium”, Fusion Engineering and Design, 81 (2006) 567-571.

205２）双方向型共同研究課題
核融合研は現在、筑波大学プラズマ研究センター、京都大学エネルギー理工学研究
所エネルギー複合機構研究センター、大阪大学レーザーエネルギー学研究センター、
九州大学応用力学研究所高温プラズマ力学研究センターの４つの大学付置研究セン
ターと双方向型共同研究を実施している。核融合研には我が国におけるプラズマ・核融合分野の研究者の多くが在職していることから、各センターが必要とする多様な専門家が核融合研からセンターに出かけ、そこで共同研究を実施することで、各センタ
ーにおけるプラズマ・核融合研究の一層の促進を図る、というのが双方向型共同研究の趣旨である。このような形態の共同研究は平成15年度より核融合研一般共同研究の中に「相互交流型」として大学の研究室等を対象として開始されたのが最初であるが、平成16年度より、「双方向型共同研究」として核融合研究を対象としたより大きな規
模で、一般共同研究とは独立した核融合研の新たな共同研究の枠組みとして立ち上がった。
核融合研の中にあって大型ヘリカル研究部には約90名の研究者が所属し、プラズマ
実験、理論、加熱・計測技術、超電導技術、等、幅広い専門領域をカバーしている。
双方向型共同研究の枠組みの基に各センターはセンターにある中型装置を核にした実験・理論共同研究を核融合研の共同研究と同様な形式で毎年公募している。大型ヘリカル研究部の研究者はそれに応募する形で共同研究を行っている。
筑波大学プラズマ研究センターでは、装置形式を超えて核融合研究に広く貢献できる、新たな普遍性の高い研究内容・取り組みとして、端部を持つミラー配位の特長を活かし、径電場シアーフローや内部エネルギー輸送障壁(ITB)の物理機構の研究を推進し、LHDと装置形式を超えたITB等の外部制御の研究を双方向型共同研究で進めている。更に筑波大学ではその蓄積された知見を活かしてＬＨＤ用の長パルスジャイロ
トロンの開発が行われ、本年度核融合研に納入された。開発の段階で核融合研のＥＣ
Ｈ加熱の専門家が筑波大学に出かけている。このジャイロトロンは現在行われている
第１１サイクル実験でプラズマ加熱に用いられ、その優れた性能が確かめられつつある。
京都大学エネルギー理工学研究所エネルギー複合機構研究センターは磁場配位の自由度が高い小型ヘリカル装置ヘリオトロンＪを有している。ＬＨＤと同じヘリカル型の装置であることもあり、その特徴を活かしたＬＨＤと相補的な実験が可能である
ため、閉じ込め改善の探求や加熱電流駆動法の研究など大型ヘリカル装置との比較を意識した研究課題数が多く実施されてきた。また、計測技術の応用やヘリカルプラズ
マを対象とした理論共同研究も進められている。
大阪大学レーザーエネルギー学研究センターではレーザー慣性核融合の研究を行っている。磁場閉じ込め方式である大型ヘリカル装置とは原理的に異なる方式であり、206

対象とするプラズマのパラメータも異なる。従ってその研究手法にも異なるものが多いが、計測対象が共通する分野もあり、ここでは主として強い輻射や中性子測定のための計測器開発に関した共同研究が進められている。これらはＬＨＤに於いては今後計画されている重水素実験にも応用できる計測法である。また、大型ヘリカル装置を制作するために培ってきた超伝導技術と付帯する極低温取り扱い技術を応用して、レーザー核融合に必至な燃料球（クライオターゲット）の開発も共同で行われている。
極めて密度の高い爆縮プラズマの振る舞いを調べるため大規模な数値シミュレーシ
ョンを必要としており、核融合研のシミュレーション科学研究部からも参加して数値シミュレーションの手法開発を進めている。
九州大学応用力学研究所高温プラズマ力学研究センターには定常トカマク装置トライアムがあり、同じく定常運転を指向するＬＨＤとプラズマ－壁相互作用に関する共同研究が進められた。ＬＨＤで開発された計測機器の適用も試みており、硬Ｘ線２次元計測をトライアムで、またリチウムビームプローブによる周辺プラズマ計測を小型装置のＣＰＤで行っている。トライアムがシャットダウンした後の新しい球状トカ
マク装置QUESTの建設が双方向型共同研究の枠組みの下で進められているが、その実
験計画の策定が全国の大学研究者が参加して進められている。その中においても核融合研の持つ加熱・計測技術を活用している。一例として定常ＮＢＩビームの入射検討
がＬＨＤの研究者により進められている。
表３．５．１－１には、この４年間に実施された双方向型共同研究課題のうち、核融合研所員が深く関わり実施したものをまとめた。また、センター主導の双方向型研究
課題に対しても核融合研所員は協力者として参加しており、各センターで展開される
双方向型共同研究の推進に寄与している。

年度

平成
１６

表３．５．１－１ 核融合研所員が関わった双方向型共同研究課題
研究課題
電位生成・電位閉じ込めの物理機構・比例則の究明、及びそれに伴う径方向
電場シアーの効果の研究
大電力プラグ ECRH に伴うサイクロトロン波の伝搬・放射と揺動励起
コアプラズマの径方向電位分布制御によるバウンスイオンの径方向輸送の研究
ヘリオトロン J 装置における ICRF 加熱実験
Heliotron J におけるバンピネス制御が粒子閉じ込めに与える影響
ヘリオトロン J における改善閉じ込めに対する磁場構造の効果についての理論解析とその実験的検証
ヘリオトロン J を使ったヘリカル系におけるプラズマ電流の駆動機構の解明
ＳＸ-ＣＣＤカメラを使った制動放射絶対強度測定
レーザー核融合実験におけるダイヤモンド検出器を用いた中性子測定
慣性核融合炉壁のアブレーション模擬実験と炉壁寿命評価モデリングトライアムに於ける定常プラズマ-壁相互作用の実験と粒子バランスのモデ
リング
TRIAM-1M における硬Ｘ線の二次元像計測

207

実施先

筑波大学

京都大学

大阪大学

九州大学

平成
１７

平成
１８

平成
１９

プラズマの可視化技術の開発と電位閉込め機構の研究
核融合プラズマにおける放射スペクトル強度の研究
ICRF によるタンデムミラープラズマの揺動および径方向輸送制御に関する研究
ヘリオトロン J を使ったヘリカル系におけるプラズマ電流の駆動機構の解明
ヘリオトロン J 装置における ICRF 加熱実験
ヘリオトロン J における閉じ込め並びに電子テイル形成に関するバンピー成
分の役割
ヘリオトロン J における改善閉じ込めに対する磁場構造の効果についての理論解析とその実験的検証
慣性核融合炉壁のアブレーション模擬実験と炉壁寿命評価モデリング
レーザー核融合実験における飛行時間中性子測定へのダイヤモンド検出器の適用
トライアムに於ける定常プラズマ-壁相互作用の実験と粒子バランスのモデ
リング
定常運転小型球形トカマク中に於ける移動表面式プラズマ対向機器による壁リサイクリングの能動的制御 廣
トカマクプラズマの電流クエンチフェイズでの電子サイクロトロン波印加による高効率逃走電子電流生成
プラズマ境界力学実験装置における長時間プラズマ維持制御へ向けた定常
NBI 検討小型 PWI 実験装置におけるリチウムビームプローブを用いた周辺プラズマ計
測GAMMA 10 における直接エネルギー変換の基礎研究
X 線計測による電子分布関数・空間構造解析システムの研究
大電力プラグ ECRH に伴うサイクロトロン波の伝搬・放射と揺動励起
Heliotron J 装置における X 線波高分析を通した低衝突度電子に関する閉じ
込め研究
ヘリオトロン J における改善閉じ込めに対する磁場構造の効果についての理論解析とその実験的検証
ヘリカルプラズマにおける新古典電流に対する径電場・配位制御の効果
ヘリオトロン J を使ったヘリカル系におけるプラズマ電流の駆動機構の解明
CHS と Heliotron-J における 2.45GHz マイクロ波によるオーバーデンスプラ
ズマの生成と閉じ込めに関する比較研究
ヘリオトロン J 装置における ICRF 加熱実験
レーザー核融合実験における小型半導体検出器によるガンマ線・中性子線測定
慣性核融合炉壁のアブレーション模擬実験と炉壁寿命評価モデリング
小型 PWI 実験装置におけるリチウムビームプローブを用いた周辺プラズマ計
測プラズマ境界力学実験装置における定常ＮＢＩの検討
定常運転小型球形トカマク中に於ける移動表面式プラズマ対向機器による壁リサイクリングの能動的制御
全日本ＳＴ研究計画の策定
ミラー磁場中のトロイダル磁場配位の形成
ガンマ 10 における高効率電子加熱用伝送系の開発
電位生成・電位閉じ込めの物理機構・比例則の究明、及びそれに伴う径方向
電場シアーの効果の研究
弱い相対論的電子の分布関数および空間構造評価システムの研究
GAMMA 10 セントラル周辺部におけるプラズマ回転計測
Heliotron J 装置における X 線波高分析を通した低衝突度電子に関する閉じ
込め研究
ヘリオトロン J におけるプラズマ閉じ込め性能の閉じ込め磁場配位からの理論考察
ヘリカルプラズマにおける新古典電流に対する径電場・配位制御の効果
トロイダル電流が MHD 平衡に与える影響の理論的考察とその実験的検証

208

筑波大学

京都大学

大阪大学

九州大学

筑波大学

京都大学

大阪大学

九州大学

筑波大学

京都大学

ヘリオトロン J 装置における ICRF 加熱実験
フィルターと AXUV ダイオードアレイを用いた Heliotron J プラズマのエネル
ギー閉じ込めにおける炭素不純物の影響に関する実験的研究
方向性プローブによるプラズマ流計測と揺動の相関
ヘリオトロン配位における MHD 平衡・安定性に関する研究
補助コイルを用いた磁場配位最適化設計
レーザー核融合実験における小型半導体検出器によるガンマ線・中性子線測定
大阪大学
慣性核融合炉壁のアブレーション模擬実験と炉壁寿命評価モデリング
2 次元リチウムビームプローブを用いた CPD の周辺プラズマ揺動計測
プラズマ境界力学実験装置(QUEST)における定常 NBI の検討
定常運転小型球形トカマク中に於ける移動表面式プラズマ対向機器による壁 九州大学
リサイクリングの能動的制御
CPD 実験を用いた SNET ベースの遠隔・定常データ収集法の開発
全日本 ST 研究計画の策定

３．５．２ 他分野との連携研究
核融合研究の特徴は広範な基礎学術と先端工学技術からなる典型的な総合科学であることに求められ、例えばプラズマ物理学、物質科学、真空工学、超伝導工学、原子力工学などの上に立脚していると言える。これらを統合して実現された端的な例としてLHDを捉えることもできよう。LHDを実現するためには実際、多方面からの最先端の知見と経験が吸引され、活かされるとともに、それらの分野の進歩を牽引した。大型超伝導システムの工学技術や大電流負イオン源技術などが挙げられる。また、LHD
実験開始後には、高温定常プラズマの特長を、核融合エネルギー炉を目指したプラズ
マ物理学だけではなく、宇宙に普遍的に存在するプラズマの解明や極端紫外線からX
線領域の短波長領域の工業応用などのために光源として活かすことが図られている。
これらはLHDの共同利用を他分野へ拡大した例であるが、逆にテラヘルツ工学やCCD素子の発達により、イメージングをキーワードとしたLHDプラズマの新たな研究の展開も見られる。
このように、核融合研究は学術分野として孤立することなく、むしろ他の学術分野との相互作用によって互いが発展していくものであることが分かる。特に、核融合エ
ネルギー炉の開発は長期にわたり、より魅力的な炉を実現するためにはブレークスルーが必要であること、LHD実験計画にもそのミッション達成とともに波及効果が期待されていることから、他分野との連携研究を積極的に進めてきた。
LHDに留まらず、核融合と他分野との連携を促進するために平成17年より「国際的共同研究拠点ネットワークの形成」プロジェクトを核融合科学研究所において発足させた。これは自然科学研究機構における「分野間連携による学際的・国際的研究拠点形成」事業に枠組みで実施されている。このプロジェクトは、これまでの大学共同利用機関としての役割を国際的に展開していくことを目的としている。このプロジェク
トにより、本章にある他分野との連携研究、および次章にある世界の核融合研究推進への貢献を進めている。
宇宙の物質の９９％はプラズマ状態にあると言われているように、天文学の研究に209

はプラズマは欠かせず、実際、ガリレオによる望遠鏡による観測（可視光）から、フラウンホーファーによる分光器を用いた太陽元素の同定などは、そのさきがけと言えよう。また、核融合の研究の萌芽期から基盤が築かれた時代にはL.Spitzer博士や林忠四郎博士に代表されるように天文学がその母たる役割を果たした。このように核融合科学と天文学の関係は密接した時代があったが、その後は分野の進展、高度化により、独立色が高まり、交流も盛んとは言えない状態が数年前まであったと考えられる。
しかしながら、自然科学研究機構として国立天文台と核融合科学研究所が共に活動することになるという偶然と学術的な発展ということからの必然が重なり、組織的な取り組みがなされるようになってきている。
その典型的な一例が、太陽観測衛星「ひので」とLHDとの共同研究である。ひのでは平成18年9月23日に打ち上げられ、同年10月後半より観測を開始した。国立天文台
では、ひのでからの科学データ解析を推進するために「ひので」科学センターを立ち上げた。特に、太陽遷移層及びコロナのプラズマからは鉄イオン、ヘリウムイオン、炭素イオン、酸素イオンなどの数多くのスペクトル線が観測されており、太陽非平衡
プラズマの電離状態、電子温度を知る重要な手がかりとなると考えられている。太陽のような安定した高温プラズマは地上では自然になく、LHDで発生保持されるプラズ
マは、多くのプラズマパラメータが測定可能であり、またそのパラメータを制御することができる。これによって物理モデルをLHDにおいて実験的に検証し、それを太陽観測に応用することによって限定された観測を補完することができる。太陽コロナの研究において、特に重要なものが鉄イオンのL 殻及びM 殻からのスペクトル線であり、これらのスペクトル線は波長が10nm から30nm という極紫外領域（EUV 領域）にある。
図３．５．２－１にLHDプラズマへ鉄ペレットを入射した時に測定された鉄イオンのスペクトルを示す。現在まで、鉄のL 及びM 殻イオンのような多電子イオンに対しては体系化されたモデルはなく、これらの分光測定結果の解析を元に「時間発展型衝突・輻射モデル」を理論モデルとして構築する作業を進めている（国立天文台渡邊鉄哉教授）。

図３．５．２－１ LHDで測定された鉄イオンのスペクトル210

LHDプラズマは定常性と安定性に優れており、そのパラメータ領域が広いことから、種々の不純物を入射することによって光源として利用される事例がこの他にも拡大している。X線波長領域における分光は超新星の残骸や銀河団の研究との交流が進められており、LHDの観測を基にしたモデルにより輸送や輻射の研究が行われている（名古屋大学田原譲教授）。またEUV波長領域の光は次世代リソグラフィーの基幹要素として期待されており、重イオン例えばスズのEUVスペクトル線の性質がLHDを用いて進められている（大阪大学西村博明教授）。
また、マイクロ波はプラズマの密度、温度等の計測に非常に強力な道具であるが、これらの技術応用も進んでいる。マイクロ波技術だけではなく、不完全データによる像再構成手法は核融合研究に欠かせないものであるが、これらの技術によって2次元・3次元像を再構成するコンピュータトモグラフィーが、対象をプラズマ外にも広げた研究が共同で進められている（大同工業大学岩間教授）（図３．５．２－２参照）

図３．５．２－２ マイクロ波イメージング

LHDにより発生されるプラズマはX線からEUV領域において大変魅力的な光源となっており、天文学のような基礎科学から産業応用までの広い他分野からの利用が今後、益々増えるものと考えられる。また、ナノサイエンス、物質科学との連携に、反応性
プラズマ、プラズマ・壁相互作用、材料改質などをキーワードとして、複数の共同研究が開始されている。
３．５．３ 世界の核融合研究推進への貢献
１）各種協定に基づいた連携研究
科学の研究には、国際協力・競争が鍵となることは必然であり、核融合研究も当然、例に漏れない。先進国は競って研究・開発を進めており、同時に国際協力も盛んに行われている。核融合科学研究所は大学共同利用機関の役割を国際的に展開し、核融合科学研究の国際的中核拠点として活動している。

211

この活動基盤を組織的に支えるものとして海外との各種の協定を締結してきた。政府間協定に基づく多国間協力として、国際エネルギー機関 IEA の実施協定であるステ
ラレータ協定、テキサトール協定、ＳＴ協定、二国間協力として、日米科学技術協力
事業、日中拠点大学方式による学術交流事業、日韓核融合協力事業がある。さらに研究所間協定に基づく研究所間の学術交流協定を 8 カ国 13 機関と結んでいる。また、最新のものとしてフランスの 2 機関と核融合科学研究所を含む国内 3 機関によって共同研究を推進する研究機関を設置するものもある。図３．５．３－１にこれらの協定
先機関と特に代表的な実験装置を示した。

図３．５．３－１ 核融合科学研究所の学術交流協定などによる国際ネットワーク

これら全ての国際協力において LHD をプラットフォームとする研究を、連携の軸として位置づけることができる。多国間協力と二国間協力は委員会組織の正式な運営母体がその実施に責任を持って当たっているが、これに加えて研究所では、海外研究機
関との学術交流協定においても交流責任者を指名し、協定による連携協力を強力に進めることとしている。表３．５．３－１に国際学術交流協定および交流責任者を示す。
表３．５．３－１
No

国際学術交流協定および交流責任者

協定締結機関

締結日

交流責任者

１

中国科学院等離子体物理研究所（ASIPP）

1992 年 6 月 27 日

東井和夫

２

マックスプランクプラズマ物理研究所（IPP）

1993 年 5 月 11 日

山田 弘司

212

ロシア科学センタークルチャトフ研究所（KI） 1993 年 5 月 15 日

３ウクライナ科学センター

４

ハリコフ物理工学研究所（KIPT）

松岡 啓介

1994 年 10 月 7 日

居田 克己

５

オーストラリア国立大学（ANU)

1995 年 5 月 8 日

川端一男

６

韓国基礎科学支援研究所（KBSI）

1996 年 3 月 6 日

小森彰夫

７

カールスルーエ研究所（FZK)2005 年 10 月 6 日

三戸利行

８

プリンストンプラズマ物理研究所（PPPL）

2006 年 3 月 3 日

岡村 昇一

９

テキサス大学オースチン校（IFS）

2006 年 3 月 6 日

中嶋徳嘉

１０ オークリッジ国立研究所（ORNL）

2006 年 5 月 25 日

小森 彰夫

１１ カリフォルニア大学ロサンゼルス校（UCLA）

2006 年 11 月 28 日

相良 明男

１２ プロヴァンス大学

2007 年 7 月 19 日

伊藤 公孝

１３ ロシア科学アカデミー・一般物理研究所(GPI)2007 年 10 月 15 日

山田 弘司

2007 年 10 月 22 日

伊藤 公孝

国際共同研究センター（ＬＩＡ）

１４「日仏磁場核融合研究センター」設置協定

国際的な連携協力の内容については平成 18 年度の外部評価対象であった「国際共同研究」に詳述（平成 18 年度外部評価報告書 2007 年 3 月 核融合科学研究所 運営会議外部評価委員会）されているので、ここでは、LHD と直接関連した代表的な成果について述べることとする。
IEA 実施協定ステラレータ概念の開発にもとづき、ステラレータワーキンググループが組織され、国際ステラレータ/ヘリオトロン閉じ込めデータベース活動を始めとして、熱粒子・運動量輸送、周辺プラズマ物理、数値コードのベンチマークテスト、統LHD Rax=3.6
LHD Rax=3.75
LHD Rax=3.9-110

exp / ISS04
E
E

W7-AS
TJ-II
HELJ

-3

10

ATF/Hel.E/CHS
W7-A
-3

10

f

-2

10

ISS04
ren E

1.5
1.0
0.5

-1

10

(s)

0 -2
10

10-1

100

eff(2/3)

図３．５．３－３
国 際 ス テ ラ レ ー タ ス ケ ー リ ン グ 則
ISS04 EISS 04

LHD =0.8
LHD =1.4
W7-AS low
W7-AS high
TJ-II
Heliotron J
Heliotron E
CHS
W7-A

LHD

-2

10
E

exp

(s)

2.0

図３．５．３－４
スケーリング則からの改善度の実効
ヘリカルリップル eff 依存性

0.134a 2.28 R 0.64 P 0.61ne0.54 B 0.84 20.41/3と実験値の比較213

合輸送コードの開発などのグループが活動している。ここから、国際ステラレータス
ケーリング則 ISS04(図３．５．３－３）の導出や、異常輸送が実効ヘリカルリップルの低減によって抑制される相関の指摘がなされている（図３．５．３－４）。
他にも複数の装置で観測された内部輸送障壁をコア電子ルート閉じ込めとして性
格付け、物理の一般的理解が図られている。これらの活動には IEA 協定以外にもマックスプランク・プラズマ物理研究所(独)、プリンストン・プラズマ物理研究所(米)、オークリッジ国立研究所(米)との研究所間協定も有効に機能している。活動は現在稼
動中の実験研究の理解を深化および汎化させるとともに、W7-X や NCSX などの建設中の実験計画や炉設計への適用が重要な観点となっている。
LHD の実験には各種の協定に基づいた参加が多く行われている。例えば、ロシア科学アカデミー・一般物理研究所(露)との間で、マイクロ波散乱を用いた短波長揺動の計測手法が開発されている（図３．５．３－５）。ECH ジャイロトロンからのマイクロ波の後方散乱を用いるもので、電子のラーマー半径程度の短い波長を持つ乱流特性の同定を目標としており、2MHz まで広がった幅広い帯域での揺動スペクトルが得られている。これらの揺動計測についてはオーストラリア国立大学(豪)とも人事交流を行っている。
ロシア科学センター・クルチャトフ研究所(露)とは重イオンビームプローブ HIBP の開発とこれを用いた乱流やゾーナルフローの物理研究について共同研究を進めている。両研究所の HIBP グ
ループは合わせると、CHS,TJ-II,LHD のヘリカル系のみならず、JFT-2M と T-10 のトカマク実験に参画しており、それらの結果や今後について詳細に議論を行っている。
中国科学院等離子体物理研究所(中)とは昨年稼動し始めた EAST 装置との間で、特に ICRF を用いた長時間放電についての共同研究が進んでいる。LHD の定常 ICRF 技術を EAST へ応用すること 図３．５．３－５ ジャイロトロンを用いたや中国が最初に始めた ICRF 定常放電による壁コ 揺動散乱計測
ンディショニングの LHD での実施と比較が行われ、ITER への適用が議論されている。
装置工学や開発については、カールスルーエ研究所(独)と ECH ジャイロトロン、超伝導工学、トリチウム工学に関する共同開発を進めており、特に超伝導導体では FFHRなどの核融合エネルギー炉で使用可能な大規模導体開発を、トリチウム工学では LHDの重水素実験をも見込んだトリチウム取り出し技術の実証試験などを行っている。ジャイロトロン開発についてはマックスプランク・プラズマ物理研究所(独)と筑波大学との多機関間協力となっている。

214

LHD で培われた装置工学や計測技術のうちの複数が日韓協力により KSTAR へ直接・間接に応用されており、実験開始後はこれらを用いた共同研究が開始されることとなる。
理論面においても、テキサス大学オースチン校(米)やマックスプランク・プラズマ物理研究所(独)との交流を進め、LHD において発見され、また詳細な理論との比較が可能となってきている内部拡散障壁やコア電子ルート閉じ込めなどの重要なトピッ
クスに関する共同研究を行っている。

215

２）ＩＴＥＲ連携（１）目的
核融合炉の実現のために核燃焼プラズマ実験は大きなマイルストーンであり、核燃焼実験あるいはシミュレーションを視野に入れた研究を今から育成しておくことは日本の核融合中枢機関としては非常に重要である。さらに、開発に非常に長い期間を必要とする核融合炉開発のためには、将来の核燃焼実験あるいは炉設計のための人材育成が最重要課題であり、５０年先を見越した日本全体での取組みを考えていかな
ければならない。このような観点から、研究所では国際的に進められてきた国際熱核融合実験炉（ＩＴＥＲ）計画への研究支援を推進することとし、その研究支援の方法と体制作りを検討するため、平成１５年度からＩＴＥＲ研究支援専門部会を設置して議論を重ねてきた。平成１６年度には連携研究推進センター学術連携研究室ＩＴＥＲ
連携研究部門（併任３名）が設置され、研究所におけるＩＴＥＲ連携研究の活性化と大学等におけるＩＴＥＲ連携研究の支援体制作りを目指すこととなった。
（２）連携研究体制
ＩＴＥＲ連携研究体制を図３.５.３.２−１に示す。研究所内の体制としては、幅広い分野（核融合科学、炉工学等）においてＩＴＥＲ連携研究を推進するために、各分
野の専門家（１３名）及び客員（日本原子力研究開発機構）（２名）で構成されるＩＴＥＲ協力専門委員会を平成１６年度に設置した。毎年２回程度の会合を開き、ＩＴ
ＥＲ連携研究部門との連携協力によりＩＴＥＲ連携研究活動の支援体制及び活性化の方法等について議論している。研究所外との連携では、大学等との連携を強化する
ために、核融合ネットワーク（プラズマ科学及び炉工分野）を介した連携協力体制を設けている。また、ＩＴＥＲプロジェクト推進で大きな役割を果たしている核融合エ
ネルギーフォーラムとの連携を深めるために、平成１６年度からは、調整委員会委員として参画し、平成１９年度からはＩＴＥＲ・ＢＡ技術推進委員会の事務局として連携協力を実施している。
ITER 機構

極内機関
核融合エネルギー
フォーラム

NIFS
ITER 協力専門委員会

大学

核融合ネットワーク
ITER 連携研究部門

図３．５．３．２−１ ＩＴＥＲ連携研究体制

216

（３）ＩＴＥＲ連携活動
３−１）国際トカマク物理活動（ＩＴＰＡ）
国際トカマク物理活動（ＩＴＰＡ）はＩＴＥＲ／ＥＤＡの下にボランタリーに行われてきたＩＴＥＲ物理Ｒ＆Ｄ活動の継続の重要性から生まれたもので、2001 年 7 月から開始され、核融合プラズマ物理の進展に寄与する実験データ及び解析結果を提供し、データベースの構築とＩＴＥＲ等の核燃焼プラズマの性能とその制御に関する研究を推進することを目的としている。この活動はＩＴＥＲの実験計画立案に大きく寄与すると共に、核融合（核燃焼）プラズマ物理研究という学術的な面でも大きな進展が期待できる。従って、ＩＴＥＲ連携活動の一つとして非常に重要なものであり、核融合科学研究所の目指すトーラスプラズマの包括的理解を深める上でも連携協力を推進することは大きな意義がある。
ＩＴＰＡは７つのトピカル物理グループ（輸送及び内部障壁の物理、閉じ込めデー
タベースとモデリング、周辺及びペデスタルの物理、スクレイプオフ層とダイバータの物理、ＭＨＤとディスラプション、定常運転と制御、計測）で構成されており、それぞれ年に２回程度の会合が開かれ、日本、ヨーロッパ、ロシア、アメリカ、中国、
韓国，インドが参加して活発な議論が行われている。本研究所からはＬＨＤにおける輸送現象、閉じ込めデータベース、ＭＨＤ現象、定常運転など様々な実験結果をはじめとして、トカマクでの協力研究や理論・シミュレーション研究などを含めて、多くの発表と多数の研究者の議論への参加が行なわれてきた（表３.５.３.２−１）。当初は出来るだけ多くの研究者の参加を促したが、最近は毎年２０名程度の参加者と発表が行われており、ＩＴＰＡ活動が定着してきたと言える。この活動の一部は、平成１
７年度からＩＴＥＲ連携研究部門に対して割り当てられたＩＴＥＲ連携活動予算（平成１７年度：１６０万円、平成１８年度：１８０万円、平成１９年度：１８０万円）
により、ＩＴＰＡ参加旅費として支援されている。参加者の推薦はＩＴＥＲ協力専門委員会の議論に基づいて決定している。それぞれのトピカルグループ会合での研究所
表３.５.３.２−１ ＩＴＰＡ会合への参加実績

トピカルグループ名
輸送物理
閉じ込めデータベースとモデリング
周辺及びペデスタル物理
スクレープオフ層とダイバータ物理
ＭＨＤとディスラプション

2004 年
2005 年
2006 年
2007 年
参加者数
参加者数
参加者数
参加者数
（発表件数） （発表件数） （発表件数） （発表件数）
７（５）
９（７）
５（４）
１（１）
２（１）

３（１）

０（０）

１（１）

５（４）

４（４）

４（４）

２（１）

３（２）

２（３）

２（２）

２（２）

７（１）

１（１）

４（３）

３（１）

定常運転と制御

９（２）

１（１）

１（０）

０（０）

計測

４（０）

４（２）

４（４）

０（０）

合

計

３７（１５） ２４（１９） ２０（１７）

217

９（６）

からの発表についていくつか紹介する。輸送物理会合では、乱流輸送、帯状流、測地音波モードなどに関する実験・理論研究成果が報告されている。ＣＨＳにおいてトロ
イダルプラズマの帯状流の存在を初めて実験的に実証したこと、ＪＩＰＰＴＩＩ−Ｕのストリーマー構造の形成を示唆する実験結果などが報告され、同じトロイダルプラ
ズマにおける結果として注目されると共に、今後、理論・シミュレーションとの詳細な比較が期待された。閉じ込めデータベースとモデリング会合においては、国際ステ
ラレータデータベース、ＣＨＳにおける電子輸送障壁形成に関する加熱パワーしきい値及びヘリカルとトカマクにおける粒子輸送の比較などについて報告がなされた。周辺及びペデスタルの物理会合においては、ＬＨＤとＣＨＳにおけるペデスタル構造形
成やＬＨＤにおける超高密度コアプラズマ生成（内部拡散障壁）に関する報告がなされた。スクレイプオフ層とダイバータの物理会合では、ＬＨＤにおけるＩＣＲＦ放電
での壁からの水素除去及びＬＨＤにおけるダスト研究について報告がなされた。ＭＨ
Ｄ会合と定常運転会合ではＬＨＤにおける長時間放電、ＩＣＲＦ加熱による高エネル
ギーイオン生成、磁気島計測、トロイダルアルヴェン固有モード（ＴＡＥモード）のシミュレーションについて報告し、特に、ＴＡＥに関する計算結果はトカマク実験との比較で注目を集めた。計測会合では、損失α粒子計測手法、ＬＨＤにおけるシンチ
レータプローブ等について報告がなされている。以上のように、トカマクとヘリカルの同じトロイダル磁場配位における共通物理あるいは技術が存在し、トーラスプラズ
マの包括的理解に大きく貢献していると言える。特に、様々な物理現象の学術的側面の支援は大きく評価されている。今後も３次元磁場配位であるヘリカルプラズマの学術研究は２次元磁場配位のトカマクプラズマ研究に少なからぬインパクトを与える
ものと期待される。
３−２）ＩＴＥＲ国際チームとの連携協力
ＩＴＥＲ国際チームからの要請で大型ヘリカル研究部プラズマ制御研究系の小林政弘助手が 2005 年 9 月 25 日から 2006 年 3 月 25 日まで Garching ITER Joint Work Site
でＩＴＥＲのための研究支援を実施した。研究題目は「Power load analysis on the limiter
configuration of ITER start-up phase」である。ＩＴＥＲのプラズマ立ち上げ時にはトロ
イダル方向に局所的なリミターを２箇所弱磁場側に設け、これによって熱・粒子束を制御する予定である。従来、トカマクの周辺輸送の解析には軸対称性を仮定したポロイダル断面における２次元解析が主流であったが、本配位ではリミターがトロイダル
方向に局所的であるため、３次元解析が必要となる。そこで、ガルヒンのダイバータ
グループの Dr. G. Federici、マックスプランク研究所(Greifswald)の Dr. Y. Feng、日本
原子力研究開発機構の那珂研究所のＩＴＥＲのダイバータグループの嶋田氏と協力して、３次元輸送解析コードＥＭＣ３−ＥＩＲＥＮＥをこの配位に適用し、リミターへの熱・粒子負荷の解析を行った。プラズマ立ち上げ時のプラズマ電流の変化に合わせて磁場配位を変化させて熱負荷の振る舞いを調べ、ＩＴＥＲのプラズマ立ち上げシ
ナリオに対するリミターへの熱負荷による制限を明らかにした 1)。図３.５.３.２−２

218

はリミターへの電力負荷分布を示したもので、以前の簡略化した２次元解析による結図３.５.３.２−２ リミターへの熱負荷分布 (a)３次元モデル、(b)２次元モデル、(c)Z=0.5 m での熱負荷水平分布、(d)Y=-0.5 m での熱負荷垂直分布

果(b),(d)と今回の３次元解析の結果(a),(c)を比較したものである。プラズマ電流が6.5 MA の場合の計算においてピークの電力負荷は２次元解析に比べて約３０％低い
ことが分かった。これはもちろんリミターの熱負荷限界である 8 MW/m2 よりも低い。
この他にも学術的な側面においても多くの知見が得られ、分離したリミター配位ではスクレイプオフ層において非常に複雑な磁力線の結合長の３次元構造をもつこと、熱流束の磁力線結合長及び輸送係数に対する依存性などが明らかになった。この連携研
究はトカマクではあまり用いられてこなかった 3 次元コードの威力が存分に発揮され、ヘリカル研究のＩＴＥＲ物理設計への貢献が大きく評価された。
３−３）ＩＴＥＲ国内チーム及びＩＴＥＲ機構との連携協力
ＩＴＥＲ計画に関する情報交換とＩＴＥＲ連携研究の方法等について議論するた
めに、ＩＴＥＲ日本国内チームとの協力会合（ＩＴＥＲ連携(核融合研／原研)協力会
合）を設置して情報交換及び議論を重ねてきた。これまで、合計４回の会合と３回の219

技術情報交換会を実施した。その中で超伝導マグネットに関する連携協力では、導体試験の可能性について議論されてきたが、幅広いアプローチ計画の中のサテライトト
カマクであるＪＴ６０−ＳＡの超伝導コイルの導体試験を実施する方向で進められている。また、ＩＴＥＲの超伝導導体の安定性等に関するシミュレーションにおいて連携研究が進められている。一方で、燃料供給として用いられるペレット入射装置に関して２回程ＩＴＥＲ国際チーム及びＩＴＥＲ機構と情報交換を実施しており、ＬＨＤの連続ペレット入射装置における優れた成果について紹介している。この連携活動はITER Pellet Injector Workshop への参加に繋がっており、今後もこの分野でのＩＴＥＲへの貢献が大いに期待出来る。
（４） 今後の展望
これまで核融合科学研究所及び大学等のＩＴＥＲ計画への研究支援の方法及び参画体制について検討し、具体的な方法についても様々な場において議論を重ねてきた。
一方で、現時点で実施出来る研究支援として、国際トカマク物理活動（ITPA）において、環状プラズマに共通する物理に関する話題を提供し、トカマクとヘリカルプラズ
マの比較検討により、トカマクプラズマ物理の体系化に貢献してきた。ＩＴＥＲの建設サイトが決定し、ＩＴＥＲ事業体が設立されたので、今後は、その中で核融合科学
研究所及び大学等のＩＴＥＲ計画への研究支援及び参画方法が具体化されることになる。これまでのボランティア的な研究支援から、より積極的なＩＴＥＲ計画への参画を求められる状況が予想されるため、ＩＴＥＲ機構の専任職員、派遣職員、客員など具体的な参加形態を早急に検討し、日本全体での整合性のとれた国内体制を構築する必要がある。一方で、ＩＴＥＲ計画は予算的に非常に厳しい状況にあり、外部からの研究支援に対してのＩＴＥＲ機構からの予算的措置は期待できない状況にある。従って、ＩＴＥＲ機構内職員以外の立場でＩＴＥＲ計画に参加する場合、研究支援のための予算措置をどのような形で獲得するかを核融合コミュニティ全体で検討していく必要があるだろう。しかしながら、ＩＴＥＲ研究支援を考える場合に、一番先に考えなければならないのは、ＩＴＥＲ機構の組織に属さない研究者がＩＴＥＲ計画の建設期及び実験期にどのような貢献ができるのかという具体的な提案である。その提案をきちんと吟味して、実現するための方策を提供できる仕組みを作るのが我々の最終的な目的である。さらに、このＩＴＥＲ研究支援を成功させるためには、各研究機関
でのＩＴＥＲ連携研究の正しい評価と核融合コミュニティ全体でのＩＴＥＲ連携研
究への支援が不可欠であり、ＩＴＥＲ機構の極内機関を含めた各研究機関の連携協力が重要である。核融合炉実現のために一度は経験しなければならない核燃焼プラズマ実験装置の建設及びその実験に参加する若い人材の育成と将来の核融合炉建設のための指導者を育てる上でもＩＴＥＲ計画への参画は非常に意義のあるものであり、核融合コミュニティ全体で取組むべき課題である。
1) M. Kobayashi et al., “3D edge transport analysis of ITER start-up configuration for limiter
power load assessment”, Nuclear Fusion 47 (2007) 61-73.
220

３．６ 今後の計画に向けた準備研究

１）重水素実験

核融合三重積 (1020m-3 keV s)1) - 1 はじめに
これまでに述べたように、大型ヘリカル装置（ＬＨＤ)はその定常無電流という特長を持つ
磁場閉じ込め装置として、世界に先駆けた高性能プラズマ実験を遂行している。現在までに達成されたプラズマパラメータは、大型トカマク装置と比較・対照できるレベルであり、さらに向上させることにより、図３．６．１－１に示すように、LHD の目標領域に達することができる。
これにより核燃焼プラズマ領域における LHD 型プラズマの閉じ込め、安定性などを予測することが可能となる。さらに、ITER における核燃焼実験の結果を取り入れることにより、ヘリカ
ル型核融合実証炉の設計を進めることができる。また、学術的にも、核融合実証炉に向けた
革新的概念を実証し、データベースの蓄積を図っていく上で、LHD の目標プラズマ領域の達成は重要である。

商用発電炉
ITER
核融合出力=加熱入力

102 自己点火
101

LHD目標領域

100

増強

10-1

LHD達成領域10-2 LHD以外の
核融合実験
の範囲
10-3

時間

分

日

月

10-4
10-1 100 101 102 103 104 105 106 107

放電保持時間（秒）図３．６．１－１ LHD で達成された核融合三重積と放電維持時間。ITER と LHD の目
標領域を合わせて示す。

重水素実験の最も重要な点は、以下のとおりである。
ＩＴＥＲに代表されるトカマク装置は、早くから研究が進められ、プラズマパラメータは、現在のところＬＨＤを上回っている。しかし、原理的にパルス装置であり、将来の核融合商用炉に要求される１年を超えるような長時間運転の可能性については、種々のアイデアは出されているものの、まだ実験的に実証されてはいない。実際、ＩＴＥＲやサテライト・トカマク装置の221

主要目的の一つは、長時間運転の見通しを実験的に見極めることにある。しかし、この見極めの結果が出るのは早くても１０年から２０年後であり、結果が出てから、他の方式を模索す
るようなことになった場合、核融合研究は大きく遅滞することを意味している。
ＬＨＤは、原理的に長時間運転が可能であり、既に１時間を超える放電に成功し、長時間運転を実証している。したがって、長時間運転という点では、核融合商用炉としての条件により、近づいていると言えよう。ＬＨＤの現在の問題は、水素を使った実験で、核融合反応に必要なイオン温度にまだ到達していないことである。しかし、これまでの研究の結果、核融合反応に必要なイオン温度を将来達成できる見通しが立っており、重水素実験と加熱装置の増強を合わせたシナリオによってこれを実証・確認することができる。このシナリオによって、LHD のプラズマパラメータの最終目標値を達成できれば、ヘリカル型実証炉の設計が可能となり、核融合商用炉の実現に大きく近づくことになる。さらに、ローカルアイランドダイバー
タを用いた実験を契機に、超高密度プラズマを実現できたことから、従来とは異なる、超高密度で比較的温度の低いプラズマを用いて核融合炉を実現させる方法も考えられるなど、ヘリカル方式はより魅力的な炉概念へと大きく躍進する可能性を有している。
このように、ＬＨＤにおける重水素実験と加熱装置の増強計画は、核融合炉の実現へ非常に重要なものとなっている。
LHD ではこれまで水素を用いたプラズマ実験を行ない、加熱電力の増強と高温プラズマに対する学術的理解の進展により、プラズマパラメータは着実に向上してきた。一方、世界の大型トカマク装置では、水素プラズマに比べて、重水素プラズマの場合、閉じ込め性能が向上することが示されており、重水素プラズマを用いた実験を基本として研究が進められている。日本原子力研究開発機構の JT-60U トカマク装置では、平成 3 年より重水素実験を開始しし、プラズマ性能が重水素化により大きく向上した。LHD においても、重水素実験を行う
ことにより、トカマク装置と同様に閉じ込め性能が数倍向上して、目標とするプラズマパラメー
タを達成することが期待される。また、トカマクにおける閉じ込めスケーリングでは、閉じ込めに対する同位体効果が確かめられており、ヘリカル型装置に対してもこの同位体効果の存在を検証することは、学術的にも極めて重要である。
このように、LHD において重水素実験と加熱装置の増強を行うことの意義は、（１）プラズマパラメータの向上が期待され、LHD のプラズマパラメータの最終目標値の達成が可能となる。これにより、複雑な磁場配位を持つヘリカル型装置における高温プラズマの理解をさらに深めることができ、ヘリカル型プラズマの体系化、ヘリカル型実証炉における核燃焼プラズマの性質を学術的に見通すことなどが可能となる、（２）これにより、ヘリカル型実証炉の設計が可能となる、（３）ヘリカル型装置における同位体効果を明らかにすることなどを通じて、高温プラズマにおけるトカマク型装置との相補的理解を深め、環状プラズマに共通する物理を学術的に明らかにすることが可能となる、とまとめることができる。

222

ＬＨＤにおける重水素実験の目的は、上述したように、重水素同士が起こす核融合反応
そのものを研究対象とすることではなく、ヘリカル装置における学理の体系化、核融合反応の実現に必要とされる高温プラズマの物理の体系化、環状プラズマの総合的理解、およびこれらの物理研究と密接に関わる要素技術の開発、実証、蓄積などを行うことを目的としている。
重水素実験では、重水素イオンのラーマー半径が軽水素イオンに比べ 2 倍大きいこと
から輸送機構に大きく影響し、また、その質量の違いは、原子過程、化学的性質にも影響を及ぼす。その結果、閉じ込め性能、MHD 安定性などのプラズマ物理に新たな課題を提供する。また、ICRF 加熱では、重水素と軽水素の組み合わせにより、マイノリティ加熱と呼ばれる新たなプラズマ加熱を行うことが可能となり、特にヘリカル系における高エネルギー粒子の研究を促進することができる。
以上のことから、LHD における重水素実験の具体的な目的は、以下のようにまとめることができる。
（１）ヘリカル系における同位体効果を明らかにし、プラズマの閉じ込め改善実験を行う。
（２）重水素実験による閉じ込め改善と加熱電力の増大によりベータ値の増加を図り、高温度領域における MHD 安定性の研究を行う。
（３）ＩＣＲＦ加熱実験において、マイノリティ加熱を行い、高イオン温度を実現するための研究を行う。
（４）ヘリカルプラズマの物理を学術的、体系的に理解し、核融合炉の設計・製作に必要な条件を確立する。
（５）他の方式（トカマク）との共通点・違いを体系的に研究し、環状プラズマを総合的に理解する。
（６）以上の事柄を重水素実験により明らかにし、目標プラズマパラメータを達成することにより、将来のヘリカル型核融合実証炉の設計を可能とする高温プラズマの学術的な理解を進めると共にデータベースの蓄積を図る。
以下では、こうした重水素実験の目的を達成するために必要な物理検討、実験シナリオ、
実験スケジュールなどの検討を行う。また、重水素実験に際して発生する中性子・トリチウム
量の評価を行うと共に、重水素実験を実施するのに必要な機器の改造、加熱装置の増強等の機器整備計画も示す。
1) - 2 物理検討
重水素を用いることにより、多くの磁場閉じ込めプラズマ実験において閉じ込めの改善が見られている。同位体効果はトカマク実験においてあらゆる運転領域で見られている。その依存性は質量数Ａを用いて A-0.2 から A1 と幅広く、プラズマ端部からコアまで全ての閉じ込め領域に影響している。同位体効果は確実かつ強固な性質であり、プラズマ端部における原223

子過程だけによって起こるものではない。一方、大型装置や、小型装置であっても粒子制御の良好な状態において、その効果がより明瞭となる傾向があり、これはプラズマ周辺部における原子過程が一因とはなっていることを示しており、この効果がコアプラズマへ及ぶことを示唆している。
トカマク、ヘリカル系を問わず、環状プラズマにおいては、輸送係数が規格化ラーマー半径に比例して大きくなるいわゆるジャイロボーム型の輸送が基本的な輸送過程であると考えられている。そこでは、エネルギー閉じ込め時間 E は A-0.2 の依存性を示し、重水素では若干の閉じ込め劣化が予想される。実際、大型トカマクにおける軽水素、重水素、三重水素を用いた比較実験で矛盾ない結果が得られている。これらは特にコアプラズマについて当てはまる事実であるが、ヘリカル系では未確認である。
同位体効果が最も顕著に現れるのがトカマクの H モードである。トカマクでは閉じ込め境
界に障壁が形成されるＨモードにおいて、その遷移に必要な加熱パワー閾値が A-1 の依存性を示す。つまり、ＤＤ実験条件では軽水素プラズマ条件よりも半分の加熱パワーでＨモード遷移が発生する。さらに H モードのペデスタル部の圧力および幅が A0.5、即ち、イオンのラーマー半径に比例する実験結果がある。H モード時の重水素では軽水素よりも ELM 周期が長くなることがこれらと関連していると考えられている。H モードについてのトカマク実験からの知見を整理すると、重水素プラズマは軽水素プラズマよりも、(a)低い加熱パワーで遷移を起こし、(b)ペデスタルの圧力、幅とも大きくなり、(c)ELM 周期が長くなる。結果的にペデスタ
ル部で稼ぐ蓄積エネルギーは A 0.5 に比例することになり、全体のエネルギー閉じ込めに対する同位体同位体効果は A 0.41 として現れる。
ヘリカル系においてもＷ７－ＡＳの実験から、エネルギー閉じ込め時間や閉じ込め改善モードの遷移特性に差異が観測されている。
このように、質量による同位体効果は多種多様な実験でその存在が広く認められている
普遍的な性質である、一方、実験および理論に未解決として課された課題も大きい。
これらの知見から、LHD の重水素実験に当たって、考えられる留意点として以下の３点があげられる。
（１） 同位体効果はイオンの熱伝導損失に与える影響が大きい。電場を介した異常輸送の低減との関連もある。
（２） 角運動量の輸送に与える影響が大きい。電子熱伝導損失が支配的な系、プラズマの回転が仕事をしにくい系、ＭＨＤが限界を決めていない系では同位体効果が出にくい可能性がある。また、ゾーナルフローなどの流れのシアへの影響に注目しておく必要がある。
（３） ＬＨＤはプラズマ径が大きいので、コア部での原子過程の役割は小さいが、周辺プラ
ズマでの原子過程の影響（放射損失や荷電交換による運動量損失など）を抑制する
良好な粒子制御を実現することが、好ましい同位体効果を促すと考えられる。
そこから、演繹される戦略としては、プラズマの回転を利用した閉じ込め改善モード、イオン加熱が有効な実験条件がＤＤ実験の前提、という観点が重要となる。

224

1) – 3 実験シナリオ
将来の核融合炉では重水素・三重水素が燃料として用いられることに対して、LHD においては軽水素あるいはヘリウムのみを用いるプラズマ実験をこれまでに９年間、実施してきた。
LHD 実験計画は核融合反応そのものを研究対象とするのではなく、核融合反応の実現に必要とされる高温プラズマの物理の体系化および要素技術の実証を行うことが役割である。
これまでに集積された実験データは大型トカマク実験と比較・対照できるレベル（物理パラメータの差異が 1 桁以内）に達している。そこでは多くの科学的な知見が蓄積されてきており、今後さらにヘリカル系核融合炉を見通すために研究の統合化を図っていくことが中長期的な目的となる。このためには、プラズマの特性を核融合炉条件へ外挿できるモデルを確立することが必要であり、そこでは、できる限り核融合炉条件に近い実験データの集積を図ることが求められる。そのため、プラズマ性能の向上を図るとともにプラズマ燃料の同位体効果を把握することが本質的な課題と位置づけられる。
このため、重水素実験においては、LHD 実験の最終目標とされるプラズマ性能の達成が目的となる。すなわち
１） 密度 2 1019m-3 において中心温度 10keV を越える高温高性能プラズマを生成維持する。
２） 1020 m-3 s keV を越える核融合三重積を達成し、内部輸送障壁を利用した超高密度プ
ラズマによってさらに伸長を図る。
３） 磁場１T においてベータ値５％を達成し、さらに高磁場化による性能向上を進める。
の３点が目標となる。
目標１）について言えば、重水素の利用により閉じ込めが３３％向上すれば装置工学的に十分耐用性のある範囲である磁場 3T、25MW の加熱吸収パワーによって達成されることが予想される。一方、この閉じ込め改善がない場合は、加熱パワーでは 50MW を必要とする。
あるいは 25MW の加熱時に磁場を 4.2T に増強しなければならない。加熱パワー50MW およ
び磁場 4.2T は装置工学上の仕様を越えており、実現することは極めて難しい。したがって、
閉じ込め改善が目標を達成するために必須であると断言できる。
プラズマ燃料として重水素を用いる実験では中性子やγ線の発生を伴うため、それらの計測機器への影響や、実験条件の転換にかかる作業への制約、そして現実的かつ段階的な設備整備の観点から、実験計画の初期段階においては軽水素のみを用いた基礎実験を遂行することが適当である。現在の核融合炉開発のための高温プラズマ研究は重水素・三重水素（DT)反応を目標として意図しており、基礎実験から得られた理解を応用する次段階として、核融合プラズマ条件により近い燃料である重水素を用いた実験を志向することが理にかなっている。
また、後述するように、重水素を用いることによって閉じ込めが改善することが期待され、これによって装置設備が現有のままでも、より高性能なプラズマを研究対象として手にすること225が可能である。大型トカマク実験を中心に核融合プラズマ実験では世界的に重水素が用いられているのはこのためである。閉じ込め性能を代表する核融合三重積（温度、密度、エネ
ルギー閉じ込め時間の積）で見れば、重水素の利用によって多くのトカマク実験で見られているように閉じ込め性能が 50%向上すれば、2 倍以上の改善が得られることとなる。
さらに、主要な加熱装置である中性粒子入射（Neutral Beam Injection, 以下 NBI と記す）
装置の増強を重水素を用いることによって効果的に行うことができる。このように上記の吸収
加熱パワー25MW の確保と重水素の利用は相乗的に LHD 実験計画の飛躍的な進展に直接つながるものである。
したがって、現在得られつつある物理的理解および実験設備整備の基盤の上に、核燃焼プラズマを扱う次段階の研究計画を見据えるためには、LHD における重水素実験の遂行により、プラズマの高性能化を図り、閉じ込め物理の質量依存性（同位体効果）を明らかにしてDT プラズマによる核燃焼実験を十分な確度で予測できるモデルを構築することを最重要課題として位置づけ、これに取り組むことが是非とも必要である。この結果として、設計が可能となる、次段階の DT プラズマを対象とした研究計画は土岐サイトで実施するものではない。
加えて、実験計画の策定に当たっては、世界に類のない実験環境を提供する共同利用
装置としての位置付けから、実験機会の増大、具体的には放電回数をできうる限り十分に確保するという観点も重要である。
1) -3 -1 重水素実験の課題と予想される成果
重水素の利用により、大きく３つの結果が生まれる。
磁場閉じ込めの根本的な要素にラーマー運動があるが、重水素イオンのラーマー半径が軽水素イオンのそれと比較して 2 倍大きいことが輸送機構に多様に作用する。この他にも原子過程や化学反応にも質量の違いが影響を与え、これらの基礎物理過程に同位体効果という視野の拡大が生じる。結果として閉じ込めおよびＭＨＤ安定性の改善に繋がるものと期待されると同時に、三重水素の振舞いに対する予測精度が飛躍的に高まる。
さらに、質量の異なった軽水素と重水素を混合することにより、イオンサイクロトロン共鳴（ICRF)加熱の選択肢が拡大されプラズマ加熱の効率化を図ることができる、NBI の重水素化により高い中性化効率を利用して、高エネルギー化、ひいては加熱パワーの増力を行うことができる、などの実験手法の拡大をもたらし、研究の多様性を生む。
以上の観点からの課題と予想される成果を以下に整理する。
（１）閉じ込めの改善
トカマク、ヘリカル系を問わず、トロイダルプラズマにおいては、輸送係数が規格化ラーマ
ー半径に比例して大きくなるいわゆるジャイロボーム型の輸送が基本的な輸送過程であると考えられている。ジャイロボーム型の輸送モデルでは質量 A に対してエネルギー閉じ込め
時間は A-0.2 の弱い依存性を示し、重水素では若干の閉じ込め劣化が予想される。大型トカ
マクでは、軽水素、重水素、三重水素を用いた比較実験によって、プラズマ中心部についてはこれを支持する結果もある、一方、輸送係数が質量 A の平方根程度で逆に改善される

226

という結果もある。さらにプラズマの閉じ込め性能そのものは中心部の局所的な性質だけに支配されるものではないことに注意が必要である。以下に述べる構造形成が関わる。これらの性質を基本的なところから明らかにしていく必要がある。
トカマクでは高い加熱パワー入力条件でプラズマが自発的に遷移を起こし、輸送障壁を形成することが知られており、ヘリカル系でも類似した現象が観測されている。
トカマクでは閉じ込め境界に障壁が形成されるＨモードにおいて、その遷移に必要な加熱パワー閾値が A-1 の依存性を示す。つまり、重水素実験条件では軽水素プラズマ条件よりも半分の加熱パワーでＨモード遷移が発生する。
H モードのペデスタル部の圧力および幅が A0.5 即ち、イオンのラーマー半径に比例する
実験結果がある。
H モード時の ELM 周期は燃料が重水素の場合、軽水素よりも長くなる。
H モードについてのトカマク実験から得られた知見を整理すると、重水素プラズマは軽水
素プラズマよりも、(a)低い加熱パワーで H モード遷移を起こし、(b)ペデスタルの圧力、幅とも大きくなり、(c)ELM 周期が長くなる。結果的にペデスタル部で稼ぐ蓄積エネルギーは A 0.5 に比例することにより、全体のエネルギー閉じ込めに対する同位体効果は A 0.41 として現れる。
すなわち、周辺部で温度密度が上昇し、中心部の若干の劣化があっても、総和として閉じ
込めが大きく改善する。
内部輸送障壁についても H モードと類似した性質がトカマク実験で観測されている。
以上のことから、LHD 実験において特に肝要なことは以下の点である。
ヘリカル系においても基本的な閉じこ込め性質がジャイロボーム的であり、ペデスタルの形成も観測されている。しかしながら、同位体効果は未確認である。重水素を用いた実験により閉じ込めの改善が期待され、またその結果をトカマクで得られた知見と比較検証することはトロイダルプラズマの包括的理解即ち外挿性の高い理解を得るために極めて重要である。
ヘリカル系特有の閉じ込め改善方法として新古典拡散による電場を利用するものがある。
重水素を用いることにより、電子ルートへの遷移が起こりやすくなる。生じた電場がイオンの閉じ込めを改善することが期待される。
閉じ込め改善の実現は、同じ加熱パワーに対して、プラズマパラメータ領域が高温、高密度領域へ飛躍的に拡大することを意味しており、経済的・効率的な戦略である。
（２）MHD 安定性の改善と安定性限界への試み
トカマクでは H モードペデスタルの圧力勾配が ballooning mode で決まっており、重水素を用いることにより、より安定化される（上記記述部分に関連）。
アルフベン固有モードについては、中性粒子ビームエネルギーが同じであればアルフベ
ン速度、ビーム速度ともに A0.5 で遅くなるので、重水素を用いても変化はないと考えられが、
重水素ビームの採用によりビームエネルギーを高くすることができれば、不安定化されやすくなる。特徴周波数が A-0.5 に比例して、重水素では下がるため計測精度および理論との比較研究の向上が期待できる。

227

現在のヘリカル系実験でのベータ限界はＭＨＤ特性よりもエネルギー閉じ込め時間と加熱パワーの積で決まっている。重水素実験により、閉じ込め改善と加熱パワーの増大を図ることができるので、ベータ値の増加を図り、ＭＨＤ安定性によるベータ限界へ近接し、ＭＨＤ
安定性が運転領域限界を規定すると予測される条件での実験研究が可能となる。
（３）加熱実験手法の拡大
NBI の加熱パワーを増大するには加速電圧を上げること（高エネルギー化）が効率的であるが、その場合シャインスルー損失が問題となる。これは高い温度達成を指向した低密度運
転において深刻である。重水素を用いれば荷電交換断面積が倍増するので高加熱パワーを倍増させても同じ吸収効率を確保できる。
NBI に重水素を用いることにより、ピッチ角散乱を起こす臨界エネルギーが増えるため、同じエネルギーに対してイオンに吸収されるパワーが増大する。ビームのエネルギーと電子温度の比が３０程度の場合、イオン加熱パワーは軽水素の場合、全体の１/４であるが、重水素の場合は１/３となる。また、軽水素プラズマへの重水素ビーム入射ではこの比は１/２に達する。このように、現状では電子加熱が支配的であるという拘束を同等のイオン加熱が行われる条件へ大幅に緩和することができる。
イオンサイクロトロン加熱は、軽水素マイノリティでの条件で行われる。マジョリティとして、ヘリウムを用いることも可能であるが、スパッタリングの軽減から重水素を用いることが望ましい。また He3 マイノリティ、重水素マジョリティの組み合わせも可能となる。
（４）水素同位体と壁との相互作用
燃料ガスとなる水素および重水素や、反応の結果生成するトリチウムは，プラズマ周辺部
から低エネルギーのイオン，あるいは比較的高エネルギーの荷電交換中性粒子として流出，対向壁に入射し，一部は固体壁中に蓄積する。水素同位体の対向壁面でのリサイクリングとそのプラズマ性能への影響を明らかにすることはプラズマ・壁相互作用研究の課題となる。
これらリサイクリングと蓄積の挙動には質量比による同位体効果があることが知られており，興味深い研究対象である。
1) -3 -2 重水素実験に取り組む際の方針（１）ＮＢＩの高エネルギー化による加熱パワー増大
前述したように、重水素実験に伴って加熱パワーを増強し、吸収パワー25MWを達成する
ことが目標の達成の手段として求められる。
重水素ビームはプラズマ中での吸収効率が高いため、加速電圧を増やして高エネルギ
ー化をはかっても、加熱効率を劣化させることはない。あるいは、加速電圧を上げなければ、ビームがプラズマの中心まで届かず、有効な加熱が得られないということになる。すなわち、加速電圧の増強によって、加熱パワーを増大しつつ、軽水素と同様の加熱吸収効率が得られることが期待される。このためには電源の増強とイオン源の改造が必要となるが、パワー増
強の効率的な手段たりえる。

228

また、重水素実験で発生する中性子およびトリチウムの多くは重水素ビームと重水素プラ
ズマの間の核融合反応によるものであり、この量は入射エネルギーと共に増加する。したがって、NBIの重水素化を図るに当たって、必要とされる技術開発要素、設備投資、および発生する中性子・トリチウムの量と、期待される効果のバランスを最適化することが必要である。
この最適化にあたり、考慮すべきことは比較的低エネルギーの垂直入射NBIの採用である。LHD実験計画当初は、ヘリカル系に特有な捕捉粒子の振る舞いを懸念し、損失の少な
い環状のプラズマに対して接線方向からの入射を採用した。このため、プラズマ中のビーム経路が長くなり、中心まで加熱を行うために高い加速電圧が必要となり、また、接線ポート径の制約からも収束がよいイオン源が必要なことから、180keVの負イオン源からなる設計がなされ、現在3ビームラインで14MWの入射が行われている。そして、従来の重水素化案ではこれらについて250keV程度に増強することとされていた。
この９年間の実験研究の進展に伴い、磁気軸を内寄せすることによる新古典拡散の最適化配位が、そこで心配されたMHD不安定性の影響が深刻なものでなく、プラズマ自身の閉じ込め及び、ICRFによって生成された高エネルギーの捕捉粒子の閉じ込めに優れていることが明らかとされた。これはLHD実験で得られた顕著な成果である。つまり、NBIの入射方向
が接線方向であるという制約は排除して考えてよいと判断されるに至った。
さらに、接線入射NBIは加速電圧が高いため、その加熱パワーの大部分がターゲットプラ
ズマの電子に吸収される。核融合条件では核融合で生じたアルファ粒子による加熱が同様に電子に対してもっぱら起こることに対応してはいるが、イオンの閉じ込め物理を研究するため現段階の実験にあっては必ずしも望ましい状況とは言えない。加速電圧を電子温度の15倍程度までに抑えれば、NBIの加熱パワーをターゲットプラズマのイオンに付与することができる。これは現在のLHDでは40-80keV程度に対応し、もし接線入射であれば、その長い経路長によって周辺部にしかビームは侵入できない。しかし、垂直方向へ入射することができれば、この程度の低いエネルギーでも、プラズマ中心を加熱することが可能である。
また、閉じ込め改善の観点からプラズマ中心部への高エネルギーの粒子補給を取り入れるべきであり、電流の大きなNBIを採用することが望まれる。
さらに垂直入射ビームの加速電圧は接線入射に比べて低く設定することになり、正イオン源を採用することになる。この場合、重水素化によってイオンビームから中性粒子ビームへの変換効率が改善し、加熱パワーを向上させることが容易となる。負イオン源の場合はこの変換効率は水素と重水素で変わらない。
これらの検討結果により、NBIの加熱パワーの増強は垂直入射NBIで進めることとし、実際、
平成17年度の第９サイクル実験から正イオン加速による40keVの垂直入射NBI（3MW）を稼動させている。
以上の状況を総合して、重水素実験への対応として以下の方針を採用する。
① NBI の重水素化および加速電圧の増強は垂直入射 NBI について行う。
② そのエネルギーは 60-80keV に最適値があると考えられる。今年からの実験結果に基づき、対費用効果を含めた判断をする必要があるが、80keV を主案として検討する。

229

重 水 素 実 験 前 の 垂 直 NBI2 ビ ー ム ラ イ ン で 入 射 加 熱 （ ポ ー ト 通 過 ） パ ワ ー を12MW(40keV)から 18MW への増強を図るものとする。
③ 接線入射 NBI はすでに高エネルギーであり、重水素化に際してエネルギーを増大させるには、垂直入射 NBI に比べて技術的な困難さおよび設備投資が大きくなる。このため、加熱パワーの増強は有利な点が多い垂直入射 NBI に因るものとし、接線入射
NBI の加速電圧の増強は行わない。一方、これらの接線入射 NBI の重水素化については、高エネルギー粒子に伴う特有の物理現象の研究や荷電交換反応の増大により低密度での加熱パワーを促進させ高いプラズマ温度を指向した実験には適切な手法足りえる。また、低密度時の加熱パワー吸収を改善し、高い温度を得る手段として重水素を用いることは有効である。したがって、既存の 3 ビームラインいずれも軽水素－
重水素運転の切り替えを容易にできる設備の準備を行う。エネルギーおよび入射加熱パワーは軽水素、重水素のいずれの場合もそれぞれ、180keV、14MW とする。ただし、重水素運転時は引き出し電流の劣化が予想されるため、これに対する措置の検討が必要である。
④ NBI の総加熱パワーは最大では 32MW となる。
⑤ 重水素ビーム入射実験は主として高加熱パワー時での研究に当て、必要な実験機会を確保し、機器の高負荷運転の繰り返し再現性を優先するため、放電時間は 3 秒を基本とする（従来の計画は 10 秒）。長時間運転については目的を絞り、見込みが十分ある場合については、全体計画での整合性を考慮し、合理的にそのショット数を定める。
以上の方針に基づいて、代表的な放電条件を以下にあげる。
まず、最大の性能を引き出すことができる条件として以下を仮定する。
・磁場強度： 3 T
・NBI 加熱： 180keV： 14MW(重水素) （ポート通過パワー）
80keV ： 18MW（重水素） （ポート通過パワー）
下図の突き抜け損失を考慮し、軌道損失は垂直の場合 18%、接線の場合はないとする。
1.0
D 80keV 垂直
H 180keV 接線
D 180keV 接線

突き抜け損失0.8

平坦な密度分布

0.6
0.4
0.2
0
0

2
4
6
8 10
線平均密度 (10 19m-3)

図３．６．１－2 線平均密度に対する NBI 入射電力の突き抜け損失の比率。

230

・ICH 加熱と ECH 加熱 ： 合わせて 3MW・閉じ込め時間 ISS95 則の 2 倍・電子とイオンの温度は等しいとする。
・密度は平坦な分布(1- 8)2、温度はパラボラ分布(1- 2)2、NBI 加熱吸収分布は 1- 2 とする。
この条件では、密度2 1019 m-3において、中心温度は10.3keVとなり、LHD計画の所期の温度目標条件にかなう放電が期待される。また、密度1 1020 m-3において、蓄積エネルギーは3.8MJとなり、3Tの強磁場においてもβ値が3%を越え、かつ高温（体積平均温度で2keV以上）のプラズマを実現できることが予想される。
（２）ICRF の増強と運転形態
重水素を利用することにより、水素マイノリティの標準的なICRF加熱実験が可能となる。定
常実験の加熱パワーを重水素実験期間中に現状の2MWから3MWへ増強する。
例として、目標に謳われている3MW での1時間放電については、<ne>=5×1019m-3, Te=Tiとし、重水素の利用による閉じ込め改善によって E=2 EISS95が得られたと仮定すると、温度は2.7keV, 蓄積エネルギーは1MJとなる。
（３）閉ダイバータ構造の導入による粒子制御性能の向上
これまでの重水素を用いた実験から、その同位体効果は大型装置もしくは中型装置であってもダイバータおよび壁コンディショングによって良好な粒子制御を実現できた場合により顕著に現れることが示唆されている。また、その差異の同位体効果は周辺プラズマのみならず、コアプラズマへ影響を及ぼしている。LHDはコアプラズマが原子過程の影響を直接には受けないだけの大きさを持っているが、良好な粒子制御によって、周辺プラズマでの原子過程による放射や運動量損失を抑制することが、重水素実験にとって重要となる。したがって、
閉ダイバータの導入による粒子制御性能の向上を合わせて考えることが求められる。
1) - 4 実験スケジュール
重水素実験計画は段階的に進める。
重水素プラズマ放電の回数は DD 反応生成物の積分量を以下に決める値を上限とし、(i) 開始初年度から６年間
年間最大中性子発生量2.1×1019 個
年間最大トリチウム発生量 37 GBq (1 Ci)(ii) 開始から７年目から３年間
年間最大中性子発生量3.2×1019 個
年間最大トリチウム発生量 56 GBq (1.5 Ci)
によって管理される。

231

実験計画の策定に当たって、年間総中性子発生量の制限の観点から放電回数の大略を推定する上で、この標準放電条件が多種多様な実験の平均として適切であると考える。これによると、後述する標準放電に換算して、初期 6 年間では年間 6400 秒、後期 3 年間では年間 9600 秒が許容範囲となる。1 ショット 3 秒とすると、それぞれ、約 2100 ショットと 3200 ショットとなる。
年間４ヶ月のプラズマ実験期間中の約４分の１から３分の１が重水素実験に充てられる。
NBI のコンディションニングの最適化時期は通常、この期間中に２回設けられ、各々の時期に合わせて重水素実験を効率的に実施することになる。
重水素準備期間および重水素実験は以下のように段階的に進める。総表を表３．６.1 - 1に示す。実験機会は５)に記された標準放電換算のショット数で表す。
（１）準備期間
前節にあげた項目について適切な準備を行う。特に垂直入射 NBI２ビームラインの
80keV・重水素化の整備、総中性子発生量計測、トリチウム処理装置は必須項目であり、かつクリティカルパスとなる可能性が高いため、重点的に配慮されるべきである。
表３．６.1 - 1 LHD における重水素実験スケジュール案（２）初年度中性子・トリチウムの扱い、計測・加熱機器の重水素実験対応についてのコミッショニングを行うための予備実験を実施する。法令に基づく規制課の許認可を受ける検査のための運転を行う。
許認可検査を含めて標準条件で 1000 ショット程度の重水素実験を行う。そこでは
１）トリチウムおよび中性子の発生を把握、制御するために必要な排気、計測機器の動作確
認２）NBI を中心とした、重水素プラズマ加熱機器の基盤整備

232３）輸送に対する質量比効果を検証するための閉じ込めデータベースの作成に着手を目的とする。
実験終了前の 2 ヶ月は軽水素放電を行い、重水素の置換履歴および重・軽水素運転の比較のためのデータを収集する。
（３）２年度目～６年度目
80keV 垂直重水素 NBI の加熱パワー増強のための調整、および 180keV 接線 NBI の重水素化を進める。平行して特に、中性子およびガンマ線計測機器の充実および既存計測の耐中性子化を図り、同位体効果の物理に取り組むとともに、閉じ込め障壁の形成などの閉じ込め改善に注目した実験を進める。
１）閉じ込めデータベースの構築
磁場配位、加熱、密度、ダイバータ、燃料補給の条件などを精査し、重水素化以前の軽水素のデータベースと比較可能なデータベースを整備する。このために初期 600 ショットから 5 年度目 200 ショット程度まで漸減させながら重水素実験を充てる。
２）ダイバータ運転の最適化および閉じ込め改善と輸送障壁の形成
この目的に年間 400-800 ショット程度の重水素実験を充てる。従来にない閉じ込め改善
モードが発見された場合は、この実験を１）、３）に優先させる。ダイバータにおいては長時間運転を見込んだ最適化も行う。ダイバータ運転と同位体効果による閉じ込め改善の協調効果を目指す。
３）ICRF/ECH 加熱
軽水素と重水素の混合ガスを用いた、ICRF のマイノリティイオン加熱の最適化を年間最大中性子発生量の 10 分の１未満の範囲で進める。アンテナ系を 5 ペアに増強するとともに、
高速イオンテールの形成に注目して、その物理モデルを構築し、中性子発生量の推定の精度を高める。ECH 加熱では局所加熱電力の増大によるプラズマポテンシャルの制御による閉じ込め改善実験を進める。
４）高速イオンの閉じ込め・α粒子シミュレーション・MHD
NBI や ICRF によって発生される高速イオンの閉じ込め性能の評価を進め、将来の核融合炉のα粒子閉じ込めの評価に資す。MHD については、高速イオン励起の MHD 不安定
性がもたらす、損失に注目した研究を進める。この目的のために年間 400-600 ショット程度の重水素実験を充てる。
５）新しい概念の実験
LHD で有効なプラズマおよびその環境を利用して、核融合の分野に留まらない、分野間の連携を目指した学際的研究を広く受け入れ、7 年度目以降の本格化を目指して全体計画

233

の 1 割程度までの範囲において予備実験を行う。
（４）７年度目～９年度目
年間の中性子発生量の管理値を 1.5 倍とする。この重水素実験計画のまとめの時期において、特記すべきことは以下の 3 事項である。
１） 重水素実験開始後 6 年間で得られた知見を体系的に総合して、総合機能への統合を図る。もって、ヘリカル系核融合炉の展望を明らかなものとする。
２） ICRF を中軸とし、ダイバータ機能の応用と合わせて高性能プラズマの長時間保持を実証する。
３） 重水素実験終了後の LHD の再利用までを考慮しつつ、学術的な応用実験をとりあげ、以後の展開を図る。
（５）１０年度目
実験終了後の管理および新しい目的での LHD の活用が容易となるようトリチウム除去、放射化物低減のための後処理を行う。
1) - 5 中性子・トリチウム発生量評価
以下に運転回数を制限する要素となる中性子およびトリチウム発生量について考察す
る。
（１）NBI 加熱によるもの（A）想定最大中性子発生率
中性子が最も多く発生する条件は３．３．２（１）で述べた NBI を中心として加熱能力が最大となる場合から得られる。これらを基にしたプラズマパラメータと中性子発生率の計算結果を
図３．６．１－3 に示す。
総吸収パワー

2 1016

10

30

8
20

6
蓄積エネルギー

10

温度

4
2

0
0

蓄積エネルギー(MJ)
中心温度(keV)

総吸収パワー(MW)120
1 2 3 4 5 6線平均密度 (10 19m-3)

中性子発生率(個/秒）

40

総中性子
プラズマでの反応

1 101600

1 2 3 4 5線平均密度(10 19m-3)6

図３．６．１－3 最大加熱条件時の線平均密度に対する総吸収加熱パワーとその時のプラズマパラメータ(左図)および中性子発生率(右図)。

234

最大中性子発生率は密度が 2.5 1019 m-3 で見られる。これらの結果より、最大中性子発生率が想定される運転条件は上記加熱条件に加えて、下記のようになる。
線平均密度2.5 1019 m-3
総加熱吸収パワー 27.7 MW
中心温度9.46 keV
蓄積エネルギー
1.77 MJ
中性子発生率1.91 1016 個/秒 （このうち熱中性子反応は 5.98 1014 個/秒)となる。また、3 秒間の放電１回で生じるトリチウム量は 0.10GBq (2.7 10-3Ci) となる。
(B)標準放電
中性子発生の最大想定条件は加熱入力が最適化された理想的な状態であり、平均的に見て、この 6 割程度の加熱入力が多くの実験に供せられると考えられる。180keV 接線入射については 1 機のみを重水素運転するとする。すなわち、入射加熱パワーとして、80keV 垂
直入射 10.8MW、180keV 接線入射は軽水素ビームが 5.4MW、重水素ビームが 3MW とする。
さらに、ICH、ECH については複数の加熱を組み合わせる複合加熱にも特殊な有効条件と研究開発要素があるため、ここでは用いないものとする。
さらに、閉じ込め磁場配位などを調べるために変化させるので、平均的には ISS95 則に対する改善度は 1.5 を仮定する。
磁場は 3T とする。
密度を変化させた時のプラズマパラメータと中性子発生率の計算結果を図３．６．１－4 に示す。

4 1015

蓄積エネルギー

12

温度

10
8
6

10

4
2

0
0

中性子発生率(個/秒）20

総吸収パワー

蓄積エネルギー(MJ)
中心温度(keV)

総吸収パワー(MW)

30

0
0

0
1 2 3 4 5 6線平均密度 (10 19m-3)

総中性子プラズマでの反応

2 1015

1 2 3 4 5線平均密度(10 19m-3)6

図３．６．１－4 標準放電時の線平均密度に対する総吸収加熱パワーとその時のプラズマパラメータ(左図)および中性子発生率(右図)。

これらの条件での、中性子発生は密度に対して比較的変化は小さく、最大値は(A)と同じ

235

く 2.5 1019 m-3 の密度で生じ、その値は(A)の想定最大値約６分の１となる。
線平均密度
2.5 1019 m-3
総加熱吸収パワー 13.5 MW
中心温度
5.28 keV
蓄積エネルギー
0.99 MJ
中性子発生率3.28 1015 個/秒 （このうち熱中性子反応は 9.69 1013 個/秒)となる。
3 秒間の放電１回で生じるトリチウム量は 0.017GBq (4.7 10-4Ci) となる。
許認可申請に当たっては最大中性子発生率の 3 分の 1 程度となる条件を検査用放電とすることが求められるとすれば、この放電条件では中性子発生率が不足しており、もう 1 機の180keV 接線ビームの重水素化が求められる可能性があるため、許認可条件と NBI 整備計
画との合理的な合致を今後、詳細に詰める必要がある。
この検討においては、加熱吸収分布を固定した計算を行っているため、閉じ込め改善などを見込んだ特に中程度の密度領域における加熱吸収分布の影響と効果を今後の実験において明らかにし、実験機会回数の考え方とのバランスにおいて判断していくことが必要である。
また、垂直入射 NBI のエネルギーを 60keV とした場合は、ビームとプラズマとの核融合反応が軽減され、80keV の場合と比べて、中性子発生率はおよそ１割減る。
（２） ICRF 加熱による定常実験
水素マイノリティの標準的な ICRF 加熱実験では、重水素はバルクプラズマであって、高エネルギーに加速されないと考えられるため、バルクプラズマでの DD 反応を考慮すればよ
いと考えられる。しかしながら、加熱モードによっては高エネルギーの重水素が発生することは否定できないため、特に放電時間を 10 秒までに限った条件から研究を進め、加熱機構を明らかにしつつ、全体計画に支障をきたさない範囲で長時間化を図る。上述の 3MW での 1
時間放電（<ne>=5×1019m-3, Te=Ti=2.7keV)について、バルクプラズマ中での DD 熱核反応を考えると中性子発生率は 2.9×1013 個/秒であり、1 時間で、1.0×1017 個となる。この仮定が正しければ、長時間 ICRF 運転も実現可能と考えられるが、イオン温度に敏感な領域であり、実験データの蓄積による判断が必要である。
（３）中性子発生量についてのまとめ
以上の中性子発生量の予測をトリチウムの発生量および実効線量当量と合わせて表３．
６.1 - 2 にまとめた。ICRF 加熱による定常放電（1 時間）では、中性子およびトリチウムの発生
量は最大中性子発生率が想定される実験のほぼ 2 回分に相当する。

236

表３．６.1 - 2 各種放電条件における実験放電 1 回当たりに発生する中性子とトリチウム量

運転条件

放電時間

中性子
発生量

トリチウム量

従前の標準放電
NBI 250keV, 20MW

10 秒

2.4 1017 個

0.41GBq(1.1 10-2Ci)

今回検討の中性子最大発生率を伴う放電
NBI 80 keV, 18MW
180 keV, 14MW など

3秒

5.7 1016 個

0.10GBq(2.7 10-3Ci)

今回検討の平均放電
NBI 80 keV, 10.8MW
180 keV, 8.4MW など

3秒

9.8 1015 個

0.017GBq(4.7 10-4Ci)

3600 秒

1.0 1017 個

0.17GBq(4.6 10-3Ci)

ICRF 定常放電

1) – 6 まとめ
これまでの9年間の水素を用いた実験により、物理・工学研究の両面において所期の目標に対し、現在の実験条件では十分に評価できる結果を得てきた。プラズマパラメータにおいてトカマク方式と同等の性能を出しており、プラズマの安定性、定常保持能力ではヘリカ
ル方式の特長を十分に実証してきた。しかしながら重点研究課題の中で残された研究課題も多くあり、将来のヘリカル系核融合炉を目指した研究には、この研究課題のさらなる進展が不可欠となっている。ここに述べた重水素実験計画により、これらの課題の研究を進展させることが出来ると考えている。閉じ込めの改善と加熱パワーの増強、ダイバータの強化、計測の充実等により、新たにパラメータ領域と物理研究領域を拡大し、ヘリカル系の核融合炉の設計をより明確におこなうことを可能とするデータが得られると期待される。大型トカマク装置のデータと比較することにより、環状閉じ込め装置の高温プラズマ物理に対し総合的理解が一層すすむことも同時に期待されている。
ここに示した重水素実験計画については、運営会議の下に「LHD における重水素実験計
画検討小委員会」が設けられ、これらの計画と検討内容について学術的観点に重点を置き検討していただいた。委員会における検討は報告書にまとめられており、LHD の成果と計画について時宜を得た適切な計画との評価を戴いている。

237

２）閉ダイバータ
ＬＨＤでは主として、ヘリオトロン型磁場配位に備え付けのダイバータ磁力線構造を用いたヘリカルダイバータ配位においてプラズマ実験を行っているが、主プラズマの閉じ込め性能のさらなる向上及び高性能プラズマの長時間保持を目的として、ヘリカルダイバータの閉構造化・高性能化を計画している。バッフル構造を設置してダイバータ室を形成し、ダイバータ板上で再結合した粒子やダイバータ板から発生した不純物がダイバータ部から流出することを防ぐことを閉構造化という。閉構造化とともにダイバータ部に排気装置を設置することにより、効率的なリサイクリング及び不純物制御、及び長時間放電における粒子制御が可能となる。本節ではヘリカルダイバー
タの閉構造化に関する準備研究状況について記述する。
３．６．２．１ ヘリカルダイバータの磁力線構造
図３．６．２－１に LHD におけるヘリカルダイバータ配位
磁場構造の概要を示す。ヘリカ
ルダイバータ配位では明確な X
点は存在しない。最外殻磁気面
直ぐ外側には、磁気島同士が重なり合った領域であるエルゴ
ディック領域が形成されている。さらにエルゴディック領域の外側には、磁力線が真空容器で終端されることにより生じる、磁力線の折りたたみ構造をもったヒゲ領域が形成されている。エルゴディック領域の磁力線は、トーラスを周回する間に径方向にも移動するため、ト
カマク型装置のような層構造を形成するのではなく、エルゴ
ディック｢領域｣を形成する。エルゴディック領域の磁力線はさらに、ヒゲ領域を通り、残留X 点（residual X-point）を経て最後はダイバータ板に接続する。図３．６．２－２に、縦長断面上部における開いた磁ヘリカルコイル

RR

真空容器
ダイバータ板図３．６．２－１ LHD ヘリカルダイバータ配位におけるポロイ
ダル磁力線貫通図。左は横長断面、右は縦長断面を示し、それぞれの左側が装置中心方向である。左図橙ハッチング部が閉じた磁気面領域、赤太線が最外殻磁気面を示す。

図３．６．２－２ LHD の縦長断面上部の開いた磁力線領域の磁力線貫通プロット拡大図。図中、Rax は磁気軸位置、M はポロイダルモード数、LCFS は最外殻磁気面をそれぞれ示す。

238

Lc (km)

力線構造の拡大図を示す。M はポロイダ
ルモード数、LCFS は最外殻磁気面をそ
10 3
X-point
れぞれ示す。HD 配位の開いた磁力線領
LCFS
10 2
域の構造は、｢タマネギの皮｣に例えられるトカマク型装置の開いた磁力線領域
10open field lines layer
及びダイバータ部と比べると複雑であ1
ることが分かる。さらに、運転磁場配位
4.5
4.6
4.7
4.8
4.9
5
R (m)
（この図の場合、磁気軸位置）により、磁場構造が変化することがわかる。図３． 図３．６．２－３ LHD の横長断面赤道上（トーラス
６．２－３に、LHD 横長断面におけるト 外側部）における磁力線接続長分布ーラス外側赤道上の磁力線接続長分布110を示す。この図は、磁力線追跡計算の出
Rax=3.6m
Rax=3.75m
発点を LHD 横長断面上の赤道面に並べ、010
それぞれの点から真空容器までの磁力線に沿った長さを求めた結果である。磁-110力線長分布は複雑な構造を示し、最外殻-2磁気面近傍の接続長は数千 m に及んで
10
120 140 160 180 120 140 160 180
いることが分かる。トカマク型装置の場
Position (mm)Position (mm)
合、接続長の分布は大半径と安全係数で
図３．６．２－４ トーラス内側のダイバータ板に接決まり、その分布はなめらかな曲線にな 続する磁力線の接続長分布。横軸はダイバータる。また、磁力線の接続長は高々100m 板上の位置を示す。
程度である。ヘリカルダイバータ配位の最外殻磁気面近傍の磁力線長はそれに比べて極めて長いといえる。このような長い磁力線が、最外殻磁気面近傍に、またさらに外側に離散的に存在している。最外殻磁気面近傍はエルゴディック領域であり、また離散的に現れる構造をヒゲ構造と呼ぶ。ヒ
ゲ構造とヒゲ構造の間には、接続長分布が平坦な領域が存在し、これを間ヒゲ領域、またはラミナー（Laminar）領域と呼ぶ。この領域の磁力線はエルゴディック領域中には入らず、従って最外殻磁気面には近づかない。またこの領域の磁力線群は、エルゴディック層中の磁力線群とは異なり、揃って壁と壁をつないでいる。磁力線追跡計
算の空間分解能を上げて見ると、ヒゲ構造の中も、エルゴディック領域に繋がるような長い磁力線群と間ヒゲ領域から形成されていること、すなわち、フラクタル構造を有していることが分かる。図中 X-point 外側の磁力線は 10m 以下の短い磁力線群であり、図中の開いた磁力線領域（Open field lines layer）の中に入ることなく、その周りを動き、トロイダル１セクション程度で壁と壁をつないでいる。LHD の場合、本図で示した位置は開いた磁力線構造領域が最も広がる位置であるが、その領域は約30cm の幅をもって存在していることが分かる。この領域の広がりが最も小さくなるヘ
リカルコイル直下でも、その幅は数 cm にわたる。図３．６．２－４に、トーラス内側に設置したダイバータ板に接続する磁力線の接続長分布を示す。開いた磁力線領域239

Poloidal angle, 。( )のヒゲ構造や間ヒゲ構造がそ
5
10
15
20
25
0
outboardのままダイバータ板に接続しRax=3.75m
Rax=3.6m
150
150ていることが分かる。また、ダ100100
イバータ板に接続する磁力線
top
red
red
50
50
構造も、運転磁場配位によって変化していることが分かる。図00inboard
中左の磁気軸位置 Rax=3.6m の-50-50
場合は複数のヒゲ構造が、またbottomblue -100-100
blue
右の Rax=3.75m の場合は一つ
-150
-150
のヒゲ構造がダイバータ板にoutboard
0
20
40
60
0
20
40
60
接続しているが、前述のように、Toroidal angle, (°)
空間分解能を上げて見ると、これらもフラクタル構造をもち、 図３．６．２－５ ランダムウォーク過程を取り入れた磁力線追跡計算による、ダイバータ上の粒子負荷分布予測。磁力線追ヒゲ構造と間ヒゲ領域から形 跡の出発点は最外殻磁気面近傍に設定。図中の red, blue
は、図３．６．２－６（ｂ）図に対応している。
成されていることが分かる。
トカマク型装置のダイバータでは、トロイダル磁場成分がポロイダル磁場成分に比べて非常に大きく、X 点近傍からダイバータ板までの磁力線長が長いのに対して、ヘリカルダイバータ(HD)配位ダ
イバータ部はヘリカルコイルの平均小半径よりも外側に位置するため、ポロイダル磁場成分がトロイダル磁場成分よりも大きく、したがって、残留 X
点からダイバータ板に至る磁力線長は、エルゴディック領域
から繋がる磁力線でも間ヒゲ領域の磁力線でも 2, 3m 程度でしかないことも HD 配位の大き
Top
36°
72°
=0°
な特徴である。このため、HD
LP#1
配位ではダイバータ板に接続
LP#5
Outboard
Inboardする磁力線構造がヘリカル方LP#4
Outboard
向にも不均一である。図３．６．
LP#2
LP#3
２－５に、ランダムウォーク過程を取り入れた磁力線追跡計
Bottom算による、ダイバータ上の粒子
図 3.6.2-6 (a) LHD におけるダイバータ板列、(b) ダイバータ
負荷分布予測結果を示す。磁力 板列拡大図。(b)において、赤、青でハッチングしたダイバー
線構造を反映し、ヘリカル方向 タ板には熱電対を、LP#1-5 と示したダイバータ板には静電プローブアレイをそれぞれ埋め込んでいる。
にも不均一になっている。また、

240

運転磁場配位によって、粒子負荷分布が大きく変化していることも分かる。

oTemperature( C)

３．６．２．２ LHD のヘリカルダイバータ ～設備の現状～
LHD では、設計当初の標準的な運転磁場配位であった磁気軸 3.75m 配位を基準に、磁力線追跡計算結果を基に、ダイバータ板を配置した。図３．６．２－６(a)に LHD におけるヘリカルダイバータ板の配置を示す（トーラス半周分）。特に、赤と青で色をつけたダイバータ板列を同図(b)に示している。ダイバータ板の総数は１７００枚程度であり、その材料には等方性黒鉛（東洋炭素ＩＧ－４３０Ｕ）を用いている。
図 3.6.2-7 に、ダイバータ板構造を示す。ステンレス製（SUS316L）の水冷配管に、銅製のヒートシンクをボルトで機械的に接合し、そのヒートシンクに等方性
黒鉛製のダイバータ板をボルトで機械的に接合している。ダイバータ板構造の開発は、核融合科学研究所の電子ビーム照射装置 ACT において行われた。
最もダイバータ板の温度が上昇するのは、高加熱パワーで数秒程度の短時間放電よりも LHD の実験目標である加熱
ダイバータ板 銅ヒートシンク
入力３MW の１時間放電である。ACT における実験では、加熱入力の半分は放射損失で壁へ失われ、残りの 1.5MW が冷却配管
ダイバータへ流入すると仮定し、さらに HD の３次元構造によるピーキング 図３．６．２－７ （上）ＬＨＤ真空容器内のダイバータ
板列、（下） ダイバータ板構造
ファクターを２として、0.75MW/m2 の熱Heat Flux (MW/m2)00.2
0.4 0.6 0.8
11.2
負荷に耐えうるダイバータ板構造の開1000ss発を目指した。図 3.6.2-8 に ACT におPresent
800
umodule
ける実験結果を示す。現在 LHD に設置
s u
しているダイバータ板構造は、熱流束
u
600
2
L
が 0.4MW/m を超えると、熱負荷と温度L400の関係が線形からずれる。これは銅ヒLートシンクの温度が 200℃を超えると、200
New module with SS bolts
ヒートシンクが変形し、ダイバータ板
New module with TZM bolts
0との熱接触が劣化するためである。ヒ
0
1
2
3
4
5
6
Heat
Load
(kW)
ートシンクは変形すると元に戻ることはないため、以後の実験に支障を来す 図３．６．２－８ ダイバータ板構造熱負荷試験結可能性がある。LHD では、１９９８年 果。各熱負荷条件における定常状態での温度を示す。青線は現在設置されているダイバータ板、緑及の実験開始から現在まで、ダイバータ び赤線は最近開発された改良型ダイバータ板。図
板で発生した不純物やリサイクリング 中 s, u. L はそれぞれ、ダイバータ板表面、ヒートシン
ク上部、ヒートシンク下部を示す。

241

粒子を積極的に制御するような設備（例えば排気装置）は設置していない、いわゆる｢開いた｣HD 配位において実験を行い、LHD における HD プラズマ特性の研究を進めている。
３．６．２．３ ＬＨＤのヘリカルダイバータプラズマ特性
ヘリカルダイバータプラズマ特性研究は、主としてダイバータ板に埋め込んだ静電
プローブアレイ及び熱電対を用いて行っている。静電プローブアレイにより、ダイバータ板へ流入するイオン束と、ダイバータ板に接続する磁力線構造の関係が明らかにされている。図３．６．２－９に、両者の関係をいくつかの運転磁場配位について示す。イオン束（イオン飽和電流）分布のピークは、数百 m 以上の長い磁力線群の位置にあることが分かる。長い磁力線群はエルゴディック領域につながる磁力線群であり、したがって最外殻磁気面近傍を周回する。そのため、これら長い磁力線群が主たる熱と粒子輸送のチャンネルとなっていると考えられる。磁力線の接続長は、イオン－イオンあるいは電子－電子衝突の平均自由行程に比べて長く、そのため磁力線を横切る輸送も無視できない。間ヒゲ領域において、ピークに比べて少なくないイオン束が観測されていることが、そのことを示している。一方、磁力線長が 10m より短い領域は、
図３．６．２－３において X-point よりも外側の領域に相当し、この領域へのイオン束分布の広がりは、拡散で理解できる程度である。３．６．２－１０は図３．６．２
0.02

4

Rax3.5m

10

1

10

4

10

3

4

2

10

1

0

0
20 40 60 80 100 120
probe position (mm)310

Iis (A)

Rax3.9m
0.01

2

10

1

10

0
0.08

0

Rax3.6m

10

0
0.02

5

10
10

0.04

0.01

2

10

1

Lc (m)

10

2

Rax3.53m

10

10

0
0.01
Iis (A)

Lc (m)Lc (m)103

Lc (m)Iis (A)

1

10

Iis (A)

Lc (m)

0.01

2

10

10

Rax3.75m

3

3

10

4

0.02

4

10

Iis (A)10

0
20 40 60 80 100 120
probe position (mm)

図３．６．２－９ トーラス内側ダイバータ板に設置した静電プローブアレイ（図３．６．２－６ (b)中の LP#1）における、磁力線構造とイオン束（イオン飽和電流, Iis）分布の関係。実線は磁力線長（Lc）を、●はイオン飽和電流をそれぞれ示す.

－５に示した、磁力線追跡計算によるダイバータ粒子負荷分布予測と、熱電対で計測

242

10

3

10

2

10

1

10
upstream

10

upstream

EMC3-EIRENE#2926510

divertor

10

Radiation collapse01

ne (1019 m-3)

1

Exp.

ne (1019m-3)

Te (eV)

Particle number (cal.)Normalized temperature rise

したダイバータへの熱負荷分布の比2150Rax=3.6m
較である。両者は定性的に一致している。粒子負荷分布は磁力線構造を反映
1001しており、エルゴディック領域につな
50
がる磁力線群が接続する領域で大きな粒子負荷が予測されているが、熱負00
荷についても同様であることが示さ
Rax=3.75m 2150れた。また図３．６．２－６ (b)に示100
した複数の静電プローブアレイでの1観測から、粒子負荷についても実験と50
計算は定性的に一致することが確か
00
められている。これらの観測から、複0 10 20 30 40 50 60 70
Toroidal angle (°)
雑な磁力線構造と３次元構造をもつ
ヘリカルダイバータ配位においても、 図３．６．２－１０ エルゴディック領域につながる磁
磁力線追跡計算により、熱及び粒子負 力線の本数（particle number）と、熱電対で計測したダイバータ板の温度上昇分布。前者は図３．６．２－
荷分布を予測することが可能である ５を、横軸にトロイダル角をとって書き直した分布でことが示された。この結果は、将来の ある。実線及びバーの色は、図３．６．２－６（ｂ）に対応している。
ヘリオトロン型核融合炉設計においても、ダイバータへの熱・粒子負荷分布を予測し得るという点において重要である。
次に、開いた磁力線領域の最下流であるダイバータ部と、上流である最外殻磁気面近傍のプラズマパラメータの関係について、図３．６．２－１１に示す。ダイバータ部の電子密度・温度は静電プローブにより、最外殻磁気面近傍の電子密度は FIR 干渉計、電子温度はトムソン散乱計測により得られた値である。横軸は線平均電子密度である。ダイバータ部の電子密度・温度が、ともに上流の値に比べて一桁近く低下して

10

0

EMC3-EIRENE

divertor-1

1#2926510

ne (1019 m-3)

図３．６．２－１１ ダイバータ部及び最外殻磁気面近傍（upstream）の電子温度（左）、電子密度（右）比較。●及び○は蓄積エネルギー最大のタイミングにおける計測値、赤線及び青線は
EMC3-EIRENE コードによる計算値をそれぞれ示す。黒の実線は、１つの放電（#29265）における電子密度・温度の時間変化を示している。PNBI～４－５MW、Rax=3.75m。

243

いることが一つの特徴である。この結果は、磁力線方向の圧力保存が成り立っていないことを示している。線平均電子密度の増大につれ、最外殻磁気面近傍の電子密度も増大する。一方、電子温度は線平均電子密度に弱く依存して低下している。ダイバー
タ部の電子密度・温度も、上流の密度・温度と同様の変化をしているが、線平均電子密度が 6 1019m-3 程度になると、電子温度は上流の変化に比べて急速に低下し、電子密度も同様に低下する。トカマク型装置のダイバータにおけるダイバータデタッチメン
トに似た現象である。トカマク型装置のダイバータに比べて、上流電子密度の増加に対して強い依存性をもってダイバータ電子密度が増加する高リサイクリング状態が観測されていないことは特徴といえる。ダイバータデタッチメントは、ダイバータの熱及び粒子負荷を低減することができるため、高性能プラズマの長時間保持の観点から有用であるが、現在までのところ、LHD ではこの状態を安定に維持できておらず、ダイバータ板へのイオン束が全周にわたって大きく低下し、上流の電子密度・温度まで低下する完全デタッチメント、あるいは放射崩壊に至っている。
図３．６．２－１２に、ダイバータ部中性粒子圧力の線平均電子密度依存性を示す。
1020m-3 に近い高密度放電でも、中性粒子
e-210
圧力は高々10 Pa のオーダーである。ダ
イバータ部の高い中性粒子圧力は、ダイバータ部での排気によるリサイクリン
グ粒子制御にとって必須であるが、このpellet injection
値はトカマク型装置のダイバータ部に1
比べて一桁程度低い。LHD のダイバータ
Radiation
collapse
部中性粒子圧力が低い原因の一つとし中性粒子圧力(mPa)
Neutralpressure (mPa)nて、図 3.6.2-6 で見られるようなダイバ
ータプラズマの３次元構造が挙げられ0.1
る。例えば Rax=3.6m の場合、トーラス
1
10
19
-3
19
-3
内側では強いリサイクリングが起きて
ne,bar (10 m ) m )線平均電子密度(10いるが、トーラス上下部にはほとんどプ 図３．６．２－１２ 縦長断面位置におけるダイバー
ラズマが来ない領域があるため、リサイ タ部中性粒子圧力の線平均電子密度依存性。
クリング粒子はそのような場所から容易にダイバータ領域を抜け出すことができる。また、先に示したように上流に比べてダイバータ部は比較的低い電子密度が低いこともあり、HD 配位はダイバータ部での粒子遮蔽効率が悪いと考えられる。

244

245

ne,bar (1019m-3)

53563
53573
53583

evacuated atoms (1020 atoms)

ne,bar (1019m-3)

Fueling (Pam3/s)

1024 atoms

この節の最後に、壁ポンプについて示す。真空容器壁やダイバータ板
3は、ある程度水素などの燃料粒子を
puff & pellet
2
吸蔵することができる。すなわち、ポンプとして働き得る。ＬＨＤは真1
空容器温度が 95℃で制限されている
evacuated
0
ため、プラズマ対向材中の水素蓄積
53550 53575 53600 53625
飽和量は比較的大きいと考えられる。
shot#
図３．６．２－１３は、ある実験日 図３．６．２－１３ ある実験日において、ガスパフとペに、真空容器中にガスパフ及びペレ レットにより供給された粒子数と、真空排気設備によりットにより供給された粒子数と、真 排気された粒子数。
空排気装置により系外へ排出された53563
粒子数を示している。両者の差し引
10
250
53573
53583
きが壁に吸蔵された粒子数になる。
8200
53584 (w/o fueling)
この実験日の場合、供給された粒子6150のうち、排気された粒子数は約 20％4100程度であり、壁ポンプに飽和の兆候
250は見られていないことが分かる。壁00に蓄積された粒子数は 1024atoms のオ
0.2
0.4
0.6
0.8
1
time (sec)ーダーであり、ＬＨＤのプラズマ対
19 -3
向 面 面 積 約 700m2 で 平 均 す る と 、 図３．６．２－１４ 6 10 m に到達するのに必要な1021-1022atoms/m2 のオーダーになる。 ガスパフ量の変化。
この値は、実験期間を通してプラズ
6200
マ対向面上に設置されていた材料プ
5150
ローブに最終的に吸蔵されている粒4子数と同じオーダーである。またダ
3100
2
イバータ板にも同程度の粒子が吸蔵501されていることが分かっている。図00３．６．２－１４は、電子密度でガ
53584
53586
53588
53590
shot#
スパフの帰還制御を行った放電シリーズにおいて、密度とガスパフ量の 図３．６．２－１５ 連続した、ガスパフ無し放電におけ時間波形を示している。放電が繰り る到達密度と排気された粒子数。
返されると、必要なガス量が減少していき、最後にはガスパフをしなくても目標電子密度まで到達していることが分かる。
この場合、電子密度は壁からの放出ガスとリサイクリングのみで保持されており、外部からの密度制御はできない状態になっていると言える。図３．６．２－１５は、先の図で示した放電に続いて、ガスパフなしの NBI 放電を繰り返した際の、各放電での到達密度と排気された粒子の積分量を示している。放電を繰り返すにつれて、到達密度は低下し、最終的には 1 1019m-3 程度で一定になっており、密度の制御性は回復している。これらの放電で排気された粒子数は 1022atoms のオーダーであり、これは１回のガスパフ放電で壁に吸蔵される粒子数と同程度である。図 3.6.2-14 と 15 から、これらの放電までに壁に吸蔵されている粒子数 1024atoms のオーダーの 1％を排気することで密度制御性が回復したことになる。またこれらの結果は、壁は飽和はしないが、壁ポンプの容量は放電を重ねることにより低下することを示している。
３．６．２．４ ローカルアイランドダイバータ配位実験からの知見

Te (keV)ne (1019m-3)

Te (keV)ne (1019m-3)

ローカルアイランドダイバータ（LID）配位実験は、粒子排気が主プラズマ閉じ込
め性能にどのように影響を及ぼすかを調べるために行っている。図３．６．２－１６に LID 配位の概要を示す。外部擾乱磁場を印加し、閉じた磁気面周辺部に m/n=1/1 の磁気島を形成する。磁気島幅が最m/n=1/1 island separatrix
大となる横長断面位置に、トーラ
baffleス外側ポートから、ダイバータ板（ダイバータヘッド）と排気ダク
LCFS
LID
ト（ｂａｆｆｌｅ）から成る閉ダ
core
head
イバータモジュールを磁気島内に
plasma挿入する。閉ダイバータモジュー
to pumpルの後方には強力な排気装置が備えられている。この配位では、最 図３．６．２－１６ ローカルアイランドダイバータ（ＬＩＤ）配外殻磁気面は磁気島の内側セパラ 位の概要
60
1.8
トリクスで規定され、外側セパラ
LID
トリクスはダイバータレグとなる。
401.2
主プラズマから漏れ出すプラズマ
は、磁気島の磁力線に導かれてダ
20
0.6
イバータヘッドへ流入する。外側00
セパラトリクスとダイバータヘッ
60
1.8
ドが接続する位置を、排気ダクト
HD
40
1.2
の内側に置くことにより、ダイバータヘッド上で中性化したリサイ
20
0.6
クリング粒子を効率的に排気することが可能である。実際この配位
0
0
2.5
3
3.5
4
4.5
5
では、排気粒子数は供給粒子数のR (m)80％以上に達している。図３．６．
図３．６．２－１７ ＬＩＤ及びヘリカルダイバータ配位にお２－１７に、LID 配位で見出された、 いて、ペレット入射による燃料供給放電で得られた電子
内部拡散障壁（Internal Diffusion 密度（赤）・電子温度（青）分布。（上）ＬＩＤ配位で得られBarrier, ＩＤＢ）を備えた密度分 た内部拡散障壁を備えた密度分布。（下）ヘリカルダイバ
ータ配位で高密度放電を繰り返している最中の分布。
Rax=3.75m。
246

布を示す。中心密度は 4 1020m-3 を超えて、非常に高くなっていること、中心部で急な密度勾配が形成されていること、シャフラノフシフトにより、密度・温度分布のピー
ク位置が真空磁気軸位置（R=3.75m）から大きく外側へずれていること、が分かる。
一方、同図下図に示すように、高密度放電を繰り返し行っている場合、ヘリカルダイ
バータ配位放電時の分布には急な密度勾配は見られない。このことから、ＩＤＢ形成にはリサイクリングの制御が必要である可能性が示されている。
ＬＩＤ配位は粒子制御性能に優れるが、ダイバータヘッドの受熱面積が極めて小さ
く、高性能のプラズマを長時間維持することは難しい。そこで、ヘリカルダイバータの閉構造化・高性能化を計画している。
３．６．２．５ ヘリカルダイバータの閉構造化・高性能化検討
３．６．２．３節で示したよ
うに、ヘリカルダイバータ配位におけるダイバータプラズマ特性についての理解は進んでいる。
これを踏まえて、主プラズマの閉じ込め性能を向上する計画の１つとしてヘリカルダイバータの閉構造化・高性能化を計画している。
図３．６．２－１８ ヘリカルダイバータの１つの閉構造化案
バッフル構造の設置によりダイバータ室を形成し、ダイバータでリサイクリングした粒子がダイバータ部から流出することを防ぐ。すなわち閉構造化である。図３．６．２－１８に閉構造ヘリカルダ
イバータの概要図を示す。これにより、ダイバータ部の中性粒子圧力を上昇し、ダイ
バータ排気系の設置およびペレット入射による燃料粒子の中心供給と組み合わせる
ことにより、効率的なリサイクリング及び不純物制御が可能となる。リサイクリング
粒子をダイバータ部に閉じ込めることにより、プラズマ周辺部の中性粒子圧力を減じることができる。これにより、ＬＩＤ配位で得られているＩＤＢ形成を伴う超高密度プラズマを、ヘリカルダイバータ配位で再現性よく得ることができる。また、ダイバータ部の中性粒子圧力が上がることで、ダイバータデタッチメントを安定維持することができる可能性がある。
効率的な閉構造化を行うため、中性粒子輸送コードＥＩＲＥＮＥを用いた計算を行っている。磁気軸位置 3.60 m の磁場配位を基準としている。この磁場配位では、ダイバータへの熱・粒子負荷はトーラス内側で大きいことが、図３．６．２－５及び１０で示されている。したがってリサイクリングで発生する中性粒子もトーラス内側で高い密度をもつと考えられる。そこで、トーラス内側領域にバッフル板、ドーム構造、ダイバータタイルを設置し、その形状・場所等を変化させた場合の中性水素分子密度分布をＥＩＲＥＮＥコード247

によって計算した。その結果を
図３．６．２－１９に示す。閉ダイバータ構造を最適化することによって、トーラス内側領域の中性粒子圧力を、図３．６．
２－１２で示した現状の開ダイ
バータ配位における中性粒子圧
力と比較して約２０倍上昇させることが可能であること分かった。図３．６．２－２０に最適化された閉ダイバータ構造の３次元モデルを示す。なお、図中のいくつかの黒い点は最外殻磁気面から追跡された磁力線のダイバータタイル上でのストライ 図３．６．２－１９ 開ダイバータ配位(左上)および、様々な閉ダ
ク 点 分 布 を 示 し て い る イバータ配位におけるプラズマ周辺部の中性水素分子密度の(Rax=3.60m の場合)。
（ＥＩＲＥＮＥコードによる計算結果）
閉ダイバータ領域の中性水素
分子密度の絶対値を中性粒子輸
送コードによって定量的に求めるためには、周辺プラズマと中性粒子との相互作用を考慮した解析を行って、ダイバータタイ
ル等から放出される各種中性粒
子の量と分布を定めなければならない。完全３次元体系でのこれらの相互作用を考慮した解析
は現在の計算機の処理速度では 図３．６．２－２０ (a)最適化された開ダイバータ配位および、(b)
事実上困難であるので、下記の 更に遮蔽板を追加した場合における 3 次元モデルとストライク
条件を仮定することにより解析 点分布を行った。つまり、エルゴディ
ック領域から内側の主プラズマ領域の各プラズマパラメーターの分布および、Ｘポイント
付近でダイバータレッグに沿って主プラズマから流れ出るプラズマの流速と分布はＥＭＣ
３－ＥＩＲＥＮＥコードによって求められた計算結果で常に一定であると仮定し、エルゴ
ディック領域よりも外側(ダイバーターレッグ部)においてはダイバータタイル等から放出される中性粒子との相互作用を考慮して各プラズマパラメーターの分布を計算した。ここでは、レッグ上のプラズマを流体として近似し、磁力線に沿った１次元座標系でプラズマの密度、運動量、エネルギーの 3 つの微分方程式を、ルンゲクッタ法を用いて解いている。

248

このような手法によって求められた現状の開ダイバータ配位および、閉ダイバータ配位時のプラズマ周辺部の中性水素分子の密度分布の計算結果をそれぞれ図３．６．２－２１ (a)と(b)に示す。トーラス内側部での中性水素分子密度が 1mPa のオーダーである一方で、閉ダイバータ配位においては中性水素分子密度が約２０mPa にまで上昇することが示されている。
プラズマ周辺部の効率的な粒子排気・制御のためには更なる中性水素分子密度の増加が必要であると考えられるため、トーラス内側の閉ダイバータ構造の両端部(上下ポート付
近)に新たに遮蔽板を追加した。この遮蔽板の目的は、トーラス内側に閉じ込められた中性粒子がトーラス上下方向に流出するのを防ぐとともに、主プラズマからダイバータレッグに沿って流れ出てきたプラズマ粒子を遮蔽板に積極的に衝突させてストライク点分布をトーラス内側に集中させることにより、更なる中性水素分子密度の増加を図ることである。
この遮蔽板を設置した場合の 3 次元モデルを図３．６．２－２０(b)に示すが、多数のストライク点が遮蔽板上に存在していることが分かる。全てのストライク点の数と、遮蔽板に衝突するストライク点の数の比を、磁気軸 Rax が 3.50～3.90m の範囲の磁場配位で調査した
ところ、ＬＨＤで最も高いパフォーマンスのプラズマが得られている Rax=3.60m においてその比率が最大(>0.6)となることが分かった。このことから、遮蔽板はこの磁場配位で最大限に機能すると期待される。遮蔽板がある場合におけるプラズマ周辺部の中性水素分子の

図３．６．２－２１ (a)従来の開ダイバータ配位、(b)最適化された閉ダイバータ配位、(c)更に遮蔽板を追加した場合における中性粒子輸送コードによって求められた各トロイダル断面での中性水素分子の密度分布の計算結果(Rax=3.60m)

密度分布の計算結果を図３．６．２－２１(c)に示す。トーラス内側部における中性水素分
子密度は約２０mPa となっており、顕著な密度の増加は期待できないが、遮蔽板が設置されている近傍の中性水素分子密度は２００mPa 以上に達している。このことからトーラス内側部のみならず、遮蔽板の近くに位置するドーム構造の内部にも更に排気装置を設置することによって、効率的な粒子排気を実現できる可能性がある。
ダイバータ排気系は、排気速度の観点からは、ダイバータ室内にクライオパネルあるいはクライオパイプ型のポンプを設置することが望ましい。この場合、液体ヘリウ
ムの流路は上下ポートを通して設置する。クライオポンプの設置位置は、トーラス部、あるいはヘリカルコイル容器側板部（２箇所）について検討している。いずれの場合も、例えばトーラス内側のみにポンプを設置した場合、長手方向に約４ m のクライオ

249

パネルあるいはパイプを設置することになる。クライオポンプはシェブロン及び 80K
シールドで放射熱から遮蔽する。ダイバータ排気系で必要な排気速度について、単位
時間当たりペレットで供給する粒子数を基準として考えてみる。定常運転が可能な現有の連続入射ペレット（10 Hz、ペレット１個当たり 1 1021atoms）では、1 1022atoms/s
が単位時間当たりの入射粒子数であり、したがって必要な排気粒子束としては約 20Pa
·m3/s となる。ダイバータ室内の中性粒子圧力を 10-1Pa のオーダーまで上げることができれば、排気系の必要排気速度は 100 m3/s のオーダーになり、これはクライオポン
プとしては達成し得る値である。しかしながら、実際の設置及び運用を考えると、クライオポンプの使用には多くの困難が考えられる。そこで、例えばサエスゲッターポ
ンプのような非蒸着型のゲッターポンプ、あるいは核融合科学研究所で開発が進められたメンブレンポンプの適用も検討している。
３．６．２．１節で述べたように、高性能定常プラズマ保持実験時に熱負荷が高い部位では、現在設置しているダイバータ板の熱特性が劣化する可能性がある。そこでダイバータ板構造を、より高熱負荷に耐え得る構造に交換する。これを高性能化という。黒鉛－銅のロウ付け材を用いることが理想的である。ITER のダイバータ板開発な
どで、LHD 設計時に比べて技術的には進んでいるが、高コストが問題ではある。また、ボルトを用いた機械接合タイプでも、最近核融合科学研究所で開発した新型機械接合
型ダイバータ板構造（図３．６．２－２２）は、図３．６．２－８に示すように（図中、”new module”）現在のダイバータ板構造に比べて熱除去性能は大きく向上している。現在のダイバータ板の場合、ダイバータ板からヒートシンクへの熱流束は主として、これらを接合するボルトを通して流れていたが、新型機械接合型ダイバータ板構
造ではダイバータ板とヒートシンクが等方性黒鉛で一体構新ダイバータ板造となっているため、図３．
６．２－２２右図に示すよう 図３．６．２－２２ 新型機械接合型ダイバータ板構造。（右）冷にダイバータ表面から冷却管 却配管への熱の流れの模式図。
までの熱流路長が短く、熱抵抗が小さいと考えられる。さらに新型機械接合型ダイバータ板構造では、これまでプラズマ対向部に露出していた金属製ボルトがなくなるため、金属不純物発生の抑制という観点からも有利である。ダイバータ板構造の交換・改造としては、ロウ付け型あるいは新型機械接合型ダイバータ板構造を用いることにより、より加熱入力の高い長時間放電実験に対応することができる。

250

３）ポロイダル磁場実時間制御（１）ポロイダルコイル電流動的制御の目的
大型ヘリカル実験装置では、定常磁場でのプラズマ実験を主目的とするため、磁場発生
用超伝導コイルの励磁電源としては低電圧の直流電源（定常電源）を採用している。この電源により長時間プラズマ運転では、電源の出力電圧の許容する範囲内でプラズマ点火中に磁気軸の掃引を行い、ダイバータへの入熱の分散を実現してきた[３．６．２－1]。 さらに、
プラズマ実験の進展に伴い、高エネルギープラズマにより生じる磁気軸移動をポロイダルコ
イル電流を動的に制御し、外部磁場により補正すれば、更なるプラズマ特性の改善が可能であると考えられている。
この運転には現状の定常電源ではコイル印加電圧が不足のため、新たに高電圧の電源を併設し、電流の掃引速度を向上する必要がある。
（２）ポロイダルコイル電流動的制御のための電源の増設計画
LHD の超電導コイル群は磁気軸の位置のみでなく、磁気面の断面形状も制御可能となるように設計製作している。ここで、全てのパラメータに対して動的制御を可能にするよう増力を行うためには、６電源同時にパルス電源を増設する必要がある。しかし、磁気軸掃引に限定すれば、６コイル群のうちヘリカルコイルおよび OV コイルの電圧は比較的低く済むため、
IS および IV コイル用の 2 電源の増力で済む。
そこで、第一期増力として、1.5T までの磁気軸掃引に対応できる電源の増設を検討した。
第一期の設計条件として、・磁気軸 3.6m、１.5T の通電が可能であること。
・磁気軸の掃引速度を 10cm／2 秒程度とすること。
・1T において、定常電源設計時に想定した範囲の通電に対応できること。
とした。
コイル電源の検討を行った結果、図３．６．３－１のようにパルス電源を製作し、動的制御
時に空圧駆動スイッチにより電源回路に直列に投入する構成とした。運転の概要を図３．６．
３－２に示す。この設計により、パルス電源電源本体は空冷とすることが可能となった。表３．
６．３－１に各電源の仕様を示す。

251

図３．６．３－１ LHD 超伝導コイル電源の増力

パルス電源と定常電源を併用して運転するときに中心磁場１T において実現可能な磁気軸中心の掃引時間を表３．６．２－２に示す。表において、右上三角部分は磁気軸での磁束密度を一定に保つ場合、左下三角部分はヘリカルコイル電流を一定に保つ場合、カッコ内
は総員時間を制限しているコイル電源の名称である。例えば、ヘリカルコイル電流を一定に保つ場合の磁気軸 3.5 m から 3.6 m への遷移時間は 2.9 s であることを示している。
表３．６．２－ 1 定常電源およびパルス電源の仕様

HO,HM,HI
定常電源

OV
定常電源

IS
定常電源

IV
定常電源

IS
IV
パルス電源 パルス電源

電圧

45 V

33V

33V

33V

180V

180V

電流

17 kA

14kA

16kA

15.6kA

6.2kA

6.2kA

運転時間

連続

連続

連続

連続

１０秒

１０秒

図３．６．３－２ パルス電源の増設と併用運転

252

表３．６．３－２ 中心磁場１T において実現可能な磁気軸掃引時間（単位：秒）
Magnetic axis
3.45m

3.5m

3.6m

3.7m

3.8m

3.9m

3.45m

-

3.3(HI)

8.3(HI)

12.07(HI)

15.3(HI)18.9(HI)

3.5m

1.4(IV)--

5.0(HI)

8.8(HI)

12.0(HI)15.6(HI)

3.6m

3.6(HM)

2.9(HM)--

3.8(HI)

7.0(HI)

10.6(HI)

3.7m

7.4(HM)

6.7(HM)

3.8(HM)--

3.2(HI)

6.8(HI)

3.8m

11.6(HM)

10.9(HM)

8.0(HM)

4.2(HM)--

3.6(HI)

3.9m

15.3(HM)

14.5(HM)

11.6(HM)

7.8(HM)

3.6(HM)--（３）動的制御における超伝導コイルシステムの冷却
磁気軸遷移やプラズマ断面変形のためにコイル電流値を変化させると、超伝導コイル内および支持構造物に交流損失が発生して、温度上昇やヘリウム蒸発量の増加を引き起こす。
1-1.5 T の低磁場運転においては冷却安定性の低下を心配する必要はないが、将来の高磁場における動的制御に備えて、パルス運転時の発熱を評価する予定である。
参考文献
１. S.Sudo, et., al., “Control, data acquisition and remote participation forsteady-state operation in LHD”, Fusion Engineering and Design, (2006) 05
vol.81 no. pp.1713-1721

253

４．支援研究（ＣＨＳ実験）
ＬＨＤ実験に対する支援研究として、ＣＨＳ実験は、小型装置としての小回りの良さと、二台の重イオン・ビーム・プローブなどの先進的な計測装置を活かして、高温
プラズマ閉じ込めに関わる現象の物理的な理解を得ることに重点を置いた研究を行ってきた。また閉じ込め改善の研究においても、プラズマ加熱入力が絶対値こそＬＨ
Ｄと比較して小さいが、プラズマの単位体積あるいは単位表面積当たりの加熱入力が大きいために、Ｈモードなどの改善閉じ込め現象の研究には有利であり、常に新しい閉じ込め改善現象の発見を目指したテーマを中心に置いて研究を進めてきた。また装置サイズに比較して大きな NBI 加熱入力は、アルヴェン固有モードなどの高速イオン
励起の MHD モードの研究にも好都合である。平成 16 年度以降の研究成果として、特に重イオン・ビーム・プローブ(HIBP)計測による乱流と帯状流との相互作用の観測と、高速イオンと MHD 不安定性との相互作用、ヘリカル系閉じ込めにおける H-モードの研究に話題を絞って実験結果成果を報告する。
４．１

イオン・ビーム・プローブ計測による乱流と帯状流の研究

ＣＨＳでは、２台の重イオン・ビーム・プローブ（Heavy Ion Beam Probe: HIBP）
による測定から多くの物理的課題に対する研究成果を挙げている。特に近年では、帯状流の存在が世界に先駆けて検証され、トーラスプラズマの異常輸送を、従来のドリ
フト波乱流から捉える枠組みから、ドリフト波と帯状流からなる系として考える新しい枠組みへと移行を促す実験として世界的に注目されている。その後、従来より指摘されてきた HIBP の磁場揺動の潜在的観測能力の開発が進められ、実際にトロイダル
プラズマには帯状流のみならず帯状磁場が存在していることが観測された。また、帯状流の実証以後、乱流と帯状流との相互作用の確認が課題として残されていたが、この課題についても多大な進展が見られた。
ＣＨＳの HIBP 測定の概念図について図４．１−１に示す。図に示すように 1/4 トーラス（90 度）離れた場所に２台の HIBP を設置し揺動の局所的かつ大域的構造を探求することを目的として実験を行ってきた。各々の HIBP ではビームのエネルギー変化
から空間電位、ビーム軌道の変化からベクトルポテンシャルが測定できる。それぞれの HIBP は３点の測定点の空間電位を同時観測可能であり、並んだ二点の空間電位およびベクトルポテンシャルの差からその場所での電場と磁場の値が得られる。

254

HIBP#1
observation points

HIBP System

90 degree apart
HIBP#2
observation points

out
ctr
in

Er

ExB flow

out
ctr
in

Er

Poloidal Crosssection 1

ExB flow

R=1m, a=0.2m

R=1m, a=0.2m
Poloidal Crosssection 2

図４．１−１ 二台の HIBP 測定器の配置

次に、乱流と帯状流との非線形相互作用についての進展について述べる。乱流と帯状流の間には擬似的なエネルギー保存則が成立する。輸送に寄与しない帯状流に乱流のエネルギーが流れることで系の閉じ込めは良くなると考えられるため、その相互作用について実験的に観測することは理論の基礎を与える意味で極めて重要である。実際に、実験的にウェーブレット解析を用い、帯状流と乱流の関係を調べてみると、乱流成分と帯状流成分との間に負の相関が見つかり擬似的なエネルギー保存則が示された。また、乱流のパワーが帯状流の位相によってモジュレーションを受けていることが確認された。この関係を更に定量的に分析するためにウェーブレットバイコヒー
レンス法を用いた解析を行った。その結果を図４．１−２に示す。ここでバイコヒー
レンス解析とは、三波結合の強さを定量化する解析法である。ここでは、乱流成分が帯状流の位相により影響を受けることから、時間分解能をもつウェーブレットバイコ
ヒーレンス解析を行い帯状流の位相によって背景乱流と帯状流の結合の変化を調べている。２つの波の周波数が決まれば３波の周波数間には f1+f2=f3 の結合条件をみたす必要があるため、３つ目の波の周波数は自動的に決定される。図では、２つの波の周波数が縦軸・横軸に示され自動的に決定される３つ目の波との結合の強さが色で示されている。帯状流の大きさがゼロ付近にあるとき結合は小さく、一方帯状流がバルクの流れに対して正方向の場合図(a)と負方向図(c)の場合で背景乱流と帯状流(~0.5 kHz)の結合が強くなっている（すなわち f1+f2=+-0.5 kHz の線上でバイコヒー
レンスの値が大きい）ことがわかる。よって乱流と帯状流の、帯状流の位相に依存した間欠的な結合が実証された。また、帯状流がバルクの流れと反対方向にあるとき、乱流成分同士の結合が強まり、乱流同士の結合も帯状流の位相によって変化することも示されている。

255

(a)

phase A(b)phase C

(c)

(d)
0.1

f2(kHz)f2(KHZ)

50

-90

0

0.5

-100
90

-50
0
-100
0

50

f1(kHz)

100

0

50

f1(kHz)

100

0

50

f1(kHz)

100

100

-90

f2(kHz)

(e)

-100
90

f1(kHz)100

図４．１−２ 帯状流の位相を条件として計算されたバイコヒーレンスのグラフ．(a)帯状流がバルクの流れに対して正方向の場合、(b)帯状流の大きさがゼロ付近にあるとき結合、(c)帯状流がバルクの流れに対して負方向、(d)帯状流がバルクの流れに対して正方向の場合の拡大図、(e)帯状流の大きさがゼロ付近にあるときの拡大図

次に帯状磁場の発見について報告する。磁場閉じ込めプラズマ中では流れは E×B
を通じて電場と結びついている。そのため実際に帯状流は帯状電場といってもよく、
電場のみならず帯状磁場が乱流から生成される可能性が指摘されている。電子サイクロトロン加熱によって生成された密度 5×1018m-3、電子温度 1.5 keV、イオン温度 0.1
keV のプラズマに対して、帯状磁場の検出を目指して磁場揺動の計測が行われた。図４．１−３（ａ）に、得られた磁場のスペクトルを示す。また同図には、おおよそ 1kHz
より低い周波数の領域の磁場揺動は 1/4 トーラス離れても非常に高い相関を示すことが示されている。図４．１−３（ｂ）に示すように、磁場揺動は測定点が同一磁気面上にある場合ほとんどトレースが重なっており、この磁場揺動が磁気軸周りに対称であることを示し、また近接する磁気面上にある場合コヒーレントではあるが位相が異なることから、有限の径方向波長を持つことを示している。

256

(a) 1000

coherence

P~f

-1.42

0.5

2

10

1

noise level(coherence)

0.1
0.1

1

10
f (kHz)

100

30
B (G)

(b)

coherence

B (G /kHz)

100

1
Magenetic Field Fluctuation

0

A
B
C
D
E

0

-30
60

65

70
t (ms)

75

80

30
B (G)

(c)

0
-30
45

50

t (ms)

55

60

図４．１−３ (a)磁場揺動のスペクトルとトロイダル方向に 90 度はなれた位置での磁場揺動の相関、(b)同一磁気面にある場合の磁場揺動、(c)1cm 程度離れた磁気面上での磁場揺動

帯状流の構造の同定と同様に、相関関数を作ることにより帯状磁場の時空間構造を詳細に調べることが可能である。図４．１−４に一台の HIBP の測定点を固定し、もう一台の HIBP で測定するプラズマ半径位置を変えながら磁場揺動の位相の構造を測定した結果を示す。まさに帯状（層状）の構造を持っていることが明確に示されている。位相の変化する特徴的な長さ、すなわち径方向波長は約 1.5cm、帯状磁場の相
関時間、すなわち寿命は 2ms 程度であることがわかる。

257

(a)

2

t(ms)

0.5
1

0.0
0

-0.5

(b)

-1
1

t=0ms

C( r, t)

t=1ms
t=2ms
0

-1 -2

-1

0
r (cm)

12

図４．１−４ 帯状磁場の時空間構造。(a)r=12 cm の位置で計測された径方向相関関数, C(Δr,Δt)。 (b)遅延時間を固定した場合の相関関数。Δt= 0,1,2 ms の三つの場合について示す

また、帯状流と背景乱流との結合を調べたのと同様に、ウェーブレットバイコヒー
レンス法を用いて帯状磁場と背景乱流との結合について調べたところ、帯状磁場の位相に依存した帯状磁場と背景乱流の結合が検証された。よって乱流によって磁気軸周りに対称な大域的磁場が生成されていることが実験的に示された。地磁気形成などで知られるダイナモ現象を説明する仮説として乱流による磁場生成が有力であることは周知の事実であるが、ここで得られた帯状流の発見は、実際に乱流場、構造をもつ
磁場を生成することが可能であるということを実験的に示した最初の例として位置づけることができる。
４．２

高速イオン励起 MHD 不安定性と高速イオンの相互作用に関する研究

磁場閉じ込め核融合プラズマにおける、アルヴェン固有モードに代表される高速イオン励起 MHD 不安定性と高速イオンの相互作用に関する研究は、将来の核燃焼プラズ
マにおける MHD 不安定性による D-T 反応生成アルファ粒子の異常損失の危惧から、近年重要な研究対象となっている。ＣＨＳでは、高速イオン駆動 MHD 不安定性が高速イ
オン輸送に与える影響、並びにその結果として生ずる高速イオン損失について調べる実験を行ったので報告する。
図４．２−１に、中性粒子ビーム(NB)を接線方向に co-入射した際に観測される典型的な磁気揺動の時間変化を示す。この MHD バーストは、ビームイオンの圧力がプラズ
マの圧力と同じ程度になる低密度条件下で現れる。このバースト現象は、CHS 実験の258

比較的初期の段階から観測されており、当初は交換型不安定性との関連を中心に議論されたが、その後の研究の進展から NB 入射高速イオンに関連した現象であることが分かってきた。磁気プローブアレイ信号の解析から、このモードはイオン反磁性方向に伝搬していることが分かった。揺動周波数は、トロイダルアルヴェン固有モード(TAE)ギャップ周波数（fTAE=VA/4 Rq*, q*=(2m+1)2n）よりも低く、アルヴェン共鳴
により連続減衰を強く受けると考えられる周波数帯にある。また個々の MHD バースト
は、非常に速い周波数の下方掃引を伴っており、これらの特徴から図に示した磁気揺動は、高速粒子モード(EPM)と考えてよい。因みにトカマクにおいて有名な、q=1 近傍の弱磁場側に深く捕捉された高速イオンの歳差ドリフト運動により励起されるフィッシュボーン不安定性は、現在 EPM に分類される。

図４．２−１ 接線方向に NB を co-入射した際に観られる磁気揺動

EPM の励起に伴い、NB 入射高速イオンの異常輸送が観測された。図４．２−２に、
磁気揺動、co-通過高速イオンに向き合う形に視線を置いた中性粒子分析器にて測定された高速中性粒子束、H 光強度、並びに最外殻磁気面外側において損失高速イオ
ンプローブにより検出された損失高速イオン束の時間変化を示す。高速中性粒子束は、
磁気揺動の成長、かつ周波数掃引が始まるのとほぼ同時に増大し始める一方で、それに幾分遅れて H 光強度が、更にやや遅れて損失高速イオン束が増大を始める。この
短いながらもそれぞれの測定信号に観られる立ち上がり時刻の差異は、モードによりプラズマ内部にてビームイオンが輸送される様子を反映している。

259

図４．２−２ EPM による高速イオン異常輸送。a)磁気揺動、b)スペクトログラム、c)高速中性粒子束(E=39.1 keV)、d) Hα光強度、e)損失高速イオン束

高速中性粒子束は、プラズマ内部における NB 入射高速イオンの情報を包含している。中性粒子密度は、中心部から周辺部に向けて急激に増大するので、高速イオンの径方向への輸送が始まると、そこでの荷電交換反応確率が増し、その結果高速中性粒子束の増大という形になって現れる。H 光強度の増大は、輸送され周辺部までやってきた高速イオンと残留中性粒子との衝突に起因するものと考えられる。最終的に、
高速イオンは最外殻磁気面を横切り損失高速イオンプローブに到達する。図に観られる各測定結果の時間差は、上記により定性的に理解できる。周波数掃引と異常輸送による高速イオン空間分布の変化は密接に関係していることが当該分野のシミュレー
ション研究により示されており、それと矛盾しない結果である。
また、図４．２−２はトーラスの大半径方向外側にて観測された結果であるが、大半径方向内側にて測定された H 光強度、損失高速イオン束には EPM に相関した変化が特に認められず、co-方向の通過軌道を持つ高速イオンが、大半径方向外側に排出されていると判断できる。高速多チャンネル方向性ラングミュアプローブをプラズマ中に挿入し、EPM 励起時の高速イオン束の振る舞いを調べたところ、高速イオンの径方向への輸送速度は、約 600 m/s 程度と見積もられ、一旦磁気揺動による輸送を受けると、1 ms 以下の時間スケールで磁気面を横切りプラズマから逃げてしまうことを示唆している。磁気揺動振幅 B と損失高速イオン束 fast-ion の関係は、磁場配位にもよるが概ね fast-ion ～( B 2~3 で表され、Heidbrink 等の理論を参照すると、CHS で観られる EPM に誘起された高速イオンの異常損失は、拡散的損失に対応していることが分
かった。

260

４．３

ヘリカル系閉じ込めにおける H-モードの研究

ＣＨＳ実験は、内部輸送障壁の研究で世界のヘリカル系閉じ込め研究をリードしてきた実績を持っているが、平成 16 年度にみつかった境界部輸送障壁（Edge Transport
Barrier: ETB）生成の現象は、いわゆる H-mode 放電と共通のものであり、閉じ込め改善の研究では基礎的な課題とも言える重要なテーマである。H-mode 放電としては約10 年程前にＣＨＳ実験の成果として、オーミック電流を用いた回転変換制御を伴った実験により、ヘリカル系閉じ込め研究では最初の H-mode を報告している。新しい ETB
放電はオーミック電流を流すという特殊な運転を必要としないために、加熱入力の値の範囲や磁場配位の選択など広い運転領域で実現することが可能となり、輸送障壁生成の物理機構の解明のために有利な環境を与えている。このタイプの ETB 放電は、二台の NBI の入射方向を同一のものとして加熱効率を上げたことと、真空容器壁のコン
ディショニングの改善によってもたらされたものである。

図４．３−１

ETB 放電の時間発展

図４．３−１には、典型的な ETB 放電の時間発展を示す。ECH によって生成されたプ
ラズマに NBI を入射して追加熱した時、密度領域と加熱入力の値がある条件を満たした場合に、H 信号が急激に減少し、それと同時にプラズマ密度とエネルギーの増加が観測された（H-mode 遷移）。放射損失の量も増加する。また図にあるように、一台

261

の NBI を早い時間に終了させた場合は、反対に H 信号が増加してプラズマ・エネル
ギーが減少する、いわゆる逆遷移(back transition)も観測されている。このことはETB 生成に加熱入力値の閾値があることを示唆している。広範な範囲で密度と加熱入力を変化させて ETB 生成の条件を調べたところ、加熱入力の閾値は密度にほぼ比例していることがわかった。またこの閾値は磁場強度にも比例していて、この依存性はトカマクの H-mode の加熱入力閾値と共通である。

図４．３−２ 荷電交換分光法で測定された (a) プラズマのポロイダル方向の流れの空間分布と(b)イオン温度空間分布

トカマク実験では、H-mode 遷移において電場の勾配が大きく変化することが観測されており、それが原因であるのか結果であるのか、といった議論が今でも盛んに行われている。CHS では実験当初より電場とプラズマの流れについての研究について
は先進的な成果を出してきているが、H-mode 実験においてもプラズマ周辺部において電場の勾配が急激に変化していることを観測することに成功した。図４．３−２は荷電交換分光法によって完全電離状態の炭素(C6+)のポロイダル方向の流れの速度と温度を測定したものである。左図の縦軸の正値はイオンの反磁性方向である。H-mode
遷移は 80 msec に起こっているが、その直後からポロイダル方向の流れは電子反磁性
方向に大きく変化する。図において流れの速度の分布はトーラスの大半径位置に対して示してあるが、最外殻の位置は R=1.214 m、規格化半径 0.9 の位置は R=1.195 mである。ポロイダル方向の流れが大きく変化するのは、最外殻のすぐ内側であることがわかる。炭素イオンの反磁性ドリフトは小さいので、この速度はほぼ電場による E
×B の速度と考えてよく、その電場の値は Er ~ 10 kV/m と見積もられる。この速度はポロイダル・マッハ数を超えており、H-mode 遷移を引き起こすための一つの条件を満たしている。また左図にも明らかであるがプラズマのエッジにおいて急激な電場勾配が生成されており、その値は 2 MV/m2 に達する。この電場勾配の値は、速度シ
アーに基づく乱流輸送の抑制のモデルでは、輸送改善をもたらすのために十分の値であると言える。
CHS 実験は平成 18 年の夏をもって終了したが、その最後のフェイズにおいて高密度放電における H-mode 生成に成功したので、その結果について報告する。このモードは核融合燃焼に有利な高密度 (CHS の実験では 1×1020 m−3)で閉じ込め改善を実現

262

している。実験は良好なリヒートモードが得られる高磁場(BT=1.85T)で ETB を形成するために入射 Power の閾値が低くなる磁気軸が Rax=94.9cm の磁場配位において行った。ETB 形成には P/ne に対して閾値が存在するので入射パワー一定の条件下では、ある密度より大きい領域では ETB が形成されない。そこで放電はガスパフによって密度を一度 ETB が消滅する状態まで高くし、そこから粒子供給を遮断してリヒートモードにプラズマを移行させ再び ETB を形成する方法で行った。図４．３−３に示されるように、Hα信号は 45ms において急減し ETB が形成されたことを示すが、密度上昇によって 95ms に再び L-mode に逆遷移する。100ms に粒子供給を遮断すると密度は減少に転じるが蓄積エネルギーは 115ms より上昇し、リヒートモードにプラズマが移行したことがわかる。密度が P/ne 閾値の値より減少すると、再びプラズ
マ周辺領域に ETB が形成されることによって(127ms)周辺領域での密度減少が抑制され蓄積エネルギーが〜9.4 kJ に上昇した。

図４．３−３ 高密度 H-mode の放電波形

図４．３−４は、このプラズマの YAG トムソン散乱計測による分布測定結果である。リヒートモードは、プラズマ中への粒子供給を停止することによって起こすことができ、ETB はヒートモード時に、密度が閾値より小さくなったときに遷移すると考えられる。分布は粒子供給停止直後 (100ms)、リヒートモード直前 (110ms)、リ
ヒートモード時 (120ms)、リヒートモード中に ETB が形成された時 (130ms) についてプロットした。まず、図４．３−４(b) から明らかなようにリヒートモードによる効果によって、プラズマの周辺温度が上昇しているが、一方粒子供給を遮断している

263

ためプラズマ周辺部の密度が減少し、周辺の密度勾配の減少とプラズマ中心部における密度上昇によってプラズマの密度分布がピークする（図４．３−４(a)）。このとき
ETB が形成されると周辺密度勾配の減少が停止してプラズマの密度分布が維持されるようになる。一方プラズマの周辺温度はリヒートモードによって ETB 形成後も上昇し続ける (図４．３−４(b))。その結果、プラズマの圧力分布に顕著なペデスタル構造が見られるようになる (図４．３−４(c))。 これまでの ETB 形成実験ではプラズマ周辺が高密度になるとプラズマ温度が増加しないという問題があり、高い密度領域で良好な閉じ込め改善を達成することができなかった。ETB を伴うリヒートモードでは、このようにリヒート単独の場合に比べて周辺密度が高く維持され、ETB 単独の場合に比べて周辺温度上昇が大きくプラズマ周辺領域の圧力及びそれに伴う圧力勾配が、より高い状態に到達する。このことはプラズマの輸送が ETB やリヒートモー
ド単独の場合に比べて周辺領域で大きく改善されたことを示している。

図４．３−４ 高密度 H-mode におけるプラズマ分布の変化

この優れた閉じ込め改善が実現された原因を調べるために密度揺動を YAG レー
ザー位相コントラスト干渉計で測定した。結果を図４．３−５に示す。45ms の時間において Hα信号が減少しているので、最初の ETB 遷移がこの時間に起こったことがわかる。遷移後密度上昇につれて Hα信号も上昇し、同時に閉じ込めも劣化する。このショットでは逆遷移がはっきりしないが、密度上昇によって自然消滅したと考えられる。しかし 115 ms に粒子供給を停止した後プラズマがリヒートモードに移行し、リヒートモード中に 130 ms にて再び ETB がプラズマ周辺に形成され、明確な Hα信

264

号の再減少が観測されている。このときの揺動の計測結果を図４．３−５(c)に示した。
揺動はポロイダル方向の成分 kθをプラズマ断面の中心コードに沿って積分した量を示している。プラズマの密度揺動は ETB 遷移によって最初の Hα信号の減少の少し
前から減少を始めるが、密度上昇にともなって上昇し同時に閉じ込めも劣化する。しかし粒子供給を停止することによって揺動は減少しはじめ、リヒートモードに移行することによって大きく減少する。さらにリヒートモード中に ETB が再形成されることによって周辺プラズマの密度揺動が顕著に急減するのが観測された。また HCN レ
ーザー散乱計測法や BES による周辺領域の密度揺動結果においても YAG レーザー位
相コントラスト干渉計とほぼ同様の結果が得られている。このことはヘリカルプラズ
マの従来の輸送改善現象に比べて、リヒートモード中に ETB が形成されると周辺領域における異常輸送が低減し、エネルギー輸送が大きく減少したために高い周辺圧力勾配が得られた可能性を示している。その結果、これまで良い閉じ込めを得にくい高密度領域において良好な閉じ込め改善を実現することが可能になったと考えられる。

図４．３−５ 高密度 H-mode 放電における密度揺動測定

265

５． ヘリカル炉設計研究
１）研究の目的
LHD の建設、運転、実験による物理及び工学成果の蓄積が着実に進展している。これらの豊富なデータベースを積極的に取り入れると共に、全国規模の共同研究として
炉心プラズマ及び炉工学の広い分野と連携することによって、ヘリカル型核融合炉の概念設計の構築を目指している。これによって、ヘリカル系装置の特長を最大限に引き出すと共に、各種プラズマ閉じ込め方式に共通な研究課題も含めて、基幹エネルギ
ー総合システムの観点から、各研究分野の課題と展望を明らかにすることを主目的としている。
２）研究の特徴
炉設計においては基本となる設計指針を定め、これに基づいたバランスの良い設計統合が重要である。当該研究においては、LHD 型の特長であるところの、無電流、定常、造り付けダイバータ、に立脚すると共に、・ 連続ヘリカルコイル巻きピッチ角（ ）の低減による電磁力低減の長所に着目した設計指針（フォースフリー・ヘリカル炉：FFHR）、および
・ 漏出安全性、MHD 効果抑制、トリチウム回収性に優れた先進液体ブランケットの溶融塩 Flibe ブランケットの採用、の２点を最大の特徴としている。適切な範囲でB0 = 6.2 T
FFHR2m1=3%のピッチ角（ ）低減にはブランケット空間の拡大効果もあるので、これらは全体として矛盾
図

0Magnetic field B (T)のない設計概念を形成している。この設計指針を基本として、LHD 建設、実験と並行して一貫した概念設計活動を段階的に推進してきていPf ~ 2GWthる。特に溶融塩ブランケットに関しては、当該
W~ 25,000 ton
R=14m (Ap = 8.1)
研究が国内外の炉工学研究を啓発した経緯は高く評価されており、構造材料、化学制御、伝151995
熱流動、等の要素研究への課題提示と設計評価
1998
FFHR1(l=3)
Ap ~ 10FFHR2において先導的役割を果たしている。
=1
Ap ~ 810=1.15３）平成１６～１７年度の成果
ARIES-CS 2004
optimum ?
これまでは炉のサイズ（大半径 R ）を可能
Ap~4.5
FFHR2m1
ITER
Ap ~ 85
な限り小さくする方針で設計を進めて来たが、Ap~3.1=1.15
outer shift
FFHR2m2
それに伴い、プラズマとコイルの間隔が狭まる
LHD
Ap ~ 6Ap ~ 6=1.25
ヘリカル特有の課題が大きかった。このことはinner shift
0
0
5
10
15
20
25
磁場の増強に伴うコイル支持構造の肥大化にCoil major radius R (m)cつながり、炉内機器交換ポートの確保を難しくする。同時に中性子壁負荷増大によるブランケ 図 5.1-1 FFHR 炉の全体外観と設計の進ット交換頻度の増加となり、設計統合の観点か
展マップ

266

Neutron damage (dpa/30years)

ら大幅に見直す必要があった。
そこで、これまでの FFHR2 の炉サイズを増やし、閉じ込め磁場を下げて、連続コイル巻
きピッチ角（ ）に関して 1.15 と 1.25 の２
通りの FFHR2m1（LHD の磁気軸 Rax=3.9 m 相
当の外寄配位）および FFHR2m2（LHD の磁気
軸 Rax=3.6 m 相当の内寄配位）の設計を実施した（図 5.1-1）[1]。
その結果、十分なトリチウム増殖と遮蔽性能を確保できる 1.2 m 程度のブランケット空間の確保と、コイル支持構造の最大応力
FFHR2m1
1.5Sm 以下での簡素化（図 5.1-2）による保MaintenancePort
守ポートの拡大、に関する工学課題を同時にNuclear Shield
VacuumVessel
軽減できるブレークスルーが十分に可能でBreeder
PoloidalBlanketあることが分かった。また、燃焼炉心プラズ
Coil
マの動特性解析（九州東海大：御手洗修）においても、密度上限の向上に関する最近のLHD 成果を導入することによって、自己点火
条件到達に必要な閉じ込め改善度を ISS95 則
Screw Coaster
Coil Support Helical Coilに対して 2 以下に緩和出来ることが分かった。
溶融塩 Flibe ブランケットに関しても新し 図 5.1-2 電磁力支持構造の応力分布とブランケット交換概念
い提案を試みた。中性子減速能に優れた炭素材を第１壁保護タイルに用250
STB in FFHR2m1
いるスペクトル調整概念を
2200: after 30 years at 1.5 MW/m
採用し、新たに中性子増倍の150
炭化ベリリウム材を最適配Flibe40%+Be60%100
置する増殖ブランケット
JLF-1
C
JLF-1
50
（ STB ） を 設 計 し た （ 図
Be2C
C
Flibe
5.1-3）。これに関して、高プ
0
0

100

200

300

400

ラントル流体伝熱促進実験
Position (mm)
（東北大：結城和久、橋爪秀Radiation shield
Vacuum vessel
Self-cooledFirst wall
Tiles
&
&
T breeder
mechanical
Thermal shield
T boundary利）とその MHD 効果解析（東
550 C
450 C
joint
coolant out
20 C
1,600 C
京理科大：佐竹信一、京大：
Flibe
JLF-1
SC
Plasma
C
C
6 Li
+B C
magnet
功刀資彰）に基づく熱構造解
Be
40%(30 vol.%)
Be C
Thermal4
析、及び増殖トリチウム回収
insulation
LCFS
17
1
1
0.3 7.7 2
53
5 10
16
10
と熱交換システム設計（九
JLF-1
JLF-1
Be (60 vol.%)
JLF-1(Redox)
0
107 cm大：深田智、清水昭比古）にSTB
基づく核特性解析を実施し 図 5.1-3 長寿命増殖ブランケット STB の 30 年での中性子損傷
42(dpa)と構造概念

267

た[2]。その結果、制約のあるブランケット空間内でのブランケットの長寿命化、即ち炉寿命３０年での交換不要（約100 dpa 以下）、トリチウム増殖、および超伝導コイルに対する放射線遮蔽の３要求を同時達成できる可能性が充分にあることが分かった。他方、保護タ
イルの片面冷却、中性子照射による物
性劣化、それに伴う保護タイルの定期 図 5.1-4 壁境界に依存した高エネルギーアルフ
ァ粒子損失率の磁気軸依存性
交換、等の研究開発課題が明らかとなった[3]。
15
200
blanket space > 1 m
４）平成１８～１９年度の成果
J = 25 ~ 33 A/mm
= 1.3 ~ 1.5 MW/m
FFHR2m1 を基準として、ブランケット
150
Wg (magnetic energy)と炉サイズ、加熱点火と制御、核設計と10超伝導(SC)マグネット、等の概念最適化
COE
B0
100
に向けての設計統合を進めた[4]。ブランケットに関しては、ヘリカル X ポイン
550
トダイバータ（HXD）の提案によって周TCC (total capital cost)
FFHR2m2
Pf (fusion output)
辺カオス磁場との干渉を回避する設計
FFHR2m1
FFHR2であったが[5]、アルファ加熱効率を下
0
0
5
10
15
20
げることが分かったので（図 5.1-4）、Coil major radius Rc (m)トーラス内側のみ WC 材によって放射線図 5.1-6 主要炉設計パラメータの大半径 R 依存性
遮蔽を約 20cm 薄くする（図 5.1-5）、ヘリカルコイルのスプリット化によって
表 5.1-1 FFHR 設計パラメータ
縦長磁気断面を整形する、中性子壁負荷
Design parameters
LHD
FFHR2 FFHR2m1 FFHR2m2
Polarityl2222
1.5MW/m2 を増やさない条件で炉サイズ
Field periods
m
10
10
10
10
Coil pitch parameter
1.25
1.15
1.15
1.25
を増やす、等を新たに提案し解析するとR
Coil major Radius
m 3.9
10
14.0
17.3
a
Coil minor radius
m 0.98
2.3
3.22
4.33
ともに、ITER コスト評価データ（2002R
Plasma major radius
m 3.75
10
14.0
16.0
2

2

Wg (GJ), COE (mil/kWh)Pf (GW), TCC (G$), B o (T)

n

c

c

p

1015
1014
13

1012
1011
1010

(Magnet)10

109

Breeding
layer

108

[Flibe+Be]

10

7

ap
m 0.61
Plasma radius
Plasma volume
Vpm3
30
Blanket space
m 0.12
B0
Magnetic fieldT
4
Bmax
Max. field on coils
T 9.2
Coil current density
j MA/m2
53
Magnetic energy
GJ 1.64
PF
Fusion power
GW
2
Neutron wall loadn MW/mMW
External heating power Pext
heating efficiency
Density lim.improvement
H factor of ISS95
Zeff
Effective ion charge
ne(0) 10^19 m-3
Electron densityTi(0)TemperaturekeV
Plasma beta%
MW
Plasma conduction loss PL
2
Diverter heat load
div MW/m
Total capital cost
G$(2003)COE
mill/kWh

JLF-1
JLF-1 (70vol.%)+B4C (30vol.%)
B4C
WC

PlasmaFast neutron flux （>0.1MeV)(n/cm2/s)

1016(32cm)

Radiation
shield(60 cm)

180 200 220 240 260 280 300
Radial position（cm)

図 5.1-5 高速中性子遮蔽に対する材料依存性

268

1.24
303
0.7
10
14.8
25
147
1
1.5
70
0.7
1
2.40
1.40
27.4
21
1.6

4.6
155

1.73
827
1.1
6.18
13.3
26.6
133
1.9
1.5
80
0.9
1.5
1.92
1.34
26.7
15.8
3.0
290
1.6
5.6
106

2.80
2471
1.15
4.43
13.0
32.8
118
3
1.3
100
0.9
1.5
1.76
1.35
19.0
16.1
4.1
463
2.3
6.9
87

40

(a)

30

2 102020

1 1020

T

0
2
PF
PF0

(b)
FALPHA

0.02

1

nlimit(0)/n(0)

0
4

0
800
DLM

3

WPV

(c)

2

400

1
0
4

0
TAUE

3
(s)

10

Wp(MJ)

f alpha00.04

ETi(0) (keV)

NE0
NE0LMTPf (GW)

3 10202

riserise-up time 2 h

1
0
150

15
PEXT

100

(d)

DWDTV

0

10
5

50

dW/dt(MW)n(0) (m-3)

4 1020

PEXT(MW)年）に基づく FFHR の経済性解析を実施した。 その結果、建設費(TCC)の増大と発電単価(COE)の低下から概ね R=16m 前後が有望であることが分かった（表 5.1-1）（図 5.1-6）。
加熱点火と制御に関しては（九州東海大：御手洗修）、プラズマ電流不要の長所を利用して、自己点火立ち上げ時間を長くすることによって外部加熱入力を 30MW 程度に低減でき且つ機器の熱ひずみ緩和にも有利であること（図 5.1-7）[6]、最近の LHD 高密度プラズマ達成(IDB)に基づく高密度燃焼炉での熱的不安定性制御が、通常の PID 制御の符号反転によって制御可能であること（図5.1-8）[7]、が分かった。

0
0

1000

2000

3000

4000

5000

6000

7000

8000

Time (s)Reduction ofthermal stress

図 5.1-7 自己点火への２時間立ち上げ例、加熱パワーの立ち上
げ時間依存性、およびPOPCON 図上での経路の違い

図 5.1-8

PID 法での熱的不安定制御による高密度点
火接近と POPCON 図での経路269

図 5.1-12 CICC ヘリカルコイル概念設計断面
構造

First wall of blanket
on helical coilMax. 1.8
for helicalsourceMax. 2.0
for uniform
sourceAverage 1.5

First wall of blanket
at divertor area

0
(unit : MW/m2)

図 5.1-9 中性子壁負荷分布

図 5.1-10 Discrete Pumping with
Semi-closed Shield (DPSS)
101

3

Nuclear heating (mW/cm )核設計に関しては、３次元モンテカルロ計
算コードと CAD データとを解析関数でつなげることによって、非軸対称系での設計・計算の迅速なフィードバックを可能にし[8]、プラズマ分布に依存した中性子壁負荷分布のピーキングが高々1.3 であることが分かった（図 5.1-9）。また内側ダイバータポンプダク
ト以外を完全に遮蔽する Discrete Pumpingwith Semi-closed Shield (DPSS)の提案によって（図 5.1-10）、SC マグネットでの高速中性 子 束 <3x1014n/m2s 、 最 大 放 射 線 発 熱
3<0.2mW/cm（図5.1-11）、全放射線発熱～40kW（冷凍系電力<1% Pf）、の設計仕様を満たせる
見通しが得られた。
超伝導マグネットに関しては、Nb3Al のReact & Wind 円形ケーブル・イン・コンジッ
ト(CICC)連続巻き大型ヘリカルコイルの基
本設計を実施し（図 5.1-12）、最大冷却長<500m、電流<100A、最大磁場<13T、コイル電流密度<30A/mm2 、核発熱<1mW/cm3 の仕様を満たせる見通しが得られ、ITER TF コイル仕様とも整合する。また約 16,000 トンに対す
断熱支持脚には LHD 型支持脚 30 本で設計可能であり（図 5.1-13）、4K での熱侵入も0.34kW 程度と、ITER のステンレス仕様より
1/20 に抑制できることが分かった。
他方、外部加熱関連、燃料供給関連、ダイ
バータ排気構造、および炉内交換機器支持構
造、等の概念設計が今後の課題として明らか
となった。

100

10-1

Neutron+Gamma
Gamma

5 times

10-2
10-3
10-4
-20

0 20 40 60 80 100
Radial position (cm)

図 5.1-11 超伝導ヘリカルコイルでの放射線発熱分布

図 5.1-13 FFHR の LHD 型断熱支持脚270

[1] A. Sagara et al., Improved structure and long-life blanket concepts for heliotron reactors,
Nuclear Fusion, 45 (2005) pp.258-263.
[2] A. Sagara et al., Innovative Liquid Breeder Blanket Design Activities in Japan, Fusion Sci.
and Tech., 47 (2005) pp.524-529.
[3] A. Sagara et al., Carbon tiles as spectral-shifter for long-life liquid blanket in LHD-type
reactor FFHR, Fusion Engineering and Design 81 (2006) 1299–1304.
[4] A. Sagara et al., Conceptual design activities and key issues on LHD-type reactor FFHR,
Fusion Eng. and Design, 81 (2006) pp.2703-2721.
[5] T. Morisaki et al., Numerical study of magnetic field configuration for FFHR from aviewpoint of divertor and edge field structure, Fusion Eng. and Design 81 (2006)
2749–2754.
[6] O. Mitarai et al., Minimization of the External Heating Power by Long Fusion Power
Rise-up Time for Self-ignition Access in the Helical Reactor FFHR2m, Nucl. Fusion 47(2007) 1411.
[7] O. Mitarai et al., New Control Method of the Unstable Operating Point in the FFHR Helical
Reactor, Plasma and Fusion Research, Rapid Communications, 2, 021 (2007) .
[8] T. Tanaka et al., Neutronics Investigation of Advanced Self-Cooled Liquid Blanket Systems
in Helical Reactor, 21st IAEA Fusion Energy Conf., 2006, Chengdu, China.

271

６．教育・人材育成活動
６．１

大学院教育

LHD 実験は大学院教育にも大きな貢献をしてきている。LHD 装置のように規模の大きな実験の場合は、関係する研究者が大人数であるために、研究方針の決定や全体の実験スケジュール等は総合的な観点から決定され、個々の研究者なり学生の希望をそのまま取り込むことは難しい。学生の教育の観点からは、確定的な長期的スケジュールや失敗の許されない固定的な教育方針等よりも、計画の融通性や研究方針の柔軟性等が求められるが、この意味では LHD 実験は学性教育にはあまり向いていないとの見方もあり得る。しかしこれまでの実績が示すように、様々な工夫によってこのような表面的な困難さを克服することは可能であり、LHD 実験は大型装置においても充分大学院教育を行うことができることを実証してきたと言える。
核融合科学研究所の大学院教育は、総合研究大学院大学物理科学研究科核融合科学専攻、名古屋大学大学院工学研究科及び理学研究科、北海道大学大学院工学研究科、
富山大学大学院理工学教育部との連携大学院、特別共同利用研究員としての他大学の学生の教育委託、以上の三本の柱によって成り立っており、LHD 実験においてもこの三種の学生教育が行われている。名古屋大学との連携大学院と特別共同利用研究員
制度では、博士前期課程と後期課程を通して大学院教育を行ってきているが、総合研
究大学院大学では平成 17 年度までは博士後期課程のみを受け入れてきた。その後、総合研究大学院大学は平成 18 年度より５年一貫制博士課程教育を開始し、現在は学部卒業生を直接受け入れている。
総合研究大学院大学は、新しい国立大学として昭和 63 年 10 月に創設された。他の一般の国立大学とは極めて異なった特徴を持ち、全国の国立共同利用機関がその教育のための基盤となり、学生の教育は主としてそれぞれの研究所において行われる。さらに大学全体を統括するための本部が葉山に設置された。基本的な構想としては、博士研究者を育てることを主目的とし、そのために発足当初においては博士後期課程のみを設置していた。核融合科学研究所は、数物科学研究科の核融合科学専攻として平成 4 年 4 月から総合研究大学院大学に加わっている。このような大学院大学としての特徴は、そのまま核融合科学専攻における学性教育の特徴となる訳で、優れた研究環
境の中で豊富な教員に囲まれた大学院教育が特徴である。また、学生の指導を主任指
導教員と指導教員の二人制で行っていることも、他に見られない特徴となっている。
平成 16 年度以降、LHD 実験に関連した研究テーマに基づいて総合研究大学院大学の博士課程を終了した学生は 14 人である。以下に、学生の名前と卒業論文の題目、また研究指導にあたった指導教員名を表に示す。

272

表６．１−１ LHD 実験における総合研究大学院大学博士課程卒業生
学位取得年度

学生氏名

平成１６年度
３月

金場貴宏

〃

辺見 努

〃

Kalinina,
Diana

〃

姚 振宇

〃

Yakovlev,
Mykhaylo

平成１７年度
３月

中野治久

〃

松下啓行

〃

山口太樹

〃

若林英紀

〃

Li,
Huailin平成１８年度
３月

片井隆志

平成１９年度９月

小川博紀〃

Veshchev,
Evgeny〃Li, Zaixin

博士論文題目ＬＨＤにおける超短パルスマイクロ波反射計に関する開発研究
高温超伝導コイルの電磁特性に対する線材内
遮蔽電流の影響に関する研究
Studies of Impurity Behavior in NBI and ECR
Heated LHD Plasmas by means of Tracer
Encapsulated Solid Pellet Injection
Development of Insulating Coating on
Vanadium Alloys for Liquid Lithium Blanket of
Fusion Reactors
Transient Electron Heat Transport in LHD
重イオンビームプローブを用いた揺動分布計
測と経路積分効果の評価法の確立
計測用ビームと中性粒子分析器を用いた高エネルギー粒子閉じ込めの研究
磁気計測による３次元配位のＭＨＤ平衡量同定
ヘリカル系における非中性プラズマの生成と空間電位の磁気面上不均一分布
Low Cycle Fatigue Properties of Reduced
Activation Ferritic/Martensitic Steel(JLF-1) at
Elevated Temperature
Spectroscopic study on forbidden magnetic
dipole transitions in LHD
ＬＨＤ周辺プラズマにおける熱及び粒子輸送に関する研究
Development of Fast Neutral Particle
Diagnostics and Study of Suprathermal Ion
Behaviors in LHD Plasmas
Benchmark study on neutronics performance ofliquid blankets

主任指導
教員

指導教員

川端一男

井口春和

三戸利行

高畑一也

須藤 滋

川端一男

室賀健夫

西村 新

小森彰夫

山田弘司

藤澤彰英

松岡啓介

岡村昇一

松岡啓介

渡邊清政

山田弘司

松岡啓介

岡村昇一

西村 新

室賀健夫

森田 繁

榊原 悟

大藪修義

増崎 貴

須藤 滋

尾崎 哲

室賀健夫

田中照也

また同じく LHD 実験に関連した研究テーマに基づいて、平成 16 年度以降に連携大学院の名古屋大学工学研究科の博士課程を終了した、あるいは終了見込みの学生は以下の７名である。
表６．１−2 LHD 実験における名古屋大学博士課程卒業生および終了見込学生
学位取得年度

学生氏名

平成 15 年度

鳥居祐樹

平成 16 年度

野竹孝志

博士論文題目ＩＣＲＦ領域速波及び遅波を用いたヘリカル磁場配位プラズマの加熱研究
大型ヘリカル装置における電子サイクロトロン共鳴加熱に関する研究

273

指導教員
渡利徹夫
渡利徹夫

平成 16 年度

竹内伯夫

平成 19 年度

竹内正樹

平成 19 年度

大島慎介

平成 19 年度

池田亮介

平成 19 年度

渡辺文武

６．２

速波を用いたヘリカルプラズマの電流分布制御の検討
静電プローブによるヘリカルプラズマにおける L-H 遷
移現象と周辺輸送障壁形成の研究
重イオンビームプローブを用いたプラズマ内部のコヒー
レントモード耕造の研究
CHS 装置における長波長マイクロ波によるオーバーデン
スプラズマ生成と電力吸収特性
大型ヘリカル装置おける周辺 MHD 不安定性の特性と閉じ込めへの影響に関する研究

渡利徹夫
東井和夫
熊澤隆平
東井和夫
東井和夫

ポスドク・若手研究者育成

６．２．１

ポスドクの雇用核融合科学研究所では、いわゆる「ポスドク」に相当する若手研究者に対して、COE研究者として雇用することによりその研究活動を促進し、有力な人材として育てる努力を行っている。平成 16 年度から 19 年度までの期間で、LHD 実験関連の COE 研
究者として採用された若手研究者とその研究課題は以下の通りである。
表６．１−3 LHD 実験を研究課題とするＣＯＥ研究員の採択実績
年度

平成１６

平成１７

平成１８

平成１９

氏名

研究課題

Clive
Alvin
Michael
糟谷直宏
高木尚志
中村希一郎
ゴンチャロフ・パベル
野竹孝志

Development of electron density turbulence and profile diagnostics using
CO2 laser imaging technique
異常輸送の側面から見た多次元的な構造形成の研究
LHD プラズマにおける鋸歯状振動の発生条件の理解
最外殻磁気面外側の周辺領域でのプラズマ密度の２次元計測
Study of suprathermal ion physics in helical plasma by multi-chord passive
NPA
電子サイクロトロン共鳴加熱電力伝送システムの最適化
核融合炉用大型超伝導コイルへ適用するための大容量先進的高温超伝
辺見 努
導導体の開発Kalinina Diana
Sdudy of the titanium transport properties in LHD plasmas
糟谷直宏
異常輸送の側面から見た多次元的な構造形成の研究
中野治久
大型閉じ込め装置における HIBP を用いた研究
大石鉄太郎
輸送障壁の形成による閉じ込め改善時の密度揺動の計測
Clive
Alvin Studies of density fluctuations and profiles in LHD using CO2 laser
Michaelinterferometer and phase-contrast imaging system
等方性黒鉛製ダイバータタイルにおける粒子捕捉特性の把握と高Ｚダ
時谷政行
イバータタイルとプラズマ制御の両立性に関する研究
Veshchev Evgeny
Study of fast particle loss-cone in LHD with multi-channel NPA system
大島慎介
LHD 装置における HIBP による高速イオン励起不安定性の構造解明
LHD におけるエルゴディック層や磁気島を有する L-H 遷移プラズマの竹内正樹
特性の解明、及び CHS における L-H 遷移プラズマとの比較研究

274

６．２．２

若手研究者の研究活動促進

核融合科学研究所では、若手研究者の研究意欲を促進し、研究能力の国際性を高めることを配慮して、研究上の必然性がある場合は積極的に海外に派遣するための努力を行っている。LHD 実験関連の研究活動として、平成 16 年度から 19 年度にかけての若手研究者(45 才以下)の海外派遣実績を以下に示す。
表６．１−4 LHD 実験に関連した海外派遣実績

年度

教授

助教授

助手

平成１６

3

7

40

平成１７

3

15

60

平成１８

0

25

61

275

７．将来計画
７．１ 第１期中期目標・計画の達成に向けて大型ヘリカル研究部は、第１期「中期計画」の「１ 研究に関する目標を達成するための措置」の「（１）研究水準及び研究の成果等に関する目標を達成するための措置」の項目において、下記のような計画を立てている。
制御熱核融合の実現を目指した核融合科学とその基盤となるプラズマ物理学、炉工学などにおいて、学術的体系化を図り、世界に先駆けた成果を上げる。
① 大型ヘリカル実験装置（ＬＨＤ）の性能を最大限に発揮させ、環状プラズマの総合的理解と核融合炉心プラズマの実現に向けた学術研究を行う。このためにプラズマ
加熱機器及び計測機器の整備・増強、装置の改良を進め、核融合炉心プラズマを見通せるＬＨＤプラズマの高性能化を目指す。
② プラズマの高性能化に必要となる物理機構の解明を、研究所や大学・附置研究所・センターの装置・設備を有機的に活用し、双方向型共同研究として進める。さらなる閉じ込め改善を実現するための先進的な磁場配位を持つ新規実験装置の検討を、
コミュニティの共通の課題として推進する。
上記中期計画を履行し、中期目標を達成するため、平成２０年度は、下記の計画を進める。
① プラズマ加熱機器の整備・増強、改良を進めることにより、平均電荷数の小さい
高イオン温度プラズマ、プラズマと磁場の圧力の比の大きいプラズマ、入力エネルギ
ーの大きい長時間放電プラズマ等を実現し、核融合炉心プラズマを見通せるＬＨＤプ
ラズマの高性能化を目指す。また、関連する学術研究を行う。
磁場電源を整備し、プラズマの位置を時間的に制御することによって、プラズマと磁場の圧力の比の大きいプラズマを実現し、ＬＨＤプラズマのさらなる高性能化を目指す。
プラズマの詳細な分布が得られる計測機器の整備・増強、改良を進め、プラズマの高性能化に必要なデータの取得に努める。
② 筑波大学プラズマ研究センター、京都大学エネルギー理工学研究所附属エネルギ
ー複合機構研究センター、大阪大学レーザーエネルギー学研究センター及び九州大学
応用力学研究所高温プラズマ力学研究センターと研究所の間で双方向型共同研究を推進する。また、双方向型共同研究の一環として研究センターが持っている全国共同利用機関の機能により、研究センターと大学等との共同研究のさらなる活性化を図る。
双方向型共同研究の研究推進基盤をさらに強固にするため、必要な装置の整備等をコミュニティの意見も反映させて進める。
さらなる閉じ込め改善を実現するための先進的な磁場配位を持つ新規実験装置の検討を、コミュニティの共通の課題として推進する。

276

平成２１年度は、下記のような計画を進め、６年間のまとめとして中期計画を完全に履行するものとする。
① プラズマ加熱機器及び計測機器の整備・増強、装置の改良を進め、核融合炉心プ
ラズマを見通せるＬＨＤプラズマの高性能化を目指す。これにより、ＬＨＤの性能を最大限に発揮させ、環状プラズマの総合的理解と核融合炉心プラズマの実現に向けた学術研究を行う。
② プラズマの高性能化に必要となる物理機構の解明を、研究所や大学・附置研究所・センターの装置・設備を有機的に活用し、双方向型共同研究として進める。さらなる閉じ込め改善を実現するための先進的な磁場配位を持つ新規実験装置の検討を、
コミュニティの共通の課題として推進する。
これにより、制御熱核融合の実現を目指した核融合科学とその基盤となるプラズマ
物理学、炉工学などにおいて、学術的体系化を図り、世界に先駆けた成果を上げる。
さらに、大型ヘリカル研究部は、第１期「中期計画」の「２ 共同利用等に関する目標を達成するための措置」の「（１）共同利用等の内容・水準に関する目標を達成するための措置」及び「（２）共同利用等の実施体制等に関する目標を達成するための措置」の項目において、それぞれ下記のような計画を立てている。
（１）共同利用等の内容・水準に関する目標を達成するための措置
大型ヘリカル装置（ＬＨＤ）などの実験装置を用いた共同利用・共同研究を推進するために、環境を整備する。
（２）共同利用等の実施体制等に関する目標を達成するための措置
大学及び研究機関にある研究者コミュニティとの双方向性を持った共同研究を推進するための制度を新たに構築する。
上記中期計画を履行し、中期目標を達成するため、平成２０、２１年度は、下記の計画を進める。
（１）共同研究の成果は、成果報告会等により広く公開し、意見を求めるとともに、共同研究委員会、あるいは専門委員会で評価する。また、これらの意見、評価等
を共同研究課題の採択の審査等に反映させることにより、研究水準の向上を図る。
共同研究の採択審査時に、応募者の必要とするＬＨＤの実験条件について実験責任者の意見を求め、採択後は必ず LHD で実験を行えるように配慮する。共同研究として受け入れた後は、遠隔実験参加システムやメールを活用する等して、実験の実施、実験データへのアクセス、情報提供等で所内と同等に近い研究環境を提供し、共同研究者が LHD 実験に参加し易いようにして共同研究のさらなる発展を図る。
（２）大学及び研究機関にある研究者コミュニティとの双方向性を持った共同研究を推進するための制度として新たに構築され、平成１６年度に運用を開始した双方

277

向型共同研究により、双方向性を持った共同研究をさらに推進する。また、この双方向型共同研究に加えて、ＬＨＤ計画共同研究と一般共同研究の計３つのカテ
ゴリーを利用して、共同利用・共同研究をより活発に推進する。即ち、研究所と大学等の間で共同研究契約を結んで行う双方向型共同研究、大学等で育まれている各種の研究、技術等を LHD 実験に適用・集約するため、大学等で先ず行うＬ
ＨＤ計画共同研究、大学等からの研究者が研究所の設備を使って行う一般共同研
究により、研究所を中心とした種々の形態の共同利用・共同研究に対応する。
これらにより、中期計画に記述した上記２つの項目の措置を履行し、対応する中期目
標を達成することができる。
上述のように、大型ヘリカル研究部が関わる中期目標については、平成２０、２１
年度の年度計画を実施して中期計画を履行することにより、達成できる見通しである。
さらに、大型ヘリカル研究部は、第１期中期目標を達成したと判断した時点で、第２期中期計画を立案するために、即ち、第２期中期計画の見通しを得るために必要な、プラズマ加熱機器、計測機器等の整備、増強、改良等を行う計画である。この場合、ＬＨＤの実験期間は、上述の平成２０、２１年の年度計画で予定しているものより短
くなる、あるいはＬＨＤ実験を行わない可能性がある。
７．２

第２期中期目標・計画への展望

ＬＨＤは定常無電流という特長を持つ磁場閉じ込め装置として、これまで世界に先駆けた高性能プラズマ実験を遂行してきた。今後もさらに、将来の核融合実証炉建設に向け、革新的概念を実証し、データベースの蓄積を図っていく必要がある。
核融合炉心プラズマ及びそれを実現する磁場や加熱等の諸装置は、極めて複雑な関係を相互に持ったシステムである。そこに起こる様々な現象の科学的裏づけを得ずしては、信頼性ある核融合炉を構築することはできない。
将来の核融合炉では重水素・三重水素が燃料として用いられるが、ＬＨＤにおいては軽水素あるいはヘリウムのみを用いるプラズマ実験をこれまでに１０年あまり実施してきた。ＬＨＤ計画は、核融合反応そのものを研究対象とするのではなく、核融合反応の実現に必要とされる高温プラズマの物理の体系化および要素技術の実証を行うことが役割である。
これまでに集積された実験データは大型トカマク実験と比較・対照できるレベル（物理量の差異が 1 桁以内）に達している。そこでは多くの科学的な知見が蓄積されてきており、今後さらにヘリカル系核融合炉を見通すために研究の集約を図っていく
ことが中長期的な目的となる。このためには加熱装置の増力等の整備とともに、プラ
ズマ閉じ込めの改善を利用した性能向上が見込める方策を実行することが必要不可
欠である。

278

水素の同位体である重水素を用いることによって閉じ込めが改善することが他の多くの研究で示されており、これによって装置の大きさが現有のままでも、より高性能なプラズマを研究対象として手にすることが可能である。同時に質量の違いに代表される同位体効果を明らかにすることができる。さらに、主要な加熱装置である中性粒子入射（NBI）装置の増強が重水素を用いることによって効果的に行うことができる。このように重水素の利用は相乗的にＬＨＤ実験計画の飛躍的な進展に直接つながるものである。
このように、重水素実験は、プラズマ性能のさらなる向上を図ると同時に、プラズ
マ燃料である水素の同位体効果を把握することも本質的な課題として位置づけられる。
したがって、現在得られつつある物理的理解および実験設備整備の基盤の上に、現有のＬＨＤを用いた重水素実験の遂行により、プラズマの高性能化を図り、閉じ込
め物理の質量依存性（同位体効果）を明らかにして、将来の核融合炉心プラズマを十分な確度で予測できるモデルを構築することを重要課題として取り組むことが是非とも必要である。
以上のことから、第２期中期計画では、重水素実験を中心に据え、これに閉構造フルヘリカルダイバータの整備とプラズマ加熱機器、計測機器等の整備、増強、改良を図ることにより、プラズマの閉じ込めを改善し、より核融合炉心プラズマに近い高性
能プラズマを実現して、制御熱核融合の実現を目指した核融合科学とその基盤となるプラズマ物理学、炉工学等において、学術的体系化を図り、世界に先駆けた成果を上げることが可能である。
具体的には、① ＬＨＤの性能を最大限に発揮させ、環状プラズマの総合的理解と核融合炉心プラ
ズマの実現に向けた学術研究を行う。このために、重水素実験対応機器の整備、閉構
造フルヘリカルダイバータの整備、プラズマ加熱機器及び計測機器の整備・増強、改良を図り、核融合炉心プラズマを見通せるより高性能のＬＨＤプラズマの実現を目指す。
② 重水素実験等を効率良く推進するため、プラズマの高性能化に必要となる物理機構の解明研究等を、例えば、材料の研究を、ネットワーク型共同研究として進める。
このために、双方向型共同研究あるいは一般共同研究の枠組みの下に、研究テーマを限定したネットワークを構築する、即ち、双方向型共同研究で代表されるネットワー
ク型共同研究の多層化を図る。
第２期中期目標・計画の期間中に、上記計画に示された、重水素実験対応機器の整備、閉構造フルヘリカルダイバータの整備、プラズマ加熱機器の整備等が予定通り実施されれば、ＬＨＤ計画で目標としているプラズマパラメータをほぼ達成できると予測している。また、関連して、閉じ込め改善のメカニズムの解明等、比較的個別的な279

学術研究も大きく進展するものと考えられる。これに対して、ヘリカル装置の物理の体系化、環状プラズマの総合的理解等、個別の問題を、謂わば、有機的に結合させて理解しなければならない課題については、個々の課題が第２期中期目標・計画の期間中に解明された後、第３期中期目標・計画の期間に入ってから大きく進展するものと期待している。また、そのような計画となっている。
第２期中期目標・計画期間は、ＬＨＤが核融合研究に大きく貢献し、実証炉に繋がる学術的研究成果を残せるか否かの重要な時期である。世界に先駆けて現在行われている革新的なＬＨＤ実験の現状や第２期中期目標・計画期間に予定されている種々の機器整備の見通しからは、第２期中期目標・計画期間中に予定通りの成果が得られる
見通しであり、第２期中期目標・計画終了時には、核融合炉への展望が現実的に大きく拓けると思われる。

280

８．まとめLHD は、安定性と定常性に特長がある。このことは短いショットのプラズマ実験
も安定に行えることを意味しており、事実、実験開始以来、今年度までの１０年間で約８万回のプラズマ放電を、トカマクにおけるディスラプションのような現象を起こすことなく実施し、新たな発想による試みを含めた物理実験に多くの研究機会を作り出してきた。このような状況の下、第１期中期目標・計画期間中、LHD は、初期実験を足掛かりに、LHD 計画の最終目標を実現するための手掛かりを見出することに成功している。
これまでの LHD 実験における最大の発見は、小さな粒子輸送係数と MHD 安定性が両立することを見出したことである。即ち、ベータ値が小さい時、LHD で発見される以前は、粒子の軌道が磁気面と一致する粒子輸送が小さい磁場配位では、磁気丘が強調されるために、MHD 的に不安定であり、逆に、MHD 的に安定な磁場配位では、粒子軌道が磁気面と一致せず粒子輸送が大きくなると、理論的に予測されていた。
LHD の実験で、粒子軌道が磁気面と一致し粒子輸送が小さいと考えられる磁気軸を標準位置より内側にシフトさせた磁場配位では、確かに MHD 不安定が励起されるが、プラズマの非線形性によって振幅が閉じ込めに大きく影響する前に飽和するため、平衡が保たれることはもちろん、輸送係数も大きく損なわれることはないことが示された。これにより、LHD はそれまでのＩＳＳ９５と呼ばれるスケーリング則を約１．
５倍上回る閉じ込め改善が実現された。ＭＨＤ線形安定性理論の適用範囲と限界を示す体系的な実験解析に基づき、プラズマ自由境界の扱いや圧縮性、非線形効果などを扱う理論の高度化が図られた。また、これらの内寄せ磁場配位による閉じ込め改善が体系的に調べられ、閉じ込め改善度とヘリカルリップルとの間に強い相関があることが見出された。この発見は国際協力による国際ステラレータ/ヘリオトロン閉じ込め
データベース活動によって、多くのヘリカル装置に共通して見られる性質であること
もＬＨＤ実験を基点として検証された。ここで注目すべきことは、この閉じ込め改善
が新古典輸送だけでなく、異常輸送の抑制によるものであることである。ヘリカルリ
ップルの低減による異常輸送の抑制は、今後のヘリカル系装置設計の方針に大きな影響を持つため、後述する帯状流（ゾーナル・フロー）との関係において、ジャイロ運動論に基づくイオン温度勾配モードによる乱流を対象とした大規模シミュレーショ
ンなどの高度な理論的アプローチからも解明が急がれている。
上記、粒子輸送と MHD 不安定性の関係から、NBI を垂直方向から入射してプラズマを効率的に加熱できると考えられる内寄せ磁気軸位置を選んでも、以前予想したよ
うに MHD 不安定性が起こり、平衡が保てなくなるという事態は生じないと考えられた。また、後述するがＩＣＲＦによる加熱の有効性がこの磁場配位で検証され、高エネルギーの捕捉イオンの良好な閉じ込めが実証された。この検証には、実空間３次281

元・位相空間２次元の大規模なモンテカルロ計算が大きな貢献をなしている。このため、第１期中期目標・計画が開始されてから、イオン温度の詳細な小半径方向分布を得るための計測機器として整備を進めていた、計測用垂直入射 NBI を利用して、イオン温度の加熱実験を行った。その結果、水素ガスを用いた実験で、平成 19 年度は6.8keV のイオン温度を達成し、18 年度の 5.2keV を更に超えた値をより高密度（2×1019m-3）の条件下で実現することができた。これにより、LHD 計画が最終目標としている１０keV のイオン温度を実現するための展望を大きく拓くことができた。
LHD では、これまでプラズマの加熱用として接線 NBI を整備してきたが、接線 NBIの場合、中心部に打ち込むには大きな加速電圧を必要とするため、プラズマとの荷電交換は主に電子との間で起こり、イオンは NBI によって直接加熱されない。このため、高イオン温度を実現することが難しく、如何にイオン温度を加熱するかが課題となっていた。
第１期中期目標・計画期間中、プラズマの詳細な密度分布が得られる計測機器等の整備を進め、プラズマの高性能化に必要な多くの基礎データを取得することができた。
重イオンビームプローブは、定格エネルギーで稼動させることに成功し、プラズマの詳細な分布計測を開始している。また、トムソン散乱計測や炭酸ガスレーザー干渉計
による密度分布の精細計測や、偏光計測にゼーマン分離を利用した中性原子２次元分布計測なども順調に稼動を始め、周辺プラズマの物理量分布を同時に取得することが可能となり、プラズマの構造形成に関する理解が進んでいる。支援実験装置 CHS では、２台の重イオンビームプローブの同時計測によりトロイダルプラズマ中に帯状流が存在する事を世界に先駆けて実験的に明らかにした。さらに、先に述べたように、
計測用垂直入射 NBI を利用した荷電交換分光の整備を進めた結果、イオン温度の詳細な小半径方向分布やプラズマの回転などを計測することに成功している。
これらのプラズマの回転と電場（静電ポテンシャル）の計測を基にしたプラズマの流れと乱流の研究はすでに核融合科学研究所においてＣＨＳを用いた先駆的な研究がある。ＣＨＳでは世界で初めて帯状流を同定し、その乱流とのエネルギー交換など
とも、極めて学術的価値の高い成果を挙げた。ミクロスケールの乱流とメゾスケールの帯状流そして、輸送障壁などのマクロスケールの構造形成に関する理論は、これらの実験結果ともに大きく進展してきた。
荷電交換分光を用いた計測では、水素プラズマの中心イオン温度 6.8keV を計測するとともに、その詳細な小半径方向分布も計測している。イオン温度の勾配は、周辺部と中心部で明らかに異なっており、中心部で急峻となっていることから、中心部で閉じ込めの改善が起こった可能性を示唆している。垂直 NBI のみ入射した場合には、周辺部と中心部でイオン温度の勾配に変わりはなく、接線 NBI が入射して始めてイ
オン温度勾配に違いが現れることから、垂直 NBI によりある程度高いイオン温度が実現しているところへ、接線 NBI が入射すると相乗効果により閉じ込めの改善が起こるものと考えられる。何故このような閉じ込めの改善が起こるのか、現在、解析を進めているところであるが、何れにせよ、接線 NBI は垂直 NBI と組み合わせること

282

により、その真価を発揮することが実験的に明らかとなった。
計測用垂直入射 NBI を利用した荷電交換分光によるイオン温度の計測は、プラズ
マ中に不純物として含まれている炭素を利用して行われるため、炭素がなくなるとイ
オン温度の計測はできないことになる。高イオン温度を達成したショットでは、より
イオン温度の低いショットに比べて、プラズマ中心部の炭素が減少していることが見出された。即ち、閉じ込めが改善され、中心部の温度が高くなると、不純物は中心部から排除されることが明らかとなった。トカマクでは、プラズマの閉じ込めが改善されると、不純物の閉じ込めも改善され、不純物がプラズマに蓄積されるという問題が生じるが、LHD では、このような問題は生じず、一旦閉じ込めが改善されると、ますます閉じ込めが改善される方向に向かうことが明らかとなった。より高いイオン温度を実現するため、密度を減少させて実験を行った場合には、イオン温度は高くなっている可能性は大きいが、中心部の炭素がより減少するため、信頼性のある計測ができない結果となり、今後とも、高イオン温度の分布計測の改良、開発を引き続き行う
必要があり、第２期中期目標・計画への課題として残っている。
プラズマ制御法を工夫し、LHD プラズマの高性能化を目指した研究では、革新的な排気法であるローカルアイランドダイバータ（LID）を利用した周辺プラズマ制御
研究が進展し、超高密度プラズマの生成に成功している。LID は期待していた通りの周辺プラズマ制御機能を有していることが確認され、粒子制御によって周辺プラズマの電子温度勾配が急峻となる良好な閉じ込め状態が実現されるなど、能動的な周辺プ
ラズマ制御に成功した。LID 磁場配位では、プラズマの体積が LID 磁場配位でない時の約６０％にまで減少するにも拘わらず、中心温度は、LID 磁場配位でない時と同じ値を達成している。これらのデータは、第２期中期目標・計画で予定している閉構造フルヘリカルダイバータの設計に活かされる。
ＬＩＤが稼動すると、ガスパフによって供給されるガスは、セパラトリックス近傍で電離するため、ＬＩＤによって排気され、プラズマ閉じ込め領域に到達しないと予想されていたが、実験的にもこれが確かめられた。実際、ガスパフによって生成されるプラズマは、密度が低く、ガスパフ量を増やしても密度を増加させることは難しかった。このため、ＬＩＤ稼動時にペレットを入射させることによりプラズマを制御する研究を進め、連続的にペレットを用いることによって内部拡散障壁（ＩＤＢ）を形成し、ＩＤＢ内部で５００兆個/ｃｃに達する超高密度プラズマを生成することに成功した。さらに、壁で排気する手法を用いて、ＩＤＢを形成し、１，１００兆個/ｃｃに達する超高密度プラズマを形成することにも成功している。ＩＤＢの形成メカニ
ズムは、現在、ＭＨＤ平衡・安定性およびプラズマ流体と中性粒子モンテカルロ計算を組み合わせた３次元周辺プラズマ解析を中心として理論的に検討中である。
上記結果を受け、核融合炉心プラズマとして従来の高温高密度プラズマを生成・利用するシナリオから、ＩＤＢを利用した、超高密度で比較的低温のプラズマを使うシ
ナリオを提案し、その研究を推進している。このシナリオの利点は、従来のものに比283

べて達成し易いことである。さらに、この新しいシナリオに基づく炉設計の研究も開始している。
第２期中期目標・計画では、閉構造フルヘリカルダイバータでＬＩＤと同等以上のダイバータ機能を実現し、プラズマの閉じ込めのさらなる改善を目指す。閉構造フル
ヘリカルダイバータでは、プラズマの体積が減少しないため、プラズマの温度の改善も望めるものと期待されている。
高ベータ実験では、磁場配位の最適化を行った結果、第１期中期目標・計画期間中に５%の体積平均ベータ値を達成することに成功した。低磁場を用いて行っている高ベータ実験では、これまで、蓄積エネルギーを大きくするため、プラズマ体積が大き
い磁場配位で、安定性を考慮して磁気井戸が形成され易いものを使ってきた。平成１５年度からは、プラズマの体積は多少小さいが回転変換が大きく、シャフラノフシフ
トの少ない磁場配位で実験を行っている。この場合、磁気井戸は形成され難いが、通常の磁場強度での実験同様、たとえ不安定性が励起されたとしても非線形性により振幅が小さい段階で飽和し、閉じ込めに大きな影響を与えないことを期待している。実際、閉じ込めを破壊するような不安定性は、これまでのところ見出されていない。新しく採用した磁場配位の長所は、シャフラノフシフトが小さいため、NBI からの高速粒子の閉じ込め、即ち、加熱効率が高く、ベータ値を上げ易いことである。実際、平成１５年度の実験では、ベータ値を高くすることが可能となり、ベータ値がある閾値
を超えると、周辺部で励起した複数の MHD モードがプラズマ内側から外側に向けて徐々に安定化される現象が現れることが明らかとなった。ベータ値が低い場合には、
m/n = 1/1 モードが不安定となっているが、ベータ値を上げると、1/1 モードは安定化され、より高次モードの m/n = 2/3 と 1/2 が励起されることが明らかとなった。さらにベータ値を上げると、2/3 と 1/2 モードも安定化され、より高次モードの m/n = 2/5
モードが励起される。この時、周辺部の電子温度分布の、各モードが励起している位置に対応した所が局所的に平坦化することが明らかとなっている。この平坦化がMHD モードの安定化に寄与していると考えられ、不安定性の自発的な安定化、有限ベータ効果による磁気面の構造変化等の観点から研究を進めている。従来の線形ＭＨ
Ｄ理論では説明できない現象が鍵となっており、非線形効果、自由境界や磁力線の乱れ、圧縮性などを考慮した高度化したＭＨＤ理論による取り組みがなされている。こ
こに来て、ＩＤＢプラズマを含めて高ベータプラズマの理論解析の基盤となる平衡について、核融合科学研究所において開発された磁気面の存在を仮定しないＨＩＮＴコードが本質的な役割を果たしていることは特筆されるべきであろう。
現在使用している磁場配位は、上述のようにシャフラノフシフトを小さく抑えられることが特長であるが、既に５%の体積平均ベータ値を達成していることから、シャフラノフシフトは実際にはかなり大きな値となっている。このため、次の手法として、
ポロイダル磁場を時間的に掃引し、シャフラノフシフトを打ち消してプラズマの位置を一定に保つことを計画している。これにより、高い加熱効率を常に保つことが可能

284

となり、５％を大きく超えるベータ値を実現できるものと期待されている。現在、ポロイダル磁場を時間的に掃引するための電源を整備しており、第１期中期目標・計画
期間中に、このポロイダル磁場を時間的に掃引する実験を予定している。閉構造フル
ヘリカルダイバータを設置した場合、使用可能な磁場配位はバッフル板の構造でほぼユニークに決定され、しかもダイバータレッグがバッフル板に当たらないようにシャフラノフシフトを抑えて実験を進めなければならない。このため、ポロイダル磁場を時間的に掃引する手法は、第２期中期目標・計画では必要不可欠なものであり、第１期中期目標・計画期間中にその手法の完成が待たれている。
定常加熱実験も、第１期中期目標・計画期間中に大きな成果を挙げることができた。
プラズマを高周波で生成・加熱するイオンサイクロトロン加熱法を主に用いて、大電力による定常加熱実験を重点的に行った。その結果、約５００kW の加熱入力パワー
で、プラズマの温度が１，２００万度、密度が４兆個/ｃｃの高温プラズマを５４分２８秒に亘り連続して保持することに成功した。また、プラズマに入力したエネルギー値としては核融合研究にとって新しい領域となる１.６ギガジュールを達成した。長時間運転するためにはプラズマからの熱を最終的に受け止めるダイバータ板の温度上昇を抑えることが不可欠であるが、この放電では、ヘリオトロン磁場配位の特長を利用して、即ち、プラズマ生成中に閉じ込め磁場を僅かに変化させて効率よく熱負荷を分散させる手法が用いられた。このように、この長時間運転には、プラズマと壁との相互作用の研究や固体表面に関わる物理研究から加熱や除熱に関わる工学研究に至る学術研究の積み重ねが活かされている。さらに、ECH の単独加熱による定常加熱
実験では、約１１０kW で１時間５秒の放電に成功した。今後はさらに大きな加熱パ
ワーで１時間程度の定常加熱実験を行い、プラズマ制御、プラズマ壁相互作用、高熱負荷材料などの研究を進めて行く予定である。
LHD におけるプラズマのさらなる閉じ込め改善は、前節で述べたように、重水素実験、閉構造フルヘリカルダイバータ、プラズマ加熱パワーの大幅な増強等により、第２期中期目標・計画期間中に実現させる予定となっている。プラズマ加熱パワーの大幅な増強は、電場で閉じ込めの改善を行う方法と密接に関係している。LHD では、
電子ルートによる正の径電場が、比較的密度の高い場合には周辺部に、密度の低い場
合には小半径方向の全域で形成されることが確かめられている。また、ECH のパワーがプラズマの中心に集中している状態では、NBI と組み合わせることにより、中心部に形成される。この場合、周辺部との間で、形成された電界の値に大きな差が見られ、電子系の輸送障壁として研究が進められている。これらの研究で、大きな正電場が形成されると輸送係数が大幅に減少することが明らかになっている。このことから、
今後、加熱パワーを増強して、通常の密度でも小半径方向の全域で正の径電場を自在に形成できるようになれば、確実に大幅な閉じ込めの改善が実現されるものと思われる。即ち、加熱パワーを増強することにより、単純な加熱パワーの増強に比べ、効率285

的なプラズマ閉じ込め改善のシナリオを描いている。また、最近可能となったイオンを直接加熱する方法をさらに推進することにより、イオン系の伝導損失などの閉じ込めに関する理解が進むとともに、電場による閉じ込め改善（イオン系により有効）の効果が明確に観測されることが期待される。電場を鍵とした閉じ込め改善および異常輸送の解明への取り組みはヘリカル系から始まり、トロイダルプラズマを理解する上で欠くことのできないパラダイムとなった。電場、乱流と流れはこれらのトロイダル
プラズマの総合的理解およびＬＨＤプラズマの高性能化につながる物理課題として
実験、理論、シミュレーションの強く、包括的な連携によって解明に当たるものである。
以上のように、LHD は、第１期中期目標・計画を予定通り終了できる見通しが立っており、第２期中期目標・計画に向けて、種々の準備を開始し、学術研究をさらに進められる段階にあると言える。

286

付

録

外部評価委員会ＬＨＤ専門部会からの質問に対する回答
外部評価委員会ＬＨＤ専門部会

委員

各位

１２月 1 日の外部評価委員会では丁寧なご審議をいただきありがとうございました。
当日専門部会からいただきました以下のご質問につきまして、回答をご用意いたしま
したのでご査収ください。
なお、評価の観点に基づくまとめが当日配付資料５にありますのでこちらも併せてご参考にしていただければ幸いです。
1．他分野への発信の具体例を示すこと。
新聞雑誌記事は年度ごとにまとめること。
2．大学院教育について
大学院生をどのようにして集めているか。
大学院生はどのようなところに就職しているか。
3．若手研究者育成について
国際会議等への派遣実績を示すこと。
4．理論データ解析について
シミュレーション、トカマクとの連携の具体例を示すこと。
「総合力のアップ」とはどのようなことを指すのか説明すること。
5．ＩＴＥＲに向けた計測器開発はどうなっているか説明すること。
6．Klinger 委員のご意見
要素研究の成果としての成果はすばらしい。一方、これらの成果をこれからどう統合していくか？ 例えば、定常について。ＥＣＨは定常に向いているが、高密度へのＯＸＢなど含めて増強すべきである。 またＬＩＤも閉じ込め改善の実証など大いに成果があったが、高熱負荷の問題があるからヘリカルダイバータにする必要がある。
7．Lee 委員のご意見
ヘリカル炉を指向した研究は焦点を絞っていく必要がある。一方、ミラー、レーザ
ーとの双方向型研究は拡大していく視点が必要。方向性が異なる２つの研究をどのように進めていくのか。
また、重水素実験には時間がかかり、それを待ちすぎることはよくない。有効な予算の範囲で、垂直 NBI、閉ダイバータを先行させるべきである。
8． 法人化前と現在とを比較し進展がわかる表が欲しい。

核融合科学研究所
大型ヘリカル研究部
研究総主幹 小森彰夫

1

1．他分野への発信の具体例を示すこと。新聞雑誌記事は年度ごとにまとめること。
平成１６年度以降の核融合研の活動に関する新聞報道の内、ＬＨＤに関するものは以下の通りで
ある。
年度

平成１６

平成１８

日付

掲載紙名

内容

H16.7.2 日本経済新聞

冷却システムの模擬実験装置

H16.7.2 岐阜新聞

核融合の冷凍模擬装置開発

H16.7.2 日刊工業新聞

国内最大のヘリウム冷凍機模擬装置

H16.12.18 朝日新聞

エネルギー値

H16.12.18 読売新聞

高温プラズマ持続H16.12.18 中日新聞

プラズマ保持で世界記録

H16.12.18 岐阜新聞

高温プラズマの持続時間

H16.12.20 日刊工業新聞

プラズマ入力エネで１．３ギガジュールを達成

H16.12.31 週刊エネルギー通信

ＬＨＤの成果を幅広く紹介

H18.4.12 毎日新聞

文科省表彰へ

H18.4.12 朝日新聞

核融合科学研究所世界記録を更新

H18.4.12 読売新聞

高温プラズマ維持時間世界記録更新

H18.4.12 中日新聞

加熱エネルギー世界記録を更新

H18.4.12 岐阜新聞

高温プラズマ生成で世界記録

H18.7.20 日刊工業新聞（特集記事）テクノ学び隊でＬＨＤを紹介

H19.1.23 読売新聞

（特集記事）核融合科学研究所を訪ねる

2

世界記録更新核融合研が世界新核融合研が世界記録

2．大学院教育について
2.1 大学院生をどのようにして集めているか。
以下に示す活動の他、北海道大学大学院工学研究科、富山大学大学院理工学教育部との大学院連携による集中講義を行い紹介をしている。また留学生については教員の国際的な研究活動に付随して大学院生の受け入れが可能なことを広報している。
○大学院説明会
総合研究大学院大学の紹介と核融合科学専攻における教育・研究活動の説明。基盤研究機関
である核融合科学研究所の研究活動紹介。名古屋大学大学院工学研究科及び理学研究科に於いても同時期に説明会を開催している。
○総研大・夏の体験入学
大学院修士学生、大学生、高専生を対象に、１週間の合宿形式で大学院における研究活動を体験する総研大としての企画を平成１６年から実施している。参加者に対して、核融合科学専攻における研究内容を直接に体験してもらうと共に、核融合科学専攻への志望を促している。
過去 4 回の実施により、参加者のうち、６名が受験し、４名が入学（予定を含む）している。
○総研大・アジア冬の学校
国内を含むアジア諸国の大学生、大学院生を対象に、プラズマ物理の基礎、核融合プラズマ
実験、シミュレーション科学等の研究について、講義形式で行う。国際的な交流と総研大・核融合科学専攻の広報も合わせて行っている。
○一般公開
核融合科学研究所の一般公開において、総研大・核融合科学専攻のブースを設け、大学院教育についての広報を行っている。
○HP による専攻紹介
ホームページにより、核融合科学専攻の紹介、入学案内、各種行事の案内、と共に、学生生活の紹介も行って、関心を持ってもらう。

平成１６年度
入学者獲得活動

開催期間

大学院説明会

6/5

夏の体験入学8/2～6

アジア冬の学校

12/9～11

一般公開

10/30

ＨＰ

平成１７年度

参加
学生数
9

開催期間

平成１８年度

参加
学生数

開催期間

平成１９年度

参加
学生数

開催期間

参加
学生数

5/20

14

4/28

10

5/18

9

17 8/18～24

13

8/7～1127

8/6～104021(6) 12/13～16 38(17) 2/27～3/2 29(18) 2/26～29

未定

-

8/20

-

10/28

-

-

-

-

＊( )は外国人内数-

3

-

11/10

-

- 大学院ナビに掲載

2.1 大学院生はどのようなところに就職しているか。
核融合研は総合研究大学院大学の物理科学研究科の 1 専攻を構成し学年定員は 6 名である。
平成１６年度から１９年度にかけての総研大卒業生は２３名（内、留学生は７名）である。
その就職先の分布を下図に示す。

4

3．若手研究者の海外派遣実績
3.1 若手教員
准教授（助教授）、助教（助手）、博士研究員について年度ごとの派遣実績を以下に示す。
平成 16 年度
職名
助手

氏名
後藤 晋

助手

横山雅之

助手

前川龍司

助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手

鈴木千尋
西浦正樹
吉沼幹朗
坂本隆一
田中謙治
増崎 貴
芦川直子
庄司 主
斎藤健二
中西秀哉

助手

後藤基志

助手

大舘 暁

助手

徳澤季彦

助手

成嶋吉朗

助手

永岡賢一

助手

三浦英昭

助手
助手
助手
助手

田中照也
横山雅之
秋山毅志
田村直樹

助手

中村浩章

助手

田村祐一

助手

西澤章光

助手

杉山貴彦

助手

田中照也

助手

妹尾和威

出国日
帰国日
2003/6/1 2004/5/31

行き先
用務
イギリス ロンドン大学インペリアルカレッジ
オーストラ
改善閉じ込めと磁場構造の理論研究
2004/3/23 2005/1/23
リアInternational Crycooler Conference
2004/3/28 2004/4/3 アメリカに出席
2004/4/18 2004/4/24 アメリカ 第 15 回高温プラズマ計測会議に出席
2004/4/18 2004/4/24 アメリカ 第 15 回高温プラズマ計測会議に出席
2004/4/18 2004/4/24 アメリカ 第 15 回高温プラズマ計測会議に出席
2004/5/10 2004/5/15
中国
拠点大学交流事業
2004/5/10 2004/5/15
中国
拠点大学交流事業
2004/5/23 2004/5/30 アメリカ 第 16 回 PSI
2004/5/23 2004/6/3 アメリカ 第 16 回 PSI
2004/5/23 2004/5/30 アメリカ 第 16 回 PSI
2004/5/23 2004/5/30 アメリカ PSI
2004/6/8 2004/7/7 アメリカ 日米 研究者派遣International Conference on
2004/6/20 2004/6/30 フランス Spectral Line Shapes に出席，研究打ち合わせ
研究打ち合わせ，第 31 回プラズマ物
2004/6/23 2004/7/3
ドイツ
理学に関する欧州国際会議に出席
第 31 回プラズマ物理学に関する欧州
2004/6/27 2004/7/7 イギリス
国際会議に出席第 31 回プラズマ物理学に関する欧州
2004/6/27 2004/7/4 イギリス
国際会議に出席第 31 回ヨーロッパ物理会議に出席，
2004/6/27 2004/7/7 イギリス
研究打ち合わせ10th European Tubulence Conference
2004/6/28 2004/7/4 ノルウェーに出席
2004/7/12 2004/7/16 アメリカ 日米 WS
2004/8/23 2004/9/2
ドイツ 研究打ち合わせ
2004/8/25 2004/8/28
韓国
日韓セミナーに出席
2004/8/25 2004/8/28
韓国
日韓セミナーに出席
Conference on Computational
2004/8/30 2004/9/6 イタリア
Physics 2004 に出席
Conference on Computational
2004/8/30 2004/9/6 イタリア
Physics 2004 に出席
第 10 回負イオンの生成と中性化に関
2004/9/10 2004/9/20 ウクライナする国際会議出席
第 7 回トリチウム科学技術国際会議
2004/9/12 2004/9/19
ドイツ
出席、発表
第 16 回核融合エネルギー技術に関す
2004/9/13 2004/9/17 アメリカ
る国際会議に参加
2004/10/2 2004/10/10 アメリカ 応用超伝導会議（ASC2004）に出席

52004 年応用超伝導会議（ASC2004）に出席
研究打合せ，第 12 回プラズマ物理国
助手
吉村信次 2004/10/20 2004/10/29 フランス
際会議に出席助手 登田慎一郎 2004/10/24 2004/10/31 フランス 第 12 回プラズマ物理国際会議に出席
助手
稲垣 滋 2004/10/31 2004/11/8 ポルトガル IAEA
助手
田中謙治 2004/10/31 2004/11/13 ポルトガル IAEA，ITPA
助手
佐竹真介 2004/10/31 2004/11/8 ポルトガル IAEA
助手
長壁正樹 2004/10/31 2004/11/8 ポルトガル IAEA
助手
津守克嘉 2004/10/31 2004/11/8 ポルトガル IAEA
助手
井戸 毅 2004/10/31 2004/11/8 ポルトガル IAEA
助手
三浦英昭 2004/10/31 2004/11/8 ポルトガル IAEA
助手
大舘 暁
2004/11/7 2004/11/12 ポルトガル ITPA
助手
石崎龍一 2004/11/13 2004/11/21 アメリカ APS
助手
大谷寛明 2004/11/13 2004/12/12 アメリカ 日米 研究者派遣
助手
磯部光孝 2004/11/14 2004/11/26 アメリカ APS，研究打ち合わせ
助手
田村直樹 2004/11/14 2004/11/28 アメリカ APS，研究打合せ
助手
南 貴司 2004/11/14 2004/11/21 アメリカ APS
助手
後藤基志 2004/12/12 2005/9/28
ドイツ TEXTOR トカマク実験参加
助手
加藤太治
2005/2/16 2005/2/24 アメリカ 日米 研究者派遣
助手
山岸 統
2005/2/20 2005/2/27 アメリカ ワークショップに出席「大量計測データから有意波形を採助手
中西秀哉
2005/3/10 2005/3/26 アメリカ 掘するデータベース検索法の研究」に関する打合せ高速度接線 X 線カメラに関する研究助手
大舘 暁
2005/3/13 2005/3/19
ドイツ
打合せ
第 8 回 ITPA 計測トピカルグループ会
助手
西浦正樹
2005/3/13 2005/3/19 イギリス
合に出席
助手
関 哲夫
2005/3/14 2005/3/19
中国
拠点大学交流Wenderstein のデータ収集システム
助手
江本雅彦
2005/3/15 2005/3/21
ドイツ
調査
ECH システムの開発と実験研究に関助手
伊神弘恵
2005/3/17 2005/3/26
ドイツする情報収集助手
徳澤季彦
2005/3/19 2005/3/25 アメリカ 日米 WS
助手
秋山毅志
2005/3/19 2005/3/25 アメリカ 日米ワークショップ，研究打ち合わせ
助手
加藤太治
2005/3/21 2005/3/23
韓国
共同研究
助手
芦川直子
2005/11/7 2005/11/13 ポルトガル ITPA 会合に出席
研究打ち合わせ，第 15 回高温プラズ
助教授 尾崎 哲
2004/4/15 2004/4/24 アメリカ
マ計測会議に出席
Peterson
日韓核融合研究協力に関する専門家
2004/4/20 2004/4/22
助教授
韓国
Byron Jay
会合出席
第 13 回 ECE と ECH に関する国際会議
助教授 久保 伸
2004/5/16 2004/5/22
ロシアに出席
助教授 廣岡慶彦
2004/5/22 2004/5/31 アメリカ 日米 研究者派遣
助教授 森崎友宏
2004/5/23 2004/5/30 アメリカ 第 16 回 PSI
助教授 佐久間良一 2004/5/24 2004/5/28 スペイン 国際放射線防護学会
助教授 藤澤彰英
2004/6/26 2004/7/4 イギリス 第 31 回ヨーロッパ物理会議に出席
第 31 回プラズマ物理学に関する欧州
助教授 榊原 悟
2004/6/27 2004/7/4 イギリス
国際会議に出席助教授 市口勝治
2004/6/27 2004/7/3 イギリス 第 31 回ヨーロッパ物理会議に出席
第 5 回プラズマ閉じ込めのための開助教授 冨田幸博
2004/7/2 2004/7/10
ロシア
放端系磁場システム国際会議に出席
助手

菱沼良光

2004/10/2 2004/10/10 アメリカ

6

助教授
助教授

長坂琢也
Peterson
Byron Jay

助教授

河野孝央

助教授

廣岡慶彦

助教授

榊原 悟

助教授

山田修一

助教授

田中基彦

助教授

柳

助教授
助教授
助教授

助教授
助教授
助教授
研究員

田中雅慶
久保 伸
藤澤彰英
Peterson
Byron Jay
渡邊清政
下妻 隆
渡邉智彦
藤堂 泰
廣岡慶彦
長坂琢也
田島輝彦
森崎友宏
藤澤彰英
廣岡慶彦
山田修一
力石浩孝
Peterson
Byron Jay
下妻 隆
藤堂 泰
尾崎 哲
松原章浩

研究員

小渕 隆

助教授
助教授
助教授
助教授
助教授
助教授
助教授
助教授
助教授
助教授
助教授
助教授
助教授
助教授

研究員

長門

2004/7/25 2004/8/22

アメリカ 日米 研究者派遣

2004/8/25 2004/8/28

韓国

日韓セミナーに出席

第 7 回トリチウム科学技術国際会議
出席、発表
核融合エネルギー工学に関するトピ
2004/9/13 2004/9/18 アメリカ
カルミーティングに出席
第 3 回データ妥当性に関するワーク
2004/9/14 2004/9/19 フランス
ショップに出席第 23 回核融合技術に関する国際シン
2004/9/18 2004/9/26 イタリア
ポジウムに出席2004/9/21 2004/10/1 アメリカ 分子物質における静電効果の研究
応用超伝導会議（ASC2004），日米 WS
2004/10/3 2004/10/15 アメリカに出席
2004/10/22 2004/10/29 フランス 第 12 回プラズマ物理国際会議に出席
2004/10/24 2004/10/31 フランス 第 12 回プラズマ物理国際会議に出席
2004/10/30 2004/11/8 ポルトガル IAEA
2004/9/10 2004/9/19

ドイツ

2004/10/31 2004/11/8 ポルトガル IAEA
2004/10/31 2004/11/8 ポルトガル IAEA
2004/10/31 2004/11/8 ポルトガル IAEA
2004/10/31 2004/11/8 ポルトガル IAEA
2004/10/31 2004/11/8 ポルトガル IAEA
2004/10/31 2004/11/6 ポルトガル IAEA
2004/10/31 2004/11/9 ポルトガル IAEA
2004/12/1 2004/12/5
中国
拠点大学交流事業
2004/12/9 2004/12/16
中国
拠点大学交流事業
2004/12/15 2004/12/22
中国
拠点大学交流事業
2005/1/30 2005/2/7
インド IAEA-TCM 情報収集
2005/2/20 2005/2/27
中国
拠点大学交流事業
2005/3/5 2005/3/10
中国
拠点大学交流事業
2005/3/12 2005/3/20

イギリス 第 8 回 ITPA 計測ｸﾞﾙ-ﾌﾟ会合に出席

2005/3/21
2005/3/22
2005/3/28
2004/5/23

中国
アメリカ
アメリカ
アメリカ

2005/3/26
2005/4/11
2005/4/4
2004/5/30

2004/6/27 2004/7/3

拠点大学交流事業
日米 研究者派遣・WS
日米 研究者派遣
PSI
第 31 回プラズマ物理学に関する欧州
イギリス
国際会議に出席韓国
日韓セミナーに出席

小渕 隆
2004/8/25 2004/8/28
PAVLICHENKO,
研究員
2004/10/24 2004/11/9 フランス ICPP 国際会議に出席，共同研究
R. O.
研究員 糟谷直宏 2004/11/11 2004/11/20 アメリカ APS
IAEA テクニカルミーティング，研究研究員 糟谷直宏
2005/2/28 2005/3/11 イタリア
打ち合わせ
研究員
宋美英
2005/3/9 2005/3/14
中国
拠点大学交流事業
研究員 数納広哉
2005/3/9 2005/3/14
中国
拠点大学交流事業7

平成 17 年度
職名
助手

氏名
出国日
帰国日
後藤基志 2004/12/12 2005/9/28

行き先
用務
ドイツ 在外研究員
オーストラ
在外研究員
2006/1/23
リア
2005/4/8 アメリカ 日米 WS
2005/4/11 アメリカ 日米 WS
2005/4/11 アメリカ 日米 WS
ＩＴＥＲ ＩＴＰＡ ＴＧ，EP meeting
2005/5/9 イタリア
出席
2005/5/14
ドイツ 第 7 回国際反射計 WS，ITPA SWG
オーストリ
IAEA TM
2005/5/27
ア
2005/7/3 スペイン EPS
2005/7/3 スペイン EPS
2005/7/3 スペイン EPS
2005/7/3 スペイン EPS
2005/7/9 スペイン ITPA
2005/7/18 アメリカ 日米 研究者派遣
2005/7/17 ハンガリー IAEA TCM 出席
2005/7/17 アメリカ 研究打ち合わせ
2005/8/1 ハンガリー 特定国派遣研究者による共同研究実施
第６回ﾌﾟﾗｽﾞﾏ中の高ﾊﾟﾜｰﾏｲｸﾛ波に関す
2005/8/2
ロシア
る国際ﾜｰｸｼｮｯﾌﾟ参加
2005/7/30
中国
拠点大学交流事業
2005/7/30
中国
拠点大学交流事業
2005/9/1
韓国
APFA 出席2005/9/1
韓国
APFA 出席2005/9/1
韓国
APFA 出席2005/9/4 アメリカ 低温工学学会出席2005/9/1
韓国
APFA 出席2005/9/1
韓国
APFA 出席2005/9/1
韓国
APFA 出席
第 4 回非線形ﾌﾟﾗｽﾞﾏ科学 WS と国際学校
2005/9/4
中国
参加
2005/9/1
韓国
日韓原子分子ﾃﾞｰﾀ共同ｾﾐﾅｰ
2005 年慣性核融合科学とその応用に
2005/9/11 フランス
関する国際会議に出席
オーストリ
第７回欧州応用超伝導会議に出席
2005/9/17
ア
第 11 回国際ｲｵﾝ源会議への出席と招待
2005/9/18 フランス
講演発表
2005/9/17 フランス 第１１回ｲｵﾝ源国際会議に出席
2005/9/26 イタリア 第 19 回磁石技術国際会議
2006/3/25
ドイツ 大学教育の国際化推進プログラム
2005/10/1 アメリカ 第 12 回プラズマ物理国際会議に出席
2005/10/8
ロシア 第 10 回 H ﾓｰﾄﾞﾜｰｸｼｮｯﾌﾟ、ITPA 会議
2005/10/8
ロシア H モード WS, ITPA TM
2006/3/26 フランス 大学教育の国際化推進プログラム
2005/10/2
ロシア 会議 H-mode Workshop への参加

助手

横山雅之

2005/3/23

助手
助手
助手

芦川直子
長壁正樹
伊藤 淳

2005/4/4
2005/4/5
2005/4/5

助手

吉村泰夫

2005/4/30

助手

徳澤季彦

2005/5/7

助手

加藤太治

2005/5/22

助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手

宮沢順一
秋山毅志
成嶋吉朗
斉藤健二
芦川直子
舟場久芳
江本雅彦
田村直樹
中西秀哉

2005/6/26
2005/6/26
2005/6/26
2005/6/26
2005/7/3
2005/7/9
2005/7/10
2005/7/10
2005/7/10

助手

伊神弘恵

2005/7/23

助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手

大舘 暁
津守克嘉
徳澤季彦
斉藤健二
吉村泰夫
濱口真司
池田勝則
永岡賢一
妹尾和威

2005/7/26
2005/7/26
2005/8/28
2005/8/28
2005/8/28
2005/8/28
2005/8/28
2005/8/28
2005/8/28

助手

渡邉智彦

2005/8/29

助手

庄司 主

2005/8/30

助手

岩本晃史

2005/9/4

助手

田村 仁

2005/9/10

助手

津守克嘉

2005/9/11

助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手

西浦正樹
妹尾和威
小林政弘
秋山毅志
稲垣 滋
南 貴司
濱口真司
吉沼幹朗

2005/9/12
2005/9/17
2005/9/25
2005/9/25
2005/9/26
2005/9/26
2005/9/26
2005/9/26

8

助手
助手
助手
助手

鈴木康浩
磯部光孝
宮沢順一
三浦英昭

2005/9/30
2005/10/2
2005/10/2
2005/10/2

2006/3/31
2005/10/9
2005/10/9
2005/10/9

ドイツ 大学教育の国際化推進プログラム
スペイン 第 15 回国際ステラレータ WS
スペイン 第 15 回国際ステラレータ WS
スペイン 第 15 回国際ステラレータ WS
オーストリ
IAEA TM
助手
加藤太治 2005/10/9 2005/10/13
ア
助手
石崎龍一 2005/10/21 2005/10/30 アメリカ APS
助手 登田慎一郎 2005/10/22 2005/10/30 アメリカ APS
助手
吉村信次 2005/10/23 2005/10/30 アメリカ APS
助手
大舘 暁 2005/10/23 2005/10/30 アメリカ APS
助手
西浦正樹 2005/10/23 2005/10/29 アメリカ APS
助手
永岡賢一 2005/10/23 2005/10/30 アメリカ APS
助手
田中照也 2005/11/6 2005/12/5 アメリカ 日米 研究者派遣
助手
南 貴司 2005/12/20 2005/12/23
韓国
日韓 WS
助手
芦川直子 2006/1/8 2006/1/14
中国
拠点大学交流事業助手
三浦英昭 2006/1/25 2006/3/10 アメリカ 日米 研究者派遣
助手
渡邉智彦 2006/1/29 2006/2/4 アメリカ 研究打ち合わせ
助手
吉村信次 2006/2/19 2006/3/2 アメリカ 大学教育の国際化推進プログラム
助手
田中照也 2006/2/22 2006/3/5 アメリカ 研究打ち合わせ
助手
斉藤健二 2006/2/27 2006/3/4
中国
拠点大学交流事業助手
田村 仁 2006/3/7 2006/3/16
ドイツ 国際的研究拠点形成事業
助手
田村直樹 2006/3/12 2006/3/26 アメリカ 研究打ち合わせ
助手
大舘 暁 2006/3/13 2006/3/18 アメリカ 日米 研究者派遣
助手
山岸 統 2006/3/13 2006/3/18 アメリカ 日米 WS
助手
石崎龍一 2006/3/13 2006/3/18 アメリカ 日米 WS
助手
石澤明宏 2006/3/13 2006/3/18 アメリカ 日米 WS
助手
斉藤健二 2006/3/14 2006/3/17
韓国
日韓 共同研究助手
長壁正樹 2006/3/15 2006/3/23 スペイン 国際的研究拠点形成事業
助手
菱沼良光 2005/9/16 2005/9/24 イタリア 第 19 回磁石技術国際会議
助教授 藤堂 泰 2005/3/22 2005/4/11 アメリカ 日米 研究者派遣
助教授 冨田幸博 2005/4/4 2005/4/8 アメリカ 日米 WS
助教授 久保 伸 2005/4/10 2005/4/15 アメリカ 日米 WS
16ｔｈ Ｔｏｐｉｃａｌ Ｃ
助教授 関 哲夫 2005/4/10 2005/4/15 アメリカ onference on Radio Frequency Powerin Plasmas に出席
助教授 冨田幸博 2005/5/18 2005/5/22 アメリカ 日米 WS
Peterson助教授
2005/6/6 2005/6/7
韓国
日韓核融合協力打合せ
Byron Jay
助教授 市口勝治 2005/6/8 2005/6/29 アメリカ 日米 研究者派遣
助教授 下妻 隆 2005/6/14 2005/6/20 アメリカ 日米 WS
オーストリ
IAEA Topical Meeting
助教授 柳 長門 2005/6/17 2005/6/25
ア
第 6 回国ﾄｶﾏｸ物理活動 MHD ﾄﾋﾟｶﾙｸﾞﾙｰﾌﾟ
助教授 藤堂 泰 2005/7/2 2005/7/8 スペイン会合
助教授 田中雅慶 2005/7/16 2005/7/22 オランダ 第 27 回電離気体国際会議出席
助教授 森崎友宏 2005/7/26 2005/7/30
中国
拠点大学交流事業
助教授 田中謙治 2005/7/26 2005/7/30
中国
拠点大学交流事業
助教授 冨田幸博 2005/7/26 2005/7/30
中国
拠点大学交流事業
助教授 関 哲夫 2005/8/8 2005/8/13
韓国
日韓 研究者派遣
助教授 前川龍司 2005/8/28 2005/9/4 アメリカ 低温工学学会出席
助教授 田中基彦 2005/8/28 2005/8/31
韓国
APFA

9

助教授

尾崎 哲

2005/8/30

助教授

尾崎 哲

2005/9/3

助教授

山田修一

2005/9/9

助教授

力石浩孝

2005/9/11

助教授

藤澤彰英

2005/9/26

森崎友宏
増崎 貴
榊原 悟
田中謙治
下妻 隆
関 哲夫
Peterson
助教授
Byron Jay

2005/10/2
2005/10/2
2005/10/2
2005/10/2
2005/10/2
2005/10/2

2005/9/1

韓国

2005/10/9 2005/10/14

韓国

冨田幸博 2005/10/16 2005/10/21

ドイツ

助教授
助教授
助教授
助教授
助教授
助教授

助教授

日韓セミナーに出席
研究打ち合わせ，プラズマ 2005 国際会
2005/9/11 ポーランド
議
オーストリ
第７回欧州応用超伝導会議に出席
2005/9/17
ア
2005/9/16
ドイツ 第１１回欧州パワエレ応用会議に出席
第１０回Ｈモード物理と輸送障壁に関2005/10/2
ロシアする国際原子力機関専門会議に出席
2005/10/9 スペイン 第 15 回国際ステラレータ WS
2005/10/9 スペイン 第 15 回国際ステラレータ WS
2005/10/9 スペイン 第 15 回国際ステラレータ WS
2005/10/9 スペイン 第 15 回国際ステラレータ WS
2005/10/9 スペイン 第 15 回国際ステラレータ WS
2005/10/9 スペイン 第 15 回国際ステラレータ WS

助教授

ITPA
第 10 回核融合装置における周辺ﾌﾟﾗｽﾞ
ﾏ理論に関する国際会議に出席
日韓 WS

関 哲夫 2005/10/20 2005/10/25
韓国Peterson助教授
2005/10/22 2005/11/2 アメリカ APS，研究打ち合わせ
Byron Jay
助教授 坂本隆一 2005/10/23 2005/10/30 アメリカ APS
助教授 田島輝彦 2005/10/28 2005/11/5 南アフリカ 物理と持続的発展に関する世界会議
助教授 田中基彦 2005/11/27 2005/12/9 アメリカ 日米 研究者派遣
助教授 長坂琢也 2005/12/4 2005/12/11 アメリカ 核融合炉材料国際会議
助教授 冨田幸博 2005/12/11 2005/12/18 アメリカ 日米 WS
アメリカ ハワイ観測所視察，2005 環太平洋科学
助教授 田中基彦 2005/12/17 2005/12/22（ハワイ） 会議に出席
助教授 下妻 隆 2006/2/25 2006/3/5
ドイツ 国際的研究拠点形成事業
研究員
宋美英
2005/8/28 2005/9/2
韓国
APFA 出席，日韓セミナー
研究員 松本新功 2005/9/10 2005/9/18 フランス 第 11 回イオン源国際会議
第 10 回ﾏｲｸﾛ波および高周波による加研究員 松原章浩 2005/9/11 2005/9/16 イタリア
熱に関する国際会議
ゴンチャロ
研究員
2005/10/1 2005/10/10 スペイン 第 15 回国際ステラレータ WS
フ パベル
研究員 野竹孝志 2005/10/20 2005/10/25
韓国
日韓 WS
研究員 山口聡一朗 2005/10/23 2005/10/30 アメリカ APS
研究員
姚振宇
2006/2/15 2006/2/25
ドイツ 国際的研究拠点形成事業
平成 18 年度
職名
助手

氏名
井戸 毅

出国日
2006/4/23

帰国日
2006/4/29

助手

徳澤季彦

2006/5/6

2006/5/13

助手

秋山毅志

2006/5/7

2006/5/13

助手

吉村泰夫

2006/5/7

2006/5/15

行先
用務アメリカ ITPA 輸送トピカルグループ会合出席
第１６回高温プラズマ計測に関する
アメリカ
トピカルコンファレンス
第１６回高温プラズマ計測に関する
アメリカ
トピカルコンファレンス
第１４回電子サイクロトロン放射とギリシャ 電子サイクロトロン共鳴加熱における合同ワークショップ出席

10

助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手
助手

第１６回高温プラズマ計測に関する
トピカルコンファレンス
第１７回制御熱核融合装置における
小林政弘 2006/5/21 2006/5/27
中国
プラズマ・表面相互作用に関する国際会議出席
第１７回制御熱核融合装置における庄司 主 2006/5/21 2006/5/27
中国
プラズマ・表面相互作用に関する国際会議出席
第１７回制御熱核融合装置における芦川直子 2006/5/21 2006/5/27
中国
プラズマ・表面相互作用に関する国際会議出席，研究打合せ
第１７回制御熱核融合装置における齋藤健二 2006/5/21 2006/5/27
中国
プラズマ・表面相互作用に関する国際会議出席
後藤基志 2006/5/28 2006/6/4
ドイツ 第４回データ評価ワークショップ
第３３回プラズマ物理に関する欧州
鈴木千尋 2006/6/18 2006/6/25 イタリア
物理学会年会出席
第３３回プラズマ物理に関する欧州
稲垣 滋 2006/6/18 2006/6/25 イタリア
物理学会年会出席
損失α粒子計測システムに関する検磯部光孝 2006/6/18 2006/6/25
ドイツ
討
損失α粒子計測システムに関する検西浦正樹 2006/6/18 2006/6/25
ドイツ
討
第３３回プラズマ物理に関する欧州
井戸 毅 2006/6/18 2006/6/25 イタリア
物理学会年会出席
プラズマ加熱・電流駆動物理に関す
伊神弘恵
2006/7/5
2006/7/8
韓国
るワークショップ出席
プラズマ加熱・電流駆動物理に関す
笠原寛史
2006/7/5
2006/7/8
韓国
るワークショップ出席
濱口真司 2006/7/16 2006/7/23
チェコ 第２１回国際低温工学会議出席
磁気核融合プラズマの理論とシミュ
石澤明宏 2006/8/15 2006/8/17
韓国
レーションに関するワークショップ
出席
妹尾和威 2006/8/27 2006/9/3
アメリカ 国際応用超伝導会議(ASC2006)出席
菱沼良光 2006/8/27 2006/9/3
アメリカ 国際応用超伝導会議(ASC2006)出席
PPPL との国際研究拠点形成事業打合
長壁正樹
2006/9/3
2006/9/8
アメリカ
せ第２４回核融合技術に関するシンポ
中西秀哉 2006/9/10 2006/9/17 ポーランド
ジウム（SOFT)出席
CECE 法による水素同位体分離に関す
田中将裕 2006/9/24 2006/10/1
ドイツる実験高山有道 2006/9/26 2006/10/1
中国
拠点大学交流事業による研究
第２１回 IAEA 核融合エネルギー会議
宮澤順一 2006/10/15 2006/10/22
中国
出席
原子・分子データとその応用に関す
後藤基志 2006/10/15 2006/10/22 フランス
る国際会議出席
第２１回 IAEA 核融合エネルギー会議
磯部光孝 2006/10/15 2006/10/22
中国
出席
第２１回 IAEA 核融合エネルギー会
田村直樹 2006/10/15 2006/10/27
中国
議，第１１回 ITPA 会合出席
第２１回 IAEA 核融合エネルギー会議
大舘 暁 2006/10/15 2006/10/22
中国
出席
第２１回 IAEA 核融合エネルギー会議
齋藤健二 2006/10/15 2006/10/22
中国出席
登田慎一郎 2006/10/15 2006/10/22
中国
第２１回 IAEA 核融合エネルギー会議
西浦正樹

2006/5/7

2006/5/12

アメリカ

11

助手

岩本晃史

2006/10/15 2006/10/22

中国

助手

吉沼幹朗

2006/10/15 2006/10/22

中国

助手

石澤明宏

2006/10/15 2006/10/22

中国

助手

石崎龍一

2006/10/15 2006/10/22

中国

助手

田中照也

2006/10/15 2006/10/22

中国

助手

坂上裕之

2006/10/16 2006/10/21

フランス

助手

加藤大治

2006/10/16 2006/10/21

フランス

助手

吉村信次

2006/10/29 2006/11/5

アメリカ

助手

永岡賢一

2006/10/29 2006/11/5

アメリカ

助手

伊藤 淳

2006/10/29 2006/11/5

アメリカ

助手

大谷寛明

2006/10/29 2006/11/5

アメリカ

助手
助手

芦川直子
小林政弘

2006/11/5 2007/11/11
2006/11/12 2006/11/17

カナダ
アメリカ

助手

南

貴司

2006/11/12 2006/11/17

アメリカ

助手

田中将裕

2006/11/19 2006/11/26

ドイツ

助手
助手
助手
助手

登田慎一郎 2006/12/14 2006/12/20
伊藤 淳 2007/1/21 2007/1/28
加藤大治 2007/1/28 2007/2/4
大谷寛明 2007/1/31 2007/3/31

中国
アメリカ
中国
アメリカ

助手

池田勝則

2007/2/1

2007/5/2

ドイツ

助手

永岡賢一

2007/2/19

2007/3/9

ドイツ

助手

南

貴司

2007/2/25

2007/2/28

韓国

助手

西浦正樹

2007/2/25

2007/2/28

韓国

助手

石澤明宏

2007/3/1

2007/5/29

アメリカ

助手

西村 伸

2007/3/3

2007/6/1

アメリカ

助手

岩本晃史

2007/3/4

2007/3/10

アメリカ

助手

加藤大治

2007/3/7

2007/3/10

韓国

助手

南

貴司

2007/3/11

2007/3/16

ドイツ

助手

宮澤順一

2007/3/12

2007/3/16

中国

助手

庄司 主

2007/3/13

2007/3/16

中国

12

出席
第２１回 IAEA 核融合エネルギー会議
出席
第２１回 IAEA 核融合エネルギー会議
出席
第２１回 IAEA 核融合エネルギー会議
出席
第２１回 IAEA 核融合エネルギー会議
出席
第２１回ＩＡＥＡ核融合エネルギー会議出席
LHD と Solar-B 衛星による非平衡プ
ラズマの研究第５回原子分子データとその応用に関する国際会議（ICAMDATA)出席
第４８回米国物理学会・プラズマ物
理分科会年会出席
第４８回米国物理学会・プラズマ物
理分科会年会出席
第４８回米国物理学会・プラズマ物
理分科会年会出席
第４８回米国物理学会・プラズマ物
理分科会年会出席
ITPA 会合（SOL,ダイバータ）出席，
第１７回
日米ワークショップ「先進ヘリカル
閉じ込め研究の新しいアプローチ」
出席
CECE 法による水素同位体分離に関する実験拠点大学交流事業による共同研究
共同研究
拠点大学交流事業
日米ＪＩＦＴによる共同研究
長寿命 RF イオン源の開発とイオン源
プラズマの分光的手法の確立
NBI イオン源分光計測に関する共同研究
日韓核融合協力に基づくワークショップ出席
日韓核融合協力事業
総研大海外先進教育研究実践支援制度に基づく共同研究
総研大海外先進教育研究実践支援制度に基づく研究
IFE ターゲットの製造，射出，トラッキングに関する第４回日米ワークシ
ョップ
高密度プラズマでの輻射過程に関す
る共同研究
VUV 望遠鏡についての共同研究打合
せ拠点大学交流事業による共同研究
拠点大学交流事業に基づくワークシ
ョップ出席

助手

徳澤季彦

2007/3/13

2007/3/16

助手

山田一博

2007/3/13

2007/3/16

助手

津守克嘉

2007/3/13

2007/3/16

助手

清水昭博

2007/3/13

2007/3/16

助手

田村直樹

2007/3/17

2007/3/31

助手

宇佐見俊介 2007/3/25

2007/3/31

助教授

藤堂 泰

2006/1/28

2006/2/15

助教授

森崎友宏

2006/4/8

2006/4/14

助教授

高山定次

2006/5/14

2006/5/22

助教授

河野孝央

2006/5/14

2006/5/21

助教授

森崎友宏

2006/5/20

2006/5/29

助教授

田中謙治

2006/5/20

2006/5/29

助教授

渡邊清政

2006/5/20

2006/5/29

助教授

藤澤彰英

2006/5/20

2006/5/29

助教授

Peterson

2006/5/21

2006/5/27

助教授

増崎 貴

2006/5/21

2006/5/27

助教授

冨田幸博

2006/5/21

2006/5/31

助教授

廣岡慶彦

2006/5/21

2006/5/26

助教授

山西弘城

2006/6/10

2006/6/18

助教授

久保 伸

2006/6/17

2006/6/25

助教授

榊原 悟

2006/6/18

2006/6/25

助教授

坂本隆一

2006/6/18

2006/6/25

助教授

山田修一

2006/6/19

2006/6/22

助教授

Peterson

2006/6/22

2006/6/24

助教授
助教授

前川龍司
廣岡慶彦

2006/7/16
2006/7/16

2006/7/23
2006/7/22

助教授

増崎 貴

2006/8/26

2006/9/3

助教授

渡邉智彦

2006/8/26

2006/9/2

助教授

三浦英昭

2006/8/26

2006/9/2

中国
拠点大学交流事業に基づくワークシ
ョップ出席
中国
拠点大学交流事業による共同研究
拠点大学交流事業による共同研究及
中国び研究会出席アメリカ ＮＳＴＸ実験研究
磁気リコネクションワークショップ
アメリカ
出席アメリカ 研究打合せ
第１０回 ITPA 周辺・ペデスタル物理
アメリカ
グループ会議出席
ドイツ マイクロ波焼成炉のアンテナ設計
第２回欧州ＩＲＰＡ放射線防護に関
フランスする国際会議第１３回プラズマ物理国際会議
ウクライナ（ICPP)出席
第１３回プラズマ物理国際会議
ウクライナ（ICPP)出席
第１３回プラズマ物理国際会議
ウクライナ（ICPP)出席
第１３回プラズマ物理国際会議
ウクライナ（ICPP)出席
第１７回制御熱核融合装置における中国
プラズマ・表面相互作用に関する国際会議出席
第１７回制御熱核融合装置における中国
プラズマ・表面相互作用に関する国際会議出席
第１７回制御熱核融合装置におけるプラズマ・表面相互作用に関する国
中国
際会議，ダイバータに関連した国際会議 出席
第１７回制御熱核融合装置における中国
プラズマ・表面相互作用に関する国際会議出席
スウェーデ 中性子線量測定第１０回シンポジウ
ンム(NEUDOS10)出席
第３３回プラズマ物理に関する欧州
イタリア
物理学会年会出席
第３３回プラズマ物理に関する欧州
イタリア
物理学会年会出席
第３３回プラズマ物理に関する欧州
イタリア
物理学会年会出席
日中拠点大学交流事業コーディネー
中国
ター会議出席日韓核融合協力事業に基づく研究打
韓国
合せ
チェコ 第２１回国際低温工学会議出席
アメリカ 共同研究打合せ
第２３回電離気体物理に関する夏のセルビア学校及びシンポジウム（SPIG)出席
核融合プラズマ理論ワークショップ
イタリア
出席
イタリア 核融合プラズマ理論ワークショップ
中国

13

出席
２００６年超伝導応用会議（ASC２０
助教授 柳 長門 2006/8/27 2006/9/3
アメリカ
０６）出席
国際拠点ネットワーク形成共同研究
助教授 田中謙治
2006/9/5 2006/9/10
ロシアに関する議論
第２４回核融合技術に関するシンポ助教授 山田修一
2006/9/9 2006/9/17 ポーランド
ジウム（SOFT)出席
第２４回核融合技術に関するシンポ
助教授 高畑一也
2006/9/9 2006/9/17 ポーランド
ジウム出席
第２４回核融合技術に関するシンポ助教授 尾崎 哲
2006/9/9 2006/9/15 ポーランド
ジウム（SOFT)出席
助教授 廣岡慶彦 2006/9/10 2006/9/13
韓国
新規共同研究打合せ
第３１回赤外とミリ波，及び第１４助教授 下妻 隆 2006/9/17 2006/9/23
中国
回テラヘルツエレクトロニクスに関する合同国際会議出席
第２１回 IAEAIAEA 核融合エネルギー
助教授 榊原 悟 2006/10/15 2006/10/22
中国会議出席
第２１回 IAEA 核融合エネルギー会議
助教授 増崎 貴 2006/10/15 2006/10/22
中国
出席
第２１回 IAEA 核融合エネルギー会議
助教授 藤澤彰英 2006/10/15 2006/10/22
中国
出席
第２１回 IAEA 核融合エネルギー会議
助教授 渡邉智彦 2006/10/15 2006/10/22
中国
出席
第４８回米国物理学会・プラズマ物
助教授 森崎友宏 2006/10/29 2006/11/5 アメリカ
理分科会年会出席
Active control of MHD
助教授 渡邊清政 2006/11/6 2006/11/10 アメリカ Stability:Active MHD Control in
ITER 研究会出席
第１７回 ANS-TOFE 会議（核融合工学
助教授 廣岡慶彦 2006/11/12 2006/11/19 アメリカ
トピカルミーティング）
第１７回 ANS-TOFE 会議（核融合工学
助教授 長坂琢也 2006/11/12 2006/11/18 アメリカ
トピカルミーティング）
研究打合せ，国際シンポジウム，見助教授 高山定次 2006/11/15 2006/11/25
ドイツ
本市参加
助教授 関 哲夫
2007/1/2
2007/1/8
中国
拠点大学交流事業による共同研究
助教授 渡邉智彦
2007/1/9 2007/1/14 アメリカ 日米ＪＩＦＴワークショップ出席
助教授 山田修一 2007/1/28 2007/2/4
中国
拠点大学交流事業
固体水素ペレットの定常粒子供給法
助教授 坂本隆一 2007/2/27 2007/3/14 フランス
に関する比較調査
スイス，ド 国際共同研究ネットワーク形成によ助教授 下妻 隆
2007/3/5 2007/3/11
イツる派遣
国際共同研究拠点ネットワークの打助教授 榊原 悟 2007/3/25 2007/3/30 アメリカ
合せ
第１６回高温プラズマ計測に関する研究員 H.Parchamy 2006/5/6 2006/5/13 アメリカ
トピカルコンファレンス
第１６回高温プラズマ計測に関する研究員 山口総一朗 2006/5/7 2006/5/13 アメリカ
トピカルコンファレンス
ゴンチャロ
第１６回高温プラズマ計測に関する研究員
2006/5/7 2006/5/13 アメリカ
フ・パベル
トピカルコンファレンス
クライブ・
第３３回プラズマ物理に関する欧州研究員
2006/6/16 2006/6/30 イタリア
マイケル
物理学会年会出席
研究員 辺見 努 2006/8/27 2006/9/3
アメリカ 国際応用超伝導会議(ASC2006)出席
第４８回米国物理学会・プラズマ物
研究員 中野治久 2006/10/29 2006/11/5 アメリカ
理分科会年会出席

14

研究員 大石鉄太郎 2006/11/12 2006/11/17

第２回日米・京都大学２１COE 合同シンポジウム出席
TJ-Ⅱ（CIEMAT)におけるアルフベン
スペイン
固有モードに関する研究打合せ
アメリカ

研究員

山本 聡

2007/3/3

2007/3/11

研究員

クライブ・
2007/3/13
マイケル

2007/3/16

中国

帰国日

行先

拠点大学交流事業による研究

平成 19 年度
職名

氏名

出国日

用務

助教

芦川直子

2007/5/6 2007/5/13 ドイツ

助教

鈴木千尋

2007/7/2

2007/7/8 ポーランド 欧州物理学会出席

助教

小林政弘

2007/8/25

2007/9/9 ドイツ

助教

芦川直子

2007/9/9 2007/9/16 アメリカ

助教

芦川直子

助教

吉村信次

助教

時谷政行

助教

西浦正樹

助教

田村直樹

助教
助教

徳澤季彦
南 貴司

助教

伊神弘恵

助教

齋藤健二

助教

舟場久芳

助教

鈴木康浩

助教
助教
助教
助教
助教

永岡賢一
笠原寛史
濱口真司
清水昭博
佐藤雅彦

助教

岩本晃史

助教

大舘 暁

助教

永岡賢一

助教

吉村泰夫

助教

笠原寛史

助教

尾花哲浩

ITPA 会合への出席，及び発表

マックスプランク研究所研究所との周辺輸送に関する共同研究の打合せ

日米協力によるＧＡ訪問
9th China-Japan Symposium への参
2007/10/22 2007/10/27 中国
加及び日中協力に関する打合せ
第４９回米国物理学会（ＡＰＳ Ｄ
2007/11/10 2007/11/18 アメリカ
ＰＰ）参加・ポスター発表
第１３回核融合材料国際会議への参2007/12/9 2007/12/16 フランス
加・発表
損失高エネルギーイオン計測データ
2007/4/3 2007/4/27 フランス
解析と分光データ解析
第１２回 US-EU 輸送タスクフォース
2007/4/16 2007/4/22 アメリカ
研究会出席
2007/4/30 2007/5/7 ロシア
第８回国際反射計ワークショップ
2007/5/6 2007/5/12 ドイツ
ITPA ドイツ会議出席
第１７回プラズマ中の高周波電力に
2007/5/6 2007/5/11 アメリカ
関するトピカル会議出席
第１７回プラズマ中の高周波電力に
2007/5/6 2007/5/11 アメリカ
関するトピカル会議出席
2007/6/2 2007/6/9 ドイツ
第２回ＣＷＧＭへの参加
第２回国際ステラレータワークショ
2007/6/2 2007/6/10 ドイツ
ップ
2007/6/10 2007/8/8 ドイツ
高性能ＮＢＩ開発に関する共同研究
2007/6/30 2007/7/8 ポーランド 第３４回 ヨーロッパ物理学会出席2007/7/15 2007/7/22 アメリカ
ＣＥＣ２００７出席・口頭発表
2007/7/15 2007/7/22 フランス
ITER Summer School に出席
2007/7/15 2007/7/22 フランス
第１回 ＩＴＥＲ Summer School
２００７年度 ターゲット材料に関2007/7/28 2007/8/3 中国
する日中セミナー
タイ科学技術週間における展示会の2007/8/6 2007/8/16 タイ
出展及び準備2007/8/12 2007/8/18 韓国
高性能ＮＢＩ開発に関する共同研究
プラズマ加熱・電流駆動装置に関す
2007/8/15 2007/8/18 韓国
るワークショップ出席
プラズマ加熱・電流駆動装置に関す
2007/8/15 2007/8/18 韓国
るワークショップ出席
2007/8/26 2007/9/1 アメリカ
MT２０（第２０回磁石技術国際会議）

15

助教
助教
助教
助教
助教
助教
助教
助教
助教
助教
助教
助教
助教

助教

助教
助教
助教
助教
助教
助教
助教
助教
助教

への出席・発表
第１２回国際イオン源会議出席及び津守克嘉
2007/8/26 2007/9/1 韓国
同会議役員業務執行
第１２回国際イオン源会議出席及び池田勝則
2007/8/26 2007/9/1 韓国
研究発表
国際マグネット技術会議（ＭＴ－２
妹尾和威
2007/8/26 2007/9/2 アメリカ
０）出席
HIBP 高時間空間分解密度分布計測に
西浦正樹
2007/8/27 2007/8/31 韓国
関する成果発表
第８回欧州応用超伝導会議にて研究
菱沼良光
2007/9/14 2007/9/22 ベルギー
成果発表
第８回欧州応用超伝導会議へ出席及田村 仁
2007/9/15 2007/9/22 ベルギー
び研究発表
2007 年核融合炉工学技術シンポジウ
近藤正聡
2007/9/30 2007/10/6 ドイツム（ＩＳＦＮＴ－８）出席
国際会議・第８回ＩＳＦＮＴへの参田中照也
2007/9/30 2007/10/7 ドイツ
加
第８回 ＩＳＦＮＴへの参加とポス
田中将裕
2007/9/30 2007/10/15 ドイツ
ター発表
１９回 Meeting of the Atomic and
オーストリ
加藤大治
2007/10/2 2007/10/7
Molecular Data and ALADDIN Networkアに出席
高速粒子に関するＩＡＥＡ専門家会
磯部光孝
2007/10/6 2007/10/14 ドイツ
議及びＩＴＰＡ会議出席
ＩＡＥＡ－ＴＭ on Energetic
永岡賢一
2007/10/6 2007/10/12 ドイツ
Partically Confinement Systems への参加
ＩＡＥＡ ＴＭ on Energetic
長壁正樹
2007/10/7 2007/10/13 ドイツ
Particles in MagneticallyConfinement Systems への参加
シミュレーション科学に関する日米
ワークショップとプラズマ数値シミ
大谷寛明
2007/10/7 2007/10/18 アメリカュレーション国際会議（ICNSP２００
７）に出席及び共同研究の実施
国際会議 US-Japan Simulation
宇佐見俊介 2007/10/7 2007/10/14 アメリカ
Science Workshop 及びＩＣＮＳＰに
出席する
坂上裕之
2007/10/8 2007/10/13 中国
日中セミナー（ＡＭＰＰ２００７）
The first research coordination
オーストリ meeting on "Data for surface
加藤大治
2007/10/16 2007/10/21
composition dynamics relevant toアerosion processes に出席
ＣＥＣＥ法による水素同位体分離に
田中将裕
2007/10/21 2007/11/4 ドイツ
関する実験
山岸 統
2007/11/11 2007/11/17 アメリカ
APS 会議出席
大舘 暁
2007/11/14 2007/11/24 中国
西南物理研究所での共同研究
田村祐一
2007/11/27 2007/12/2 デンマーク ＩＣＡＴ２００７出席及び発表
第６回ＡＰＦＡ国際会議に出席，理鈴木康浩
2007/12/1 2007/12/8 インド
事会に参加
登田慎一郎

准教授 三浦英昭
准教授 田中謙治
准教授 井口春和准教授 森﨑友宏

2008/1/16

2008/2/8 アメリカ

研究打合せ

2007/3/5
2007/5/6
2007/5/9
2007/5/13

2007/3/21 アメリカ
2007/5/12 スイス
2007/5/14 ドイツ
2007/5/18 韓国

分野間連携プロジェクト共同研究
ITPA 会議出席
第１２回日独国際シンポジウム
第５回 磁場核融合装置の IAEA 技術

16

会議出席
第５回ＩＡＥＡテクニカルミーティ
准教授 Peterson
2007/5/13 2007/5/17 韓国
ングに出席
第５回「磁気核融合装置の定常運転」
准教授 久保 伸
2007/5/13 2007/5/17 韓国に関する会議出席
The 5th IAEA Technical Meeting on
准教授 関 哲夫
2007/5/13 2007/5/17 韓国
Steady State Operations ofMagnetic Fusion devices 出席
准教授 柳 長門2007/5/13 2007/5/18 韓国
第５回ＩＡＥＡ技術会議出席
ヘリカル系輸送障壁物理に関する共准教授 横山雅之
2007/5/23 2007/6/9 ドイツ
同解析及び作業会
ステラレーターファイルデーターベ
准教授 榊原 悟
2007/6/2 2007/6/10 ドイツースに関する第２回打合せに出席
准教授 Peterson
2007/6/13 2007/6/15 韓国
日韓ＫＳＴＥＲ協力事業の打合せ
准教授 榊原 悟
2007/6/14 2007/6/16 韓国
日韓ＫＳＴＥＲ協力事業の打合せ
准教授 田中謙治
2007/6/14 2007/7/9 ドイツ
テキサトール協定派遣プログラム
准教授 Peterson
2007/6/17 2007/6/23 アメリカ
ＳＯＦＥ０７に参加
ヘリオトロンプラズマにおける圧力
准教授 市口勝治
2007/6/24 2007/7/1 アメリカ
駆動型モードの非線型ＭＨＤ解析に関する研究打合せ
科研費基盤研究遂行のための情報収
准教授 下妻 隆
2007/7/1 2007/7/8 ポーランド
集と技術交流
第１回 「核融合プラズマにおける准教授 冨田幸博
2007/7/7 2007/7/12 ポーランド 微粒子に関するワークショップ」に出席
准教授 坂本隆一
2007/7/15 2007/7/19 フランス
ITER ペレットワークショップ
低温工学学会出席・発表及び調査研
准教授 前川龍司
2007/7/15 2007/7/22 アメリカ
究准教授 河野孝央
2007/7/17 2007/7/21 韓国
ＩＳＯＲＤ－４ 国際会議出席
タイ科学技術週間における展示会の准教授 横山雅之
2007/8/13 2007/8/21 タイ
出展及び準備
第１２回国際イオン源会議で発表の准教授 岡 良秀
2007/8/26 2007/9/1 韓国
ため
准教授 力石浩孝
2007/9/2 2007/9/7 デンマーク 欧州パワエレ会議に出席
計算物理国際会議（ＣＣＰ２００７）
准教授 中村浩章
2007/9/4 2007/9/10 ベルギーに出席・発表ＴＥＸＴＯＲ等のＥＣＲＨに関する
准教授 久保 伸
2007/9/8 2007/9/16 ドイツ
議論と日米欧ワークショップ出席
第８回欧州応用超伝導会議に出席の准教授 山田修一
2007/9/14 2007/9/22 ベルギー
ため
第８回トリチウム理工学国際会議に准教授 佐久間洋一 2007/9/17 2007/9/21 アメリカ
出席
准教授 尾﨑 哲
2007/9/23 2007/9/30 イタリア
燃焼プラズマ計測国際会議
准教授 河野孝央
2007/9/28 2007/10/8 ドイツ
ＩＳＦＮＴ－８に出席
高エネルギー粒子に関する第１０回
准教授 藤堂 泰
2007/10/6 2007/10/14 ドイツ
ＩＡＥＡ専門家会議
プラズマのＭＨＤ及び微視的不安定
准教授 市口勝治
2007/10/21 2007/10/27 中国
性解析理論の研究に関する研究
日中拠点大学によるセミナー（ＣＪ
准教授 山田修一
2007/10/22 2007/10/27 中国
Ｓ－９）参加・発表
核融合炉材料のマイクロ波粉末冶金
准教授 田中基彦
2007/11/3 2007/11/9 アメリカ
プロセスの研究准教授 藤澤彰英
2007/11/10 2007/11/17 アメリカ
APS 会議出席と発表

17

准教授 横山雅之

2007/11/11 2007/11/18 アメリカ

准教授 榊原 悟

2007/12/1 2007/12/8 インド

准教授 森﨑友宏

2007/12/1 2007/12/8 インド

准教授 関2007/12/1 2007/12/8 インド

哲夫

スイス
ドイツ

准教授 高山定次

2007/12/4 2007/12/17

准教授 長坂琢也

2007/12/9 2007/12/17 フランス

准教授 廣岡慶彦

2008/1/27

研究員

PAVLICHENKO
Rostyslav

2008/2/4 アメリカ

2007/7/1 2007/7/15

ポーランド
ＥＰＳ会議出席
ウクライナ

研究員 山口聡一郎 2007/11/11 2007/11/18 アメリカ
研究員

ベシェフ
エフゲニ

第４９回アメリカ物理学会プラズマ
物理分科会での招待講演ならびに議論
第６回アジアプラズマ核融合学会出席
第６回アジアプラズマ核融合学会
間接経費：第６回ＡＰＦＡ国際会議に出席，招待講演発表及び講演の聴講を行う
寄付金：インドにおける高周波加熱に関する打合せ
若手研究者育成事業によるＥＭＰＡとＦＺＫ訪問低放射化材料異種溶接・接合及び腐食研究の世界動向調査及び意見交換
日米協力事業2007/11/11 2007/11/18 アメリカ

18

米国プラズマ物理学会
米国プラズマ物理学会

3.2

学生の海外派遣

ここでは総研大学生についてまとめる。核融合研では総研大学生の国際会議派遣に対する支援も行っている。
平成 16 年度
氏名
金場貴宏
中野治久
松下啓行

出国日
2004/4/18
2004/4/18
2004/4/18

帰国日
2004/4/24
2004/4/24
2004/4/25

山口太樹

2004/6/27

2004/7/4

姚 振宇
辺見 努
山口太樹

2004/9/15 2004/9/26
2004/10/3 2004/10/15
2004/11/15 2004/11/19

出張先
用務内容
アメリカ 第１５回核融合技術に関するトピカル会議
アメリカ 第１５回核融合技術に関するトピカル会議
アメリカ 第１５回核融合技術に関するトピカル会議
European Physical Conference on Plasma
イギリス
Physics
イタリア 23rd Symposium on Fusion Technology
アメリカ 日米ワークショップ
アメリカ 第４６回アメリカ物理学会

平成 17 年度
氏名

出国日

帰国日

出張先

古賀達也

2005/8/28

2005/8/31 大韓民国

若林英紀

2005/10/23 2005/10/30 アメリカ

用務内容
第５回アジアプラズマ核融合物理学会
アメリカ物理学会プラズマ分科会

平成 18 年度
氏名

出国日

片井隆志
土屋隼人

帰国日

出張先

用務内容

2006/5/6

2006/5/13 アメリカ

HTPD2006

2006/5/6

2006/5/13 アメリカ

HTPD2006

リハイリン 2006/9/10 2006/9/17 ポーランド 24th Symposium on Fusion Technology

栗再新2006/11/12 2006/11/17 アメリカ

第１７回核融合技術に関するトピカル会議

平成 19 年度
氏名
仲田資季
土屋隼人
バンサル ゴ
ーラブ
Xu Qi
石 中兵
チョードーリ
ー マレイ

出国日
帰国日
出張先
用務内容
2007/7/15 2007/7/22 フランス 1st ITER Summer School
2007/7/15 2007/7/22 フランス 1st ITER Summer School
2007/8/26

2007/9/1 アメリカ 第２０回マグネット技術会議出席

8th International Symposium on Fusion
Nuclear Technology Conference
2007/11/11 2007/11/17 アメリカ アメリカ物理学会
2007/9/28 2007/10/7 ドイツ

2007/12/1 2007/12/13 インド

第６回アジアプラズマ核融合物理学会

19

4．理論データ解析について
シミュレーション、トカマクとの連携の具体例を挙げてほしい。
また「総合力のアップ」とはどのようなことを指すのか。
大型ヘリカル研究部・理論データ解析研究系では「大型ヘリカル装置（ＬＨＤ）研究」成果報
告書 p.176-203 にある通り、ＬＨＤ実験に密接した研究課題に取り組んでおり、特に高ベータのミッション達成やコア輸送物理テーマの研究の進展に本質的な貢献をしている。実験体制の観点
からは、ミッションテーマ「高イオン温度領域の拡大」に理論家である横山准教授がテーマリー
ダーとして当該研究テーマを牽引していることが象徴的である。シミュレーションが目指しているＬＨＤ数値試験炉に代表されるバーチャルではあるが予測性能に優れたパラダイムの確立とＬ
ＨＤというリアリティとの間をつなぐ役割を理論データ解析が果たしていると言える。
いくつか、以下に具体的な事例を挙げる。
新古典拡散理論は３次元系においても完成された理論であり、その実験への適用性がＬＨＤにおいて調べられている。そこでは実際の磁場配位に基づいた理論解析が必要であるが、ＬＨＤの多様な実験に逐一対応できる理論データ解析の手法が確立された。これまでに研究によると、熱・粒子輸送については新古典拡散理論よりも優位に大きな輸送があり、異常輸送が認められること、対照的に径電場の形成については、新古典拡散による非両極性拡散条件が実験を良く説明できる
ことが無衝突プラズマにおいて検証されたことはＬＨＤ実験と理論の大きな成果である。これによって、シミュレーションがＬＨＤ実験および理論グループと協力して進めている統合コードへの組み込みが開始されている。熱・粒子輸送に加えて、同じく新古典拡散によるブートストラッ
プ電流とその抵抗拡散についてＬＨＤにおけるＭＳＥ計測による回転変換分布の変化の同定により理論検証が進み、こちらも統合コードへの組み込みが進んでいる。
異常輸送については、実験で明らかにされた異常輸送と実効ヘリカルリップルとの相関をもたらす物理機構の解明と電子ルートによる径電場形成がもたらす内部輸送障壁についての研究が大きく進んでいる。前者ではイオン温度勾配モードの理論解析と大規模なジャイロ運動論シミュレーションを組み合わせて実験観測の説明を試みており、実効ヘリカルリップルの小さな磁場配位では帯状流が効率的に維持されることを示した。このことはＬＨＤに見られる磁気軸内寄せによる閉じ込め改善を理解することに迫っており、今後のヘリカル系プラズマの最適化の大きな指針を示すものと期待される。また、後者においては、新古典拡散により発生した径電場が異常輸送を抑制できることを示した。これらの研究を通してヘリカル系磁場配位によって帯状流の減衰率が変化し、その結果として異常輸送の抑制、閉じ込め改善モードが発現する過程が明らかとなりつつある。この成果はまさに実験、理論、シミュレーションの総合力によるものである。
ＭＨＤについても３次元のみならず、磁気面の存在を仮定しない平衡配位の同定が核融合科学研究所で開発されたＨＩＮＴコードを元に、世界的な標準化が進んでいる。これにもＬＨＤにおける検証が欠かすことのできない動機であり、上記の輸送解析の精密度を保証する確固たる基盤となっている。ＭＨＤ不安定性、特に圧力駆動型の不安定性についてはＬＨＤの実験結果が簡略化したＭＨＤモデルの限界を示し、新しいアプローチの必要性を喚起した。その結果、線形理論においてもプラズマ境界や非圧縮性に関する厳密な議論が進められ、また非線形効果による不安定性の発展についても熱伝導を取り込むなど新たな研究取り組みが開始されている。これらの研20

究は球形トーラスやトカマクの逆転磁場配位での高ベータプラズマの振る舞いと関連し、基礎的な理解に大きな進展をもたらすであろう。
さらに周辺プラズマについても、中性粒子をモンテカルロでプラズマを流体で近似する３次元シミュレーション法がトカマク用のコードから高度化され、ＬＨＤでの検証を経て、ＩＴＥＲでのプラズマ立ち上げ時のリミター負荷（トロイダル方向に２箇所なので、３次元の扱いが必須）
評価に用いられている。
以上に述べた具体的成果はＬＨＤを中心とした３次元ヘリカル系に関するものであるが、その成果は２次元トカマクを包摂する普遍的な理解をもたらしている。径電場の閉じ込めの影響がヘリカル系から論じられ、トカマクでの輸送現象の説明に応用されたことは記憶に新しい。トカマ
クにおいても有限個のトロイダルコイルによるリップルの３次元効果がトロイダル回転を通した
異常輸送の抑制と抵抗性壁モードの安定化という決定的な課題となっており、その解決に我々の学術基盤に基づいた総合力が貢献するところが大きいと考えられる。

21

5．ＩＴＥＲに向けた計測器開発
成果報告書 ３．３．３ ８）［165-176 ページ］に記載してある。
パワーポイントでは省略した内容を以下に示す。

Imaging Bolometer with Double Layer Foil for
Lost Alphas from Fusion reactor•

Alpha-particles

Pt
SS

Double Layer Foil

Neutron Shield••IR radiation••
IR camera

Double Layer Foil patent applied for

22

2-D diagnostic uses IR camera tomeasure change in temperature of
double layer foil (IR imaging bolometer)
due to absorption of alpha particle
energyThickness of top layer varies in one
dimension to serve as energy
discriminator and the other dimension
can be used for spatial or pitch angle
resolution
Optics are used to bring IR signal
around neutron shield to IR camera
Energy resolution is determined bythickness & material of double layer foil
Immune to secondary electron emission,
radiation-induced electromotive force
and induced currents

Development of short wavelength laser diagnostics
for ITERFIR Laser Interferometer installedon the LHD
3.9 m

7.8 m

7.3 m

Re t ro-

LH D

Re fl ec tor s

Need of a shortwavelength
laser

Windo w s：~ 50 m10.6 m

Fr ameHe lic al Co il
Polo idal C o il

Proposed Polarimeter system
for ITER

2.0 m

Pne umat ic
Is o lato r

F IR Lase r
I nter fe ro me ter

C O2 L ase r
In te rf e romete r
Ho us ing

Ho us ing

6 .0 mWaveguideHigh density plasma ~ 1021m-3
CO2 laser

FIR laser

A new two color interferometerusing a short wavelength far
infrared laser has been
Large sized plasma
developed for high performance
plasmas on LHD and for future
fusion devices such as ITER.
Highest output power
High power laser lines
in the FIR regime
simultaneously oscillating at
57.2 m and 47.6 m wereachieved in an CO2-laserpumped CH3 OD laser.
cw optically pumped laser

57-, 48- m CH3OD laser

Development of Cotton-Mouton polarimeterfor reliable electron density measurement
CM heterodyne polarimeter with HCN laser

Interferometer• High time and density resolutions• Affected by mechanical vibrations• Risk of fringe count misses
in high density plasma

Cotton-Mouton (CM) Polarimeter
CM effect: change of ellipticity of light
due to birefringence in a plasma.
Phase difference between O-/X-mode
3
CM

ne B

2

#126372
Bax=1.95 TCMdl- - CM19 -3
ne, ne (×10 m )• Immune to vibrations• No fringe count miss in principle• Few application so far

R&D in NIFS

NBI
ECH
Gas Puff

15
10

CM polarimeter
Inteferometer50• Successful measurement of the CM effect and
0
50
100
150
Time (ms)agreement with results of the usual interferometer• Density resolution of 2.1×1018 m-3 with a time constant of 3.2 ms.
• Density resolution is determined by the frequency noises in a beat signal. It will be
improved by changing the way to shift the frequency for heterodyne detection.

23

Changes of optical properties of retroreflector
and its degradation mechanism
Degradation of the retroreflector (RR) is a
critical issue for polari-interferometer in ITER.

A
B
C

SEM photo @ C

Surface condition
A: edge: keeps specularity
B: middle: clouded
C: center : gray (almost noreflection for visible light)

Reflectivity (%)

After exposure of
RR to LHD plasma

Radial distribution of reflectivity

Approaching the central region,
the reflectivity decreases.
Reason of radial distribution• Roughened deposition layer(Fe, Cr, O) on the surface.

50
40

YAG (1.06 m)
CO2 (10.6 m)

30

Mirror
Edge

20
10
0

0

10
20
30
Radius r (mm)40

Deposition

Particlesfrom plasma

Sputtered (Fe, Cr) layer
particles

Deposition

2 m• The thickness and the roughness
dom inantof the layer increase from theedge to the central region
Erosion dominant(thickness: 2 m, roughness:
0.1-0.5 m @ central region). Particles tend to be sputtered tothe central region and accumulate because of the hollow
Small reflectivity at center
structure of a retroreflector.

24

6．Klinger 委員からのご意見
要素研究の成果としての成果はすばらしい。一方、これらの成果をこれからどう統合していくか？ 例えば、定常について。ＥＣＨは定常に向いているが、高密度へのＯＸＢなど含めて増強すべきである。 またＬＩＤも閉じ込め改善の実証など大いに成果があったが、高熱負荷の問題があるからヘリカルダイバータにする必要がある。
例えば、発表に使用したパワーポイントの７０ページにあるように、今後、重水素実験を含め、個々の機器の成果、物理を組み合わせて、総合的にintegrationされた成果となるよう計画を立てている。
特に、パワーポイントの７３ページにあるように、９年間の重水素実験期間の内、最後の３年間は総合的な成果が得られるよう計画を立てている。

ECRH加熱の定常化に関しては、すでに、2003年に導入した200kW 定常出力の性能をもつジャイロトロンを用いて、LHDに100 kW以上の電力を入射し、一時間以上(3,900秒)のプラズマを安定に維持できることを実証した。（この100kWは、ジャイロトロンの発振電力の制限により、プラズマパラメータは平均電子密度1.5x10^18 m^-3、中心電子温度1.5 keVにとどまっていた。）
2007年には新たに 77 GHz, 1 MW 5秒 出力のジャイロトロンを導入したが、このジャイロトロ
ンは300kW 定常運転も可能である。2007年のLHD実験サイクルから入射を開始し、これに合わせて伝送系も定常用に対策を施しており、定常実験に供することが可能になりつつある。
また、高密度プラズマのECRHに関しても、すでに84 GHzのカットオフ密度(0.88x10^20m-3)を超えるターゲットプラズマに対してO-X-Bの加熱シナリオによる予想される領域で加熱効果を見いだしており、高密度プラズマのより高効率の(EBWによる)加熱を目指した研究をすすめている。
これらの成果を踏まえて、今後も既設のジャイロトロンをより高電力、長パルス(CW)運転可能
なジャイロトロンに置き換え、伝送系をそれに対応できるよう改造を加えることで、ECRHのシス
テムの増力をはかり、より高いプラズマパラメータでの定常プラズマの実現、さらに高密度プラ
ズマの高効率電子加熱の研究を進めてゆく予定である。
フルヘリカルダイバータは、重水素実験と並んで、第２中期計画における主計画の１つであり、第２中期計画の開始直後から実験できるようなスケジュールを考えている。このことは、パワーポイントの７０〜７３ページに示されている。またヘリカルダイバータの詳しい検討については成果報告書

３．６ ２）［242ページ］に記載してある。この内容についてパワーポイントの図で以下に示す。

The integration of achieved results towards the final goal is considered in the scenario of
our next deuterium experiment. Please look at the 70th figure of power point presentation.
We are starting our efforts toward CW operation of ECRH system. Introducing CW
gyrotron in 2003 and demonstrated plasma sustainment of more than 1 hour at the injection
power of 110 kW. This power level was limited from the available power source at that time.
We have introduced a 77 GHz 1MW/5 s gyrotron in 2007, which can be operated at 300 kW
CW. We have just started to inject the power from this tube as well as upgrading thetransmission line for CW operation.
We also put our efforts on the investigation of the electron Bernstein mode heating for thestrong electron heating of high density plasma. We have demonstrated that heating effect can

25be observed near the expected mode conversion window at the target plasma density of
1.0x10^20 m^-3. Optimization of EBW heating is underway. Upon these experimental
results, we are planning to upgrade our ECRH system step by step, replacing old gyrotrons tohigher and longer pulse gyrotrons and upgrading transmission lines.
Due to the limited time, we skipped the detail explanation on the design study of helicalclosed diverter which is one of the important subjects in our next mid-term plan. Although
this subject is described in the report but it is written in Japanese, so that, the results are
summarized in the figures below;

Closed helical divertor
1. Divertor plasma properties
Divertor plasma properties have been investigated under ‘Open’ helical divertor
configuration.
2. Optimization of components arrangement
Neutral transport simulation code, EIRENE, is applied to the study for optimizationof components (baffle, divertor plate, dome) arrangement.
3. Development of plasma facing components
High performance mechanical joint divertor plate were developed.
4. PumpRequirement
What kind of pump is suitable for LHD closed divertor?

26

中性粒子圧力(mPa)
Neutralpressure (mPa)

Neutral pressure2 in ‘open’ helical divertor
ne
ASDEX type gauge

10

150

)B
( 100
, 50
le
g 0
n
a
l -50
a
d
i -100looP-150

pellet injection

1

Radiation
collapse

0.1

1

10

0

20

40

60

Toroidal angle, (°)
Non-uniform divertor trace

ne,bar (1019 m-319) m -3)
線平均電子密度(10Density dependence of neutral pressure

Neutral pressure in divertor region is up to 1 10-2 Pa.
Non-uniform divertor plasma allow neutral particles to escape fromdivertor region.
Large vacuum vessel volume (210m3) comparing with plasma volume(~30m 3 ) is also a cause the low pressure.

Optimization of components arrangementn e ~ 2.0× 1019 m -3

nH2

Dive rtor Plate

Rax =3.60m
Baffle PlatenH2

Increase by more than one
order of magnitude is needed.

Open HD

Divertor Plate

nH2

Same gas s ource is assumed.

Do me

Optimized

27

nH2

Optimization of・Orientation of thedivertor plates
・Dome structure
・Baffle plates
enhances the densityof neutral hydrogenmolecules in the
inboard side of thetorus.
? efficient particle
control and removal
Increase in themolecular hydrogendensity in the inboard
side of the torus bymore than one orderof magnitude is
expected in the closed
divertor configuration.

Development of plasma facing components
Present divertor plate

1000

0

Heat Flu x (MW/m 2)
0.4 0.6 0.8
1sPresen t
module800

No metal bolt headon plasma facing
No copper heat sinksurface

1.2

s
s

u

o

Temperature( C)

0.2

u u

600

h

h

400

h
200
0

New module with SS bolts
New module with TZM bolts
0

1

2
3
4
Hea t Load (kW)5

6

Divertor plate temperature
under steady state heat load
test. s: surface, u: bulk, h: heatsink

New divertor plate

No metallic bolt head is exposed to plasma.
Much higher thermal performance

Pump
Pumped particle flux:
Steady state operation with repetitive pellet injection is considered.
particle number for a pellet
injection frequency~ 5x1021 atoms ~ 10 Pa·m3

10 Hz

required pumped particle flux

100 Pa·m3/s

What kind of pump is suitable for LHD closed divertor?
Cryogenic pump is desirable from the point of view of pump speed.
BUT

Equipments such as helium liquefier are necessary.
In-vessel ancillary equipments such as 80K shield are necessary.

Membrane pump or non-sublimation getter pump should be considered to be
candidate.

28

7．Lee 委員からのご意見
ヘリカル炉を指向した研究は焦点を絞っていく必要がある。一方、ミラー、レーザーとの双方向型研究は拡大していく視点が必要。方向性が異なる２つの研究をどのように進めていくのか。
また、重水素実験には時間がかかり、それを待ちすぎることはよくない。有効な予算の範囲で、
垂直 NBI、閉ダイバータを先行させるべきである。
ミラー、レーザー、ST 等との双方向型共同研究では、各センターが分担する共同研究の主テーマとして、例えば、ミラーの場合、「電位によるプラズマ閉じ込め向上の物理研究」のように、ヘリカル炉を指向した場合にも重要となるものを選択している。即ち、双方向型共同研究の推進は、将来、核融合炉を実現する上で必須と考えられる学術的課題の解明に大きく寄与している。
双方向型共同研究では主テーマ以外にも、核融合研の研究者は参加しており、その部分はdefocus とも考えられるが、同一装置で実験していることから、主テーマと関連した学術研究を行っており、主テーマを深く解明する上で必要な研究と捉えている。
以上のことから、ヘリカル炉を指向した直接的研究も双方向型共同研究も、ともに核融合炉実
現に必要な研究と考えている。
安全に関する地元との協定書の締結が、第２中期計画の時期との関係で遅くなると予想される場合には、ご指摘のように、垂直入射 NBI、閉ダイバータを先行させるつもりである。重水素実
験は、協定書の締結後、P これら垂直入射 NBI、閉ダイバータを追ってなるべく早く実現させたいと考えている。

The Bilateral collaboration with four research centers proceed the collaborating researchsubjects that are most important for nuclear fusion, which are; (1) Study of electric potential
in plasma (2) Optimization of confined magnetic configuration (3) Production and diagnosingof inertia fusion plasma (4) Physics of steady state plasma. They are also important subjects
for developing helical reactor, and in this sense promoting bilateral collaboration does focus
our effort to develop helical reactor.
As for the strategy of next-stage experiment, we are planning to proceed the study using
closed diverter as well as perpendicular NBI before deuterium experiment when theagreement with local governments would be delayed.

29

8. 法人化前と現在とを比較し進展がわかる表が欲しい。
以下の表に法人化前（2003）と現在の達成値の比較を示した。
Achieved
Fusion triple product

Goal

2003

2007

2.2x1019 m-3keVs

4.4x1019 m-3keVs

5x1019 m-3keVs

2x1020 m-3

1x1021 m-3

1x1020 m-3

10 keV

10 keV

10 keVElectron Density ne
Central electron density
Electron Temperature Te
Central temperature

19

at Density

0.5x10 m-3

19

0.5x10 m-32x1019m-3

Ion temperature Ti
Central temperature
at Density (species)

10 keV

5.2 keV

10 keV19

19

2x1019 m-3-3-3

0.35x10 m (Ar)

1.6x10 m (H)Plasma Stored Energy

1.36 MJ

1.44 MJ

Beta
Volume averaged beta

4.1 %

5.0 %

>5%

0.45 T

0.425 T

1-2 T

756 sec

31min.45sec. (680 kW)
54min.28sec. (490 kW)

1 hr. (3 MW)

at magnetic field strength
Steady state operation
Pulse length

また、この 4 年間に得られた大きな発見としては以下のものが挙げられる。
１．粒子拡散障壁の発見と中心超高密度プラズマの実現
２．高イオン温度に伴う不純物ホールの発見
３．非局所輸送現象の発見（TESPEL による温度揺動の結果）
４．電子熱拡散障壁の形成と電場の関係
技術的な成果としては以下のものがある。
１．超伝導コイルのサブクール化
２．負イオン方式ＮＢＩ技術の確立（定格値の達成）
３．定常加熱技術の進展（ＩＣＲＦ，ＥＣＨ）
４．トムソン散乱計測の高精度化
５．密度揺動計測の進展
６．イオン温度・速度空間分布計測の高精度化

30

「シミュレーション研究」
成果報告書（平成 16～19 年度）

核融合科学研究所
シミュレーション科学研究部

目次
1. 始めに .......................................................................................................................................................... 1
1.1. シミュレーション科学研究部創設までの経緯 ............................................................................. 1
1.2. 研究部の研究方針 .............................................................................................................................. 5
1.3. 研究部の構成....................................................................................................................................... 6
2. 各プロジェクトの研究活動報告 ............................................................................................................112.1. LHD・磁場閉じ込めシミュレーションプロジェクト .................................................................112.1.1. 概略 ..............................................................................................................................................112.1.2. 階層拡張シミュレーション..................................................................................................... 16
2.1.2.1. コア運動論モデル コアプラズマの運動論的乱流輸送シミュレーション（渡邉）.............................................................................................................................................................. 17
2.1.2.2. コア流体モデル.................................................................................................................. 31
2.1.2.2.1. アルヴェン固有モードと高速粒子の相互作用（藤堂）..................................... 31
2.1.2.2.2. 二流体モデルに基づく多階層シミュレーション（石澤）................................. 41
2.1.2.2.3. ペレット（石崎） ...................................................................................................... 45
2.1.2.2.4. 流れをもつ MHD・Hall-MHD・二流体平衡（伊藤） ......................................... 49
2.1.2.2.5. 高精度 MHD コード、共通 MHD コードの開発（三浦） .................................. 53
2.1.2.3. 周辺モデル プラズマの接する壁近傍での電位構造と微粒子の振る舞い（冨田）.............................................................................................................................................................. 61
2.1.3 階層統合シミュレーション...................................................................................................... 71
2.1.3.1 3 次元環状磁場配位における拡散輸送方程式の定式化（中島）............................ 71
2.1.3.2 TASK3D の開発状況（佐藤）........................................................................................ 75
2.1.4 ロードマップ .............................................................................................................................. 83
2.2. レーザー核融合シミュレーションプロジェクト ....................................................................... 89
2.2.1. 概略 ............................................................................................................................................. 89
2.2.2 FI3 の推進...................................................................................................................................... 90
2.2.3 ロードマップ ............................................................................................................................. 100
2.3. 複雑性プラズマシミュレーションプロジェクト ..................................................................... 104
2.3.1. 概略 ........................................................................................................................................... 104
2.3.2. 磁気リコネクションの物理................................................................................................... 107
2.3.2.1. 磁気流体シミュレーションによるマクロ階層の物理（田） .................................. 107
2.3.2.2. 粒子シミュレーションによるミクロ階層の物理 ...................................................... 109
2.3.2.3. 階層繰り込みシミュレーションモデル....................................................................... 117
2.3.3. プラズマ物質相互作用........................................................................................................... 120
2.3.3.1. 炭素材と水素の化学反応の分子動力学（中村） ...................................................... 121
2.3.3.2. ブロブ輸送の 3 次元粒子シミュレーション (石黒) ................................................. 126
2.3.4. ロードマップ ........................................................................................................................... 127

2.4. 仮想現実関連研究及びプロジェクト関連研究 ......................................................................... 132
2.4.1. 仮想現実関連研究 ................................................................................................................... 132
2.4.1.1. 没入型ディスプレイの高度化に関する研究（田村） .............................................. 132
2.4.1.1.1. ネットワーク利用のバーチャルリアリティ装置同士の接続........................... 132
2.4.1.1.2. VR と数値シミュレーションの統合環境の構築 ................................................. 134
2.4.1.1.3. VR を使った設計支援環境の構築 .......................................................................... 136
2.4.1.1.4. 核融合シミュレーション結果の可視化例 ........................................................... 138
2.4.1.2. 裸眼立体視による 3 次元シミュレーションの可視化ライブラリ（田） ............. 139
2.4.1.3. 没入型 VR 装置におけるよりリアリティのある LHD モデルの作成（田村）.... 141
2.4.1.4. 他研究機関・大学との共同研究（田村）................................................................... 141
2.4.1.5. 今後の課題および計画 ................................................................................................... 142
2.4.2. プロジェクト関連研究........................................................................................................... 144
2.4.2.1. アルゴン換気シミュレーション（三浦）................................................................... 144
2.4.2.2. 乱流研究（三浦）............................................................................................................ 146
2.4.2.3. 多階層シミュレーションのための粗視化投影法-MAPIN (Skoric, 石黒).............. 148
3. 共同研究及び連携研究における活動報告 ......................................................................................... 150
3.1. シミュレーション科学の共同研究 .............................................................................................. 150
3.2. 共同研究支援体制 .......................................................................................................................... 151
3.2.1. 作業班活動 ............................................................................................................................... 151
3.2.1.1. 計算機作業班.................................................................................................................... 151
3.2.1.2. ベンチマーク活動............................................................................................................ 153
3.2.1.3. ネットワーク作業班 ....................................................................................................... 156
3.2.2. 研究会、シンポジウム........................................................................................................... 157
3.2.3. シミュレーション科学研究部設置記念シンポジウム・式典 ......................................... 159
3.3. 学際的共同研究............................................................................................................................... 161
3.3.1. 自然科学研究機構連携研究................................................................................................... 161
3.3.1.1. 自然界における階層と全体 ........................................................................................... 161
3.3.1.2. 自然界と実験室のプラズマ研究の交流研究拠点形成 .............................................. 163
3.3.1.3. 「非平衡量子物理学の開拓」プロジェクト............................................................... 165
3.3.1.4. 人間における顔認知のメカニズム：特に機能発達と学習効果の解明.................. 167
3.3.2. 民間との共同研究（石黒）................................................................................................... 168
3.4. 国際共同研究................................................................................................................................... 170
3.4.1. ITER 連携、ITER-BA 連携と六ヶ所研究センター............................................................ 170
3.4.1.1. 六ヶ所研究センターにおける ITER 連携活動等 ....................................................... 170
3.4.1.2. ITER 連携と長距離広帯域ネットワーク...................................................................... 171
3.4.1.3. ITER 連携活動（ITER 協力専門委員会および ITPA 活動など） ............................ 172
3.4.1.4. ITER 連携研究 .................................................................................................................. 173
3.4.1.4.1. ITER におけるアルヴェン固有モード .................................................................. 174

3.4.1.4.2. 乱流輸送研究と ITER・ITER-BA との関わり .................................................... 175
3.4.1.4.3. ITER における新古典テアリングモード .............................................................. 177
3.4.1.4.4. ITER における RWM................................................................................................ 178
3.4.1.4.5. 階層統合シミュレーションと ITER との関わり ................................................ 179
3.4.2. プラズマ数値シミュレーション国際会議およびアジア太平洋プラズマ理論会議..... 179
3.4.3. JIFT による研究連携 ............................................................................................................... 181
3.4.4. 国際共同研究拠点ネットワークの形成 .............................................................................. 186
3.4.4.1. 課題「核融合と宇宙プラズマの実験およびシミュレーションにおける乱流領域の先進的な評価」 ............................................................................................................................... 187
3.4.4.2. 課題「核融合理論の宇宙プラズマへの応用」........................................................... 188
4. 若手人材育成 .......................................................................................................................................... 191
4.1. 大学院教育....................................................................................................................................... 191
4.2. 卒業生の活躍................................................................................................................................... 192
4.3. 若手研究者の育成 .......................................................................................................................... 194
4.3.1. OD(ポスドク)研究者の活用 ................................................................................................... 194
4.3.2. 若手研究者の研究活動促進................................................................................................... 194
4.4. アジア冬の学校............................................................................................................................... 195
4.5. シミュレーション科学公開講座 .................................................................................................. 197
5. まとめと展望 .......................................................................................................................................... 198
5.1. LHD・磁場閉じ込めシミュレーションプロジェクト .............................................................. 198
5.2. レーザー核融合シミュレーションプロジェクト ..................................................................... 200
5.3. 複雑性プラズマシミュレーションプロジェクト ..................................................................... 201
5.4. 共同研究、研究連携、若手人材育成.......................................................................................... 202
5.5. 次期中期計画に向けたシミュレーション研究の発展の方向性 ............................................. 202

本報告書に記載された研究報告は、基本的には全て核融合科学研究所の共同研究に基づく研究成果であるが、特に所外の共同研究者の貢献度の大きな成果については、青字を用いて記載してある。

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ෳ⠨ᢥ₂[1] T.-H. Watanabe and H. Sugama, “Kinetic Simulation of Steady States of Ion Temperature Gradient
DrivenTurbulence with Weak Collisionality”, Physics of Plasmas Vol.11, No.4, pp.1476-1483 (2004).

[2] T.-H. Watanabe and H. Sugama, “Plasma Turbulent Transport and Fine-Scale Structures of Phase Space
Distribution Function”, JPFR SERIES vol.6 23-27 (2004).

[3] T.-H. Watanabe, and H. Sugama, “Velocity-Space Structures of Distribution Function in Toroidal Ion
Temperature Gradient Turbulence” in proceedings of the 20st IAEA Fusion Energy Conference (Vilamoura,
Portugal, 2004) TH/8-3Rb. (IAEA ⊒⴫⺰ᢥ)[4] H. Sugama and T.-H. Watanabe, “Dynamics of Zonal Flows in Helical Systems”, Physical Rev. Lett.
Vol.94, 115001 (2005).

[5] T.-H.. Watanabe, and H.Sugama, “Velocity-space structures of distribution function in toroidal ion
temperature gradient turbulence”, Nucl. Fusion Vol.46, 24-32 (2006).

[6] H. Sugama and T.-H. Watanabe, “Collisionless damping of zonal flows in helical systems”, Phys. Plasmas
Vol.13, 012501 (2006).

[7] H. Sugama and T.-H. Watanabe, “Collisionless damping of geodesic acoustic modes”, J. Plasma Phys. Vol.
72, 825-828 (2006).

34/20730

[8] T.-H. Watanabe, and H. Sugama, “Gyrokinetic Theory and Simulation of Zonal Flows and Turbulence in
Helical Systems” in proceedings of the 21st IAEA Fusion Energy Conference (Chengdu, China, 2006)
EX/5-4. (IAEA ⊒⴫⺰ᢥ)[9] T.-H. Watanabe, H. Sugama, and W. Horton, “Gyrokinetic theory and simulation of toroidal ETG
turbulence and zonal flow”, 48th Annual Meeting of the Division of Plasma Physics, UP1.00066(2006).

[10] T.-H. Watanabe, H. Sugama, and S. Ferrando i Margalet, “Gyrokinetic-Vlasov simulations of the ion
temperature gradient turbulence in tokamak and helical systems” in Theory of Fusion Plasmas (edited by J.
W. Connor, O. Sauter, and E. Sindoni, AIP, 2006) p264.

[11] S. Ferrando i Margalet, H. Sugama, T.-H. Watanabe, Y. Yoshimura, C. Suzuki, and A. Shimizu,“Simulations of Zonal Flow Damping and Electron Bernstein Waves in Helical Systems”, in Theory of
Fusion Plasmas (edited by J. W. Connor, O. Sauter, and E. Sindoni, AIP, 2006), 330-335.

[12] H. Sugama, T.-H. Watanabe, S. Ferrando i Margalet, “Gyrokinetic and Gyrofluid Models for Zonal Flow
Dynamics in Ion and Electron Temperature Gradient Turbulence”, in Theory of Fusion Plasmas (edited by J.
W. Connor, O. Sauter, and E. Sindoni, AIP, 2006), 412-417.

[13] H. Sugama, T.-H. Watanabe, and W. Horton, “Collisionless kinetic-fluid model of zonal flows in toroidal
plasmas”, Phys. Plasmas 14, 022502 (2007).

[14] T.-H. Watanabe, H. Sugama, and S. Ferrando-Margalet, “Gyrokinetic simulation of zonal flows and ion
temperature gradient turbulence in helical systems”, Nucl. Fusion Vol.47, 1383-1390 (2007).

[15] S. Ferrando-Margalet, H. Sugama, and T.-H. Watanabe, “Zonal flows and ion temperature gradientinstabilities in multiple-helicity magnetic fields”, Phys. Plasmas (2007) in press.
[16] H. Sugama, T.-H. Watanabe, and S. Ferrando-Margalet, “Gyrokinetic Studies of Ion Temperature
Gradient Turbulence and Zonal Flows in Helical Systems”, Proceedings of the Joint Conference of
17th International Toki Conference on Physics of Flows and Turbulence in Plasmas and 16th
International Stellarator/Heliotron Workshop 2007, I-08.
[17] T.-H. Watanabe, S. Ferrando-Margalet, and H. Sugama, “Effects of multi-helicity confinement fields on
zonal flows and ion temperature gradient turbulence”, Proceedings of the Joint Conference of 17th
International Toki Conference on Physics of Flows and Turbulence in Plasmas and 16th International
Stellarator/Heliotron Workshop 2007, P2-061.

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0 10

Analytic Solution vs Total Characteristic Method

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4 103

8 103

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0 10

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4 103

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44/20740

“Shear Alfvén spectrum and mode structures for 3D configurations”,
49th Annual Meeting of the Division of Plasma Physics (12-16 November 2007, Orlando), PP8.00098.
[2] Y. Todo, N. Nakajima, M. Osakabe, S. Yamamoto, and D. A. Spong;“Simulation study of energetic ion transport due to Alfvén eigenmodes in an LHD plasma”,
Joint Conference of 17th International Toki Conference on Physics of Flows and Turbulence in Plasmas and16th International Stellarator/Heliotron Workshop 2007 (15-19 October 2007, Toki), P2-062.
[3] Y. Todo;“Simulations of Alfven eigenmodes with an extended Ohm's law”,
Journal of Plasma Physics, Vol. 72, No. 6 (2006) pp. 817-820.
[4] Y. Todo,“Properties of energetic-particle continuum modes destabilized by energetic ions with beam-like velocity
distributions”,
Physics of Plasmas, Vol. 13, No. 8 (2006) pp. 082503(1-7).
[5] Y. Todo,“A Complementary Fluid Method in delta-f Particle Simulation”,
Journal of Plasma and Fusion Research, Vol. 81, No. 11 (2005) pp. 944-948.
[6] Y. Todo and A. Ito,
“Construction of a Gyrokinetic Plasma Simulation Model for Electromagnetic Phenomena”,
Plasma and Fusion Research, Vol. 2 (2007) pp. 020(1-5).

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[1] A. Ishizawa, R. Horiuchi, and H. Ohtani: Two-scale structure of the current layer controlled bymeandering motion during steady-state collisionless driven reconnection, Physics of Plasmas, Vol. 11,(2004), pp. 3579-3585. ౒ห⎇ⓥ⠪ ၳౝ೑ᓧ‫ޔ‬ᄢ⼱ኡ᣿‫ޔ‬ᒁ↪࿁ᢙ㧟
[2] A. Ishizawa and R. Horiuchi: Suppression of Hall term effects by gyroviscous cancellation in steadycollisionless magnetic reconnection, Physical Review Letters, Vol. 95, (2005), 045003. ౒ห⎇ⓥ⠪ ၳౝ೑ᓧ‫ޔ‬ᒁ↪࿁ᢙ㧢
[3] A. Ishizawa, N. Nakajima, M. Okamoto, J. J. Ramos: Multi-Scale-Nonlinear Interactions among
Micro-Turbulence, Magnetic Islands, and Zonal Flows, 21st IAEA Fusion Energy Conference, Chengdu,
China, TH/P2-21, (2006). ౒ห⎇ⓥ⠪ ਛፉᓼཅ‫ޔ‬J. J. Ramos‫ޔ‬ጟᧄᱜ㓶‫ޔ‬ᒁ↪࿁ᢙ㧝
[4] A. Ishizawa and N. Nakajima: Excitation of Macro-Magnetohydrodynamic Mode due to Multi-Scale
Interaction in a Quasi-Steady Equilibrium Formed by a Balance between Micro-Turbulence and Zonal
Flow, Physics of Plasmas, Vol. 14, (2007) 040702. ౒ห⎇ⓥ⠪ ਛፉᓼཅ‫ޔ‬ᒁ↪࿁ᢙ㧝
[5] A. Ishizawa and N. Nakajima: Multi-scale-nonlinear interactions among micro-turbulence, double
tearing instability, and zonal flows, Nuclear Fusion, Vol. 47, (2007) 1540. ౒ห⎇ⓥ⠪ ਛፉᓼཅ‫ޔ‬ᒁ↪
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Physics of Plasmas, Vol.11 (2004) pp.4064-4080.
[2] R.Ishizaki, N.Nakajima, P.B.Parks:“Analysis of Pellet Ablation with Atomic Processes”,
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, 6 (2004) pp.353-356.
[3] P.B.Parks, L.R.Baylor, R.Ishizaki, S.C.Jardin, R.Samtaney:“Recent advances in the theory and simulation of pellet ablation and fast fuel relocation in tokamaks㵱㪃
IAEA-CN-116/TH/P3-9 (2004).
[4] R.Ishizaki, N.Nakajima, M.Okamoto, P.B.Parks:㩷
“Motion of the ablation cloud in torus plasmas”,
Journal of Plasma Physics, Vol.72 (2006) pp.1159-1162.
[5] R.Ishizaki, N.Nakajima, M.Okamoto:“MHD simulation on ablation cloud in tokamak and heliotron”,
IAEA-CN-149/TH/P3-6 (2006).

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anisotropy in single-fluid and Hall magnetohydrodynamics”, Phys. Plasmas Vol.14, No.6, (2007)
pp.062502-1 - 062502-8.
[2] A. Ito, J. J. Ramos, and N. Nakajima, “Axisymmetric equilibria with flow in reduced single-fluid andtwo-fluid models”, Plasma Fusion Res.ߦᛩⓂḰ஻ਛ

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November 2004, IAEA-CSP-25/CD/TH/2-3, ISBN 92-0-100405-2)[2] H. Miura et al., "Nonlinear Evolution of MHD Instability in LHD" , Proc. the 15th International
Stellarator Workshop (Madrid, Spain, 3-7 October 2005)(᜗ᓙ⻠Ṷ)[3] H. Miura et al., "Direct Numerical Simulation of Nonlinear Evolution of MHD Instability in LHD", in"Theory of Fusion Plasmas", Proceedings of Joint Varenna-Lausanne International Workshop (August28-September 1, 2006, Varenna, Italy) (᜗ᓙ⻠Ṷ⺰ᢥ); AIP Conference Proceedings Vol.871 (2006)[4] H. Miura, N. Nakajima, T. Hayashi and M. Okamoto, "Nonlinear Evolution of MHD Instability in
LHD", Fusion Science and Technology Vol.51 (2007) pp.8-19[5] H.Miura et al., "Vortical, Toroidal and Compressible Motions in 3D MHD Simulations of MHD", J.
Plasma Physics Vol.72 (2006) 1095-1099.
[6] H. Miura and N. Nakajima, “Growth of eigenmodes with moderate mode numbers in nonlinear MHD
simulation of LHD”, the 17th International Toki Conference/16th International Stellarator/Heliotron
Workshop (October 15-18, 2007, Toki, Japan)[7] D.Hori and H. Miura, “Spectral properties of Hall MHD turbulence”, the 17th International Toki
Conference/16th International Stellarator/Heliotron Workshop (October 15-18, 2007, Toki, Japan)[8] C.O.Halahap and H. Miura, “Development of simulation code of flows with moving boundary using an
immersed interface method”, the 17th International Toki Conference/16th International Stellarator/Heliotron
Workshop (October 15-18, 2007, Toki, Japan)









63/20759

⴫ 2.1.2.2.5-1㧦㜞♖ᐲ MHD ࠦ࡯࠼ߩ㐿⊒ߩ⚻✲ߣ੹ᓟߩࡠ࡯࠼ࡑ࠶ࡊ

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ᐔᚑ 18 ᐕᐲᓸಽㄭૃᚻᴺߩ 8 ᰴ♖ᐲࠦࡦࡄࠢ࠻ᴺ߳ߩ឵ⵝᐔᚑ 19 ᐕᐲ౒ㅢ MHD ࠦ࡯࠼↪ಽᢔࡔࡕ࡝࡯ဳࠦࡦࡄࠢ࠻Ꮕಽࡕࠫࡘ࡯࡞ߩ
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ᐔᚑ 20 ᐕᐲ(੍ቯ)౒ㅢ MHD ࠦ࡯࠼ߩ㐿⊒MINOS ࠦ࡯࠼ AMR

ߩ㐿⊒ᐔᚑ 21 ᐕᐲએ㒠(੍ ౒ㅢ MHD ࠦ࡯࠼ߩ౏㐿ቯ)

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ࡘ࡟࡯࡚ࠪࡦ



64/20760

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ƘPŎǚłĹǨĄZŪÌŖƠ9\ĦHK5^0¤Ě/ŊƸÜp±ĭĿǭPǪĿǭÌO¨5/?_\PĝƜöPƂźQǿƴON^Mġ`_^0ǥŖƠÔSǥŖƠaŰĹO
AFŊƸÜŰŭýȀLQ/ƂźAFĝƜöQ/ĴāĢÞ©¹ƠL4^ǥŖƠaóǧOáÖ
AF]/ŊƸÜÕĠLƂźC^ĢöO[HKŎĦǨĄ:ĴāÌ@_F]C^0ĴǷơĚ

P?_\PĴāÌ@_FĝƜöPĪ5ZãÖƘQ/ú»ĢPǀū9\èǳůŊƸÜýȀũO85KYǂŘCU;ǥƾNǇǾPIOĮ>\_K5^0 ?_VL/pPİC^ðÅǺLPǷ©ėĦȂu{dno/ƌŕno/ƺƕnoȃaƉƓAK/EP[6NíLPĝƜöPį^Ʋ5aƉƓAK;F0¦OE_\PĦŉM¤ĚPƉƓǃžaƍC0    ƉƓĦŉȆȃŸėĝƜöPpPİC^ǨĄð9\PǶƮŅ§

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4^?MaƬĤAK/ǍĀƏȇŒ¹ȓȑȎnnmwaǬƂAKð9\PǶƮŅ§aŗXF !0pPİC^ðO4^ĝƜöO·<ðļßPÇMAKQp
dgPĝƜöTPáÖO[^Ç/dgMPjĵO[^ıĳÇ/EAKǨĄðO
ĀC^ĝƜöǋǷƳPǩ¸ǷƳO[^ǸǷÇL4^0ļ/ĝƜöað9\ǶCÇMAKQ
¼OǋOčǷAFðMĝƜöǭPǸǷÕƂÇL4^0ðO4^ĝƜöPǷƳQEPÏęP
ȇOŔ­A/?_aƬĤC^M/dgMPjĵO[^ıĳÇQÏęPȉO/
dgáÖO[^ÇQȈO/ǩ¸ǷƳO[^ǸǷÇQÏęPȇOŔ­C^0?_\Pū
65/20761

aƬĤAKƌíP÷éAN5ƞOI5K/ǥÇ:ðòß;MðļßPíÜaæ      
OƍC0

static critical radius
R dcr /  Dse

3
2.5

pinned2

gg = 0

1.5

100
300

1.40

1

released

0.5

1000

0
0

2

4

6

8

10

wall potential - e  w / T eæ 2.1.2.3-1 ǥÇ:ðòß;PǶƮĝƜöÏęP
ðǷ©Ţ@®÷Ģ10

cr

R d /  Dse
































(a)

gg = 159.6(b)gg = 100

gg = 300(c)

pinnedpinnedreleasedpinnedreleased1

released
1.40

1.40
0.1
0.01

0.1

1.40
1

10 0.01-ew /Te0.11-ew /Te

10 0.01

0.1

1

10

-ew /Te

æ 2.1.2.3-2 ǥÇ:ðß;PíÜPǶƮĝƜöÏęPðǷ©Ţ@®÷Ģ0(a) gg= 100, (b) 159.6, (c) 300??L/  gg   d ( g / cc) / nse ,19 nse ,19Te (eV ) QǥÇPĘǼaƍC|qL4]/ŪƠĝƜöL/rd{qǣPpþđ:1018 m-3Ŧđ:10 eVPíÜ/20 L4^0?_\Pƣŉ9\¦Pūaľ\9ONHF

 !0 "ȃĝƜö:ð9\ǶƮC^FXOQÍÃNǸǷÕƂÇ:ğƾL4]/EPFXOðǷ©O
ǯ³:÷éC^0ŸėĝƜöPíÜ/ðǷ©PŢ@Q 1.4 Te / eMN^0??L/Te QnoºØLPǷöŦđL4^ȂæȆȄȇȃ0
 #ȃǯ³[]Ţ5ðǷ©PíÜ/ǶƮĝƜöÏęOȂǸƄȃǱſ³:÷éC^0EPô;@QðǷ©PŢ@: 4 Te / ePíÜ/u{dǪƐđL4^ȂæȆȃ0
 $ȃǸƄǱſ³[]ô;NĝƜöQOdgMPjıĳÇO[HKð9\Ƕ_^?
M:L;N50 %ȃǥÇ:ðMêƆļßO¬ŻAK5^íÜLQ/ǥÇPĘǼLðǷ©Pǯ³[]ş5ðǷ

66/20762

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gPÏęƐđL4]/ǘĎQu{dǪ[]Ǫ50IV]/pPİC^ðÅǺOQŲĢǪ:u{dǪƐđPu{dno:ėĦ@_/EPò´Oƌŕno:ėĦ
@_^0?PƌŕnoPĘǼa×]º_FǂŇO[^ĝƜöPð9\PǶƮŅ§aŗ
XF0ǥÇ:ðMêƆļßPƣŉaæ

u{dnoºØ9\ðTPǷ©ǰL4]/QðêƆļß9\PĺXƌíP
ǁđL4^0ðǷ©:Ţ5íÜQĺXƌ
í:ðMďƹOǒJ<OI_KǱſǶƮ

10

e f w - f dse / Te = 5.0

8

critical radius / D0    OƍC0??L/f w - f dse Q6pinned

2.85: floating
4

1.8
2

releasedÏę:ô;<N^0?_Q/ĝƜöað0
0OīAI=^ÑäMN^pdg

20

40

60

80

90

angle of oblique magnetic field  (degree)ŝ:ðMďƹOǒJ5KðMêƆļßĦæ      ǶƮĝƜöÏęPĺXƌíǁ
đ®÷Ģ0

Ã:ǸǷÕƂÇ[]Ă@<N^FXL4^0A9A/ðǷ©:ǯ³Ƿ©[]ş<N^M4^ǁđǽìLǶƮC^Ïę:N<N^?M:ľ\9ONHF0 ¦PǂŇPƣŉ/ðZĺXƌíPǁđP[HKðÅǺPp|qȂþđ/ŦđȃaǈƚC_Rð9\Ƕ_^ĝƜöPô;@amvL;^?M:ľ\9ONHF0?_\PǈƚQ¡¶ǷǶpĴǷZĴǷŜŞĿOƹ6?M:ÚƭMƬ7\_^0ȇȃðǒµPǷ©ėĦMĝƜöPį^Ʋ5 !
 pPİC^ðǒµLQƌíPN5íÜ/u{dnoMƺƕnoȂŲĢǪQ
ƺƕƯŽƹƐƐđLu{dǪ[]ÍÃǪ5ȃ:ėĦ@_K5^0?_\PǷ©ŎǚaȆŒ¹ȓȑȎnnO[HKėĦAF0EPƣŉPǷ©/ǷƳþđ/ŝǙ/8[SýÉŦđPƔǭÃČaæ     OƍC0??L/x = 0Oû»áÖð:4]/pQ 
ȋ - L9\śºAK/ĢƜöQŏOÃČAK5^0u{dnoºØQŅ§9\dgŝǙMdgǻǙ:ƘA5íĩLüƫ@_^Ȃæ     ȊƊƦȃ0?P[6OėĦ@_FƞPLð9\Ƕ_FĝƜöQpOǜW:/ð9\Ƕ_^OěHKðMP
ǸǷÕƂÇQĔV^:/pdgO[^ıĳÇQô;<N^PL/ðOīAĨ@_^0?P[6OAKð9\Ƕ_FĂ@NĝƜöQðÅǺLƔǭƄOįÊC^0ĝƜöPǠÊļƐ
ēMáÖǷŝO[^ǷƳPĿǭñÌaÞĿOǂ5KĝƜöPį^Ʋ5aŗXFƣŉaæ
67/20763    OƍC0ĝƜöÏęRd:ô;NíÜȂæ     œȃQðÅǺMpPǭaįÊC^:/Ă@NĝƜöȂæ     œȃLQ/EPǠÊ:Ǚ5FXPƳǷ
PǞĒO[]pŢ<šǗC^?M:`9^0
3(a) potential(c) flow velocity
electron
2
ion

2.5

< v > / cs0e  / Teb

0
-1
-2

1.5
1

cs (i = 3)

0.5

-3

0

1.5
1

ion

0.5

 / e nbm (<v2> - <v>2) / Teb(b) charge density

0

total

-0.5
-1

electron

-1.5
-1

-0.8

-0.6

-0.4

-0.2

1.4
1.2
1

(d) temperature
Te

0.8
0.6

Ti

0.4
0.2
0
-1

0

-0.8

-0.6

x/L

-0.4

-0.2

0

x/L

æ 2.1.2.3-4 ȆŒ¹ȓȑȎnnO[HKėĦ@_F (a) Ƿ©ÃČ/(b) ǷƳþđ/(c) ŝǙ/(d) ýÉŦđPƔǭÃČ0x = 0 Oû»áÖð:4]/pQ ȋ
- L 9\śº@_K5K/ĢƜö:ŏOÃČAK5^0zmax / Dse

Vd / cse
-5

0

-6

-5x10

4

0

-1x10

5

-5x10

-6

-1.5x105

-1x10

-5

1x10

-1

5x10

-2

D

R /  = 0.4

0

d

-3
-4
-5
0

7

2x10

1x10

7

7

3x10

0

-4

0

-5x10

-1x10

5000

t

æ 2.1.2.3-5

1x107

2x107

3x107

-2x105
0
0

-3

-10

-1x10

-2

-20

-1.5x10

-2

-2x10

-2

2

0

0

-5x10
1

d

D

R /  = 10

Qd / e

4

1x10

2x107

3x107

-30
-40

0

5000

t

i0

ȆŒ¹ȓȑȎn

1x107

i0

1x104

-50
0

5000

t

i0

nO[HKėĦ@_FðÅǺPu{dno/ƺƕnoLPĝƜöP©ƪ/Ǚđ/ǷƳPĿǭñÌ0œȊRd /  Dse = 0.4, œȊRd /  Dse = 10-4 0

68/207

64

4

1x10

Ȉȃu{dǪMÞƐđPĝƜöPð9\PǶƮŅ§ !
 ?_VLPǂŇZn

nƉƓLQĝƜöQu{dǪ[]ÍÃĂ@5MAKpTPĘǼaƬĤAN9HF0A9A/ŷýPĝƜöQu{dǪMÞƐđ/VFQE_¦
PYP:÷éC^FXO/ǍĀƏȇŒ¹ȓȑȎnnmwaǬƂAKĝƜö

Pð9\PǶƮŅ§aŗXF0æ     OĜ\_FűŹǧȂ"Ƿ©/#dgþđ/$ǷƳþđ/%dgŝǙȃPƔǭÃČaƍC0??L/z = 0Oû»áÖð:ƪ9_/pQz = -16 De9\ºā@_K5^0(a) potential

e f / Te(b) ion density

ni / n0

-5.0
-4.0
-3.0

2

-2.0

0.2

1

-5

-10

z / De

1.0

0
-15

-10

z / De-50(d) ion flow speedr / en0Viz / cs0
0

-0.2

0

3

0
0.2

2

0.4
1

1.0

r / Der / De0.60(c) charge density

3

0.4

0.8

0
-15

2

1

-1.0
0

0

3

r / Der / De

3

2

2.0

0.6

1

3.0

0.8

0

4.0

0
0

0
-15

-10

z / De-5

æ 2.1.2.3-6 ȇŒ¹ȓȑȎn

0

-15

-10

z / De-50nO[HKĜ\_FðOƪŸėǨĄĝƜöO

[^űǧPƔǭÃČȊ(a) Ƿ©/(b) dgþđ/(c) ǷƳþđ/(d) dgŝǙ

69/20765

?Pƣŉ9\Ĝ\_FĝƜöO·<ÇPĝƜöô;@®÷Ģaæ 2.1.2.3-7 OƍC0

10

F

total

/ n0 T e  R d

2

10
(a)

5

(b)

e f w / Te = - 2.2

50

e f w / Te = - 5.0-50. 2D simulation-10. 2D simulation

ȅ 1D theory

-15
0

1

2

ȅ 1D theory
-5

3

4

0

Rd / De

1

2

3

4

Rd / De

æ 2.1.2.3-7 ðPŸėǨĄĝƜöO·<ÇPĝƜöÏę®÷ĢȊ(a) ew / Te = -5.0,(b) ew / Te = -2.20??L/(a) QðǷ©:Ţ5íÜL/(b) QĝƜö:N5íÜPŠǟǷ©OƇĖC^ş5Ƿ©
L4^0?Pƣŉ9\Ţ5Ƿ©PíÜQȆŒ¹ǂŇO[HK¡ģ@_^[6OǸƄǱſÏę
:÷éA/ş5Ƿ©PíÜQE_:÷éAN5?M:Ƌ9X\_F0ĝƜöÏę:u{dǪ[]ô;<N^MpO[^Ƿ©PǢƶÉŉO[HKĝƜöO·<Ç:Ĕ<NHK5^?M:ľ\9ONHF0

ȉȃð9\PƜöĴÂaàbGðǒµPǷ©ėĦ !
 pPİC^ð9\PƜöĴÂȂȇŒǷö/ŖƠÑö/ŖƠÃöȃaàbGíÜPð
ǒµPǷ©ėĦOǮC^ȓȑȎnnƉƓadosjôøP D. Tskhakaya

MP¼ÞƉƓLǝƹAF [8]0EPƣŉaæ 2.1.2.3-8 OƍC0??LQƺƕno/ĺæ 2.1.2.3-8 ð9\PƜöȂȇŒǷö/ŖƠÑö/ŖƠÃöȃPĴÂaàbGƞ
LP (a) ÛƜöPƔǭÃČ (b) Ƿ©MŦđÃČ070/20766

XƌíO[^ƌŕno/u{dnoaƬĤAF0(a) QÛƑƜöPƔǭÃČ/(b) QǷ©ÃČMÛƜöPŦđÃČL4^0?_\Pƣŉ9\ƌŕnoºØLPŅ§/dgŝǙ/ðTPǷ©ǰ:Ù¾ƄƻēM[<ƱC^?M:Ƌ9X\_F0¤Ě/?_\PƣŉaŊŰŭpPóƑdgOƂă@DKǃžL4^0    ¤ĚPƉƓǃž ¤ĚPƉƓǃžQ/hpOĽ=^âǐpPnnƉƓMA

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[1] Y. Tomita, R. Smirnov, and S. Zhu: "Stationary Potential Formation and Oscillations in Plasma
with Immovable Dust Particles", Plasma Science and Technology, Vol. 7, No. 1 (2005) pp.2657 2659
[2] Y. Tomita, R. Smirnov, T. Takizuka, D. Tskhakaya: “Gravitational Effect on Release Conditionsof Dust Particle from Plasma-Facing Wall”, Contributions to Plasma Physics, Vol. 46, No. 7-9 (2006)
pp. 617-622.
[3] Y. Tomita, R. Smirnov, S. Zhu: “Induced Charge of Spherical Dust Particle on Plasma-Facing
Wall in Non-uniform Electric field”, Plasma Science and Technology, Vol.8, No.1, (2006)
pp. 122-124.
[4] Y. Tomita, R. Smirnov, T. Takizuka, D. Tskhakaya: "Charging of spherical dust particle on
plasma-facing wall", J. of Plasma Physics, Vol.72, Part 6 (2006) pp. 1015 - 1018.
73/20769

[5] Y. Tomita, R. Smirnov, H. Nakamura, S. Zhu, T. Takizuka, D. Tskhakaya, " Effect of Truncationof Electron Velocity Distribution on Release of Dust Particle from Plasma-Facing Wall", Journal of
Nuclear Materials, Vol. 363-365 (2007) pp. 264-269.
[6] R. Smirnov, Y. Tomita, T. Takizuka, A. Takayama, Yu. Chutov, "Particle Simulation Study ofDust Particle Dynamics in Sheaths", Contributions to Plasma Physics,

vol. 44, no. 1-3 (2004)

pp. 150 - 156.
[7] R. Smirnov, Y. Tomita, D. Tskhakaya, T. Takizuka, “Two-Dimensional Simulation Study on
Charging of Dust Particle on Plasma-Facing Wall”, Contributions to Plasma Physics, Vol. 46,
No. 7-9 (2006) pp. 623-627.
[8] D. Tskhakaya, S. Kuhn and Y. Tomita, “Formulation of boundary conditions for unmagnetised
multi-ion plasma sheath“, Contributions to Plasma Physics , Vol. 46, No. 7-9 (2006) pp. 649-654.

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[2]Y. Nakamura et al., Proc. of 21th IAEA Fusion Energy Conf.(Chengdu, China, 2006) IAEA-CN-149/TH/P7-1.
[3]K. C. Shaing, Phys. Fluids 27 (1984) 1567.
[4]A. Wakasa et al., Jan. J. Appl. Phys. 46 (2007) 1157.

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ෳ⠨ᢥ₂[1]M. Tabak, J. Hammer, M. E. Glinsky, W. L. Kruer, S. C. Wilks, J. Woodworth, E. M. Campbell, M. D.
Perry, and R. J. Mason, Phys. Plasmas, 1 (1994) 1626.
[2]ਃ㑆࿘⥝㧘㐳෹⧷ᄦ㧘ဈ਄ੳᔒ㧘ࡊ࡜࠭ࡑ࡮ᩭⲢวቇળ⹹, 79 (2003) 489.
[3]ਃ㑆࿘⥝㧘↰ਛ๺ᄦ㧘ች᳗ᙗ᣿㧘ఽ₹ੌ␭㧘㐳෹⧷ᄦ㧘ၔፒ⍮⥋㧘ർᎹ☨༑㧘⷏᧛ඳ᣿㧘ဈ਄ੳᔒ㧘↰ญବᒄ㧘ࡊ࡜࠭ࡑ࡮ᩭⲢวቇળ⹹, 81 (2005) 42.
[4]H. Sakagami and K. Mima, Laser and Particle Beams, 22 (2004) 41.
[5]ဈ਄ੳᔒ㧘㐳෹⧷ᄦ㧘ၔፒ⍮⥋㧘ਃ㑆࿘⥝㧘࡟࡯ࠩ࡯⎇ⓥ, 32 (2004) 324.
[6]H. Sakagami, T. Johzaki, H. Nagatomo and K. Mima, Laser and Particle Beams, 24 (2006) 191.
[7] R. Kodama, P. A. Norreys, K. Mima, A. E. Dangor, R. G. Evans, H. Fujita, Y. Kitagawa, K. Krushelnick,T. Miyakoshi, N. Miyanaga, T. Norimatsu, S. J. Rose, T. Shozaki, K. Shigemori, A. Sunahara, M. Tampo, K.
A. Tanaka, Y. Toyama, T. Yamanaka, and M. Zepf, Nature, 412 (2001) 798.
[8] R. Kodama, H. Shiraga, K. Shigemori, Y. Toyama, S. Fujioka, H. Azechi, H. Fujita, H. Habara, T. Hall,
Y. Izawa, T. Jitsuno, Y. Kitagawa, K. M. Krushelnick, K. L. Lancaster, K. Mima, K. Nagai, M. Nakai, H.
Nishimura, T. Norimatsu, P. A. Norreys, S. Sakabe, K. A. Tanaka, A. Youssef, M. Zepf, and T. Yamanaka,
Nature, 418 (2002) 933.
[9]H. Nagatomo, N. Ohnishi, K. Mima, K. Sawada, K. Nishihara, and H. Takabe : Proc. of 2nd Int. Conf.
Inertial Fusion Sciences and Applications, Kyoto, 2001 (Elsevier, 2002) 140.
[10]H. Sakagami, K. Mima, Proc. of 2nd Int. Conf. Inertial Fusion Sciences and Applications, Kyoto, 2001
(Elsevier, 2002) 380.
[11]T. Johzaki, K. Mima, Y. Nakao, T. Yokota, and H. Sumita, Fusion Sci. Technol. 43 (2003) 428.
[12] H. Sakagami, T. Johzaki, H. Nagatomo, and K. Mima, J. Phys. IV France, 133 (2006) 421.
[13] T. Johzaki, H. Nagatomo, H. Sakagami, Y. Sentoku, T. Nakamura, K. Mima, Y. Nakao and T. Yokota,
106/207102

J. Phys. IV France 133 (2006) 385.
[14]T. Johzaki, H. Sakagami, H. Nagatomo, K. Mima, Laser Part. Beams 25 (2007) 621.
[15]H. Nagatomo, T. Johzaki, T. Nakamura, H. Sakagami, A. Sunahara and K. Mima, Phys. Plasmas, 14(2007) 056303.
[16] S. C. Wilks and W. L. Kruer, IEEE J. Quantum Electronics, 33 (1997) 1954.
[17]H. Sakagami, T. Johzaki, H. Nagatomo, T. Nakamura, and K. Mima, 5th Int. Conf. on Inertial Fusion
Sciences and Applications, Kobe, Japan, September 9-14 (2007) FPo27.
[18] T. Sakaguchi, H. Sakagami, M. Nii, and Y. Takahashi, Parallel and Distributed Computing:Applications
and Technologies, LNCS 3320 (Springer-Verlag, Heidelberg, 2004) 90.
[19] ဈ਄ੳᔒ㧘ဈญᥓ຦㧘ਃ㑆࿘⥝㧘ࡊ࡜࠭ࡑ࡮ᩭⲢวቇળ⹹, 82 (2006) 137.
[20] T. Taguchi, T. M. Antonsen Jr., C. S. Liu and K. Mima, Phys. Rev. Lett. 86 (2001) 5055.
[21] T. Taguchi, T. M. Antonsen Jr. and K. Mima, Comput. Phys. Commun., 164 (2004) 269.

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H.Takahara,

T.Takei:“Real-timeEarthmagnetospheresimulator

withthree-dimensional

magnetohydrodynamic code”, Space Weather, Vol.4 (2006) PAGE S06004-1-S06004-10.
[2] H. Shimazu, T. Tanaka, M. Den, T. Obara: “Simulation of the entry of solar energetic particles into themagnetosphere”, Advances in Space Res., in press.
[3] H. Shimazu, T. Tanaka, M. Den, T. Obara: “Simulation of the solar wind interaction wiht themagnetosphere and its application to real-time calculation”, 2004 Asisa-Pacific Radio Science Conference
Proceedings, (2004) pp.135-144.


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Lecture Notes in Computer Science in print.

120/207116

[2] T.Moritaka, R.Horiuchi, H.Ohtani :“Anomalous resistivity due to kink modes in a thin current sheet”,
Physics of Plasmas, vol.14 no.10 (2007) pp.102109-1-102109-10[3] R.Horiuchi, H.Ohtani, A.Ishizawa“Towards cross-hierarchy simulation of collisionless driven reconnection in an open system”,
Journal of Plasma Physics, vol. 72, No. 6, (2006) pp.953-956.
[4] R.Horiuchi, H.Ohtani :“Formation of non-Maxwellian distribution and its role in collisionless driven reconnection”,
48th annual meeting of the division of plasma physics of APS, vol.51 no.7 (2006) pp.313-313[5] A.Ishizawa, R.Horiuchi:“Suppression of Hall-Term Effects by Gyroviscous Cancellation in Steady Collisionless Magnetic
Reconnection”
Physical Review Letters, VOL.95, (2005) pp. 045003-1-045003-4.
[6] R.Horiuchi, H.Ohtani, A.Ishizawa“Structure formation and dynamical behavior of kinetic plasmas controlled by magnetic reconnection”,
Computer Physics Communications, Vol. 164, (2004) pp. 17-32.
[7] A.Ishizawa, R.Horiuchi, H.Ohtani:“Two-scale structure of the current layer controlled by meandering motion during steady-state collisionlessdriven reconnection”,
Physics of Plasmas, Vol. 11, No. 7 (2004) pp. 3579-3585.
[8] Bin Li, R.Horiuchi, H.Ohtani”Formation of Sweet-Parker-like electron dissipation region in a driven open system”,
17th International Toki Conference (2007), submitted to Plasma and Fusion Research.
  

2.3.2.3. 㓏ጀ➅ࠅㄟߺࠪࡒࡘ࡟࡯࡚ࠪࡦࡕ࠺࡞
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[1] R.Horiuchi, H.Ohtani, A.Ishizawa“Towards cross-hierarchy simulation of collisionless driven reconnection in an open system”,
Journal of Plasma Physics, vol. 72, No. 6, (2006) pp.953-956.
[2] S. Usami, H. Ohtani, R. Horiuchi, and M. Den:
”Development of Multi-hierarchy Simulation Model for Studies of Magnetic Reconnection”,
submitted to Comm. Comp. Phys.


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[1] A. Ito and H. Nakamura:“MD simulation of collision between graphite and hydrogen on the diverter”,
Journal of Plasma Physics Vol. 72 No.6 (2006) pp. 805-808.
[2] A. Ito, H. Nakamura and A. Takayama:“Chemical Reaction between Single Hydrogen Atom and Graphene”,
Submitted to Journal of Nuclear Materials.
[3] H. Nakamura, A. Takayama, and A. Ito:
"Molecular dynamics simulation of hydrogen isotope injection into graphene",Contributions to Plasma Physics (accepted).
[4] A. Ito and H. Nakamura:“Molecular Dynamics Simulation of Plasma Surface Interaction”,
20th ICNSP & US-Japan workshop, submitted to Communications in Computer Physics.
[5] A. Ito and H. Nakamura:“The Erosion of Graphene in Hydrogen Atom Gas”,
Submitted to Japanese Journal of Applied Physics.
129/207125

[6] H. Nakamura and A. Ito:
“Molecular Dynamics Simulation of Sputtering Process of Hydrogen and Graphene Sheets”,
Molecular Simulation Vol. 33 No.1&2 (2007) pp. 121-126.
[7] A. Ito and H. Nakamura:“Molecular Dynamics Simulation of the Hydrogen Isotope Sputtering of Graphite”,
Thin Solid Films (accepted).

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vol. 72, Part 6 (2006) pp. 1233-1237.


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etc)Space science,
application

Hierarchy-renormalization
simulation as simulation
scienceSpace

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[1] Y. Tamura, A. Kageyama, H. Nakamura, N. Mizuguchi and T. Sato: “Collaborative virtual reality space
for analyzing numerical simulation results” Journal of Plasma Physics Vol. 72 Issue 06 (2006) pp.
1065-1068.
[2] Hiroaki NAKAMURA and Yuichi TAMURA: “Phase Diagram for Self-assembly of Amphiphilic
Molecule C12E6 by Dissipative Particle Dynamics Simulation” Computer Physics Communication Vol.
169 (2005) pp. 139-143.
[3] ↰᧛␭৻, ਛ᧛ᶈ┨, ᄢ㊁ᥰ੫: “ᴚ౉ဳ VR ⵝ⟎䈫ᢙ୯䉲䊚䊠䊧䊷䉲䊢䊮䈱⛔วⅣႺ䈱᭴▽”㩷 㔚᳇ቇળ⺰ᢥ⹹ C Vol. 126-C No.3 (2006) pp. 401-402.
[4] N. Mizuguchi, Y. Tamura and A. Sagara: “Development of Reactor Design Aid Tool Using Virtual
Reality Technology” Fusion Engineering and Design Vol. 81 Issues 23-24 (2006) pp. 2755-2759.
[5] ↰᧛␭৻ ᧻ᧄჽ᮸ ᬀᧁᐔ౎ ᳓ญ⋥♿: “ᴚ౉ဳࡃ࡯࠴ࡖ࡞࡝ࠕ࡝࠹ࠖࠪࠬ࠹ࡓߦ߅ߌࠆᐓ
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pp. 2927-2931.
[6] M.Den, T.Kuwabara, T.Ogawa, T.Tanaka, I.Goncharenko and H.Amo: "A Glassless Stereo-type
Visualization System for 3D MHD Real-Time Earth’s Magnetosphere Simulator", Journal of Plasma
Physics, Vol.72, Issue06 (2006) pp. 837-840.
[7] M.Den, T.Kuwabara, T.Ogawa, T.Tanaka, I.Goncharnko, H.Amo: "A 3D Visualization System forReal-Time Space Weather Simulator with a Glassless Stereoscope", Journal of the National Institute ofInformation and Communications Technology, Vol.53, No.1 (2006) pp. 151-157.
[8] ↰శᳯ, ᪀ේඅผ, ዊᎹᥓ਽, ↰ਛ㜞ผ, I.Goncharenko, ᄤ⠀ብཅ: ̌⵻⌒┙૕ⷞߦࠃࠆ࡝ࠕ࡞
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(2006) pp. 135-140.
[9] Shroeder, W. et al.: The Visualization Toolkit, 3rd Edition. Publ. Pearson Education Inc., 2002.
[10] S.Fujiwara, T.Itoh, M.Hashimoto and Y.Tamura: “Molecular dynamics simulation of micelle formationin amphiphilic solution” Molecular Simulation Vol. 33 Nos. 1-2 (2007) pp. 115-119.

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Process in Rulling-Up Vortices", Proceedings of International Symposium on Computational Physics and
New Perspectives in Turbulence (Nagoya, Japan, November 11-14, 2006) 2007, ISBN-13:
978-1402064715.
[4] K. Araki and H. Miura, “Orthonormal divergence-free wavelet analysis of cascading/backscattering
process around coherent structures”, in Advances in Turbulence XI (2007, Proc. 11th European Turbulence
Conference, Porto, Portugal, 2007) p.768.
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Parallel Flow Velocity Shears in Magnetized Plasmas”, Journal of Plasma Physics, 72 (6), (2006), 989-992.
[2] Milos M. Skoric, Sandra Maluckov and Seiji Ishiguro, “A Primal Coarse-Projective Integration Schemein Multi-Scale Plasma Dynamics”, 23rd Symposium on Physics of Ionized Gases -SPIG, Kopaonik, Serbia(2006).

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[1] H. Nakamura, N. Hatano, and R. Shirasaki䋺 "Quantum Nernst Effect", Solid State Communications,Vol. 135 No. 8 (2005) pp. 510-514.
[2] N. Hatano, R. Shirasaki and H. Nakamura: “Gap-mediated magnetizaion of a pseudo-one-dimensional
system with a spin-orbit interaction,” Solid State Communications, Vol. 141 No. 2 (2007) pp. 79-83.
[3] N. Hatano, R. Shirasaki, and H. Nakamura: “Non-Abelian gauge field theory of the spin-orbit
170/207166

interaction and a perfect spin filter“, Phys. Rev. A, Vol. 75 No. 3 (2007) pp. 032107-032113.

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Heidbrink, A. Jaun, S. V. Konovalov, R. Nazikian, J.-M. Noterdaeme, S. Sharapov, K. Shinohara, D. Testa,
K. Tobita, Y. Todo, G. Vlad and F. Zonca:“Progress in the ITER Physics Basis Chapter 5: Physics of energetic ions”,
Nucl. Fusion, Vol. 47, No. 6 (2007) pp. S264-284.
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Vol. 72, No. 6 (2006) pp. 817-820.
[2] Y. Todo and A. Ito, “Construction of a Gyrokinetic Plasma Simulation Model for Electromagnetic
Phenomena”, Plasma and Fusion Research, Vol. 2 (2007) pp. 020(1-5).
[3] Y. Todo, “A Complementary Fluid Method in delta-f Particle Simulation”, Journal of Plasma and Fusion
Research, Vol. 81, No. 11 (2005) pp. 944-948.


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temperature gradient turbulence”, Nucl. Fusion Vol.46, 24-32 (2006).
[2] T.-H. Watanabe, H. Sugama, and S. Ferrando i Margalet, “Gyrokinetic-Vlasov simulations of the ion
temperature gradient turbulence in tokamak and helical systems” in Theory of Fusion Plasmas (edited
by J. W. Connor, O. Sauter, and E. Sindoni, AIP, 2006) p264.
[3] H. Sugama and T.-H. Watanabe, “Collisionless damping of geodesic acoustic modes”, J. Plasma Phys.
Vol. 72, 825-828 (2006).
180/207176

[4] T.-H. Watanabe, H. Sugama, and W. Horton, “Gyrokinetic theory and simulation of toroidal ETG
turbulence and zonal flow”, 48th Annual Meeting of the Division of Plasma Physics, UP1.00066(2006).


3.4.1.4.3. ITERߦ߅ߌࠆᣂฎౖ࠹ࠕ࡝ࡦࠣࡕ࡯࠼ ᣂฎౖ࠹ࠕ࡝ࡦࠣࡕ࡯࠼ߪ ITER ߩࡌ࡯࠲㒢⇇ࠍ೙㒢ߔࠆߣ⠨߃ࠄࠇߡ޿ࠆ‫ޕ‬ᣂฎౖ࠹ࠕ࡝ࡦ
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181/207177

P2-058, (2007).

3.4.1.4.4. ITERߦ߅ߌࠆRWM
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[2] Masahiko Sato and Noriyoshi Nakajima, "Nonlinear three-dimensional simulations of resistive wallmodes", Journal of Plasma Physics 72 (2006) pp.1223 - 1227.

3.4.1.4.5. 㓏ጀ⛔วࠪࡒࡘ࡟࡯࡚ࠪࡦߣITERߣߩ㑐ࠊࠅ
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Journal of Physical Society of Japan, Vol.61, No.3, 1992, pp. 833-843.

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Communications on Pure and Applied Mathematics, Vol. LIX (2006) pp. 1523-1572.

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[1] M. Rajkovic, M.M. Skoric, K. Solna and G. Antar,
Characterization of local turbulence in magnetic confinement devices
Nuclear Fusion 47 (2007) 1-13
[2] M. Rajkovic, M.M. Skoric,
Characterization of Intermittency in Plasma Edge TurbulenceContrib. Plasma Physics (in press).
[3] M. Rajkovic, M.M. Skoric, B. Dudson and M. Kono,
A Comparison of Intermittency in Neutral Fluids and Magnetically Confined Plasmas
17thITC, Toki (2007) Plasma Fus. Res. (to appear)

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pp. 347 – 371
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well-collimated return beam of relativistic electrons by intense laser pulse in a low-density plasma”, Laserand Particle Beam, 22 (3), 307-314 (2004).
[2] Li Baiwen, Ishiguro Seiji, Skoric, Milos M. and Takamaru Hisanori, “Stimulated Raman Scattering,
Cascade-into-Condensate and Acceleration of Large Relativistic Electromagnetic Solitons in Intense Laser
Interaction with an Underdense Plasma”, Journal of Plasma and Fusion Research, SERIES Vol.6,
275-278 (2005).
[3] Li Baiwen, S. Ishiguro, M. Skoric, M. Song and T. Sato, “Stimulated Raman cascade and photon
condensation in intense laser plasma interaction”, Physics of Plasma 12, 103103 (2005).
[4] Wei Yu, Li Baiwen, M.Y. Yu, F. He, S. Ishiguro and R. Horiuchi, “Laser-field synchrotron radiation”,
Physics of Plasma 12, 103101 (2005).
[5] Ishiguro S., Nikolic Lj, Skoric M.M. and Li Baiwen, “Intense Reflection of a relativistic laser pulse insubcritical plasmas”, Journal of Plasma and Fusion Research, SERIES Vol.6, 279-282 (2005).
[6] Li Baiwen, S. Ishiguro, M. M. Skoric M. Song and T. Sato “Ion-vortices in ion phase-space in lintense laserinteraction with subcritical plasma”, Journal of Plasma Physics, Volume 72, Issue 06, pp 1257-1261(2006).
[7] Long Li, Li Baiwen, S. Ishiguro, M. Song and C. Y. Zheng, “Electromagnetic radiation at the electron
plasma wave frequency by intense laser pulse interacting with low-density plasmas”, Journal of Plasma
Physics, Volume 72, Issue 06, pp 1303-1307 (2006).
[8] Li Baiwen, S. Ishiguro, M. Skoric and T. Sato, “Large amplitude relativistic electromagnetic solitons due tostrong photon-condensation in intense laser underdense homogeneous collisionless plasma interaction”,
Physics of Plasma 13, 042303 (2006).
[9] Li Baiwen, Ishiguro Seiji and Skoric M M, “Large amplitude electromagnetic solitons in intense laser
plasma interaction”. Chinese Physics Vol. 15, pp2046-2052 (2006)[10] Li Baiwen, S. Ishiguro, M. M. Skoric and T. Sato “Stimulated trapped electron acoustic wave scattering,
electromagnetic soliton and ion-vortices in intense laser interaction with subcritical plasma”, Physics ofPlasma 14, 032101 (2007).

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201/207197

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