学術課題集

核融合プラズマのサイエンスとその拡がり― 52 の研究課題から眺望する学術的ランドスケープ ―2030 年代以降を⾒据えたプラズマ・核融合科学の学術課題検討会(FUSION2030 研究会)
Fusion Plasma Working Group

2021 年 8 ⽉ 18 ⽇

Fusion Plasma Working Group (FPWG) 構成メンバー
仲⽥資季 (核融合科学研究所) ※取り纏め

⽥中宏彦 (名古屋⼤学)

釼持尚輝 (核融合科学研究所) ※幹事

星野⼀⽣ (慶應義塾⼤学)

横⼭雅之 (核融合科学研究所)

浅井朋彦 (⽇本⼤学) ※幹事

坂本隆⼀ (核融合科学研究所)

江⾓直道 (筑波⼤学)

本島厳

⾼橋俊樹 (群⾺⼤学)(核融合科学研究所)

徳沢季彦 (核融合科学研究所)

福本直之 (兵庫県⽴⼤学)

藤原⼤有川安信 (⼤阪⼤学) ※幹事(核融合科学研究所)

佐藤雅彦 (核融合科学研究所)

⻑友英夫 (⼤阪⼤学)

井通暁

城﨑知⾄ (広島⼤学)(東京⼤学)

辻井直⼈ (東京⼤学) ※幹事

菊池崇志 (⻑岡技術科学⼤学)井⼾毅

佐々⽊徹 (⻑岡技術科学⼤学)(九州⼤学)

藤⽥隆明 (名古屋⼤学)※敬称略

本記事集の作成にあたってご⽀援頂いた協⼒著者
藤堂泰(核融合科学研究所)

前⼭伸也 (名古屋⼤学)

佐⽵真介 (核融合科学研究所)

岡⽥信⼆ (中部⼤学)

鈴⽊康浩 (核融合科学研究所)

⽊野康志（東北⼤学）

⽥村直樹 (核融合科学研究所)

神吉隆司 (海上保安⼤学校)

松岡清吉 (核融合科学研究所)

藤⽥慶⼆ (総合研究⼤学院⼤学)

⼩林真(核融合科学研究所)

松⼭顕之 (量⼦科学技術研究開発機構)
※敬称略

⽬次
・はじめに
・記事の構成と楽しみ⽅
・学術課題リスト (52 の学術課題)
・付録︓Fusion Plasma Working Group 活動履歴

はじめに
プラズマ・核融合科学分野のコミュニティが⼀丸となり、これまで蓄積されたプラズマ科学・
核融合科学・核融合炉⼯学の学術知⾒や 2030 年代以降に取り組むべき学術課題を俯瞰する「プラズマ核融合サイエンスチャート」を作成し、将来展望・ビジョンの構想を活性化する。
このような⽬的の下に「2030 年代以降を⾒据えたプラズマ・核融合科学の学術課題検討会」(FUSION2030 研究会)が 2020 年 4 ⽉に旗揚げされ、精⼒的な活動が進められている。
本学術課題集「核融合プラズマのサイエンスとその拡がり」は、上記研究会の下で展開されている、Fusion Plasma WG(FPWG)の活動成果として取り纏めたものである。核融合プラズ
マの学術(サイエンスと技術)課題の魅⼒・難しさ・未解明な謎・将来の課題・新展開などに焦点を置き、52 の記事として分野内外へ向けて発信される。そのため、「プラズマ核融合サイ
エンスチャート」の基礎資料としてのみならず、広く公開するものとした。多様な研究トピ
ックを１ページ記事に凝縮する試み故に、関連研究を参考⽂献として列挙し尽くせなかった
点は容赦頂きたい。その代わりに、専⾨外・分野外の研究者や初学者にとっての学術的興味のエントランスとなる、関連の深いオープンアクセスの解説記事を挙げることに努めた。
核融合炉の研究は、新たなエネルギー源の実現という明確な⽬的を持って 1950 年代に創始された研究である。当初は 20 年程度で実現されるであろうと楽観的に予想されたが、現在もその挑戦は続いている。多くの学術的・技術的課題に取り組んできた結果として、⾼温プラ
ズマのダイナミクスや物質・光との相互作⽤などの複雑多彩な振る舞いが紐解かれた。新たな知⾒と技術を積み重ねることで、⽬的研究として⽣まれた研究は”エネルギー源の実現”という幹から様々な⽅向に枝葉を伸ばし、“プラズマ物理・核融合科学“という広⼤な学術領域を形成する形で進化を遂げている。このような進化と発展を強調するため、カテゴリーによる課題の類別に加え、“⽬指すもの(output)”と“波及(outcome)”も明⽰した。これらによって、「核融合炉の実現に資する研究」のみならず、「核融合プラズマの難問から諸科学・社会へ拡⼤する研究」という様々な⾊彩を持った学術課題のアピールを試みるものである。
さて、「52 の研究課題から眺望する学術的ランドスケープ」という副題を掲げた。副題に⾜るだけの重要課題を⼗分に取り上げたか︖未解明の謎や難問をエントランスとした諸科学への展開を鮮明にアピールできたか︖これらの点は改善の余地を残すだろう。しかしながら、本学術課題集を端緒のひとつとして、研究者や次世代を担う学⽣らが、ここから俯瞰される
共通性、あるいは、不⾜している観点にそれぞれの思いを巡らせ、未来を語り合う議論や対話が巻き起こることを⼤いに期待している。その中での“気づき”や“視点”から⽣まれる新たな研究構想や、より豊かな眺望を⾒晴らすランドスケープを描くアクティビティが活性化す
るかもしれない。僅かながらでも、そのような創造の連鎖の⼀助となれば幸いである。
最後に、本学術課題集は FPWG メンバーおよび協⼒著者のひとかたならぬ尽⼒に加え、多くの研究者との議論から成り⽴っている。特に、FUSION2030 研究会代表の森芳孝⽒(光産業
創成⼤学院⼤学)および世話⼈の坂本隆⼀⽒(核融合科学研究所)をはじめとする、研究会幹事の⽅々、そして研究会へ参加頂いたプラズマ・核融合研究コミュニティの研究者の⽅々へ、⼼から感謝の意を表したい。
Fusion Plasma Working Group 取り纏め 仲⽥資季

記事の構成と楽しみ⽅
下記の図に⽰すように、それぞれの記事は、・⾒出し (分野外・分野内他領域向け）
・サブタイトル (分野内向け)
・カテゴリー (P6 のカテゴリーリスト
から選択)
・⽬指すもの(output)・波及(outcome)・リード⽂ (分野外・分野内他領域向け、
６⾏程度）
・専⾨的な内容も含む概略⽂
・参考⽂献 (関連するオープンアクセスの解説記事を中⼼に)から構成される。
専⾨家が関連研究を概観する場合には「リード⽂」「概略⽂」は⽋かせないが、「カテゴリー」
や「⽬指すもの(output)・波及(outcome)」で分類・整理し直してみることも有益であろう。
他⽅、専⾨外の研究者が全体像の概観を楽しむ場合には「⾒出し」と「リード⽂」に特化して読み進めることも推奨したい。学⽣へ向けた参考資料としては、興味に応じて⽬次の⼤区分(“躍動する⾼温プラズマの世界”など)を活⽤しながら、最新の研究のフレーバーを感じてもらうことも出来よう。様々な⽤途で柔軟に活⽤されることを期待する。記事の様式について
は「The Science of EST -Scientific challenges to be addressed by the European Solar
Telescope-」や「⽇本物理学会創⽴ 70 周年記念企画・物理学 70 の不思議」を参考にした。
なお、紙⾯の制限により、いくつかの専⾨⽤語については説明が簡略化されているが、プラ
ズマ・核融合学会がまとめた⽤語解説 ( http://www.jspf.or.jp/yogo2008/ )や記事に付記された参考⽂献などを適宜参照して頂きたい。
本学術課題集は核融合プラズマのサイエンスに主眼を置き、最新の研究課題を列挙している。
他⽅、核融合原型炉に求められる基本概念や技術課題、その解決のための開発研究の進め⽅、
マイルストンと開発戦略については、・核融合科学技術委員会「原型炉研究開発ロードマップについて(⼀次まとめ)」( https://www.mext.go.jp/b_menu/shingi/gijyutu/gijyutu2/074/houkoku/14082
59.htm )・原型炉開発総合戦略タスクフォース「原型炉開発に向けたアクションプラン」( https://www.mext.go.jp/b_menu/shingi/gijyutu/gijyutu2/074/houkoku/14128
00.htm )において展望されている。また、核融合研究における学術研究の重要性や開発研究との相補性などについては、・プラズマ・核融合学会「核融合を発展させる学術研究のあり⽅(アピール)」( http://www.jspf.or.jp/news/file/appeal07.pdf ）において提⾔されている。併せて参照して頂きたい。

学術課題リスト
躍動する⾼温プラズマの世界
1. 核燃焼プラズマの⾃⼰組織化を予測・活⽤する
2. ⾃発形成する断熱層でより熱いプラズマを閉じ込める
3. 微細渦が⾃発的に励起されるプラズマ乱流のマルチスケール相互作⽤
4. ⾮平衡システムに現れる⾮局所性の起源は︖
5. 異なる物質はプラズマ中でどう混ざる︖
6. プラズマが不純物を⾃ら吐き出す条件を探る
7. ⾼エネルギー粒⼦の損失を⽌めろ︕
8. 突発的な崩壊現象やその予兆を解き明かせ
9. 巨視的不安定性をいかにして抑えるか
10. 流れを伴う動的な⼒学平衡状態 ―MHD理論を超えて
11. 磁場が描く層・分岐・カオスの起源は︖
12. 磁場とプラズマの圧⼒がつり合う磁場配位とは︖
13. 磁化プラズマの巨視的構造形成の謎に迫る
14. プラズマに潜む隠れた対称性をデザインする
15. 乱れと磁場の幾何学で紐解く構造形成と機能創発
16. 波でプラズマを⾃在に操れるか︖
17. 核融合点⽕を⽬指した爆縮・加熱⾼効率化の挑戦
18. 多階層複雑系を要素統合で記述する
19. 統合コードでレーザー核融合の点⽕・燃焼を予測する
20. 乱流の理解は深化する
21. ⾼エネルギー粒⼦を計測する︕
22. 先進的中性⼦計測機で核融合プラズマを診る
23. 核融合研究から芽吹く新たなインフォマティクス
相互作⽤するプラズマと物質
24. 壁と磁場の形状で熱と粒⼦を制御する
25. 磁場を乱して、壁を守る
26. 気体を使って⾼温プラズマを⼿なずけろ︕
27. プラズマと物質が触れ合うことにより起こる現象を理解・制御する
28. 核融合プラズマと壁の間で数百MWの熱を散らす
プラズマを⽣み出し加熱する
29. 波で核融合炉⼼プラズマを⽣成できるか︖
30. 負イオンの物理が拓く⾼効率粒⼦ビーム技術
31. 繰り返しのできる⾼エネルギーレーザーの実現
32. 核融合プラズマを荷電粒⼦で⾼効率に加熱する
33. ⾮線形場が結ぶ⼤強度ビーム物理と⾮中性プラズマ物理の共通性

“燃える“プラズマ34. “燃料”を制すれば、核融合プラズマを制する
35. 核融合プラズマにおける粒⼦閉じ込めと粒⼦供給のパラドックス
36. 慣性核融合発電炉で⽤いられる核融合燃料ペレット
37. エネルギー付与過程に対応した標的構造のバリエーション
38. 磁場閉じ込めプラズマとの相互作⽤による固体物質の均質化過程
39. ⾼速⾶⾏の⾼密度プラズマ塊で粒⼦やエネルギーを運ぶ
核融合炉への道
40. トカマクプラズマの電流分布の最適解は何か︖
41. 突発する⼤熱負荷への備え
42. ヘリウム粒⼦の⼀⽣を追え︕
43. 狭い隙間から診てプラズマを制御する
44. 核融合プラズマの⾃動運転45. 低アスペクト⽐化トーラスのpros and cons
46. ⾮平衡状態を利⽤してトカマク型炉⼼プラズマを⼿軽に⽣成したい︕
47. 開いた磁場による閉じ込め(開放系配位)で核融合炉は可能か︖
48. マイルド核融合プラズマコンセプト︖
49. 探究︕次世代⾼効率核融合発電⽅式
核融合から新たなテクノロジーへ
50. ミュオン触媒核融合研究の新展開
51. 核融合炉が拓く応⽤技術
52. 核融合中性⼦を使った未来の癌治療

課題の類別 (各記事に関連するカテゴリー記号を記載)
カテゴリーA (研究の指向性)
A1. ⼤型ミッション研究の加速A2. 新概念・新⼿法・新展開の構築
A3. 連携研究 (炉⼯学・プラズマ科学・異分野科学・産業等)
カテゴリーB (研究の対象)
B1. 磁場構造・平衡
B2. MHD 現象
B3. 輸送・閉じ込め現象
B4. 乱流現象・⾮線形波動現象
B5. 緩和現象・⾃⼰組織化/構造形成
B6. 核燃焼過程
B7. 周辺プラズマ・ダイバータ
B8. プラズマ相互作⽤

B9. 原⼦分⼦過程・輻射輸送
B10. プラズマ計測・診断
B11. プラズマ加熱・アクチュエータ
B12. プラズマ制御
B13. 数値計算⼿法・データ解析⼿法
B14. 爆縮・⾼エネルギー密度状態
B15. 核融合プラズマ応⽤

躍動する⾼温プラズマの世界
１億度を超える⾼温のプラズマ(原⼦核と電⼦が解離したガス)をトーラス状の磁場の中に、
あるいは、⾼強度レーザー照射による圧縮で閉じ込める。このような核融合プラズマでは、太陽を凌ぐほどの強い温度勾配が形成される。極限的な不均⼀性が駆動する諸現象の中に、強い⾮線形性と⾮平衡性が織り成す躍動的な世界を垣間⾒ることができる。

課題番号 1

藤堂泰(核融合科学研究所)

核燃焼プラズマの⾃⼰組織化を予測・活⽤する
核燃焼プラズマにおける⾼エネルギーアルファ粒⼦の閉じ込めと活⽤
カテゴリー: A1, B2, B4, B5, B6, B13
⽬指すもの(output)︓- ITER や原型炉での⾼エネルギー粒⼦駆動不安定性とアルファ粒⼦輸送の予測・制御
波及(outcome)︓- ⾼エネルギー粒⼦駆動不安定性による帯状流の形成と微視的乱流輸送の制御- アルファチャネリング
- 運動論的電磁流体⼒学の確⽴

ITER プラズマにおけるアルフベン固有モード

国際協⼒により建設中の ITER において、⼈類ははじめて核燃焼プラズマの実現に挑戦する。
これまでの核融合プラズマ実験では外部からのプラズマ加熱によってエネルギーを⼊⼒していたが、核燃焼プラズマでは内部での核融合反応が主要なエネルギー源となる。その性能予測と制御においては、プラズマの⾃発的な構造形成（⾃⼰組織化）を考慮することがますます重要になるであろう。核融合反応から発⽣し、核融合エネルギーをプラズマに⼊⼒する（＝加熱する）役割を担うのは⾼エネルギーアルファ粒⼦であり、その輸送と閉じ込めは重要な研究課題である。
---------------------核燃焼プラズマでは、核融合反応から発⽣する⾼エネルギーアルファ粒⼦が燃料プラズマを加熱することによって、核融合反応に必要な⾼温状態が⾃律的に維持される。このため⾼エネルギーアルファ粒⼦の良好な閉じ込めが核燃焼プラズマの実現には必須の条件である。しかし、⾼エネルギーアルファ粒⼦が不安定化させるアルフベン固有モードなどの電磁流体⼒学振動との相互作⽤によって、⾼エネルギーアルファ粒⼦の輸送と損失が引き起こされる可能性があるので、その予測と制御は重要な研究課題である[1]。また、⾼エネルギー粒⼦駆動不安定性は、⾮線形効果
によって形成される帯状流を媒介として微視的乱流輸送に影響を与え、さらにはランダウ減衰によって燃料イオンを加熱する（＝アルファチャネリング）。このような⾼エネルギーアルファ粒⼦に起因した⾃⼰組織化の性質を理解することで、核燃焼プラズマの性能を向上できると期待される。また、電磁流体⼒学は無衝突プラズマに対して未完成の学問体系であるが、プラズマ粒⼦と電磁流体⼒学振動の運動論的な相互作⽤の研究は無衝突プラズマを対象とした運動論的電磁流体⼒学の確⽴につながるであろう。
[1] ⼩特集「アルヴェン固有モード研究の最新事情」, 藤堂泰 他, プラズマ・核融合学会誌 Vol. 83, p. 865(2007)

課題番号 2

釼持尚輝(核融合科学研究所)

⾃発形成する断熱層でより熱いプラズマを閉じ込める輸送障壁を有する⾼性能プラズマの制御
カテゴリー︓A１, A2, B3, B5
⽬指すもの(output)︓- 核融合炉⼼プラズマの⾼性能化- 輸送障壁を有するプラズマの分布制御- 構造形成の理解- 制御⼿法の確⽴
波及(outcome)︓- 乱流の⾮線形効果- マルチスケールの構造形成- ⾃⼰組織化形成の理解の進展

プラズマ内部と境界部に形成される断熱層(輸送障壁)

核融合発電炉では１億度を超える⾼温プラズマを⻑時間安定に維持する必要がある。これにはプラズマ内部に温度の⾼い領域と低い領域を仕切る輸送障壁と呼ばれる断熱層の形成が有効になる。
プラズマ中の熱エネルギーは乱流により外に向かって移動するが、速い流れを作ることで乱れていた流れの⽅向を整えることができる。これにより熱エネルギーが移動しにくくなりプラズマ内部に熱エネルギーを閉じ込めることができる。核融合炉実現には、「輸送障壁はどのように形成されるのか︖」という問いを明らかにし、輸送障壁の位置を制御することが重要である。
---------------------トーラス系プラズマでは輸送障壁の形成により、輸送障壁を伴わない場合（L モードプラズマ）に⽐べて、2-4 倍の⾼い閉じ込め性能が得られている。輸送障壁には⼤きく分けて⼆種類あり、ひとつはプラズマの外側（表⾯近く）にできる周辺輸送障壁(Edge Transport Barrier, ETB)、もうひとつはプラズマの内部にできる内部輸送障壁(Internal Transport Barrier, ITB)である。周辺輸
送障壁をもつプラズマは H モードプラズマと呼ばれ、核融合炉の運転シナリオに位置づけられる。
プラズマ中に内部輸送障壁を形成することで、輸送障壁近傍の圧⼒勾配により⾃発電流を流すことができる。これは特に、閉じ込め磁場配位を形成するためにプラズマ電流を流し続ける必要があるトカマクでは重要となる。更に、輸送障壁の形成や制御には、乱流の抑制が重要であるが、乱流を抑制するには⼤きく分けて ExB シアによるものと、ゾーナルフローによる抑制機構が考えられている。このうち、ExB の制御には NBI を⽤いた運動量⼊⼒が効果的であり、JT-60U など
においてその効果が確認されている。⼀⽅で、輸送障壁の形成位置に対する制御ノブとして、有理⾯・磁気島や磁気シアが考えられる。これには、中性粒⼦ビームや電⼦サイクロトロン波を⽤いた電流駆動による電流分布制御が有効である。これに加えて、プラズマの乱流や圧⼒など各種
物理量のリアルタイムな計測・解析（課題番号 44 参照）を組み合わせることで、核融合プラズマ制御の実現が期待される。
[1] 森 雅博，他，“小特集トーラスプラズマにおける輸送障壁”， プラズマ核融合誌，74 (1998) 967.
[2] K. Ida and T. Fujita, “Internal transport barrier in tokamak and helical plasmas”, Plasma Phys.
Control. Fusion, 60 (2018) 033001.

課題番号 3

前⼭伸也(名古屋⼤学)

微細渦が⾃発的に励起されるプラズマ乱流のマルチスケール相互作⽤
極微細な電⼦スケール乱流がプラズマ閉
じ込めに与える影響
カテゴリー: A1, A2, B3, B4
⽬指すもの(output)︓- プラズマ乱流のマルチスケール相互作⽤の解明- 複スケールの⾃発的励起過程を持つ乱流理論の構築
波及(outcome)︓- 乱流輸送の核燃焼プラズマに対する外挿性の検証
プラズマ中に発達するマルチスケール乱流- 中性乱流におけるマルチスケール乱流現象への波及- マルチスケールモデリングや簡約シミュレーションのための情報科学との連携
磁場閉じ込めプラズマは、⼤⼩様々な波・渦が複雑に相互作⽤する乱流状態にあり、乱流による輸送がプラズマ閉じ込め性能を⼤きく決定づけることが知られる。加えて、乱流揺らぎを駆動する不安定性にも、⼤きなスケールで起こる不安定性や⼩さなスケールで起こる不安定性などのバ
リエーションが存在する。⼤きなスケールが⼤勢を⽀配するか︖⼩スケールも重要な役割を果たしうるか︖プラズマ乱流中のマルチスケール相互作⽤は必ずしも⼀筋縄ではいかないようだ。従来の単⼀スケールの駆動による乱流理論を超えた、マルチスケール乱流物理の地平を拓く。
----------------------

乱流は、駆動源からエネルギーが注⼊され、⾮線形混合を経てより細かなスケールの渦へと伝達し、やがて⼩さなスケールで散逸していく過程として知られる。磁場閉じ込めプラズマ
では、密度・温度勾配などに起因する微視的不安定性が揺らぎの駆動源として働く。磁場強度や温度にも依存するが、装置サイズ数 m に対し、イオンスケールの不安定性が数 cm、さらに微細な電⼦スケールの不安定性がサブ mm 程度である。これまでは、数⼗倍以上離れた
これらのスケールは階層分離されると考えられてきたが、近年の数値シミュレーション研究では、互いに作⽤しあい、プラズマ閉じ込め性能に影響を与えうることが指摘されている。
核融合炉開発の観点からは、このようなマルチスケール乱流相互作⽤を実験的にどのように観測するか︖核燃焼プラズマの予測に対する妥当性や理論モデルの外挿性は︖といった課題があり、プラズマ理論の観点からは、単⼀のエネルギー注⼊・伝達・散逸過程で理解される
従来的な乱流理論を越えて、異なるスケールの駆動源を持つマルチスケール乱流理論をどのように構築するか、計算科学的には、機械学習による相互作⽤モデリングや簡約シミュレー
ションの実現といった挑戦的課題が散在する。こうした描像は、イオンスケール不安定性と巨視的 MHD 不安定性や⼤域的分布形成の相互作⽤といった現象にも共通する課題であり、また、乱流中のバックスキャッター現象への応⽤など流体物理学への波及も期待される。
[1] 前⼭伸也、解説「スーパーコンピュータ「京」で切り拓くプラズマ乱流研究の新展開」、プラズマ・核融合学
会誌 91 (2015) 589-596.
[2] 岸本泰明、Li Jiquan、⼩特集「トーラスプラズマにおけるパリティ-4.乱流・MHD 系におけるマルチスケー
ル相互作⽤とパリティ」、プラズマ・核融合学会誌 92 (2016) 552-563.

課題番号 4

井⼾毅(九州⼤学)、⽥村直樹(核融合科学研究所)

⾮平衡系に現れる⾮局所性の起源は︖
磁場閉じ込めプラズマにおける輸送の⾮局所性
カテゴリー: A1,A2, B2, B3, B4, B5
⽬指すもの(output)︓- 輸送の⾮局所性の起源の解明- 異なる時空間スケールを持つ現象間の相互作⽤の検証
波及(outcome)︓- 核融合炉⼼プラズマの性能予測の⾼精度化- ⾮平衡系の物理学の発展
磁場閉じ込めプラズマにおいてはエネルギーの外部からの注⼊、伝達、外部への排出により構造が維持される⾮平衡系である。⼤部分の熱は密度や温度等の物理量の勾配が駆動する揺らぎによって運ばれるので、物理量と勾配が分かれば局所的な揺らぎと熱の伝達は理解できると期待される。しかし、実際には揺らぎの性質や熱伝達は必ずしも局所的な描像では説明できない。この⾮局所性は、様々な時空間スケールを持つ現象が内在する⾮平衡系の特徴であり、その理解は⾮平衡系の輸送過程の理解を促し、また核融合炉の性能予測の⾼精度化に寄与すると期待される。
---------------------古典的な熱及び粒⼦輸送の描像では、注⽬する場所における局所的な物理量によって輸送係数が決まるため、輸送を局所量のみで評価できる。輸送を引き起こす素過程の特性⻑（乱流の相関
⻑や粒⼦の軌道幅）がプラズマの圧⼒分布等の勾配⻑に⽐べて⼗分短い場合はその評価は有効であると予想される。しかし、現実には局所量だけで説明できない現象が現れる。例えば、Dimits
シフトと呼ばれる乱流が駆動される温度勾配の閾値のシフトや、変調加熱実験で測定される熱流束と温度勾配の関係に現れるヒステリシスは、局所量に対して輸送が⼀意に決まらないことを⽰している。また、磁場閉じ込めプラズマの周辺領域を過渡的に冷却すると、通常の熱の伝達では説明できないほどの短時間でプラズマの中⼼付近の温度が“上昇”し始めるという不思議な現象が観測されており、プラズマの周辺部と中⼼部を繋ぐ⻑距離相関の存在を⽰唆している。このような“輸送の⾮局所性”の起源として、帯状流など⻑距離相関を持つ揺らぎと乱流の相互作⽤に基づくモデル（上図）、臨界勾配に近づくと雪崩のような⼤規模な熱伝達が発⽣するモデル、乱流の空間的広がりに基づくモデルなど様々な考え⽅が提案されているが、定量的な検証には⾄っていない。⾮局所性を含む輸送のメカニズムの理解には、輸送を引き起こすミクロスケールの乱流と、⻑距離相関を持ち乱流と相互作⽤する可能性があるメソスケール、マクロスケールの過程を同時に調べることが必要不可⽋である。今後、計測器や数値シミュレーション⼿法の発展により、その理解が⼤きく進展すると期待される。
[1] 岸本泰明, 他, ⼩特集「プラズマの⾮局所輸送現象と様々な構造形成」, プラズマ・核融合学会誌, vol. 78,
No. 9, 857－910 (2002)[2] K.Ida, et al., Nucl. Fusion, 55, 013022 (2015)[3] 岸本泰明, 現代物理のキーワード「⾮局所性と⼤域性に⽀配されるプラズマ乱流」, ⽇本物理学会誌 Vol. 73,
No. 7, 454-455 (2018)

課題番号 5

仲⽥資季(核融合科学研究所)

異なる物質はプラズマ中でどう混ざる︖
プラズマ閉じ込めの⽔素同位体質量効果と多種イオン混合
カテゴリー: A1, A2, B3, B4, B6
⽬指すもの(output)︓- 燃焼プラズマ中の燃料分布や不純物分布の決定メカニズムの解明
波及(outcome)︓- 核融合出⼒の⾼精度予測と制御- 多成分流体・プラズマの混合過程のモデル化

重⽔素(⻘)、三重⽔素(⿈)、ヘリウム(⾚)の
温度揺らぎ(各⾊の発光で表現)

核融合炉における燃焼プラズマは、燃料となる重⽔素・三重⽔素や燃焼から⽣じるヘリウムなどが混在した多種イオン混合プラズマである。プラズマ中の燃料イオンなどの密度⽐やその分布は燃焼特性を左右するのみならず、質量の違いがもたらす作⽤を介して、エネルギー・粒⼦の閉じ込め特性にも強く影響を与える。
「同位体効果」と呼ばれる質量差の作⽤は、際⽴った単⼀の現象ではなく、イオン質量に依存する様々な素過程が絡み合う複合現象であることが次第に明らかとなり、多種イオンの混合状態を含む全容解明にはさらなる精密な理論・実験研究が求められる。
---------------------核融合燃焼プラズマは、燃料である重⽔素と三重⽔素、そして反応⽣成物である⾼エネルギーヘ
リウム(アルファ粒⼦)や、それが熱化したヘリウム灰などから成り、異なるエネルギーを持つ多種イオンが混合された状態にある。現存の実験装置では純度の⾼い⽔素プラズマの閉じ込め特性に加え、不純物イオンの挙動や⽔素同位体イオンの質量効果(同位体効果)が探究されてきたが、複数イオン種の密度・温度分布や揺らぎの時空間構造を同時的に計測することが重要となる。多くの実験において、イオン質量の⼤きいプラズマで閉じ込め性能が向上する「同位体効果」が観測された。しかし、なぜイオン質量が閉じ込め特性に影響を与えるのか︖その背後にあるメカニ
ズムは何か︖といった全容の解明は４０年以上にわたる未解決問題であった。閉じ込め⽅式に依らず、炉⼼プラズマの輸送特性は乱流輸送現象に⼤きな影響を受けることが明らかになった今⽇では、乱流輸送に対するイオン質量差の作⽤を、電⼦とイオンを同時に扱う⼤規模な乱流シミュ
レーションや軽⽔素・重⽔素プラズマ実験によって精⼒的に研究している。同位体効果は際⽴った単⼀の現象に由来するのではなく、プラズマ中の粒⼦軌道や⾳波、粒⼦間衝突といった、イオ
ン質量に依存する様々な素過程が複合的に絡み合って⽣じていることが次第に明らかとなり、その全容解明には、さらなる精密な理論・実験研究が求められる。計測技術の進展が新たな発⾒も与えている。最新の荷電交換分光計測では、プラズマ中の⽔素同位体イオンが、拡散的な時間ス
ケールよりも速く、⾮⼀様状態から⼀様な状態へと混合されることが観測された。そのメカニズ
ムについてはまだ多くの謎を含むが、「燃料イオンは拡散的に⼀様等分的な混合状態に⾄る」というこれまで多くの場合で想定されてきた仮定を超えた、核融合燃焼プラズマの新たな姿を捉える
研究の進展が期待される。
[1] ⽥中謙治ほか、“LHD における輸送の同位体効果“、プラズマ・核融合学会誌 97, 3(2021)[2] K. Ida, M. Nakata et al., Phys. Rev. Lett. 124, 025002 (2020)課題番号 6

佐⽵真介(核融合科学研究所)、藤⽥慶⼆(総合研究⼤学院⼤学)

プラズマが不純物を⾃ら吐き出す条件を探る
新古典・乱流輸送理論の拡張による不純物ホール現象の解明
カテゴリー: A1, A2, B3, B4, B5
⽬指すもの(output)︓- 不純物ホール現象のメカニズムの解明- 新古典・乱流輸送モデルの拡張
波及(outcome)︓- 不純物蓄積を抑制する最適化配位の研究- 計算機科学・数理科学との連携
核融合炉のプラズマ中には、重⽔素・三重⽔素の他、核融合反応で⽣じるヘリウムや、炉壁材料のタングステンなど、多くのイオン種を含む。重い不純物イオンほどプラズマ中⼼に蓄積すると従来の輸送理論では予測されてきたが、それに反する「不純物ホール現象」が実験で⾒つかった。
核融合炉の定常運転実現には不純物の蓄積抑制が必要不可⽋である。不純物ホール現象が⽣じる条件やその背景にある物理機構はどのようなものか︖それらの解明を⽬指して、輸送シミュレー
ションモデルの拡張が試みられている。
---------------------トーラスプラズマ中の輸送現象は、荷電粒⼦のドリフト運動とクーロン散乱による「新古典輸送」と、微視的乱流による「乱流輸送」に⼤別される。３次元磁場配位では、新古典輸送は電場に対し強く依存し、電⼦とイオンの粒⼦フラックスが釣り合うように、径⽅向電場（径電場）が⾃発的に形成される。従来の新古典輸送理論では、核融合プラズマの径電場は通常負になると想定され、電荷の⼤きい重イオン種ほど負電場に引かれてプラズマ中⼼部に蓄積すると予想される。しかし、LHD 実験では負電場の形成が予想されるプラズマにおいて、不純物イオンが外向きに⾃発的に吐き出される「不純物ホール現象」が観測された。その解明のために乱流輸送モデルを多イオン種に拡張したが、やはり不純物は内向きに輸送されると分かった。そこで新古典輸送モデルに対しても拡張が⾏われた。重要なポイントは、３次元磁場中のドリフト運動を正確に解く事と、イオン密度の磁気⾯上の僅かな⾮均⼀性に起因する静電ポテンシャル分布の考慮である。拡張モ
デルによる⼤規模シミュレーションの結果、従来の計算と異なり中⼼から外に向かって負電場→
正電場と切り替わり（観測と傾向が⼀致）、不純物イオンの新古典輸送も外向きになることが予測され、不純物ホール現象の解明に近づいた。
このように、⻑年「デファクト・スタンダード」となっていた理論モデルでは説明できない現象を、より詳細なモデルに拡張することによって解明することは理論シミュレーション研究の醍醐味と⾔える。拡張された輸送モデルを⽤いることで、不純物イオンの蓄積を抑制する核融合炉の
磁場配位の設計や運転シナリオの構築の研究につながると期待される。乱流輸送と新古典輸送の相関が不純物輸送に与える影響にも関⼼が持たれるが、そのためには計算機科学の精髄を尽くした超⼤規模シミュレーションの開発や、強い⾮線形性を持つ現象の解析をするための数理科学の⼿法を取り⼊れた展開が期待される。
[1] K. Fujita, S. Satake et al., Journal of Plasma Physics vol.86, 905860319 (2020)課題番号 7藤原⼤(核融合科学研究所)

⾼エネルギー粒⼦の損失を⽌めろ︕
⾼エネルギー粒⼦起因の不安定性とその制御
カテゴリー: A1, B2, B3, B4, B6, B11
⽬指すもの(output)︓- ⾼エネルギー粒⼦駆動不安定性と⾼エネル
ギー粒⼦輸送を予測・制御- ⾃⼰組織化の予測・制御
波及(outcome)︓- 核融合炉の実現と⾼効率化や炉⼼プラズマの閉じ込め時間に対する条件の緩和- 宇宙物理、⾮線形物理、実空間・速度空間
物理、⾼速制御技術、予測制御技術

アルフベン固有モードによる⾼エネルギー粒⼦の吐き出し

磁場閉じ込め型核融合炉において、⾼温プラズマは核融合反応で⽣成される⾼エネルギーアル
ファ粒⼦によって加熱され、核融合反応に必要な⾼温状態が⾃律的に維持される。このことから、
⾼エネルギー粒⼦をプラズマ中に良好に閉じ込めることが核燃焼プラズマ⽣成の必須条件とされている。しかし、⾼エネルギー粒⼦がプラズマ中で増⼤することで不安定性が励起され、⾼エネ
ルギー粒⼦が外へ輸送されることが危惧されている。このように、プラズマを加熱する役割を担う⾼エネルギー粒⼦の輸送とその制御を明らかにしていくことは重要な研究課題である。
---------------------核燃焼プラズマは、核融合反応で⽣成される⾼エネルギーアルファ粒⼦によりプラズマを加熱し、核融合反応に必要な⾼温状態が⾃律的に維持される。このため⾼エネルギー粒⼦の良好な閉
じ込めが核燃焼プラズマの実現には必須の条件である。しかし、⾼エネルギー粒⼦がプラズマ中で増⼤し密度勾配が形成されると、アルフベン固有モードなどの磁気流体⼒学振動が⽣じ、波動
粒⼦相互作⽤により⾼エネルギー粒⼦の輸送と損失が引き起こされることが知られている。また、⾼エネルギー粒⼦駆動不安定性が、⾮線形効果によって⾼エネルギー粒⼦分布へ影響を与え、⾃⼰組織化を誘発していることも知られている。今後は乱流と⾼エネルギー粒⼦の相互作⽤に関する研究も、実験とシミュレーションの両側⾯からジャイロ運動論を⽤いた運動論的電磁流体⼒学の研究が活発化すると考えられる。⼀⽅、⾼エネルギー粒⼦起因の不安定性を制御する⽅法が提案されている。まず、⾼エネルギー粒⼦の分布を制御する⽅法が提案されている。イオンサイク
ロトロン加熱や中性粒⼦ビーム加熱による直接的分布制御や、電⼦サイクロトロン加熱により熱プラズマの分布を制御する間接的制御などがある。次に、直接アルフベン波に⼲渉することで不安定性を制御する⽅法が提案されている。電⼦サイクロトロン電流駆動によりアルフベン連続体に⼲渉する制御法や、三次元の外部共鳴摂動磁場を印加することでアルフベン波を制御する⽅法である。このように、プラズマを加熱する役割を担う⾼エネルギー粒⼦の物理を明らかにし、輸送や閉じ込めを制御する技術を創成することは重要な研究課題である。
[1]

⻑壁正樹ほか、講座「輸送解析から⾒た⾼エネルギー粒⼦計測⼿法」、プラズマ・核融合学会誌（2004）[2]

永岡賢⼀ほか、⼩特集「ジオスペースと実験室におけるプラズマの波動粒⼦相互作⽤の進展」、プラズマ・核融合学会誌（2021）

課題番号 8仲⽥資季(核融合科学研究所)、松⼭顕之(量⼦科学技術研究開発機構)

突発的な崩壊現象やその予兆を解き明かせ
ディスラプションのダイナミクスの解明と予知・制御・緩和⼿法の構築
カテゴリー: A1, A3, B2, B5, B12
⽬指すもの(output)︓- 崩壊現象前後を包含するシミュレーション- 実験検証や予知・制御⼿法の構築
波及(outcome)︓- 原型炉におけるディスラプション回避シナリオ- 突発現象のモデリング⼿法や予測⼿法の構築

ディスラプション発⽣時にプラズマ内部で乱れる磁場構造

炉⼼プラズマには様々な振幅を伴った突発現象が存在する。なかでも、プラズマ中に蓄積された熱や電流が突発的に消失する崩壊現象はディスラプションと呼ばれ、ITER 級の装置では炉内機器
へ⼤きな熱負荷や電磁⼒を与えるため、その早期検知や回避・緩和が不可⽋となる。ディスラプ
ションは何にトリガーされ、その後どのようなダイナミクスを経て、どの程度炉内機器へ作⽤するのか︖ディスラプションの研究は、連鎖的に絡まり合う⼀連の⾮線形現象を解きほどき、突発現象の予兆をいち早く捉えて制御するための様々なモデルを統合化する研究と⾔える。
---------------------トカマク核融合炉の運転領域に強い制限を与える現象にディスラプションがある。ディスラプシ
ョンは単⼀の現象ではなく、トリガーとなる不安定性に加え、蓄積エネルギーの損失、プラズマ電流の損失、そして、対向機器や真空容器壁への熱的・⼒学的影響といった⼀連の⾮線形現象が複雑に連鎖している。蓄積エネルギーを急激に損失させる熱消滅(Thermal Quench)は MHD 不
安定性、不純物の蓄積、誤差磁場などに起因する揺動の成⻑が引き起こすと考えられている。その後、電気抵抗の急激な増⼤により、閉じ込め磁場を⽀えるプラズマ電流が損失される電流消失(Current Quench)へと連鎖する。その際、トロイダル電場によって相対論的なエネルギーまで加速された逃⾛電⼦が雪崩的に増幅しながら発⽣する。炉⼼プラズマはそれを取り囲む導体壁との電磁的相互作⽤の下で垂直位置移動現象(VDE)と呼ばれる急速移動を⽣じ、構造物に多⼤な電磁⼒負荷を⽣じる。ディスラプションは機器保全への影響の⼤きさから ITER では早期検知や回避・緩和が重要となる。現在の実験研究では⼀連の現象を詳細に計測することが難しく、ディスラプ
ションの予兆現象からトリガー、発⽣後のダイナミクスを模擬するための直接数値シミュレーシ
ョン研究の進展も期待される。トカマク核融合炉の研究開発としては、プラズマ物理及びデータ科学的⼿法を駆使し、ディスラプション発⽣後の影響を最⼩化するための機器開発(Massive
Material Injection など)や制御⼿法、早期検知の研究の更なる進展も求められており、その成果
は ITER 実験の成功や原型炉設計の進展を⽀えるものである。特に、トリガー機構の詳細解明とそのモデル化、そして予測・抑制⼿法との統合化に関して、より⼀層活発な理論・実験・機器開発に関する研究が動機づけられる。
[1] 河野康則ほか、解説「ディスラプションを制御する〜物理現象の理解と制御技術の進展」、プラズマ・核融合学会誌 86（2010）3-6[2] 松⼭顕之、解説「トカマクディスラプションにおける逃⾛電⼦回避に向けた理論モデリングの現状」、プラ
ズマ・核融合学会誌 95 No.12（2019）589-595

課題番号 9

佐藤雅彦(核融合科学研究所)

巨視的不安定性をいかにして抑えるか
運動論的効果に着⽬した巨視
的不安定性の抑制⽅法の探究
カテゴリー: A1, A2, B1, B2, B5, B13
⽬指すもの(output)︓- 巨視的不安定性の抑制- ベータ限界の向上
波及(outcome)︓- 多階層間相互作⽤の理解

巨視的不安定性の中を駆け巡り、安定化させる粒⼦運動

核融合炉の実現には、プラズマを⼤きく変形させうる「巨視的不安定性」の抑制が不可⽋である。
巨視的不安定性の理解は、プラズマを流体とみなすモデルを⽤いて⼤きく進展してきた。さらにその理解を進め、我々が不安定性を⾃在に制御するためには、流体モデルでは無視された個々の荷電粒⼦の運動の効果を考えることが重要となってくるであろう。このような粒⼦的描像から巨視的不安定性を捉えることで、流体モデルでは説明できない新たな抑制メカニズムを発⾒でき、さらに⾼い圧⼒を持つ⾼性能プラズマの実現が可能になろう。
---------------------核融合炉では⾼温⾼密度のプラズマを安定に維持する必要がある。そのためには、プラズマ中で発⽣する様々な巨視的不安定性（磁気流体⼒学(MHD)不安定性）を抑制しなければならない。巨視的不安定性を解析するための代表的な物理モデルは、プラズマを流体とみなす MHD モデルである。しかしながら、MHD モデルでは説明できない現象が数多く存在する。例えば、トカマクプ
ラズマ中の抵抗性壁モードの安定化に必要なプラズマ回転速度は、MHD 理論予測値よりも⼩さい。また、LHD の内寄せ配位では、圧⼒勾配駆動型モードが MHD 理論予測よりも穏やかである。
このような問題に対し、MHD モデルでは考慮されていない運動論効果、すなわち、プラズマを構成する個々の荷電粒⼦の運動を考慮する重要性が指摘されている。その他、内部キンクモード、ELM、アルフヴェン固有モード等、トーラスプラズマ中の巨視的不安定性だけでなく、宇宙プラ
ズマでの無衝突リコネクションなど、巨視的不安定性に対する運動論効果の研究は幅広く進められている。このような粒⼦的描像から巨視的不安定性を捉えることは、ITER 等の核燃焼プラズマにおいて、ますます重要になると考えられ、運動論効果を取り⼊れた巨視的不安定性の解析モデ
ルを発展させていく必要がある。これにより、流体モデルでは説明不可能な、新たな不安定性抑制メカニズムの発⾒が可能となろう。核融合炉は⾼ベータ（磁気圧に対するプラズマ圧⼒の⽐）での運転が求められる。ベータ値は圧⼒起因の不安定性で制限されるが、運動論効果を考慮する
ことで、流体モデルで予測されるベータ限界以上の⾼ベータ値が得られる可能性がある。また、核融合プラズマは、MHD 特性と輸送特性が共に良好でなければならない。運動論効果を取り⼊れた解析モデルの進展は、MHD と輸送を⽭盾なく結合した解析にも寄与するものと期待される。
[1] 内藤裕志他, 「磁気流体現象と運動論的効果」, プラズマ・核融合学会誌 77 (2001) 547[2] ⽩⽯淳也, 「プラズマ回転による抵抗性壁モード安定化に関する理論・シミュレーション研究の進展」, プラ
ズマ・核融合学会誌 94 (2018) 183[3] 佐藤雅彦, 研究最前線「圧⼒勾配が駆動する不安定性のハイブリッド・シミュレーション研究」, NIFS NEWSNo.251 (2019) 6

課題番号 10

井通暁(東京⼤学)、神吉隆司(海上保安⼤学校)

流れを伴う動的な⼒学平衡
状態 ―MHD 理論を超えて流れのある⼆流体平衡状態の導出
カテゴリー: A1, A2, A3, B1, B2, B5
⽬指すもの(output)︓- トロイダル回転を有するプラズマや⾼ベータプラ
ズマの平衡の解明
波及(outcome)︓- 天体・宇宙プラズマの⼆流体／多流体平衡の解明
イオンと電⼦の流れが交叉する動的な⼒学平衡

プラズマを⼀流体として扱う MHD モデルでは、磁場閉じ込めプラズマの平衡状態はローレンツ
⼒と圧⼒勾配とが釣り合った静⽌状態として記述されるが、プラズマ中に⾳速程度の流れやイオン慣性⻑スケールの圧⼒勾配などが存在する核融合炉⼼を表現するためには、電⼦／イオンの⼆流体性・プラズマ中の流れ・圧⼒の⾮等⽅性などを含んだ動的な平衡状態を求める必要がある。
電⼦流体とイオン流体を別々に扱う⼆流体モデルは、そのような効果を含んだ平衡状態を記述でき、流れを有する核融合プラズマの振る舞いをより正確に表現することができる。
---------------------軸対称条件下での MHD 平衡状態は、圧⼒とポロイダル電流の２つの任意⾯関数を設定した上でポロイダル磁束関数に関する Grad-Shafranov ⽅程式を解くことによって静⽌状態として得られる。ところが⾼性能炉⼼プラズマにおいては、流れの存在が安定性や輸送特性に⼤きく寄与しているため、流れのある平衡状態を求める必要がある。そのような平衡は Grad-Shafranov ⽅程式を修正することによって⼀流体の範囲内で表現されることもあるが、⼆流体モデルを⽤いること
によって磁気⾯を横切るような流れを取り扱うことが可能となり、⾼速なトロイダル回転を有す
るトカマク平衡など、MHD で扱うことのできない状態を記述することができる。⼆流体平衡の⽅
程式では、イオン流体と電⼦流体のそれぞれのポロイダル流速、エンタルピー、エントロピーに関する計６つの任意⾯関数が現れ、MHD 平衡に⽐べて⾃由度が著しく⼤きくなるため、平衡状態を求めるためには適切な境界条件や関数形の設定が必要となる。⼆流体平衡において電⼦慣性を無視すると、電⼦に関する上記の任意⾯関数はポロイダル磁束関数（電⼦⾯変数）で表される。
⼀⽅、イオンに関する任意⾯関数は、ポロイダル磁束関数と、⼆流体パラメータ（イオン慣性効果）e を乗じたイオンのトロイダル流速に関する項の和として定義されるイオン⾯変数で与えられる。⼆流体平衡は、単純にe → 0 の極限を取るだけでは流れのある MHD 平衡に簡約化できない。
MHD では電場（静電ポテンシャル）の効果が⽐較的⼤きいため、その取り扱いに注意しながら、⼆流体平衡⽅程式を直接変形する⽅法と変分原理に基づく汎関数の極限を取る⽅法が近年考案されている。さらに、イオン流体を熱平衡成分とビーム成分に分割して⾼速イオンを含んだ平衡を解析するなど、より⼀般的な核融合プラズマへの適⽤が期待される。
[1] 伊藤淳、プラズマ・核融合学会誌、92、pp.832-838 (2016). 【解説】

課題番号 11

松岡清吉(核融合科学研究所)、鈴⽊康浩(核融合科学研究所)

磁場が描く層・分岐・カオスの起源は︖
閉じ込め磁場構造の⼤域的幾何学
カテゴリー: A2, A3, B1, B2, B7
⽬指すもの(output)︓- 磁場閉じ込め概念の基礎となる磁場の⼤域的幾何構造の記述
波及(outcome)︓- ⾮保存的ハミルトン⼒学系に対する数理解析的⼿法の構築
トーラス形状を持つ磁場閉じ込めプラズマでは、トーラスに沿って捻れた
磁⼒線が描く⼊れ⼦状の閉曲⾯（磁気⾯）でプラズマを閉じ込める。磁場がある⽅向に幾何学的対称性を持ち 2 次元的に取り扱える場合、磁気⾯の存在は数学的に保証されている。しかし、⼀般の 3 次元磁場ではそのような保証はなく、むしろ島構造やカオスといった磁気⾯の破れとも⾔える複
雑かつ多様な構造を作ることが可能になる。⽬に⾒えない複雑に捻れた磁 多様な構造を描く磁⼒線
場を幾何学として捉え、それが取りうる構造の起源を解き明かすこと、こ のポアンカレ断⾯図
れはトーラス磁場によるプラズマ閉じ込めの概念の成⽴に関わる重要課題である。
---------------------トーラス形状を持つ磁場閉じ込め核融合の基本的なコンセプトは、⼊れ⼦状の構造をもつ磁気⾯に超⾼温プラズマを閉じ込めることである。トカマクのように幾何学的対称性を持ち２次元として磁場を定義できる場合、磁場のハミルトニアンに保存量が存在し、磁気⾯の存在が常に保証される。しかし、ステラレータ等の 3 次元装置では事情は⼤きく異なる。まず、幾何学的対称性がないために厳密な磁気⾯の存在は保証されず、磁⼒線は磁気⾯以外にも磁気島やカオスなど多様な軌道を描くことが可能になる。さらに、3 次元磁場のハミルトニアンはふつう数値計算によって離散的にしか与えられない。⼀⽅で、核融合の観点からは、磁場の⼤域的幾何構造は中に閉じ込められたプラズマの性質に直結するため、良好な磁気⾯を持つよう装置設計を考えたい。したがって、3 次元磁場のハミルトニアンが良好な磁気⾯＝保存量をもつ、すなわち可積分系である
ように構成するための指標を⾒出すことが必要である。 そのためには、⾮保存的・離散的な磁場のハミルトニアンを⼒学系の観点から解析し、磁場が取りうる⼤域的な幾何構造を知る必要がある。与えられた磁場が磁気⾯を形成するのか、あるいは島構造やカオスを描くのか、さらにはそれらの構造がどのようなパラメータ（磁場コイル形状、電流分布、etc…）依存性をもつのかを明らかにすることは、磁場閉じ込め概念の成⽴性のみならず、⾮保存的ハミルトン⼒学系の数理解
析という観点からも興味深い問題といえる。
[1] 鈴⽊康浩「解説 Wendelstein 7-X の設計思想と磁場配位特性」, J. Plasma Fusion Res. Vol.93, 309 (2017).
[2] 鈴⽊康浩 「⼩特集 プラズマが作る磁場トポロジー︓磁気島とプラズモイド 2. 磁気島の発⽣と消滅」, J.
Plasma Fusion Res. Vol.94, 396 (2018).
[3] 古川勝 「解説 流れや磁気島のある MHD 平衡の疑似アニーリング」, J. Plasma Fusion Res. Vol.94, 341(2018).

課題番号 12

浅井朋彦(⽇本⼤学)

磁場とプラズマの圧⼒がつり合う磁場配位とは︖
極限的⾼ベータ磁場閉じ込め⽅式︓FRC
カテゴリー:A2, A3, B1, B2, B3, B5
⽬指すもの(output)︓- 極限的⾼ベータ（β>1）
、超⾼速（~1000km/s）プラズマ流- 極限的に⾼効率な磁場閉じ込めの実現- 先進燃料による核融合実現の可能性
波及(outcome)︓- 天体プラズマ現象の再現

FRC の概念図

⼩型で効率が⾼い核融合炉⼼や中性⼦排出のない先進燃料核融合の実現には，⾼ベータ化が必須である。これを極限まで突き詰めると，プラズマ電流と閉じ込め磁場が完全に直交し，トーラス
中⼼に⽳が開いていない磁場反転配位（Field-Reversed Configuration: FRC）となる。FRC の平衡は⼀流体 MHD 近似において Grad-Shafranov ⽅程式の解としても得られるが，その特異な
磁場配位のため，局所的なβ値はその体積の⼤部分で１を超え，したがって粒⼦は磁化していない。
アルヴェン速度に達する平衡フローを持ち，１桁以上の体積変化を伴う超⾳速衝突を経ても⾃⼰組織化的に FRC が再形成されるなど，多くの点で他の磁場配位と異なる性質を⽰し，同時にその緩和のメカニズムなどには未解明な点も多い。近年，TAE 社の⼤型 FRC 実験において，⾼温（〜3keV）FRC の定常運転が実現し，超⾼ベータ核融合炉⼼の可能性が⾒えてきた。
---------------------トロイダル電流 Jt とそれがつくるポロイダル磁場 Bp のみで，ポロイダル断⾯内で磁束が反転し磁場強度がゼロとなる磁気中性点（O-point）を持つ配位を形成すると，Jt × Bp が∇p と完全にバランスし，体積平均ベータ<β>が１に近く，トカマクなどで閉じ込め効率の指標とされるトロ
イダルベータβt が♾となる極限的な配位が形成される。これが，磁場反転配位（Field-Reversed
Configuration: FRC）である。FRC 中のイオンはプラズマ表⾯のみで磁化し，体積の⼤部分で局所的なβ値が１を超える。このときイオンの平均ラーモア半径はプラズマの特性⻑と同程度となり，「純運動論的」とも⾔える状態となる。閉じ込めについても異常輸送特性が消失するなど，他の閉じ込め⽅式とは異なる観測結果が多数報告されている。また，プラズマの閉じ込め領域は単連結となり，磁気圧で秒速数百 km に⽐較的容易に加速できることから，トカマク中⼼部への粒⼦供給法としても研究されており，近年では⼤容積の⾼ベータ（β > 1）中に無衝突衝撃波を形成する実験室天⽂学的アプローチも⾏われている。超⾳速衝突実験では，磁気ヘリシティや⼀般化ヘリシティの保存という枠組みに収まらない「FRC の⾃⼰組織化的⽣成」を⽰す結果も報告されており，プラズマ・核融合分野を超えた学術的興味関⼼を引いている。歴史的にはパルス実験が主流であったが，近年，⽶ TAE 社で⼤型装置が建設され，NBI により導⼊された⾼エネルギー
イオンによる安定化効果により閉じ込め性能を向上した ABD（Advanced Beam-Driven）FRC
による⾼効率核融合炉⼼開発が進められている。
[1] 浅井朋彦他，「極限的高ベータ配位:FRC の閉じ込め・安定性をどう理解するか?」プラズマ・核融合学会誌 96，
pp.165 (2020).

課題番号 13

井通暁(東京⼤学)、⾼橋俊樹(群⾺⼤学)

磁化プラズマの巨視的構造
形成の謎に迫るヘリシティ保存に基づく緩和過程
カテゴリー: A2, A3, B1, B2, B5, B12
⽬指すもの(output)︓- 磁場閉じ込め配位の⾃発的な形成
波及(outcome)︓- 天体・⼤気・海洋などの構造形成・⾃⼰組織化

同軸ヘリシティ⼊射における緩和過程(画像提供︓神吉隆司・⽔⼝直紀)

⾮圧縮の完全流体ではヘリシティ（流速と渦度の内積の空間積分）が保存量となり、輸送や⼤規模構造形成を引き起こしている。同様に理想 MHD プラズマは、磁気ヘリシティ（磁場とベクト
ルポテンシャルの内積の空間積分）が保存量となり、磁気エネルギー最⼩の状態へと遷移（緩和）するが、変分問題を解いて得られる最終状態は圧⼒ゼロの静⽌平衡に限定されてしまう。⾼圧⼒
核融合プラズマの緩和状態を再現するために、電⼦とイオン流体それぞれの⼀般化ヘリシティ（⼀般化運動量と⼀般化渦度の内積の空間積分）が保存される⼆流体モデルが導⼊されている。
---------------------磁気エネルギーは MHD 不安定性によって散逸するが、磁気ヘリシティは MHD 不安定性の時間スケールで保存されると仮定すると、孤⽴した MHD プラズマ中の磁場分布は１つのラグランジ
ュ未定乗数を⽤いた変分問題として求めることができる。境界条件に応じてプラズマの巨視的な空間構造が決定され、MHD プラズマは最終的には磁気ヘリシティ保存下での最⼩磁気エネルギー状態（緩和状態）に到達する。また、プラズマ領域につながる磁⼒線に沿って外部から電位差を与えることにより、プラズマに磁気ヘリシティを注⼊し、巨視的構造の維持に利⽤することができる。ただし、理想 MHD における緩和状態には流れが存在せず、磁場と電流が平⾏となる forcefree 配位に限定されてしまうため、⾼圧⼒の核融合炉⼼プラズマ中に⾃発的に形成される構造を適切に表現することはできない。そこで、電⼦とイオンそれぞれの⼀般化ヘリシティを保存量とするという⼆流体緩和の考え⽅を導⼊することによって、圧⼒勾配や流れを有する緩和状態を表現することができる。⼆流体緩和は、MHD や理想流体の緩和を含んだ⾃由度の⼤きな過程であり、多様な緩和状態を導くことができるが、有意な巨視的構造へと向かう緩和過程を導出するためには、散逸機構や最⼩化すべき物理量などをプラズマの性質に基づいて適切に設定する必要がある。

[1] ⾼橋俊樹ほか、プラズマ・核融合学会誌、88、pp.409-417 (2012).【解説】課題番号 14仲⽥資季(核融合科学研究所)

プラズマに潜む隠れた対称性をデザインする
プラズマの３次元磁場最適化と様々な準対称構造
カテゴリー: A1, A2, B1, B3, B4, B5
⽬指すもの(output)︓- 磁場構造を⾃在にデザインする⽅法論の確⽴- ⾼閉じ込めと安定性が両⽴する磁場構造
波及(outcome)︓- 核融合炉の最適化・⾼性能化- 最適化数理で新たな物理特性を探索する⽅法論の展開

プラズマを閉じ込める⾮軸対称トーラス
磁場形状の多様性(中⼼は装置名を表す)(Office of Science of the U.S. Department of Energy.
Opportunities in the Fusion Energy Sciences Program より)

トーラス状の磁場で⾼温プラズマを閉じ込める際、磁場の空間的な対称性はどのような役割を持つだろうか︖トカマク系と呼ばれるプラズマは磁場とプラズマ形状の軸対称性が⼀致し、閉じ込めに有利な保存量が存在する。⼀⽅、３次元的に捩れたヘリカル系でも、⾮軸対称なプラズマ形状の中で、磁場構造には幾つかの対称性を与えることができる。準対称性と呼ばれるこの性質は、プラズマの安定性や輸送現象と密接に関連している。膨⼤な⾃由度を持つ磁場構造から隠れた対称性をいかに引き出してプラズマの特質を最⼤化するか︖この問いに迫る研究が展開されている。
---------------------トカマクプラズマは、炉⼼内部に誘導される電流によって磁⼒線に捩れを与えるため、磁場構造
は軸対称性を保持している。近年、Wendelstein 7-X や HSX, Heliotron J などに代表される、３次元磁場配位の多様性に⽴脚したヘリカルプラズマの磁場配位最適化研究が国内外を問わず加速的に展開されている。ヘリカルプラズマは⼀般に外部コイルの３次元変形によって、プラズマ電流を外部から誘導することなく磁⼒線に回転変換を与える。そのため、軸対称系のトカマクプラ
ズマとは異なり、３次元実空間から⾒たプラズマ形状には幾何学的対称性が失われる場合が多い。
しかしながら、近代におけるヘリカルプラズマの考え⽅の本質は、⾮対称な幾何形状の中にあってもなお内部の磁場構造あるいは粒⼦軌道に近似的な対称性(準対称性)を与えることが可能となる点にある。典型的には準軸対称性、準ヘリカル対称性、準等磁場性が知られている。⼀⾒、プラズマの中に隠れた対称性とも⾔える磁場構造の準対称性は、その多様な構造に応じて粒⼦軌道
特性や平衡安定性、輸送特性などに対して様々な影響を与えることから、単なる性能の最適化に留まらず、ある特質が最⼤化された新たなプラズマの創出も期待される。準対称性の概念や磁場
配位最適化はヘリカルプラズマで精⼒的に培われた研究であるが、それらに付随する⽅法論はトカマクプラズマにおける電流分布や周辺領域での３次元摂動磁場の制御・最適化にも有効である。
多様な３次元磁場やプラズマの内部分布の構造を適当な基底で展開して構成される多次元空間として捉えるとき、多次元極値問題やランドスケープ解析といった閉じ込めプラズマの新たな可能性を開拓する研究展開も期待される。
[1] M. Yokoyama, ”Quasi-Symmetry Concepts in Helical Systems“, J. Plasma Fusion Res. Vol.78, 205(2002).

課題番号 15仲⽥資季(核融合科学研究所)、松岡清吉(核融合科学研究所)

乱れと磁場の幾何学で紐解く構造形成と機能創発
磁場の幾何構造による⾃⼰組織化の活性化と乱流抑制
カテゴリー: A2, A3, B1, B3, B4
⽬指すもの(output)︓- 輸送障壁・ゾーナルフロー形成と磁場構造との関連性の解明- 新たなプラズマ状態や機能の探索⼿法構築
波及(outcome)︓- 数理・情報科学との融合研究による⾼次元
データ解析や素因分析⼿法の共創- 幾何構造を持つ場における乱流現象の探究

磁場の幾何構造によるゾーナルフローの活性化

太陽のような恒星、オーロラ、そして核融合炉の炉⼼など、多彩なプラズマが私達の世界を取り巻くが、その多くは不均⼀で乱れた状態にある。揺らぎ・乱れに伴う⾮平衡性や⾮線形性に由来する構造形成や機能創発メカニズムの理解は、多くの学問に共通する難問である。プラズマ中で⽣じる⾃発的な構造転移(輸送障壁や状態遷移)や流れ場形成(ゾーナルフロー)が、乱流場や磁場の幾何構造とどのように関連・結合しているのか︖様々な視点でこの謎を紐解き、乱れから⽣まれる構造形成を⾃在に操ることができれば、新たなプラズマの状態や機能の発⾒に繋がる。
---------------------核融合プラズマは熱・物質が激しく流⼊・流出し、温度・密度について強い不均⼀性を⽰す系である。様々な現象において不均⼀性はしばしば不安定性を引き起こし、波や揺らぎを乱流状態へと発達させる。例えば、磁場閉じ込め炉⼼プラズマに発達する⼤⼩様々な乱流渦はプラズマ中の熱や物質を外へと輸送(乱流輸送)することで閉じ込め性能を阻害してしまう。⼀⽅、乱流渦どう
しの⾮線形相互作⽤により、“ゾーナルフロー”と呼ばれる整然たる「流れ」構造が⾃発的に形成される現象が知られている。帯状に連なる流れ構造は、それを横切る輸送を抑制する顕著な機能を持つため、炉⼼プラズマを⾼い閉じ込め状態へ導く鍵となっている。実験観測や第⼀原理シミュレーションの進展により、乱流輸送や⾮線形性に由来した構造形成/⾃⼰組織化としてのゾーナ
ルフローや輸送抑制機構の理解が進んでいる。では、乱流の⾮線形性に由来するそれらの機能を、
磁場の幾何構造によって“⾃在に”引き出すことは可能であろうか︖ この問いはこれまでの「観測と理解」を追究する研究から⾃然に導かれるが、これに答える研究は未開拓に近い。⾮平衡系や⾮線形乱流現象に潜む構造形成やそれに伴う機能創発を⾃在に活性化するための⽅法論を探究す
ることは、プラズマの強い⾮線形性と巨⼤⾃由度に真っ向から挑む研究と⾔える。そして、それは同時に核融合プラズマの枠組みを超え、物性・天⽂・⽣命・⽣態・社会といった様々な複雑現象の解明にも通ずるものであろう。⼀⾒異なる複雑現象に共通する普遍性を系統的に探究するた
めには、幾何学や数理計画、⾼次元データ解析といった先端的な数理科学・情報科学との融合的⼿法が強く動機づけられる。複雑さを定量的に記述するための新たな座標系や定式化など、諸科
学と共創的・⽴体的に拡⼤する核融合プラズマ研究の新たな展開が始まっている。
[1] 藤澤彰英ほか、”ゾーナルフロー研究の現状と展望”、プラズマ・核融合学会誌第 81 巻第 12 号(2005)[2] H. Sugama, T. -H. Watanabe et al., “Gyrokinetic Studies of Ion Temperature Gradient Turbulenceand Zonal Flows in Helical Systems”, Plasma Fusion Res. 3, 041 (2008)

課題番号 16

辻井直⼈(東京⼤学)

波でプラズマを⾃在に操れるか︖
⾼周波による炉⼼プラズマ加熱・電流
駆動
カテゴリー: A1, B2, B4, B11
⽬指すもの(output)︓- ⾼周波による加熱・電流駆動効率の向上- 核融合炉に適合する⾼周波システムの開発
波及(outcome)︓- 分布や不安定性の制御による炉⼼プラズマ性能向上
中⼼部では 1 億度に達する核融合プラズマの内部状態
環状プラズマ中の ICRF 波動電場分布
は強い乱流により⾃律的に形成されるが、外部磁場だけで、これを⾃在に制御することは難しい。⾼周波による加熱・電流駆動では、⼊射した波が共鳴条件を満たす荷電粒⼦のみと選択的に相互作⽤する。
磁場構造に対して波の周波数や波⻑、偏光を上⼿く選ぶことで、電⼦とイオンの選択的加熱、電流駆動、流れの駆動や⾼速イオン⽣成が可能である。実⽤上の技術的課題はあるものの、磁場閉
じ込めプラズマのアクチュエータとして、⾼周波は多彩な役割を果たしていくことが期待される。
---------------------核融合プラズマ中の⾼周波（RF）は電⼦サイクロトロン周波数帯（ECRF）からイオンサイクロト
ロン周波数帯（ICRF）までの波に対応している。波・粒⼦相互作⽤の計算に必要な理論的定式化
は、1990 年代頃までにほぼ完了しており、近年の計算技術の急速な進歩によって、現在では環状プラズマのグローバルかつ⾃⼰無撞着な波・粒⼦のシミュレーションが可能となっている。新しく設計する RF システムの性能を定量的に予測することができるという意味で、核融合プラズマにおける波動物理の理解はほぼ完成の域に達していると⾔えるであろう。応⽤は、電⼦及びイオ
ンサイクロトロン共鳴による加熱が基本であるが、ECRF と ICRF の間にある低域混成周波数帯（LHRF）の波はランダウ共鳴による⾼い電流駆動効率を持つ。より⾼度な制御としては、温度分布制御による内部輸送障壁の形成や、局所電流駆動による巨視的不安定性の抑制が実証されている。主な課題は核融合炉に適合する RF システムの開発である。ECRF はプラズマから離れた位置から⼊射できるため核融合炉のアクチュエータとして最有⼒であるが、プラズマの性能が上がる
⾼磁場になるほど⾼電⼒・定常運転は難しくなる。ICRF を含む LHRF 以下の波は⾼電⼒・定常電源の技術が既に確⽴されており安価であるという利点がある。⼀⽅真空中を伝搬しない波をプラ
ズマの近傍で励起する必要があるため、プラズマ・アンテナ相互作⽤の最⼩化は解決の難しい⼤きな課題である。しかし、LHRF は⾮誘導電流駆動としては最も効率が良く、また、D-T プラズマに少量の不純物を導⼊すれば ICRF だけで電⼦とイオンの選択的加熱や⾼速粒⼦⽣成といった多彩な制御が可能である。近年、⾼温超伝導コイルを⽤いた LHRF で駆動される強磁場核融合炉コンセプトも提唱されており、RF を主要なアクチュエータとする画期的な核融合炉設計はまだまだ存在するであろう。
[1] 渡利徹夫ほか、⼩特集「⾼周波による核融合プラズマ制御の進展」JSPF 81, 149 (2005)

課題番号 17

有川安信(⼤阪⼤学)

核融合点⽕を⽬指した爆縮・加熱⾼効率化の挑戦
慣性核融合における点⽕燃焼に向けた研究
カテゴリー︓A1, A2, B6, B10, B14, B15

GEKKO-XII
for implosion

⽬指すもの(output)︓- 核融合点⽕条件の実現- 建設可能なサイズのレーザー装置による慣性核融合システムの設計と原理実証
波及(outcome)︓- ⾼効率で点光源極短パルスのX 線源・中性⼦源、EUV 光源

LFEX
Au-cone
GEKKO-XII

Capacitor-coilfor capacitorcoil

⾼速点⽕核融合統合実験の燃料とレーザーの配置図。
これら複合ターゲットにより⾼効率に核融合点⽕が実現できると期待されている。

慣性核融合では、核融合反応によりエネルギー出⼒ができる状態「点⽕」に到達するためには、
イオン温度を⾼める（加熱する、１億度が必要）と燃料の密度を⾼める（圧縮する、固体密度の1000 倍の密度が必要）ことである。⾼速点⽕と呼ばれる新⽅式では、圧縮（図の緑のレーザービーム）と加熱（図の紫のレーザービーム）を別々のレーザーで⾏う。それらの性能を最⼤限に引き出すために、ターゲット構造変更やレーザー条件の最適化などの多くの研究が進められている。
---------------------加熱の効率を⾼めるために、レーザー装置の開発はもちろん、強⼒な磁場を加えること、また燃料に新たな構造物を付加するなど多様な新⼿法が提案されており、研究が進められている。慣性
核融合に必要な重イオンやレーザーのパワーをいかに⼩さくできるか、という課題に向かって挑戦を続けている。核融合発電に必要な重イオンまたはレーザーの特性（エネルギー、ビーム数、
エネルギーや波⻑など）の決定をすること、ならびにできるだけ⼩さいエネルギーで核融合点⽕を実現する事が重要である。そのために、現状のキロジュール級の実験装置で、点⽕に必要と⾔われるメガジュール級の実験をスケールダウンした実験を⾏っている。例えば⾼速点⽕レーザー
核融合⽅式では図のように核融合燃料に加熱レーザーガイド⽤にコーンが取り付けられている。
加熱レーザーを効率良く導⼊する⼀⽅で、主燃料の爆縮レーザーによって破壊されない強度を持たせる必要がある。コーンの形状、先端の材質、⽳開きコーン、などなど多数の開発課題がある。
また加熱レーザー照射時に発⽣する電⼦ビームは、⾓度広がりが⾮常に⼤きく燃料に届くまでに拡散してしまうという問題があるため、電⼦ビームを効率良く爆縮燃料まで導くために、⾮常に強い磁場を⽤いる⼿法がある。図に⽰されるようなキャパシターコイルと呼ばれる⼩さなデバイスが開発され導⼊されている。
[1] S. Sakata, et. al., “Magnetized fast isochoric laser heating for efficient creation of ultra-high-energydensity states” nature communications, 9, 3937, (2018)[2] S. Fujioka, et. al., “Kilotesla Magnetic Field due to a Capacitor-Coil Target Driven by High Power Laser”
Scientific Reports, 3, 1170, (2013)

課題番号 18

横⼭雅之(核融合科学研究所)

多階層複雑系を要素統合で記述する
核融合プラズマの統合コード開発
カテゴリー︓A1, A2, B3, B4, B5, B13
⽬指すもの(output)︓- 多階層複雑系の象徴である核融合プラズマの統合記述と、それに基づく予測・制御
波及(outcome)︓- 多階層複雑系の統合記述の観点で諸科学分野との連携・⼿法循環

核融合プラズマ統合解析コードの⼀例︓
TOPICS（参考⽂献[2]）地球科学、気象学、経済学など枚挙に暇がない多くの研究分野が『多階層複雑系』の問題に挑戦している。様々な時空間スケールにおける要素過程が⾮線形結合を通じて階層構造を成し、それら階層がまた⾮線形的に結合して全体を構成している。個別要素からいかに全体を記述するか、は『多階層複雑系共通の学術的問い』である。多階層複雑系の象徴的媒質である核融合プラズマ
も、総体として核融合反応を起こすプラズマ状態を⽣成し、さらに、⻑時間にわたってその状態を維持・制御することを⽬指してこの学術的問いに挑戦している。
---------------------核融合プラズマは多様な時空間スケールを有する物理過程が複雑に連関する多階層複雑系媒質であり、総体として核融合反応を持続的に起こしうる状態を実現する必要がある。それら個別の物
理要素を記述する研究は、この学術課題集にあるように⼤きく進展している[1,2]。例⽰すれば、閉じ込め磁場構造の幾何平衡、プラズマの運動論的⽅程式、電磁・輻射流体⽅程式、超⾼強度レーザープラズマ相互作⽤、⾼密度爆縮過程、⾼エネルギー粒⼦挙動など、PC レベルの汎⽤計算コードから「富岳」を⽤いる第⼀原理シミュレーションコードまでバラエティに富んでいる。それらを連携させて核融合プラズマの全貌を記述する「統合コード」の開発に挑戦している。また、核融合炉では計測器が限定されるため、統合コードを⽤いた予測に基づく実時間複合制御が必須であり、それら制御⼿法の開発にも取り組んでいる。その⼀例である TOPICS（トピックス︓量⼦科学技術研究開発機構を中⼼に開発・運⽤）を上図に⽰す。多くの要素コード（図の緑枠がそれぞれの要素に対応）が結合して核融合プラズマの全体記述を⽬指している様⼦を⽰している。
計算負荷や資源の観点から、個別要素コードを全てそのまま連携させることが現実的でないため、簡約化モデルや⼤規模データベースの活⽤を図っている。さらに、多階層複雑系における共通の問いである『個別要素が形作る階層、それら階層間の結合や総体としての全体記述』は単なる要素過程の集合体だけでは不⼗分なため、全体の予測や制御の観点で意味のある結合・記述⽅法を模索する必要がある。この過程で、要素過程の物理的追究と相補的なアプローチとして、数理モ
デリングや機械学習、データ駆動分野との連携研究が進展しつつある。多階層複雑系の統合記述やその検証の観点で多様な学術分野との連携や⼿法循環の基盤として機能しうる研究課題である。
[1] 三間圀興ほか、⼩特集「⾼速点⽕核融合の統合シミュレーション－多階層プラズマシミュレーションシステ
ム“FI３”－」、プラズマ・核融合学会誌 82（2006）135-170.
[2] 林伸彦ほか、⼩特集「統合コードによる磁場閉じ込め核融合プラズマシミュレーションの現状と今後の展望」、
プラズマ・核融合学会誌 95 (2019) 423-460.

課題番号 19

城﨑知⾄(広島⼤学)

統合コードでレーザー核融合の点⽕・燃焼を予測する
⾼速点⽕⽅式レーザー核融合の物理素過程の解明と点⽕・燃焼の炉⼼設計
カテゴリー︓A1, A3, B6, B9, B13, B14
⽬指すもの(output)︓- ⾼速点⽕レーザー核融合の爆縮から核燃焼過程までの物理現象の理解と，点⽕実証・⾼ゲインの核融合燃焼の炉⼼プラズマ設計
波及(outcome)︓- レーザー⽣成プラズマの現象の理解とその応⽤への貢献

階層の異なる輻射流体コード・流体―粒⼦ハイブリッド
コード・相対論電磁粒⼦コードにより構成される統合コード

⾼速点⽕⽅式レーザー核融合[1]は，ハイパワー・ナノ秒レーザーにより燃料を固体密度の数千倍まで圧縮し，その最⼤圧縮時に 1020 W/cm2 級の⾼強度レーザーを照射して相対論的⾼速電⼦ビームを⽣成し，この電⼦ビームにより圧縮燃料の⼀端を点⽕温度まで⾼速に加熱することで核燃
焼を点⽕させる⽅式である．これらすべての現象を数値計算により予測することが求められるが，現象の時間・空間スケール・物理階層（運動論的〜流体的）が異なるため、これらを全て網羅できる統合コードの開発が期待されている---------------------さまざまな階層の物理現象を内包する⾼速点⽕レーザー核融合の爆縮から核燃焼過程までの全過程を対象とした数値シミュレーションの実現を⽬指し，輻射流体コード・運動論的相対論電磁粒
⼦コード(PIC コード)・流体̶粒⼦ハイブリッドコードからなる統合コード開発を⾏い，⾼速点
⽕レーザー核融合の実験解析並びに将来の点⽕実証・⾼ゲイン核融合燃焼が可能な炉⼼プラズマ
設計を⾏う．本統合コード開発により，レーザー核融合プラズマを推進材として⽤いる核融合ロケットの炉⼼プラズマ設計や，ハイパワーレーザーによる⾼圧物性，レーザーアブレーションプ
ラズマによる光源開発，相対論レーザープラズマ相互作⽤による⾼エネルギー密度状態の形成ならびにこれを利⽤した量⼦ビーム⽣成源開発等のレーザープラズマ科学・応⽤に理論・シミュレーションの⾯から幅広く貢献する．
[1] 三間国興ほか、特集「レーザー核融合とレーザープラズマ応⽤の発展 1.2.3 ⾼速点⽕核融合の展開」、プ
ラズマ・核融合学会誌 82 suppl. (2005) 42-47.
[2] 三間圀興ほか、⼩特集「⾼速点⽕核融合の統合シミュレーション－多階層プラズマシミュレーションシステ
ム“FI３”－」、プラズマ・核融合学会誌 82（2006）135-170.

課題番号 20

徳沢季彦(核融合科学研究所)

乱流の理解は深化する
実空間、速度空間から位相空間
計測への展開カテゴリー: A1, A2, B10
⽬指すもの(output)︓- プラズマ乱流輸送現象の解明- 新たな閉じ込め理論の探索
波及(outcome)︓- 効果的な乱流抑制制御⼿法の確⽴- 多次元かつ⼤規模データ処理⼿法

位相空間内で⽣じた粒⼦分布関数の歪み[参考⽂献 1]

⾼い⾃由度を持つ核融合プラズマを効果的に制御するためには、プラズマの特性を徹底的に知っておくことが望ましい。⼈体の免疫メカニズムを理解した上で医者が治療を施すことと同様に。
なぜプラズマはこのような構造を⾃発的に形成するのか︖なぜ不安定になって粒⼦やエネルギーを放出するのか︖これらの答えを導くため、プラズマ診断⼿法は発達してきた。そして今、実空間での形状変化だけでなく、粒⼦の速度空間の変化をプラズマ中の様々な事象が発⽣している位置において観測すること、すなわち位相空間計測ができるようになってきた。これは中性流体や固体では不可能なプラズマだからこそ知ることのできる新しい物理の地平を切り拓く研究である。
---------------------⾮平衡なプラズマの閉じ込めには各種の不安定性によって⽣じた乱流が⼤きな影響を与えている。
トーラス型磁場閉じ込めプラズマでは、⾃律的に形成された構造が、流れを⽣み出し、この流れにより構造⾃⾝が維持あるいは変形することが知られている。また、粒⼦供給や加熱などの外部⼊⼒がなされることによりプラズマの形状や閉じ込め特性が変化することが知られており、まさにこれらをアクチュエータとしてプラズマを制御している。⾃発的にあるいは外部⼊⼒により温度や密度の勾配が強くなると、その勾配変化によりプラズマの安定性が変化して乱流が発⽣し、ある場合にはその⾮線形性から乱流を抑制するような機構が駆動される。このような物理現象を正確に理解するために、実空間における構造を詳細に観測するための努⼒が続けられてきた(例えば、イメージング計測器のような 2－３次元計測器の開発)が、近年これだけでは⼗分でなく、速度空間の変化を知る必要があることが指摘されるようになってきた。⼀般にプラズマ加熱のスキームでは、はじめ各粒⼦には⾮等⽅にエネルギーが与えられ、それが衝突・拡散によって等⽅化していく。しかし、短い時間スケールで変化するような事象がプラズマの閉じ込めを決定する場
合や低衝突度の核燃焼プラズマでは、この速度空間の⾮⼀様性やその歪が重要になる。したがって、プラズマのさまざまな領域でこの速度空間の変化を測定すること、すなわち位相空間計測とそれによる粒⼦・熱輸送の理解の進展が、今、求められている。イオンの速度空間分布の歪を分光学的⼿法で発光波⻑スペクトルの⾮マックスウェル分布形状から推定する⼿法など新しい計測⼿法が提案され、初期的な観測が始まった。
[1] ⼩菅佑輔ほか、解説「乱流プラズマ研究の位相空間への展開」、プラズマ・核融合学会誌 90（2014）289295.

課題番号 21藤原⼤(核融合科学研究所)

⾼エネルギー粒⼦を計測する!
⾼エネルギー粒⼦位相空間分布計測
カテゴリー: A1, B2, B4, B5, B6, B13
⽬指すもの(output)︓- ⾼温プラズマ中の⾼エネルギー粒⼦の速度分布・空間分布の取得- ⾼エネルギー粒⼦輸送の予測・制御- ⾮線形現象の予測・制御
波及(outcome)︓- 核融合炉の実現と⾼効率化や炉⼼プラズマの閉じ込め時間に対する条件の緩和- 宇宙物理、⾮線形物理、実空間・速度空間物
理,⾼速制御技術、予測制御技術

⾼速イオン荷電交換分光計測を⽤いた
⾼温プラズマ中の⾼エネルギー粒⼦計測結果(Y. Fujiwara et al 2020 Nucl. Fusion 60 112014)

核燃焼プラズマは核融合反応で⽣成される⾼エネルギーアルファ粒⼦がエネルギー源となり⾼温状態が維持される。プラズマ中の⾼エネルギー粒⼦の情報を取得することは、プラズマの加熱
物理及び⾼エネルギー粒⼦の輸送物理を明らかにし、予測するために必要である。しかし、1 億度以上のプラズマ内部の情報を得ることは容易ではない。今後、ITER や原型炉に向けて⾼時間分
解能・⾼空間分解能で情報量が多い⾰新的な⾼エネルギー粒⼦計測器の研究開発が期待される。
---------------------核燃焼プラズマは核融合反応で⽣成される⾼エネルギーアルファ粒⼦がプラズマを加熱することで、核融合反応に必要な⾼温状態を維持し⾃律的に燃焼が持続される。このため、⾼エネルギーアルファ粒⼦の良好な閉じ込めが核燃焼プラズマの実現には必須の条件である。では、良好な閉じ込めを実現するためには、⾼温プラズマの中で⾼エネルギー粒⼦は“どのような分布”で、“どのような速度”で、“どのような⽅向”に動いているのか情報を取得する必要がある。また、波動粒⼦相互作⽤などによりプラズマが不安定化した場合、閉じ込めの劣化が指摘されていることから、
⾼エネルギー粒⼦は”どのように輸送され、損失されるのか”という情報を実験的に取得する必要がある。このように、⾼温プラズマ中の⾼エネルギー粒⼦の情報（速度分布、空間分布など）を実験的に取得することは、プラズマの加熱物理を把握することになる。更に、⾮線形的に発⽣する異常輸送を予測するための指標となり、その物理メカニズムを明らかにすることで、⾼エネル
ギー粒⼦の閉じ込めを改善する⽅法の開拓が期待されている。現在⽤いられている計測装置は、中性⼦検出器、中性粒⼦検出器、荷電交換分光計測器が代表的である。また、トムソン散乱法やBe 不純物とアルファ粒⼦の反応で発⽣するガンマ線により実速度空間分布計測をする⽅法など
が研究開発されている。
[1] ⻑壁正樹ほか、講座「輸送解析から⾒た⾼エネルギー粒⼦計測⼿法」、プラズマ・核融合学会誌（2004）[2] 永岡賢⼀ほか、⼩特集「ジオスペースと実験室におけるプラズマの波動粒⼦相互作⽤の進展」、プラズマ・核融合学会誌（2021）

課題番号 22

有川安信(⼤阪⼤学)

先進的中性⼦計測器で核融合プラズマを診る
レーザー核融合核反応計測
nTOF
detector

カテゴリー︓A1, A3, B6, B10, B14, B15

Gated- fast PMT

⽬指すもの(output)︓- レーザー核融合核反応⽣成粒⼦を計測し、イオン温度や密度などのプラズマ状態を診断する
波及(outcome)︓- 中性⼦源応⽤、放射線計測機、ホウ素中性⼦捕獲(BNCT)治療

Liquid scintillator

Multi channel
detector array

レーザー核融合核反応計測⽤中性⼦計測器

核融合反応で⽣成する中性⼦を計測することで、核融合点⽕条件に必要なイオン温度や密度・半径を知ることができる。中性⼦計測には複雑な装置開発が求められる。これまでは時間空間平均の中性⼦計測であったが、これだけでは不⼗分である。レーザー核融合プラズマを診ることができる、超⾼速時間分解能、空間分解中性⼦計測が求められている。
---------------------時間・空間平均された核融合プラズマのイオン温度は、中性⼦の運動エネルギースペクトル広がりから計測することができる。この計測において中性⼦計測器に求められる時間分解能は 1 ナノ秒程度であり、⾼速応答のシンチレーターおよび⾼速光検出器で計測が可能であった。さらに、核融合プラズマの時間発展を計測しようとすると、1 ピコ秒の時間分解能が必要となり、従来装置とは全く異なる装置開発が必要となる。また核融合反応の空間分布を計測する場合には中性⼦のイメージング計測器が必要となる。これには⾼精度な中性⼦ピンホールと、空間分解型中性⼦
イメージャーが必要となる。
これら⾼分解能中性⼦計測器や、レーザー駆動中性⼦源は核融合研究のみならず多数の応⽤がある。またレーザー核融合による中性⼦源は、点光源・短パルス、単⾊エネルギーで輝度が⾼いことから、他の⼿法では得ることができない⾮常に⾼品質の中性⼦源である。この中性⼦を利⽤した核物理研究、中性⼦ラジオグラフ、中性⼦医療の応⽤研究も⾏われている。
[1] J. Frenje, et. al., “Nuclear diagnostics for Inertial Confinement Fusion (ICF) plasmas”, Plasma Phys.
Control. Fusion 62, 023001, (2020)[2]Y.Arikawa, et al., “The conceptual design of 1-ps time resolution neutron detector for fusion
reaction history measurement at OMEGA and the National Ignition Facility”, Review of scientificinstruments, Rev. Sci. Instrum. 91, 063304 (2020);

課題番号 23

横⼭雅之(核融合科学研究所)

核融合研究から芽吹く新たなインフォマティクス
フュージョン-ドリブン
インフォマティクス
カテゴリー︓A1, A2, A3, B13
⽬指すもの(output)︓- データサイエンスとの協働による核融合
研究の加速波及(outcome)︓- 多階層複雑系研究の新展開- データサイエンス分野への実データ実践の多様な機会の提供

データサイエンス⼿法の適⽤による核融合プラズマ研究の例【図の提供︓（各段左から右へ）森下侑哉（京⼤）、
⼤舘暁（核融合研）、佐々⽊真（⽇⼤）、稲垣滋（九⼤）】核融合プラズマは、多階層複雑系の象徴的な研究対象である。それ故に、「要素還元、演繹」的なアプローチが取られることが多く、それら各要素での理解や知⾒に基づく統合が⾏われている。
⼀⽅、近年、「〇〇インフォマティクス」とも称される「帰納的な推定・記述」のデータ駆動的ア
プローチが、社会構造変⾰、さらには研究⼿法の⾰新をもたらしている。核融合研究は、世の中に⾒られる多様なデータが凝縮しており、データサイエンス分野の研究者にとっても「実データ実践の場」として新たなインフォマティクスを芽吹かせる魅⼒的な舞台である。
---------------------核融合プラズマは多様な時空間スケールを有する物理過程が複雑に連関する媒質である。これまで、「階層化された演繹的な」研究が⼤きく進展し、それらの階層統合へと進展している。⼀⽅、社会に⽬を向ければ、データサイエンスの進展や波及による様々な変⾰には⽬をみはるものがある。そのデータサイエンス分野との協働によって、多種・多様・⼤規模なデータを基盤とした「帰納的」視座を導⼊することで、核融合プラズマ研究を加速できる可能性がある。例えば、階層化を伴わない全体挙動のモデリング（データ同化）、直接測ることができないプラズマ内部構造の推定（トモグラフィー）、ディスラプション回避や乱流構造抽出（⾼次相関時系列データの変化点検
出や予測）、磁場の幾何構造探索（数理計画や⾼次元データ可視化など）、衝突輻射モデル構築（マルコフ連鎖モンテカルロ法の活⽤）など、様々な取り組みがなされ始めている[1,2]。演繹と帰納の協奏を図ることで、多階層複雑系研究の新展開を学術界に提⽰できる可能性を秘めている。また、⼊⼒と応答の関係の帰納的記述を通じて、物理研究から制御⼯学研究への展開をもたらしうる。
⼀⽅、核融合研究は、データサイエンス分野の研究者にとっても、「実データ実践の場」として魅⼒ある舞台である。例えば、機械学習で得られる知⾒の解釈可能性研究はプラズマの物理機構解明研究と相補的に取り組む格好の研究題材である。このように、データサイエンス分野との協働
は、核融合研究、及び、データサイエンス分野双⽅の新展開と研究加速をもたらしうる。
[1] 浜⼝智志ほか、⼩特集「プラズマ・インフォマティクス ―データ駆動科学のプラズマへの応⽤」、プラズマ・
核融合学会誌 95（2019）535-561.
[2] 今寺賢志ほか、⼩特集「磁場閉じ込め核融合プラズマにおけるデータ駆動的アプローチによる物理モデリング」、プラズマ・核融合学会誌 97 (2021) 64-95.

相互作⽤するプラズマと物質
プラズマは第４の物質状態としばしば称される。固体・液体・気体の状態にある様々な物質とプラズマにおける多相間の相互作⽤の理解は、核融合炉の実現にとって不可⽋であるばかりでなく、横断的な理⼯学課題として根が拡がっている。

課題番号 24

星野⼀⽣(慶應義塾⼤学)

壁と磁場の形状で熱と粒⼦を制御する
幾何・磁場形状によるダイバータ最適化
カテゴリー: A1, B1, B7, B8, B9
⽬指すもの(output)︓- ダイバータの幾何形状・磁場配位による熱・粒⼦制御の改善
波及(outcome)︓- プラズマ・壁相互作⽤の理解の深化- 磁場によるプラズマ・不純物輸送制御

様々なダイバータの幾何形状(磁場とダイバータ構造)（⾚線は磁気⾯、緑はダイバータ構造を表す）

炉⼼から排出されたヘリウム灰やプラズマを受け⽌め、その排気と除熱、さらに炉内不純物の制御などを実現する機構は「ダイバータ」と呼ばれ、磁場閉じ込め装置において重要な役割を担う。
しかし、多くの熱・粒⼦が限られたダイバータ領域へ集中するため、最終的にそれらを受け⽌めるダイバータ板の損傷が深刻な課題となる。ダイバータの排気機能、不純物制御機能を向上させると同時に、熱・粒⼦による損傷を低減させるために、様々なダイバータ幾何形状や磁場配位の提案が⾏われ、実験や数値シミュレーションによりその有⽤性の検証が進められている。
---------------------炉⼼から排出されたプラズマや核融合反応で⽣じるヘリウム灰は、炉⼼を取り囲む周辺領域の磁場に沿って輸送されダイバータへ到達する。ダイバータでは再結合による中性化や圧縮、除熱が⾏われ、最終的にはガスとして排気される。また、プラズマと炉壁との接触⾯を減らすことで、
炉⼼プラズマからの炉壁保護と、炉壁から発⽣する不純物を制御する役割も担う。しかし、ダイ
バータはその構造・役割上、⾼い熱・粒⼦負荷にさらされ、ダイバータ板の損傷が課題となり、損傷低減のため⾮接触ダイバータ運転が考えられている。効率的な⾮接触ダイバータの形成、ダイバータ機能の向上、さらには、それらと⾼性能な炉⼼プラズマとの両⽴を⽬指し、様々なダイ
バータ幾何形状や磁場配位が提案されている。ダイバータ幾何形状としては、磁⼒線とターゲッ
トの⾓度を浅くしたり、ダイバータ領域を磁⼒線に沿って⻑くしたりすることで、受熱⾯積の増
加や⾮接触ダイバータの効率的な形成・維持を図っている。また、限られた空間で同様な効果をねらった新しい磁場配位も提案されている。例えば、Super-X ダイバータは、ダイバータ領域に
2nd X 点（ポロイダル磁場の鞍点）を配置し磁⼒線⻑を稼ぐとともに、ターゲットを装置外側へ引き出すことで、受熱⾯積を増⼤させている。Snow Flake ダイバータは、通常四重極である X
点を六重極にすることで、磁⼒線の延⻑と受熱⾯積の増⼤を図っている。その他にも、X ダイバ
ータ、アイランドダイバータ等、様々な概念のダイバータ配位が提案されている。また、⾼熱負
荷と⾼損耗を克服するために、固体材料ではなく液体⾦属を⽤いた液体ダイバータも提案されている。新しいダイバータ概念はその評価と共に、まだ克服すべき課題（制御性、⼯学的実現性、
等）があるものも多く、研究が進められている。
[1] M. Kotschenreuther, et al. Phys. Plasmas 14, (2007) 072502[2] D. Ryutov, et al. Phys. Plasmas, 14 (2007) 064502[3] N. Asakura, et al., Transactions of Fusion Science and Technology 64 (2013) 70

課題番号 25

⽥中宏彦(名古屋⼤学)

磁場を乱して、壁を守る
外部摂動磁場による周辺プラズマ制御
カテゴリー: A1, A2, B1, B3, B7, B13
⽬指すもの(output)︓- ELM 緩和・抑制による過渡熱負荷低減- 周辺プラズマ変形や放射ダイバータ維持による定常熱負荷低減
波及(outcome)︓- ３次元磁場効果・物理の理解
磁場を適度に乱すための摂動磁場

１億度のプラズマを点⽕する核融合装置の中では、磁場のカゴによりプラズマ周辺部に急勾配をもつ温度・密度分布が形成される。この急勾配は核融合反応を起こす上では好ましいものであるが、同時に、カゴの外側へプラズマを間⽋的・周期的に放出する現象を引き起こすことがわかっており、プラズマが運ぶ⾼熱流束により炉壁の損傷に繋がることが懸念される。そこで、プラズ
マの外側からあえて磁場を乱すことで、カゴを適度に壊して勾配を緩やかにし、プラズマ放出現
象から炉壁を守る研究が進められている。
---------------------環状磁場閉じ込め装置では、磁場のカゴを使い⾼温の炉⼼プラズマを閉じ込める。特に⾼性能なプラズマを⽣成する際、カゴの境界付近には、⾼いプラズマ圧⼒勾配に起因する不安定性である『周辺局在化モード（ELM）』が発⽣し、⾼熱流のプラズマがカゴの外側へと間⽋的・周期的に放出される。放出されたプラズマは、磁⼒線に沿って耐熱性の材料（ダイバータ板）まで運ばれるが、このときダイバータ板が損傷することが強く懸念されている。カゴの閉じ込めが良いほど、プラズマの放出間隔は⻑くなり、これは⼀度に放出される熱量が膨⼤となることを意味する。そこで、プラズマ外部に３次元的に設置されたコイルに電流を流し、磁場に摂動を与えてカゴを少しだけ壊すことで、放出間隔を短くする⽅法が提案・実証されている。さらにこの摂動磁場は、カゴの外側の磁⼒線構造をも変形させることから、ときにはダイバータ板に触れるプラズマの⾯積を増やし、あるいは光の形態でプラズマを冷やす領域（放射領域）を空間中に固定して、定常的なダイバータ熱負荷分布にも影響を及ぼす。ここで重要な点は、磁場の乱し⽅が適度でないと、
炉⼼プラズマの性能まで劣化してしまうことである。磁場のカゴを適度に壊して炉壁を守れるか、
実験ならびに数値シミュレーションを駆使した研究が鋭意進められている。
[1] 武智学、⼩特集「トカマクにおける三次元 MHD 研究の現状と他の閉じ込め配位からの寄与／4. 巨視的不安定性の制御における外部摂動磁場の効果」、プラズマ・核融合学会誌 88 (2012) 162-167.

課題番号26

江⾓直道(筑波⼤学)

気体を使って⾼温プラズマを⼿なずけろ︕
プラズマ-気体相互作⽤によるダイバータプラズマの熱粒⼦束制御,⾮接触プラズマの⽣成・制御
カテゴリー: A1, B3, B7, B8, B9, B12
⽬指すもの(output)︓
⾼性能炉⼼プラズマとダイバータ領域の熱粒⼦負荷の低減を両⽴するプラズマ制御⽅法の確⽴
核融合炉の成⽴に必須となる⾮接触プラズマの構造形成の制御⽅法の確⽴
波及(outcome)︓
プラズマ-気体の相互作⽤、原⼦分⼦過程の理解
プラズマ気相反応を利⽤した産業応⽤

磁場閉じ込め型核融合プラズマ装置において、炉⼼から流出するプラズマの熱と粒⼦の制御を⾏うダイバータ領域への熱粒⼦負荷を低減するために、プラズマと気体との相互作⽤によりダイバータ板の⼿前でプラズマを消滅させて「⾮接触プラズマ」を形成し、その空間構造や放射領域を適切に制御することが核融合炉成⽴の重要課題のひとつとなっている。⾮接触プラズマの安定制御と核融合炉⼼プラズマとの両⽴の実現には、プラズマと気体との複雑な相互作⽤の理解が求められる。
---------------------プラズマ中の電⼦、イオンと気体原⼦・分⼦（中性粒⼦）はさまざまな反応を起こす。電⼦温度が⾼い領域では、電⼦衝突による中性粒⼦の電離、励起、分⼦の解離などを引き起こし、それに伴い電⼦はエネルギーを失い、温度は低下する。イオンと中性粒⼦の間では、弾性衝突や荷電交
換反応によって、粒⼦の拡散やイオン温度の低下が⽣じる。プラズマの温度が低くなってくると、
イオンと電⼦は再結合して中性粒⼦となり、プラズマは消滅し、その密度は低下する。現在建設が進められている国際熱核融合実験炉（ITER）では、ダイバータ領域への熱粒⼦負荷を低減する
ために、プラズマと気体との相互作⽤によりプラズマ熱流を周囲へ散逸させる部分⾮接触プラズ
マを利⽤したダイバータ運転モードが採⽤されている。さらに原型炉ではより制御が困難と考えられる、完全⾮接触プラズマの安定維持が求められている。その実現には、プラズマの挙動とも関連させながら、プラズマと気体との極めて複雑な反応素過程やその空間分布を総合的に理解することが求められる。プラズマと気体の混在する状況は、半導体プロセスや電気推進機などのプラズマ応⽤の場⾯とも共通する部分が多く、気相・材料界⾯における物理化学過程や種々の化合
物合成、機能性薄膜⽣成など、産業応⽤分野との関わりも深い。
[1] ⼤野哲靖, 星野⼀⽣, ⼩特集「原型炉に向けてのダイバータの研究開発課題 “3. ⾮接触プラ
ズマと熱・粒⼦処理に関するダイバータ実験研究およびモデリングの現状と研究開発課題」,
プラズマ・核融合学会誌, vol. 92, No. 12, 877－885 (2016).

課題番号 27

⽥中宏彦(名古屋⼤学)

プラズマと物質が触れ合うことにより起こる現象
を理解・制御する
プラズマ－壁相互作⽤に関する
研究
カテゴリー: A1, B7, B8, B9, B13
⽬指すもの(output)︓- プラズマ－壁相互作⽤の⾼精度な理解と制御- 核融合炉内の壁問題解決
波及(outcome)︓- 新材料の創成と産業応⽤

プラズマと固体壁の相互作⽤

核融合装置には必ず壁が存在し、当然ながら、壁が健全な状態を維持できなければ炉は成⽴しない。1 億度のプラズマは磁場の⼒で宙に浮いているものの、数万度〜数⼗万度のプラズマは壁と直接接触することで、多種多様なプラズマ－壁相互作⽤を引き起こす。壁構成粒⼦のプラズマ中への混⼊や、燃料ガスの吸蔵・放出現象を介して、壁の存在は炉⼼プラズマに多⼤な影響を与える。⻑期にわたる炉の運⽤を想定する上で、その実現には、壁に関連する諸現象を正しく理解・予測し、適切に制御することが求められる。
---------------------核融合装置には、プラズマを覆う壁が必ず存在し、プラズマと壁との間では多種多様な相互作⽤（Plasma-wall interaction (PWI)もしくは Plasma-material interaction (PMI)）が発⽣する。
プラズマや壁材料を構成する粒⼦種は、⽔素、ヘリウム、窒素、ネオン、アルゴン、タングステ
ン、ベリリウム、炭素など多岐にわたり、それぞれが固相・液相・気相・プラズマ相として共存する。多数の素過程の組み合わせが、壁への熱負荷、損傷、ガス吸蔵・放出特性、表⾯構造、材料物性等を決定し、壁から⾶び出す中性ガスや⾦属粒⼦が、前⾯および炉⼼のプラズマ特性を変化させる。定常核融合発電炉の実現には、到来する膨⼤な熱・粒⼦流に対して壁の健全性を保つこと
は前提条件であり、⻑い時間スケールでの粒⼦循環を整えた上で、炉⼼プラズマ性能を維持しなければならない。信頼性ある炉設計を成⽴させるためには、プラズマ－壁相互作⽤を正しく理解
し、⾼精度で予測するのみならず、適切に制御する必要がある。解析解の存在しないマルチスケ
ールの複合現象に対し、⼩型〜⼤型装置を⽤いた実験や、各種計算コードを⽤いた数値シミュレーション研究が精⼒的に進められている。
[1] 坂本瑞樹 他、⼩特集「マルチスケールでのプラズマ・壁相互作⽤の理解の現状」、プラズマ・核融合学会誌
84 (2008) 917-947.

課題番号 28

星野⼀⽣(慶應義塾⼤学)

核融合プラズマと壁の間で数百 MW の熱を散らす
核融合炉ダイバータにおける熱・粒⼦
制御
カテゴリー: A1, A3, B7, B8, B9
⽬指すもの(output)︓- 核融合プラズマ・炉設計と整合するダイバータにおける熱・粒⼦制御
波及(outcome)︓- 核融合炉設計、プラズマ・中性粒⼦・不純物間の相互作⽤の理解
核融合炉では、数億度の炉⼼プラズマを維持しながら、壁近傍ではプラズマを 1 万度程度まで低温化させ、壁の損傷を防がなければならない。そのために、炉⼼プラズマから排出される数百 MW ものエネルギーのほとんどを、壁に到達する前に放射や⾮接触ダイバータによって散逸させる。⾮常にチャレンジングであると同時に、核融合炉の成⽴を左右する最重要課題の⼀つである。そのため、ダイバータプラズマ輸送、⾮接触ダイバー
タ、原⼦分⼦過程、不純物輸送等に加え、炉⼼プラズマ設計、⼯学設計も含め、総合的な検討が必要とされている。
---------------------周辺・ダイバータプラズマは、炉⼼から⾼エネルギーのプラズマが排出される⼀⽅、⼯学的な境界条件である壁と接する。最終的にプラズマを受け⽌めるダイバータを⼯学的に成⽴させるためには、炉⼼からプラズマとして排出される数百 MW ものエネルギーの 70〜90％を周辺・ダイバータ領域で処理する必要がある。さらに、ダイバータ機器の寿命の観点からは、壁損耗の原因となる粒⼦負荷も⼗分に低減させる必要があり、ダイバータ全⾯を⾮接触ダイバータ状態にすることが好ましい。このような炉⼼プラズマとダイバータを両⽴させる運転は、核融合炉では特に困難でチャレンジングな課題となり、設計にも⼤きな影響を与える。現在のところ、希ガス不純物の放射による周辺プラズマ冷却と⾮接触ダイバータを組み合わせた熱制御を基本⽅針として検討が進められている。ダイバータ熱負荷としては、プラズマのエネルギー輸送の他に、表⾯再結合による熱負荷（プラズマが壁表⾯で再結合する際の開放される内部エネルギー）、不純物や中性粒⼦の放射パワー等による熱負荷を考慮する必要がある。これらの熱負荷を総合的に減少させるためには、⾮接触ダイバータを空間的に拡⼤し、安定的に維持する必要がある。プラズマだけでな
く、原⼦分⼦過程や不純物輸送、及びそれらの相互作⽤について理解を深め、それらを積極的に利⽤した運転領域の開発が必要である。さらに、ダイバータ熱負荷低減シナリオは、当然、⾼性能な炉⼼プラズマと両⽴していなければならない。そのため、⾮接触ダイバータや不純物制御に有利な⾼密度運転、⾼不純物放射運転等、運転シナリオの実験的な研究開発も急務となっている。
[1] 上⽥良夫、他、⼩特集「原型炉に向けてのダイバータの研究開発課題－現状と展望－」、プラズマ・核融合学
会誌、92 (2016) 868

プラズマを⽣み出し加熱する
超⾼温あるいは超⾼密度のプラズマを創りだすための⽣成・加熱技術は、核融合炉にとって必須のものであると同時に、極限状態を扱う物理学や、産業・医療にも広く波及する技術でもある。先端的な技術開発に動機づけられたサイエンスも拡がっている。

課題番号 29

辻井直⼈(東京⼤学)

波で核融合炉⼼プラズマを⽣成できるか︖
⾼周波によるトカマクの⾮誘導⽴ち上げ
カテゴリー: A2, B5, B11, B12
⽬指すもの(output)︓- 中⼼ソレノイドの除去によるトカマク性能向上
波及(outcome)︓- 炉⼼プラズマ制御の効率化- トカマク定常運転の実現- ⾃⼰組織化する複雑系の制御
トカマク配位は、環状プラズマ中に電流を駆動することで形成される。現在は中⼼ソレノイド（CS）を⽤いる⽅法が主流であるが、これを⾼周波で置き換え、CS を⾼周波駆動トカマク型プラズマ中の除去することで、トカマクの性能を⼤幅に向上できる可
波動電場分布能性がある。波の伝搬や、波に加速される電⼦の輸送は、プラズマの分布に強く依存するため、磁⼒線のトポロジーが⼤きく変化するトカマク配位の形成過程を、全て波により制御することは⼀⾒困難である。しかし、上⼿く条件を設定することで、波だけで⾃律的にトカマク配位が形成されることが分かっている。⾃⼰組織化する複雑な系の効果的な制御⼿法の確⽴は、RF で駆動される画期的な核融合炉の実現につながるかもしれない。
---------------------⻑時間運転し続けなければならないトカマク型核融合炉には、⾼周波（RF）によるプラズマ電流駆動が必要と考えられているが、プラズマ⽴ち上げには中⼼ソレノイド（CS）を⽤いるという考え⽅が⼀般的である。しかし、CS の除去により装置中⼼部の空間を空けることができれば、低アスペクト化（⾼ベータ化）やトロイダル磁場の増強によりトカマク型プラズマの性能を⾶躍的に改善できる可能性がある。RF によるトカマクの⾮誘導⽴ち上げは、CS の除去が必須とされている球状トカマクのコミュニティで、⼤学等の⼩型装置を中⼼に積極的に研究されてきた。現在、
電⼦サイクロトロン波または低域混成波のみによるトカマク配位の形成が可能であることが実証されている。課題は⾮誘導⽴ち上げの統⼀的かつ定量的な理解と、それによる電⼒効率の改善である。RF を⽤いる電流駆動においては、⼀般に⾼エネルギー電⼦が多く⽣成される。CS を⽤いない完全 RF 駆動プラズマにおいては、この⾮熱的な電⼦分布が MHD 平衡を⽀配しているが、⽣成された平衡磁場配位は逆に波の伝搬・吸収と⾼エネルギー電⼦の輸送を決めている。この波・粒⼦・MHD の相互作⽤によって⾃律的にトカマク配位が形成されることが実験的にはわかっているが、このような分布形成を定量的に理解することが必要である。RF による駆動においては、位相空間における波と電⼦の共鳴的相互作⽤を上⼿く利⽤することで、精密な分布制御ができる可能性がある。トカマク型プラズマの RF ⽴ち上げの物理を基礎的なレベルで理解することは、RFによる⾼性能な定常炉⼼プラズマの実現にも役⽴つはずである。
[1] 前川孝ほか、⼩特集「球状トカマクの実⽤炉への展望」第 4 章「CS 無しの⽴ち上げ、定常維持は可能か︖」
JSPF 80, 935 (2004)

課題番号 30

藤原⼤(核融合科学研究所)

負イオンの物理が拓く⾼効率粒⼦ビーム技術
次世代負イオン源・⾼効率イオン中性化技術の研究開発
カテゴリー: A1, A2, A3, B11, B15
⽬指すもの(output)︓- セシウム添加を必要としない負イオン源や⾼効率な中性粒⼦ビーム、⾼集束ビーム、メンテ
ナンス及び損傷が少ない中性粒⼦ビームの開発
波及(outcome)︓- 核融合炉の実現 - ⾼エネルギー粒⼦と電流駆動の関連性を明確化 - ⾼速制御・予測制御
技術 - 加速器・医療・産業分野への負イオンビーム技術の普及、⼤電流加速器システム

負イオンを⽤いた⼤電流・⾼エネルギー中性粒⼦
ビーム

核融合プラズマでは、核燃焼の維持や電流を流すために⼤電流・⾼エネルギー中性粒⼦ビーム
をプラズマに⼊射する必要がある。中性粒⼦ビームは、正イオンに⽐べ⾼エネルギー条件でも中性化効率の⾼い負イオンをビームとして引き出し、中性化させビームを⽣成する。しかし、多量の負イオン⽣成のためにはイオン源内のプラズマ中で電⼦を原⼦または分⼦に付与させる必要性がある。また、ビームの⾼い中性化効率や集束性を得る必要性がある。このような課題を解決する新しい中性粒⼦ビームの基礎研究や技術開発が求められている。
---------------------トカマク型核融合炉の特徴は、プラズマに数 MA 以上の⼤電流を流し、プラズマのもつ抵抗によってジュール発熱をさせ、プラズマを加熱することである。しかし、プラズマの抵抗値は温度の３/２乗に逆⽐例して⼩さくなるため、１keV 程度までしかプラズマを加熱することができない。そこで、外部からプラズマを加熱する１つの⽅法として、中性粒⼦ビームがある。ITER では
ビームエネルギー１MeV、ビーム電流４０A、パルス幅３６００秒が求められている。そして、原型炉では２MeV、数⼗ A、定常運転の中性粒⼦ビームが必要と考えられる。このような、⾼エネ
ルギー中性粒⼦ビームを⽣成するために、正イオンに⽐べ⾼エネルギー領域においても中性化効率が⾼い、負イオンがビーム源として使⽤されている。現在、負イオンの⽣成にはイオン源内に仕事関数が低いセシウムを添加する必要性がある。中性化には、イオンビームをガスに通過させることで、荷電交換により６０％程度のイオンビームの中性化を⾏っている。しかし、メンテナ
ンス性・経済性の観点から、セシウムを使わない負イオン⽣成及び、中性化効率の⾼い中性化⽅式の研究・開発が求められている。さらに、重要になってくるのが⾼い集束性を有するビームを作ることである。ビームの集束性はビームラインの損傷やプラズマの加熱・電流効率に⼤きな影響を与える。イオンを加速する電極やイオン源でのプラズマの状態にも⼤きく影響されることから、どのように集束性を担保するのかも⼤きな研究課題となっている。これらの研究は他分野（加速器、医療、産業）でも重要な基礎技術となる。また、中性粒⼦ビームによるプラズマの加熱・電流駆動効率に関する研究も、注⽬されている。これらの研究が将来の核融合炉設計に重要な指針を⽰すものとなる。
[1] ⽵⼊康彦ほか、⼩特集「粒⼦ビーム応⽤―その現状と展望―」、プラズマ・核融合学会誌（2002）

課題番号 31

有川安信(⼤阪⼤学)

繰り返しのできる⾼エネルギーレーザーの実現
慣性核融合⽤⾼エネルギー繰り返しレーザーの開発
カテゴリー︓A1, A3, B11, B14, B15

⽬指すもの(output)︓- ⾼エネルギー⾼繰り返しレーザーの実
現
波及(outcome):- レーザー核融合発電実証の最も重要な
マイルストーン- レーザー加⼯などの産業応⽤利⽤

レーザー核融合発電⽤レーザーの構想図

レーザー核融合では⼤エネルギーレーザーにより核融合燃料を圧縮・加熱して点⽕・燃焼に⾄らしめる。これを連続的に繰り返すことで定常発電を⾏う。従来のレーザー核融合実験に⽤いられてきたレーザーは、⼤エネルギーではあるが繰り返し頻度が低い(1 時間に 1 発)という問題があった。レーザー核融合発電のためには 0.1 秒に 1 発を発射する必要がある。現在、⼤エネルギー⾼繰り返しの新しいレーザー装置の開発が進められている。レーザーダイオードを励起光発⽣装
置に⽤い、新しいセラミクス材料をレーザー媒質として⽤いることでこれが実現する。
---------------------これまでの⼤エネルギーのレーザーは、⼤エネルギーを作り出すために、⼤きなレーザーネオ
ジム添加ガラスが使われてきたが、ガラスの熱伝導の特性により放熱効率が低かった。またネオ
ジム添加ガラスの励起に⼤エネルギーフラッシュランプが⽤いられてきたが、フラッシュランプの波⻑スペクトルは⽩⾊であるため、レーザーへの光変換率が悪く、無駄な熱を発⽣させていた。
これらの熱の問題により⾼繰り返しレーザー発射ができなかった。将来のレーザー核融合発電に⽤いられるレーザーは、フラッシュランプの代わりに単⾊性の⾼い半導体レーザーが⽤いられ、ガラスの代わりにセラミックスが⽤いられる。この⽅式により⼤エネルギーかつ⾼繰り返しのレーザーが実現できる。国内外で開発が進んでおり、⽇本においては阪⼤・浜松ホトニクスならびに国内企業との連携によりすでに 1 モジュールの⼤エネルギー⾼繰り返しレーザー装置が完成しつつある。イットリビウム添加セラミックスをレーザー媒質として⽤い、それを液体窒素で冷却することでレーザー増幅効率を極限まで⾼めている。またハイパワー半導体レーザーダイオード（細かいレーザーダイオードが多数セグメント化されている）が実⽤化され、電気からレーザー
へのエネルギー変換効率は⾶躍的に向上している。セラミックス媒質とダイオード励起を⽤いた
レーザーを⽤いればレーザー核融合発電が実現できる。
またこのような⼤エネルギー⾼繰り返しレーザーは、レーザー加⼯機、レーザー溶接機など、⾮常に幅広い産業応⽤に⽤いることができる。
[1] 神前康次， 乗松孝好， 疇地宏， 宮永憲明， 苫⽶地顕, プラズマ核融合学会誌「⼩特集 ⾼速点⽕レーザー
核融合発電プラント(KOYO-Fast)の概念設計」第⼆章、J. Plasma Fusion Res. Vol.82, No.12 (2006)817-818

課題番号 32

佐々⽊徹(⻑岡技術科学⼤学)

核融合プラズマを荷電粒⼦で⾼効率に加熱する
⾼密度プラズマ中の⾼エネルギー
荷電粒⼦によるエネルギー付与過程
カテゴリー: A2, A3, B11, B14
⽬指すもの(output)︓- ⾼エネルギー粒⼦の⾼密度プラズマへのエネルギー付与過程の理解- 縮退・強結合プラズマ中での多体衝突問題・
⾮線形阻⽌能の理論構築
波及(outcome)︓- 爆縮プラズマ中でのα粒⼦，⾼速電⼦等による追加熱効率の改善- 重イオンビーム・クラスターイオンビーム
慣性核融合のターゲット設計- 重粒⼦⾼エネルギー・⼤電流加速器の開発- 多体衝突・散乱問題の統⼀的理解

⾼速点⽕型慣性核融合での⾼速電⼦による加熱の様⼦

荷電粒⼦ビームを物体に⼊射させると，ある⼀定の距離で⽌まり，標的物質内にエネルギーを付与する．
このエネルギー付与過程は，シンプルな電⼦や陽⼦が常温固体の標的に⼊射する場合はよく知られているが，重粒⼦ビームが⾼密度プラズマに⼊射するなど複雑化した場合には必ずしも明らかになっていな
い．特に近年開発が進められている多数の原⼦が結合したクラスターイオンビームは，通常の荷電粒⼦ビームとはまったく異なる特徴的なエネルギー付与プロセスとなる可能性がある．これらの理論的・実
験的解析を進めることは，核融合プラズマや⾼密度状態の研究だけでなく材料への粒⼦注⼊などに対しても⾮常に重要な研究となっている．
---------------------⾼速電⼦，α粒⼦，重イオンビーム，クラスターイオンビームによる燃料標的へのエネルギー付与は，慣性核融合の加熱過程を理解する上で重要な課題となっている．特に，慣性核融合中でのα粒⼦加熱過程[1]を理解することは，レーザー等のエネルギードライバーに対する要求値を明らかにすることや，⾼速点⽕核融合⽅式の実現[2]の鍵となる．また，重イオンビームを⽤いた慣性核融合では，プラズマ中におけるビーム⾶程の制御により燃料の加熱過程を制御しながら爆縮へ導くことが期待できる．さらに近年加速器技術の発達により任意の質量電荷⽐のクラスター粒⼦を加速できるようになった[3]．しかし，爆縮時のプラズマは縮退プラズマのため，既存の衝突・散乱モデルに従わず，エネルギー付与する過程を直接観測することが難しい．クラスタービームの持つ多粒⼦性による阻⽌能は強い⾮線形性を持つことが予測されている．これらの理論的・実験的解析を進めることは，爆縮プラズマ中でのα粒⼦，⾼速電⼦
等による追加熱効率の改善，重イオンビーム・クラスターイオンビーム慣性核融合のターゲット設計のために必要である．さらに学術的には，重粒⼦⾼エネルギー・⼤電流加速器の開発や多体衝突・散乱問
題の統⼀的理解を促進させる⼀助となる．
[1] A. R. Christopherson, et. al, Phys. Plasmas, 25, 012703 (2018)[2] S. Fujioka, et al, Phys. Plasmas, 23, 056308 (2016)[3] K. Takayama, et al, Phys. Lett. A, 384, 126692 (2020)課題番号 33

菊池崇志(長岡技術科学大学)

⾮線形場が結ぶ⼤強度ビーム物理と⾮中性プラズ
マ物理の共通性
重イオン慣性核融合のためのエネルギードライバー開発
カテゴリー: A1, A2, B5, B11
⽬指すもの(output)︓- 重イオン慣性核融合に固有の技術である⼤強度重イオンビームの開発
波及(outcome)︓- 核融合炉の実現．⼤強度荷電粒⼦
ビーム物理と⾮中性プラズマの関係
性の整理

⼤電流重イオンビームの挙動を模擬した荷電粒⼦の振る舞いの数値解析結果例

重イオン慣性核融合は，重イオンビームをエネルギードライバーとする慣性閉じ込め⽅式の核融合システムである[1]．同じ慣性閉じ込め⽅式であるレーザー核融合と共通する部分が多いため，重イオン慣性核融合の研究分野では重イオンビームの研究開発が占めるウェイトが⼤きい．扱う
ビームパラメータとして⼤電流であることが特徴であり，⾮線形な場や集団的振る舞いのような
⾮中性プラズマと共通の現象・課題を含んでいる[2]．重イオン慣性核融合の実現のためには，いかにして⼤電流の重イオンビームを⽣成し，燃料標的まで制御して導くかが重要課題である．
---------------------通常の粒⼦加速器で⽣成されるビームとはパルス⼤電流で空間電荷効果が⽀配的な挙動を⽰す点
で⼤きく異なるため，⼤強度重イオンビームの研究・開発は重イオン慣性核融合に固有の研究課
題・技術である．⼀⽅で，⼤強度荷電粒⼦ビーム物理と⾮中性プラズマは荷電粒⼦の集合体として⾮線形な⾃⼰場や空間電荷効果が引き起こす不可逆な挙動など共通の話題が多く，その関係性を整理することで重イオン慣性核融合の実現のみならず，プラズマ物理の理解増進にも貢献することができる．荷電粒⼦の運動を表す⽅程式系は適当なスケール変換を⾏うことで⼀致することが⽰され，この等価性を利⽤して実際に⾮中性プラズマ物理の実験装置を転⽤し，重イオン慣性
核融合のためのビーム物理模擬実験を実施している[3]．また，実験的観測だけでは不明な点が多いため，理論および数値解析のアプローチも併⽤して解決に取り組んでおり[3]，図に⽰すような密度分布と⼀致しない⾮⼀様な温度変化・緩和現象などが⽰唆されている．

[1] 堀岡 他，J. Plasma Fusion Res. 89 (2013) 87[2] 岡本 他，J. Plasma Fusion Res. 86 (2010) 451[3] 菊池，曽我，堀岡，J. Plasma Fusion Res. 93 (2017) 345

“燃える“プラズマ核融合反応を伴うプラズマ、すなわち、“燃える“プラズマが核融合炉での本質である。いかにして燃料を循環させ、エネルギーを持続供給し、不純物の排出を制御するか︖異なる複数の物質が混じり合い循環するプラズマの学理や技術が拡がっている。

課題番号 34

本島厳(核融合科学研究所)“燃料”を制すれば、核融合プラズマを制する
核融合プラズマにおける粒⼦制御
カテゴリー: A1, B7, B8, B11, B12
⽬指すもの(output)︓- 適切な粒⼦制御のために燃料供給と燃料排出の最適なバランスを⾒出す
波及(outcome)︓- 核融合炉でも適⽤可能な定常的な粒⼦制御法の確⽴- ヘリウム排気真空ポンプの開発- 混合プラズマを⽤いた熱プラズマプロセッシングへの応⽤

核融合プラズマ中の理想的な粒⼦の動き

燃料となる⽔素同位体は、⾼温のプラズマとなって核融合反応を起こし、ヘリウムと中性⼦に変換される。プラズマ中にはヘリウム以外にも多くのイオン種が含まれており、核融合反応を⻑時間維持するためには、プラズマ中の⽔素イオンの純度を⾼く保つ必要がある。そのため、⽔素以
外のイオン種は、炉外へ効率よく排気する必要がある。また、核融合反応しなかった⽔素燃料も、⼀旦炉外で回収し、再利⽤する必要がある。このように、⽔素だけではなく、ヘリウムなどの不純物粒⼦の挙動を理解し、制御することが、安定な核融合プラズマを維持する重要な鍵となる。
---------------------核融合炉において炉⼼プラズマへ燃料を補給する⽅法として、燃料である重⽔素あるいは三重⽔
素を氷粒にしたものや⽔素ガスを真空容器内に注⼊する⽅法がある。プラズマに注⼊された⽔素は、⾼温の⽔素イオンとなり核融合反応を起こすが、時間の経過とともに必ずプラズマの外に排出される。核融合反応を維持するためには、純度の⾼い⽔素プラズマを⽣成し続けなければならないが、核融合反応で⽣成されたヘリウムがプラズマ中に蓄積されると、⽔素燃料が希釈され、核融合反応の低下につながる。また、炉壁の材料である⾦属が叩き出されるほか、周辺プラズマの制御のために希ガスを⼊射する必要があり、プラズマ中には、ヘリウム以外にも不純物イオンが含まれている。従って、核融合炉では、⽔素燃料はプラズマに効率的に供給し、⼀⽅でヘリウ
ム等の不純物イオンは効率的に排気するという、ある意味で都合の良い要求を満たす必要がある。
例えば、効率的な燃料供給として、⾃⾝が作るプラズマ密度勾配によるプラズマの内向き拡散を利⽤した粒⼦の輸送研究が⾏われているが、それでは不純物イオンも同時に蓄積されてしまう可能性があり、その解決のための研究が鋭意進められている。また、選択的に不純物イオンが外向
きに吐き出される「不純物ホール」という興味深い現象も観測されており、シミュレーション等
を使って理解が進められている。さらに、核融合プラズマは、多種イオンで構成する混合プラズ
マであり、多種イオン分布の⼀様性、⾮⼀様性について研究が進められている。混合プラズマの性質をうまく利⽤した、不純物の効率的な排気についての検討も進められている。このように、不純物粒⼦を含め、⽔素燃料粒⼦を制御することは、⾼性能核融合プラズマを制御することにつながる重要な課題といえよう。
[1] 若⾕誠宏ほか、磁場閉じ込め核融合プラズマの燃焼制御、プラズマ・核融合学会誌 75 (1999) 1346.
[2] 森崎友宏ほか、LHD における重⽔素実験の初期成果、プラズマ・核融合学会誌 97 (2021) 177.

課題番号 35

坂本隆⼀(核融合科学研究所)

核融合プラズマにおける粒⼦閉じ込めと粒⼦供給のパラドックス
磁場閉じ込めプラズマにおける
粒⼦制御
カテゴリー: A1, A2, B6, B11, B12
⽬指すもの(output)︓-磁場閉じ込めプラズマを構成する元素の挙動の理解波及(outcome)︓- 磁場閉じ込め核融合プラズマにおける粒⼦制御と燃焼制御シナリオの確⽴

同位体⾮混合状態（上）と混合状態（下）における径⽅向-位相速度空間における密度揺動分布．Ida et al[3].

磁場閉じ込め核融合炉では，磁⼒線に拘束される荷電粒⼦の性質を使って，⾼温プラズマ（熱と粒⼦）を閉じ込めており，「良い閉じ込め特性」は核融合プラズマの必須条件である．⼀⽅で，核融合プラズマの中⼼部では，核融合反応によって⽔素同位体がヘリウムへ変換され続けるため，⽔素同位体を供給し，ヘリウムを除去しなければ，燃料希釈によって核融合反応が持続できない．
プラズマ閉じ込め磁場は，燃料粒⼦の供給とヘリウムの除去も妨げてしまうため，核融合炉では「悪い閉じ込め特性」が望ましい︖というパラドックスに陥ってしまう．
---------------------これまで，そして現在の「燃焼を伴わない」磁場閉じ込め核融合研究では，粒⼦供給の重要性には触れずに，外部加熱制御によるプラズマの閉じ込め特性向上に主眼がおかれてきた．ところが，将来の燃焼プラズマにおいては，核融合反応によって⽔素同位体からアルファ粒⼦（ヘリウム）と中性⼦への変換と，それに伴うエネルギー⽣成がプラズマ特性を⽀配するようになる．そのため，プラズマ中⼼部への継続的な⽔素同位体燃料の供給が，燃焼プラズマを維持するための重要な制御⼿段となる．また，プラズマを加熱し終えたヘリウムがプラズマ中に蓄積すると，燃料希釈によって核融合反応率を低下させるため，速やかなヘリウム除去も重要な課題である．
⾼温⾼密度のプラズマ中⼼部へ⽔素同位体を供給するためには，磁場を横切って，密度勾配を遡りながら粒⼦を供給する必要があり，拡散的描像では粒⼦供給をすることができない．この粒
⼦供給の⼆律背反を解決するためには，内向きの対流などによるプラズマ中⼼部への粒⼦輸送機
構が必要となる．⼀⽅で，内向きの対流はヘリウム除去と相反するばかりではなく，プラズマ壁
相互作⽤によってプラズマ周辺部で発⽣する不純物の蓄積なども引き起こす．
この相反する要求を緩和させるための⼀つの⽅法として，固体⽔素ペレット⼊射によるプラズ
マ中⼼部への直接粒⼦供給が研究されている．また，乱流によるプラズマ構成イオンの撹拌効果
や選択的輸送効果が粒⼦の供給や排気に及ぼす影響が，最近の研究で明らかになりつつある．
[1] R. Sakamoto and H. Yamada, “Prospects for Self-Burning Operation in Heliotron-Type Fusion
Reactor”, IEEE Transactions on Plasma Science 44 (2016) 2915.
[2] M. Nakata et al., "Multi-species ITG-TEM driven turbulent transport of D-T ions and He-ash in ITER
burning plasmas", IAEA FEC proc. (2016) TH/P2-2.
[3] K. Ida et al., "Transition between isotope-mixing and non-mixing states in hydrogen-deuterium
mixture plasmas", Physical Review Letters 124 (2020) 025002.

課題番号 36

有川安信(⼤阪⼤学)

慣性核融合発電炉で⽤いられる核融合
燃料ペレット
極低温重⽔素三重⽔素燃料
ペレットの⼤量⽣産と連続射出
カテゴリー︓A1, A2, B14, B15
⽬指すもの(output)︓- 重⽔素三重⽔素ペレットの⼤量⽣産と連続射出

レーザー核融合発電⽤燃料ペレット

波及(outcome):- ⽔素蓄積技術、極低温⼯学技術、⽔素同位体科学
レーザー核融合発電では、重⽔素三重⽔素(DT)燃料を固体（氷）にして 0.5~2mm 直径にしたものが⽤いられる。さらに⾼速点⽕⽅式の場合は加熱レーザー導⼊⽤のコーンが取り付けられている。これを 0.1 秒に 1 発、安定かつ⾼精度に射出し、発射地点からレーザーが集光される場所までマシンガンのように発射する必要がある。カプセルの材料開発、重⽔素三重⽔素の氷を作る研
究、放射性物質である三重⽔素の取り扱い技術の研究、⼤量⽣産技術、燃料の射出と位置精度確認の研究などが重要課題であり、研究が進められている。
---------------------重⽔素三重⽔素は、18 ケルビン以下に冷却することで固化する。この際に、急激に凍らせるのではなく、緩やかに段階的に固化させることで結晶状態の重⽔素三重⽔素を⽣成することで、均⼀な燃料カプセルを⽣成することができる。DT 氷はプラスチック製のカプセルに詰まっており、重⽔素三重⽔素氷の蒸発を防⽌する機能を担っている。このために⾼精度な真球のプラスチックカ
プセルを作ることも重要課題である。⾼速点⽕レーザー核融合⽤のコーン付きの燃料ペレットの場合、コーンは⾦属製であるため DT よりも熱伝導が良いため、コーンの周りが冷えすぎて DT 氷が不均⼀になる問題もある。コーン付き燃料ペレットを⾼速で射出するために、⾼圧ガスガンが⽤いられるが、射出時には燃料ペレットを保護して加速したあと、空中で分離するサボーと呼ばれる部品が⽤いられる(図参照)。またこれを 0.1 秒に 1 個連続的に射出するために、DT 燃料がペレットに充填され、冷却固化されて、連続的にガスガンに送り込まれて出射できるシステムの構築が必要です。三重⽔素は放射性物質であるため、安全に貯蔵するために⽔素吸蔵合⾦が⽤いられる。これは⾞で⽤いられている⽔素燃料タンクとしての応⽤が期待されている。また極低温状態の液化⽔素の取り扱いに関する知⾒は産業応⽤にとって⾮常に重要である。
[1] 神前康次， 乗松孝好， 疇地宏， 宮永憲明， 苫⽶地顕, プラズマ核融合学会誌「⼩特集 ⾼速点⽕レーザー
核融合発電プラント(KOYO-Fast)の概念設計」第４章、J. Plasma Fusion Res. Vol.82, No.12 (2006)817

Target structure and time-evolution of
input power for HIF and CIF tar
課題番号 37

菊池崇志(長岡技術科学大学)

CIF

エネルギー付与過程に対応した標的構造のバリエーション-TimeAl
慣性核融合の燃料標的構造

CIF isconven

DT

カテゴリー: A1, A2, A3, B14
⽬指すもの(output)︓- 慣性核融合の炉⼼に特有な課題である
燃料標的構造の理解

Void

波及(outcome)︓- 慣性核融合炉⼼の実現
重イオン慣性核融合燃料標的の爆縮過程．数 mm の燃料
標的を nsec 程度の時間で急激に圧縮，固体密度の 1000
倍もの⾼密度達成を狙う．

Al

慣性閉じ込め⽅式の核融合システムでは⼗分な核融合出⼒を得るために，”何らかの⽅法”で燃料標的を⾼密度に圧縮し⾼温に加熱する必要があり，そのための“ドライバー”と呼ばれる⾼強度レーザーや⼤電流イオンビームなどが研究開発されている．⼀⽅で，燃料標的はドライバーの“特徴”を活かした構造で設計されるため，ドライバーからのエネルギー付与をよく反映した構造とする．
ドライバーと標的物質との相互作⽤は時空間（照射⾯＋侵⼊深さ＋パルス幅）次元の複雑な物理現象を扱うことになり，多変量解析を伴う困難な最適化問題である．
----------------------

DT

Void

- The tdensitmaxim
time ackg/m3,

Providshould慣性核融合炉の開発を進める上で炉⼼＝燃料標的はドライバーや炉容器の設計を決める重要な項⽬であり，その物理現象の理解を中⼼として研究が進められてきている[1]．レーザーをドライバーとして採⽤する場合はその集束性の⾼さや標的表⾯へ局所的にエネルギーを付与できる特徴を活かした燃料標的設計が⾏われ、イオンビームをドライバーとして採⽤する場合はその効率の*T. Someya,磁場閉じ込め核融合
et. al., Laser and Part. B
良さや標的内部へエネルギー付与可能な特徴を活かした設計が⾏われる[2]．
システムで様々な磁場配位が提案されているように，慣性核融合でも直接照射型，間接照射型，
中⼼点⽕，⾼速点⽕，衝撃波点⽕などの照射⽅式が考えられるため，ドライバーの照射パターンに適応した標的構造の設計が要求され，形状も真球，球＋円錐（コーン），中に燃料球を含んだ円筒，同⼼球殻など⾒た⽬にも多様な燃料標的が検討されている．標的内部の構造も，中⼼部は空っぽの多層球殻あるいは逆に中⾝が詰まった中実球，スポット的なドライバーのエネルギー付与
分布を緩和するための積極的な輻射の発⽣や低密度層の導⼊を図る構造などが様々に考えられている．⽶国・国⽴点⽕施設（National Ignition Facility: NIF）では間接照射型の標的構造で，アルファ粒⼦による⾃⼰加熱で燃料ゲインが 1 を超えた実験結果が得られているが[3]，現状の実験結果を元にした商⽤炉への外挿にはまだ多くの課題が⼭積みであり，実験・理論・数値シミュ
レーションの多⾯的なアプローチで実現性を明らかにしていく必要がある．
[1] 森 他︓J. Plasma Fusion Res. 97 (2021) 352[2] 川⽥ 他︓J. Plasma Fusion Res. 89 (2013) 89[3] O.A. Hurricane, et al., Nature 506 (2014) 344

課題番号 38

坂本隆⼀(核融合科学研究所)

磁場閉じ込めプラズマとの相互作⽤による固体物
質の均質化過程
固体⽔素ペレット⼊射による
磁場閉じ込め炉⼼プラズマ
への粒⼦供給カテゴリー: A1, A2, B8, B11, B12
⽬指すもの(output)︓- 磁場閉じ込めプラズマと物質との相互作⽤の理解波及(outcome)︓- 磁場閉じ込め核融合プラズマにおける燃料供給シナリオの確⽴

磁場閉じ込めプラズマ中における固体⽔素の溶発発光分布

磁場閉じ込め核融合炉では，燃料である⽔素同位体の供給が重要な燃焼制御アクチュエータとなる．固体⽔素ペレット⼊射法は，固体⽔素を⾼速でプラズマに⼊射することによって，固体の⽔素同位体が溶発，電離して磁場を感じるようになる前に，⽔素同位体粒⼦をプラズマ内部へ供給する⽅法である．固体⽔素ペレット⼊射による粒⼦供給を確⽴するためには，固体⽔素がプラズ
マからの熱流束を受けて溶発する過程と，溶発した粒⼦によって形成される⾼密度プラズモイドが磁場との相互作⽤によって背景プラズマへ均質化していく過程の理解が鍵となる．
---------------------磁場閉じ込め核融合炉では，核融合反応によって⽣成されるエネルギーによって⾼温のプラズ
マが維持されるようになるため，燃料である⽔素同位体の供給が本質的な燃焼制御アクチュエー
タとなる．⼀⽅で，荷電粒⼦の磁⼒線を横切る輸送を抑制することによって，プラズマを閉じ込める磁場構造は，燃料粒⼦の供給も妨げてしまうため，プラズマの閉じ込めと粒⼦供給の両⽴が課題となっている．固体⽔素ペレット⼊射法は，1000 m/s 程度の速度で固体⽔素をプラズマに⼊射する粒⼦供給⽅法であり，固体の⽔素同位体が溶発・電離して磁場を感じるようになる前に，⽔素同位体粒⼦をプラズマ内部へ供給することができる．⼀⽅で，固体⽔素の溶発現象は，プラズマの電⼦温度に強く依存して促進されることから，プラズマが⾼温かつ⼤規模になる核融合炉における燃焼プラズマでは，プラズマ中⼼部へ固体⽔素を届かせることが難しくなる．
固体⽔素ペレットによる粒⼦供給を理解するためには，2 つの素過程を理解することが重要である．すなわち，1）溶発過程︓固体⽔素がプラズマからの熱流束を受けて溶発して中性ガスになる過程と，2）均質化過程︓中性ガスがプラズマからの熱流束でさらに加熱されて形成される⾼密度プラズモイドが，背景プラズマとの相互作⽤によって均質化する過程である．⾼密度プラズモ
イドの均質化過程では，プラズモイドが磁⼒線に沿って拡がると同時に，閉じ込め磁場の影響を受けて局所的な内部電場を発⽣することにより，磁場を横切るドリフト輸送を⽣じさせることか
ら，磁場構造をうまく使って，粒⼦をプラズマ中⼼部へ輸送する研究が⾏われている．
[1] B. Pégourié, "Review: Pellet injection experiments and modelling", Plasma Physics and Controlled
Fusion 49 (2007) R87.
[2] 坂本隆⼀，『磁場閉じ込め核融合におけるペレットの溶発の物理と応⽤』，プラズマ・核融合学会誌 89, 544(2013).

課題番号 39

福本直之(兵庫県⽴⼤学)

⾼速⾶⾏の⾼密度プラズマ塊で粒⼦やエネルギーを運ぶ
磁化同軸プラズマガンの開発・応⽤
カテゴリー: A1, A2, A3, B7, B8, B11
⽬指すもの(output)︓- 炉⼼プラズマへの燃料粒⼦供給・密度分布制御- 不純物含有プラズマ⼊射によるディスラプション
緩和- 粒⼦輸送トレーサー利⽤，- プラズマ対向機器材料への短パルス熱負荷模擬
波及(outcome)︓- 核融合炉の燃料供給・燃焼制御技術，粒⼦輸送研
磁化同軸プラズマガンを⽤いた究⽀援CT プラズマ⼊射・照射- 先進的・⾰新的ダイバータシステム開発⽀援- 磁気圏型プラズマ装置でのオーロラ模擬研究⽀援- MTF（Magnetized Target Fusion）利⽤、成膜や材料表⾯改質などの産業応⽤など
磁化同軸プラズマガン（MCPG）は，⾃⼰内部電流により磁場配位が維持されるスフェロマック
（Spheromak）型コンパクト・トーラス（CT）の特徴を活かし，CT プラズマを⽣成・加速・射出することができる．CT プラズマは，数百 km/s（数百 eV に相当，最速記録は 2,500km/s）に加速されることで，その運動エネルギーにより閉じ込め磁場を横切って炉⼼プラズマの中⼼領域まで進⼊したり，ターゲット材料に衝突することで熱エネルギーに変換され材料表⾯を急速に加熱したりすることが可能となる．⼀⽅で，安定した繰り返し射出などの課題も残されている．
---------------------プラズマ⽣成部から切り離し移送することが可能である CT プラズマの特徴を活かし，MCPG を⽤いて，（球状）トカマクや FRC の核融合炉⼼プラズマへ⼊射する燃料注⼊法の開発研究が⾏われている．近年では，核融合炉壁やダイバータ板のプラズマ対向機器の材料であるタングステン
等へ CT プラズマを照射することで，短パルス熱・粒⼦負荷模擬試験の研究が⾏われている．材
料関係では，原型炉開発に向けた先進的な液体⾦属や⾰新的なペブルダイバータにおけるプラズ
マ照射研究も開始されようとしている．プラズマ科学分野への展開として，プラズマ⼊射による
磁気圏プラズマのオーロラ模擬研究も計画されている．また，カナダや⽶国のベンチャー企業による核融合開発 MTF（Magnetized Target Fusion）では，ターゲットプラズマの⽣成源としても利⽤されている．MCPG 装置の研究として，燃料供給や ELM 模擬などでは孤⽴した短パルス CT
プラズマの繰り返し射出が求められており，安定した連続 CT 射出を可能とする電源を含めたMCPG システムの開発や余剰ガスの抑制など動作ガス制御が課題となっている．
[1] 宇⼭忠男，永⽥正義，プラズマ・核融合学会誌 74, No.3, 200-216(1998).＜解説・燃料供給応⽤＞[2] 福本直之，宮沢順⼀，プラズマ・核融合学会誌 77, No.3, 246-251(2001).＜⼩特集・燃料供給応⽤＞[3] 菊池祐介，澤⽥圭司，⾼村秀⼀，上⽥良夫，永⽥正義，プラズマ・核融合学会誌 90, No.8, 480-488(2014).
＜⼩特集・材料照射応⽤＞[4] 永⽥正義，神吉隆司，プラズマ・核融合学会誌 93, No.12，563-572(2017).＜解説・MTF 応⽤＞

核融合炉への道
核融合炉は、炉⼼プラズマの物理的知⾒と極限環境を⽀える⼯学・技術の収斂のもとに実現される。炉環境における様々な制約を打破するための統合的な理⼯学研究が進むなか、先進的な概念も⽣み出されており、将来の核融合炉の多様性が拡がっている。

課題番号 40

藤⽥隆明(名古屋⼤学)

トカマクプラズマの電流分布の最適解は何か︖
圧⼒・電流・回転の制御によって⾼い核融合出⼒と⾼いエネルギー増倍率を⽬指す
カテゴリー: A1, B1, B2, B3, B11, B12
⽬指すもの(output)︓- ⾼いベータ値、⾼い閉じ込め性能、⾼い⾃発電流割合の達成と維持
波及(outcome)︓- ⾮線形で⾃律性が強い系の制御技術の開発

プラズマ中に形成される凹状電流分布と断熱層

トカマクプラズマではプラズマ電流が閉じ込め磁場を形成するので、電流の径⽅向分布がプラズマの特性を⼤きく左右する。中⼼にピークした凸状の分布では⾼いプラズマ圧⼒（⼤きな核融合出⼒）を得やすいが、プラズマを維持するための外部加熱パワーが⼤きくなる。平坦な分布や凹状の分布（図）とすれば、外部加熱パワーは⼩さくなるが、⾼いプラズマ圧⼒を得るためにプラズマの圧⼒・電流・回転の分布の適切な制御が必要となる。⾮線形で⾃律性が強い系の制御という挑戦的な課題の解決に向けての研究が進められている。
---------------------核融合炉の炉⼼プラズマには、⾼い核融合出⼒密度と⾼いエネルギー増倍率が必要とされる。そのため、プラズマ圧⼒を⾼くするとともに、外部加熱パワーを低くする必要がある。トカマクでは、外部加熱パワーはプラズマ圧⼒を維持するのに必要なパワーとプラズマ電流を維持するのに必要なパワーの⼤きい⽅で決まる。外部から中性粒⼦ビームや⾼周波を⼊射する⽅法のみでは電流駆動のためのパワーが⼤きくなってしまうため、プラズマ内に⾃然に流れる電流、⾃発電流（ブートストラップ電流）の利⽤が重要である。⾃発電流を⼤きくするためには、凸状の電流分布よりも平坦あるいは凹状の分布が好ましい。さらに、それらの分布では⼤きな圧⼒勾配を有する内部輸送障壁（断熱層）が形成されやすく、プラズマ圧⼒を維持するのに必要なパワーも⼩さくな
る（課題番号 2 参照）。その結果、低電流・⼩体積のコンパクトな核融合炉を実現できる可能性がある。⼀⽅で、電流分布を凹状に近づけるほどプラズマが不安定になりやすい。理論的には、圧⼒分布と電流分布を適切な形状に保ちかつプラズマを回転させて導体壁の安定化効果を得ること
で、この不安定性を抑制し⾼いプラズマ圧⼒を維持できると予測されているが、その実現は挑戦的な課題である。熱輸送、⾃発電流、運動量輸送などを通じて圧⼒分布と電流分布、回転分布は互いに依存している。核融合炉では、圧⼒分布の制御ノブである外部加熱は核融合による加熱（アルファ加熱）より⼩さく、電流分布の制御ノブである外部駆動電流は⾃発電流より⼩さい。プラ
ズマの回転も⾃発的に決まる部分が⼤きくなると考えられている。電流分布の選択においては、
このように⾮線形で⾃律性が強い系を制御する技術の開発（課題番号 44 参照）が鍵となる。
[1] 藤⽥隆明, 解説「JT-60 トカマクプラズマにおける電流分布制御と閉じ込め性能の改善」, ⽇本物理学会誌
Vol. 5, No. 8, 559-567 (2002)

課題番号 41

徳沢季彦(核融合科学研究所)

突発する⼤熱負荷への備え
⾼プラズマ閉じ込め特性と低ダイバータ熱負荷を両⽴するカギとなる ELM 制御
カテゴリー: A1, A2, B2
⽬指すもの(output)︓- 周辺部突発的熱・粒⼦輸送現象の解明- 効率的な熱・粒⼦制御⽅法の探索
波及(outcome)︓- ダイバータ構造の確⽴- コアから周辺・ダイバータまでの全領域を包括する輸送物理の理解- 突発的⼤熱負荷制御⽅法の確⽴- ⼀般社会における突発現象、耐熱技術への展開

炉⼼プラズマから突発的に⽣じる熱流

1980 年代に発⾒された⾼閉じ込めプラズマ運転モード(通称 H-mode)は、磁場閉じ込めプラズ
マ研究における⼤きなブレークスルーであった。この H-mode プラズマでは、プラズマ周辺部に⾃発的に輸送障壁が形成されコア部のプラズマ性能が⼤きく向上する。⼀⽅、この輸送障壁形成
部の急峻な圧⼒勾配とその勾配により駆動される周回電流によって、周辺局在化モード(Edge
Localized Mode; ELM)と呼ばれる、⼤きな熱負荷を伴った熱・粒⼦放出現象が突発的に発⽣することがある。この ELM を効果的に制御することが核融合炉成⽴のカギとなっている。
---------------------原型炉での定常運転は、H-mode プラズマによる⻑時間運転となると考えられているため、いわゆる giant ELM(type-I ELM)によるダイバータ損耗への対策が最も重要な課題となっている。そのためダイバータ材として⾼耐熱性能の材料を開発することやダイバータの構造をより効果的な冷却が可能なデザインにすること、あるいは液体ダイバータを適⽤することなど様々な対策が検討されている。⼀⽅、原因である ELM そのものを制御するという研究も進んでいる。共鳴磁場摂動（RMP）コイルを⽤いて周辺部にストキャスティックな磁場構造を与え輸送を増⼤させること
で ELM 発⽣を抑制する⼿法や⾼繰返しペレット⼊射による擾乱によって⼩振幅の ELM を発⽣させる⽅法などが提案され各種装置で実験検討が進んできている。また QH-mode や I-mode などの ELM が発⽣しない運転モードも発⾒されており、その運転領域の拡張と、物理機構の理解の進展が期待されている。ペデスタルを含むプラズマ周辺部は外部の真空領域やダイバータ領域との境界であり、同時に輸送障壁を挟みつつプラズマコア部とを接続する領域であることから、プラズマ全体の特性を決定する重要な領域であるので、これら全ての領域を統合する理論シミュレー
ションコードの開発とそれによる物理理解の深化が期待されている。このような突発現象は、太陽フレア爆発などのプラズマ物理だけでなく、⽕⼭噴⽕・地震発⽣、あるいは株相場変動など社会⼀般にも散⾒される現象であり、その展開が期待される。
[1] 相⽻信⾏、解説「エッジローカライズドモードに関する理論・シミュレーション研究の進展」、プラズマ・核融合学会誌 95（2019）99-106.
[2] 鎌⽥裕 他、⼩特集「Edge Localized Mode（ELM）研究の最近の成果」プラズマ・核融合学会誌 82（2006）
565-598.

課題番号 42藤原⼤(核融合科学研究所)

ヘリウム粒⼦の⼀⽣を追え︕
燃焼プラズマにおけるアルファ粒⼦
閉じ込め・輸送を制御
カテゴリー: A1, A2, B2, B3, B6, B12
⽬指すもの(output)︓- アルファ粒⼦の閉じ込め・輸送の物理解明- アルファ粒⼦の制御
波及(outcome)︓- 核融合炉の実現と⾼効率化- 炉⼼プラズマの閉じ込め時間に対する条件の緩和- ⾮線形物理、⾼速制御技術、予測制御技術

⾼エネルギー粒⼦のシミュレーション(提供︓鈴⽊航介)

核融合炉では⽔素同位体イオンの核融合反応によって⽣成される⾼エネルギーアルファ粒⼦（ヘリウム粒⼦）がプラズマ中のイオンや電⼦と衝突することでプラズマを加熱し、⾼温プラズマを維持させる。役割を終えたヘリウム粒⼦（ヘリウム灰）は核融合炉内に残ることになるが、核融合反応の妨げになるために炉外に排気する必要がある。⾼エネルギーアルファ粒⼦の閉じ込めからヘリウム灰排気までの閉じ込め・輸送・排気に関する物理研究が急務の課題である。さらに、核融合の実現には物理解明からヘリウム粒⼦の⼀⽣を制御する技術開発が求められる。
---------------------核融合反応によって⽣成される⾼エネルギーアルファ粒⼦（ヘリウム粒⼦）の研究⽬的は、①⾼エネルギーアルファ粒⼦の閉じ込めは古典的/新古典的か︖②⾼エネルギーアルファ粒⼦からバ
ルクプラズマへどのようにエネルギーが移⾏するのか︖③プラズマ中の揺動・不安定性によって⾼エネルギーアルファ粒⼦は輸送されるのか︖④⾼エネルギーアルファ粒⼦の増⼤により不安定性は励起されるのか︖⑤プラズマの加熱でエネルギーを失ったヘリウム粒⼦（ヘリウム灰）はプ
ラズマのコア部から周辺部へ輸送されるのか︖を実験的に明らかにすることである。そして既知の理論と⽐較し、アルファ粒⼦の閉じ込め・輸送・排気までの⼀連の物理を理解することが基礎となる。これには、実験とシミュレーションの観点から同時に研究を進めていく必要がある。さらに、アルファ粒⼦の閉じ込め・エネルギーの移送・輸送を外部から制御することができれば、将来のエネルギーである核融合炉の実現が可能となる。この制御に関しては、アルファ粒⼦とMHD モード/ITB/ETB などとの相互作⽤を考慮した制御⼿法などが提案され活発に研究がなされている。また、ヘリウムはカーボンやタングステンなどの壁材料やダイバータなどに蓄えられてしまうなどの問題もあり、プラズマと壁の相互作⽤なども考慮する必要性がある。このように、ヘリウムの⽣成から排気まで多岐にわたる物理を明らかにしていかなければならないため、今後⾮常に重要な研究分野になっていくと考えられる。
[1] ⻑壁正樹ほか、講座「輸送解析から⾒た⾼エネルギー粒⼦計測⼿法」、プラズマ・核融合学会誌（2004）[2] 永岡賢⼀ほか、⼩特集「ジオスペースと実験室におけるプラズマの波動粒⼦相互作⽤の進展」、プラズマ・核融合学会誌（2021）

課題番号 43

釼持尚輝(核融合科学研究所)

狭い隙間から診てプラズマを制御する
限られた計装による運転制御
カテゴリー: A1, A2, B3, B6, B10, B12
⽬指すもの(output)︓- プラズマ運転シナリオの確⽴- 炉⼼プラズマ⽴ち上げ・燃焼、定常維持
波及(outcome)︓- 複雑系の制御- 燃焼プラズマ制御⼿法の確⽴

限られた計装による核融合炉の制御
提供︓国⽴研究開発法⼈量⼦科学技術研究開発機構

核融合発電炉では、中性⼦と誘導γ線などの⾼放射線環境が想定されており、またトリチウム燃料を⾃⼰⽣産する機構（ブランケット）の占有⾯積の確保が必須となるため、計測器に許容される空間も⼤きな制約を受ける。更に、ブランケット等の複雑な構造物による渦電流が電磁場計測に及ぼす影響も複雑で無視できない。このような条件下では、従来の計測器が使⽤できなかったり、感度が著しく低下したりするが、核融合発電炉の運転にはこのような環境下でも炉⼼プラズマ⽣
成や燃焼、定常維持に必要⼗分な計測器と計測精度を達成する必要がある。
---------------------核融合発電炉では限られた計装により炉⼼プラズマ⽴ち上げや燃焼、定常維持を⾏う必要があり、核融合発電を⾏うのに有⼒なトカマク型とヘリカル型の発電炉に関して、それぞれにおいて必須と考えられる計測の整備や、新しい計測概念の考案が重要である[1,2]。
トカマク型の発電炉の制御は⼤きく分けて平衝制御と燃焼制御に分類することができ、その制御に必要な計測も２つに分類できる。プラズマ電流が磁気⾯を形成するので、位置・形状計測、平衡の再構成の観点からも磁気計測は必須である。発電炉では、プラズマ電流の⼤部分をブート
ストラップ電流（圧⼒駆動電流）が担うため、圧⼒分布とその勾配を求めなければならない。核融合出⼒の直接的な測定、トリチウム増殖率の確保のために、詳細な中性⼦計測は必須である。
ダイバータ板の健全性を確保するために、ダイバータ板表⾯近傍の温度分布、特にストライクポ
イントの位置の計測を⾏う。
⾃⼰点⽕定常運転が可能なヘリカル型の発電炉においては、その運転制御は如何にして⾃⼰点
⽕領域に到達し、それを維持するかということに帰着する。また、無電流プラズマであるため、その制御は外部加熱⼊⼒によるパワーバランス制御と、燃料供給による粒⼦バランス制御によって⾏われる。原理的には線平均電⼦密度の測定のみで出⼒の⼀定制御が可能であることが確認されているが、出⼒の安定制御のためには、核融合出⼒（中性⼦発⽣数）の評価は必須であり、それに加え周辺電⼦密度の測定ができることが望ましい。
[1] 「核融合原型炉の計装制御」、原型炉の計装制御に関する研究会 報告書編集委員会、NIFS-MEMO-68、2014[2] 「核融合原型炉の運転制御」、原型炉の運転制御に関する研究会、NIFS-MEMO-80、2017

課題番号 44

釼持尚輝(核融合科学研究所)

核融合プラズマの⾃動運転
リアルタイムプラズマ制御
カテゴリー: A1, A2, B10, B11, B12, B13
⽬指すもの(output)︓- 計測結果を基に実時間でのプラズマ制御
波及(outcome)︓- AI による最適化- プラズマ特性の向上- 予測性能の向上- ⾼速データ解析技術の開発- エッジ AIAI による核融合プラズマ制御のイメージ
提供: the EUROfusion Consortium

磁場閉じ込め型の核融合発電炉は１年近くプラズマ放電を続けることになる。しかし、プラズマの変化は⾮常に短時間で起き、さらにわずかな不安定化が全体に影響を与えてしまう可能性があるため、安定なプラズマを⾃動で制御する必要がある。そのためには「どのようにプラズマの挙動を事前に予測し、どのようにプラズマを安定化させるのか︖」が重要な問いとなる。これには応答の速い（応答速度︓1 ミリ秒以下）計測技術と、プラズマの応答を再現できる精密なシミュ
レーション、プラズマの挙動を予測する AI の活⽤が鍵となる。
---------------------核融合発電炉の実⽤化のためには、①装置の健全性を確保しつつ、②定常かつ安定な電⼒出⼒が必要である。このためにはディスラプションの回避・緩和及び ELM の緩和（①に関連）、ダイバ
ータデタッチメントの制御（①②に関連）や、⾼ベータ・⾼密度及び⾼⾃発電流割合（②に関連）を⾃在に制御する必要がある。これら制御対象に対して、⾼い⾃律性を有する燃焼プラズマの過渡応答特性と制御応答特性を、実験と理論・シミュレーションの両側⾯から明らかにし、実時間の予測を含めたシミュレーターの構築が重要となる。この予測に基づき、ガスパフ、中性粒⼦ビーム(NBI)、電⼦サイクロトロン(EC)波、及び外部コイルなどを⽤いてグローバル量（密度、中性⼦発⽣率、及び放射損失など）やローカル量（温度、回転速度、及び電流分布など）、プラズマ不安定性、及びプラズマ平衡を制御することで⾃動運転を⾏う。⼀⽅で、実時間でプラズマを制御するためにはグローバル量だけでなくローカル量や磁場の変化量などを⽤いた複雑な計測量を瞬時に物理量に変換し、得られた物理量を⽤いて燃焼プラズマの挙動をリアルタイムに予測する必要があるが、近年は複雑な計算の⾼速化に対して機械学習の導⼊が成果を上げている。今後の課題としては、⾼放射線場かつ計測器に制限があり（課題番号 43 参照）、アクチュエーターが応答速度や制御パラメータにおいて制約される発電炉で、信頼性のある制御⼿法を構築することが挙げられる。

[1] 浜⼝智志 他、⼩特集「プラズマ・インフォマティクス-データ駆動科学のプラズマへの応⽤」、プラズマ・核融合学会誌、95(2019)535

課題番号 45

井通暁(東京⼤学)

低アスペクト⽐化トーラスの pros and cons
低アスペクト⽐化による⾼性能トカマ
ク型発電炉の実現に向けてカテゴリー: A1, A2, B1, B2, B3, B12
⽬指すもの(output)︓- トーラスプラズマのベータ限界・安定性・閉じ込め性能の向上
波及(outcome)︓- 核融合発電コストの低減- ⼩型中性⼦源の実現
低アスペクト⽐と⾼アスペクト⽐のトーラス

核融合発電の普及のためには発電コストの低減が必須である。そのためには同じ強さの磁場でより⾼いプラズマ圧⼒を保持する（＝⾼ベータ）ことが望ましいが、圧⼒の勾配が⼤きすぎることに起因する不安定性を回避しないといけない。プラズマのトーラス形状を低アスペクト⽐（＝主半径／⼩半径）化すると、より安定性の⾼い状態が⾃発的に形成されることから、従来型トカマ
クに⽐べて⼤きいベータ値を達成しつつ優れた閉じ込め性能が得られる。ただし、低アスペクト⽐化の実現のためには、狭くなった装置中央部の構造や機器を⼩型化あるいは撤去することが要求されるため、プラズマ性能と⼯学的課題を両⽴する解を⾒出す必要がある。
---------------------トカマクプラズマのベータ値は圧⼒勾配によって駆動されるバルーニング不安定性によって制限されることが Troyon スケーリングとして知られているが、アスペクト⽐を低くすることによってもたらされる低内部インダクタンスと⾼楕円度が規格化ベータ値と規格化電流の双⽅を増加させ、結果的に 40%を超えるベータ値が球状トカマク型実験において達成されている。エネルギー
閉じ込め時間についても通常のトカマクと同等以上の性能が確認されていることに加えて、特に電⼦衝突頻度に対して良好な依存性を有していることから、燃焼状態でのさらなる性能向上が期待される。このように低アスペクト⽐化はプラズマそのものには望ましい性能をもたらしうる反⾯、その実現のためにはいくつかの⼯学的課題を克服する必要がある。特に、装置中央部に機器や構造物を設置する空間が不⾜することから、中⼼ソレノイドコイル、断熱層、ダイバータ、ブランケット、第⼀壁などに関する制約が厳しくなる。電流駆動⼿法や壁／ダイバータの熱／中性⼦負荷低減などに関するブレイクスルーが必要とされるが、これらの課題を克服して低アスペク
ト⽐プラズマの持つ性能を引き出すことができれば、炉⼼プラズマの⾼性能化を実現でき、核融合発電の経済性向上に寄与することができる。また、発電⽤以外にも⾼フラックスの中性⼦源としての可能性を有していることから、材料照射試験⽤の⼩型核融合炉を⽬指した研究開発も進められている。

[1] 前川孝ほか、プラズマ・核融合学会誌、88、pp.706-759 (2012).【⼩特集】

課題番号 46

井通暁(東京⼤学)

⾮平衡状態を利⽤してトカマク型炉⼼プラズマを⼿軽に⽣成したい︕
磁気ヘリシティ⼊射やプラズマ合体
による球状トカマク⽴ち上げ
カテゴリー: A2, A3, B1, B2, B5, B12
⽬指すもの(output)︓- 中⼼ソレノイドコイル除去によるトカマクの低アスペクト⽐化
波及(outcome)︓- ⾃⼰組織化現象・磁気リコネクション現象の活⽤- 天体プラズマ現象の解明

球状トカマク合体⽣成時に発⽣する磁気リコネクション

トカマク型核融合炉を低アスペクト⽐化する際に⽣じる装置中央部の構造的制約を回避するために克服すべき⼯学的課題の⼀つが、トカマク型プラズマの⽣成に使⽤されるソレノイドコイルを取り除くことである。代替⼿段として、⾼周波電流駆動を⽤いる⼿法と、電極や外側コイルを利⽤した電流駆動を⽤いる⼿法が研究・開発されている。特に後者では最終的なトカマク平衡とは異なった電流分布をプラズマ中に形成し、そのプラズマが⾃然にトカマク平衡に遷移していくという性質を利⽤しており、安価な機器によってソレノイドコイルを代替できる可能性がある。
---------------------トカマク型装置では、(1) プラズマの⽣成、(2) プラズマ電流の⽴ち上げ、(3) 初期電⼦加熱、という３つの重要な役割を、装置中央部のソレノイド（Center Solenoid : CS）コイルが果たしている。ところが、球状トカマク型装置では中央部に設置できる機器に制約が⽣じることから、
CS コイルを⽤いることなく定常加熱／電流駆動のターゲットとなりうるトカマクプラズマを形成する必要がある。トカマク型プラズマで研究の進んでいる⾼周波電流駆動以外の代替⼿段として、電極を⽤いた同軸ヘリシティ⼊射／局所ヘリシティ⼊射、外側コイルの誘導を利⽤したプラズマ合体などを⽤いた⼿法が開発されている。同軸ヘリシティ⼊射では、真空容器内に同軸状に設置された電極間に電圧を印加することによって磁⼒線に沿った電流を流し、その電流⾃⾝が作り出すローレンツ⼒によって電流経路が真空容器内に広がった後に、磁気リコネクションによって閉じた磁気⾯を形成し、球状トカマク平衡へと緩和する。局所ヘリシティ⼊射では真空磁場に沿って流すらせん状の電流が、磁気リコネクションを介して軸対称電流に変化し、トカマク型配位へと緩和する。プラズマ合体法では、軸⽅向に離れた場所に球状トカマクプラズマを２つ⽣成し、それらが磁気リコネクションを介して単⼀の球状トカマクを形成する（図を参照）。それぞれに装置構成やプラズマの振る舞いは異なっているが、いずれも⾮平衡・不安定な状態から、「磁気
ヘリシティ保存に基づく緩和」や「磁気リコネクション」といった素過程を通して球状トカマク
配位が⾃発的に形成されることを利⽤しており、⾼プラズマ電流、⾼密度、⾼温のプラズマを⽣成し、追加熱によって定常維持された状態へ接続することが期待される。
[1] 前川孝ほか、プラズマ・核融合学会誌、88、pp.706-759 (2012).【⼩特集】

課題番号 47

高橋俊樹(群馬大学)

開いた磁場による閉じ込め(開放系配位)で核融合炉は可能か︖
直線開放系配位における端損失改善の取り組み
カテゴリー: B1, B3, B5, B15
⽬指すもの(output)︓- シンプル形状を活かした核融合発電システムの⾼効率化
波及(outcome)︓- 境界プラズマ研究への応⽤- 先進燃料核融合炉への応⽤- ⾼効率直接エネルギー変換

Lockheed Martin の Compact Fusion Reactorの装置概念図直線開放系の特⻑を活かした境界プラズマ研究（特に輸送物理研究）は進捗し、ダイバータ(課題番号 24 など)シミュレータや新たな燃料供給法など、核融合分野への技術応⽤研究も進⾏中である。⼀⽅で、端損失は開放系固有の課題であり、特に電⼦閉じ込め改善は必須となるため、炉⼼プラズマとして開放系配位が成⽴するには乗り越えるべき障壁がある。それでもシンプルな構造で発電コストを削減できる魅⼒は⼤きく、海外では磁場反転配位（FRC）、シアフローで乱流を抑制する遠⼼⼒ミラー、ミラーとカスプを組み合わせた配位、などが研究されている。
---------------------直線開放系は、単純ミラーや⾮軸対称系のミラーなどに加えて、衝突合体と NBI 及び端部バイアス制御で配位維持時間を伸⻑してきた FRC、ARPA-E の BETHE プログラムでファンドを獲得している遠⼼⼒ミラー、ロッキードマーティン社のミラーとカスプを組み合わせた配位（CFR）、ま
た CFR と類似の概念ではあるが内部ヘルムホルツコイルにより装置中央でソレノイド磁場を完
全キャンセルする⾮断熱トラップなど、複数の⽅式で炉⼼プラズマとしての研究が進められている。磁場コイルと閉じ込め容器が鎖交する環状閉じ込めと異なり、直線開放系は閉じ込め容器の保守交換が容易で、また開いた磁⼒線に沿って⾼エネルギー荷電粒⼦を直接エネルギー変換器へ導⼊できる。これにより維持コスト削減と発電効率向上が期待できるため、発電システムとしてのプラント効率向上を⾒込める。しかし、現在開発中のいずれの⽅式においても、磁⼒線⽅向の輸送特性改善（特に磁場に凍結しやすい電⼦の閉じ込め改善）は重要な課題として残されている。
⾼ベータプラズマでは放射損失が低減されるので、⾼温が要求される先進燃料（例えば D-3He や
p-11B）を利⽤でき、よって⾼エネルギー荷電粒⼦を⽣成する先進燃料炉の開発においては、直接エネルギー変換器と親和性の⾼い直線開放系プラズマへの期待が⼤きい。

[1] 北條仁⼠ほか、講座「開放端磁場プラズマの物理」、プラズマ・核融合学会誌 75、693 (1999).

課題番号 48

浅井朋彦(⽇本⼤学)

マイルド核融合プラズマコンセプト︖
磁化標的核融合（magnetized target fusion︓MTF）
カテゴリー: A2, A3, B1, B2, B3, B14
⽬指すもの(output)︓- 磁場閉じ込め型のパルス炉
波及(outcome)︓- 核融合炉へのファストパス
- 液体ダイバータの開発- パルスパワー研究やその応⽤
Compact Fusion System 社による MTF コンセプト

磁化標的核融合（Magnetized Target
Fusion: MTF）では，単連結構造であるコンパクトトロイド（CT）プラズマによる「標的」を，
液体⾦属や⾦属フォイルなどの導体でできた円筒状領域に打ち込み，プラズマを導体ごと核融合条件まで圧縮・加熱する。MTF は，この過程を繰り返すことで，慣性核融合より低い 1026/m3 程度の密度と，
磁場閉じ込め核融合より短い 100 マイクロ秒程度の閉じ込め時間による「マイルド」な核融合条件によるエネルギー⽣産を⽬指す炉⽅式の総称である。
MTF が⽬指す閉じ込め時間は，標的となる CT 中の不安定性の成⻑時間よりも短く，また核融合炉に必要とされる多くの要素について「中間」となるパラメータ領域を⽬指すことから，他の⽅式で開発された既存の技術が流⽤できるとされている。
---------------------1972 年に⽶国・Naval Research Laboratory の LINUS 計画から研究・開発がスタートし，現在はカナダ・General Fusion 社をはじめ，ARPA-E が重点的に⽀援していることから，Helion
Energy 社，Compact Fusion Systems 社など⽶国の⺠間企業でも精⼒的に研究が進められている。MTF では，FRC（磁場反転配位）やスフェロマックなど，単連結構造であるコンパクトトロ
イド（CT）プラズマを液体⾦属中に⽣じた「渦」や「ライナー」と呼ばれる円筒状の⾦属フォイ
ル中に⾼速に打ち込み，これらの導体ごとプラズマを圧縮・加熱することで核融合条件の達成を⽬指す。圧縮⽅法については，ピンチによる⾦属円筒の圧縮や液体⾦属中を伝播する⾳響衝撃波による爆縮などさまざまな⽅法が提案されている。現在主流であるのは，⾼速で回転させた液体
⾦属に⽣じる「渦」によって中⼼に形成された空洞に CT を⼊射し圧縮する，「液体⾦属ライナー」
⽅式である。この液体⾦属ライナーは，再⽣可能な第⼀壁であると同時に，ブランケットとしても機能し，また，発⽣した熱を外部に取り出す役割も果たすとされている。さまざまな⼿法が提案され，各⽅式においてライナーの換装やエネルギー変換など解決すべき課題も異なるが，代替⽅式として研究開発が活発化している。
[1] M. LABERGE，「ジェネラルフュージョン社における衝撃波磁化標的核融合開発」プラズマ・核融合学会誌 93，
pp.32 (2007).

課題番号 49

高橋俊樹(群馬大学)

探究︕ 次世代⾼効率核融合発電⽅式
先進燃料による核融合発電システムの概念設計
カテゴリー: A2, B3, B6, B7, B11, B15
⽬指すもの(output)︓- 次世代核融合⽅式の実現可能性検証
波及(outcome)︓- 直接エネルギー変換器の開発と実証- コア燃料供給法の創成- プラズマ中の核物理現象の実験検証- ヘリウム排気技術の新提案
先進燃料の定義として明確なものはないが、広義には D-T 燃料以外である。例えば、D-D、D-3He、3
He-3He、p-6Li、p-11B などが挙げられる。ただし、「先進」であるためには、点⽕条件を満⾜できる閉じ込めの実現が⾒込める上で、トリチウムと 14MeV 中性⼦に由来する諸問題を根本的に解決する必要がある。この観点で⽐較的多く検討されているのが、D-3He と p-11B である。構造
材の脆化・放射化を軽減し維持コストを削減でき、⽣成した⾼エネルギー荷電粒⼦を直接電気エネルギーに変換できれば、より経済性の⾼い核融合発電⽅式を実現できるのではないか︖---------------------先進燃料核融合は、トリチウム増殖を必要とせず、14MeV 中性⼦に由来する構造材の脆化・放射化を抑制し、荷電粒⼦のエネルギーを直接電気エネルギーに変換できるメリットがある。この反⾯、イオン温度や密度閉じ込め時間積に要請される条件は、D-T 反応の数倍から 10 倍程度まで⾼くなる。⾼温下でのシンクロトロン放射損失は、強磁場閉じ込めプラズマで⼤きくなるため、良好な閉じ込め特性を有する⾼ベータプラズマが求められる。近年の研究で、クーロン衝突を介さない核弾性散乱によって、⽣成粒⼦から燃料イオンへのエネルギー付与率が従来の評価よりも格段に向上することが⽰されており、それに伴って要請条件は緩和されている。また、核融合出⼒に対する荷電粒⼦出⼒が⼤きく、線形加速器の逆過程を利⽤した進⾏波型直接エネルギー変換器（TWDEC）の導⼊で、荷電粒⼦の運動エネルギーを電気エネルギーへ⾼効率に変換できること
で発電プラント効率の向上が期待される。このため、TWDEC の実験検証は重要課題である。また、⾼エネルギー荷電粒⼦の閉じ込めや⾼エネルギー荷電粒⼦によって駆動される不安定性など、今後の検討が必要とされる。

[1] 浅井朋彦ほか、⼩特集「企業による核融合研究の最近の動向」、プラズマ・核融合学会誌 93、18-46 (2017).
[2] 松浦秀明ほか、⼩特集「核燃焼プラズマにおける核弾性散乱とその炉⼼特性への影響」、プラズマ・核融合学
会誌 91、449-478 (2015).
[3] 神前康次ほか、⼩特集「D-3He 核融合とその開発課題」、プラズマ・核融合学会誌 71、469-531 (1995).

核融合から新たなテクノロジーへ
核融合プラズマの研究は次世代のエネルギー開発という意義だけに留まらない。そのなかで培われてきた物理的な理解・概念・⽅法論や⼯学技術は、宇宙機開発や環境技術、先端医療などへの⽔平展開⼒を持っている。“エネルギー“を超えた波及が拡がりつつある。

課題番号 50

岡⽥信⼆（中部⼤学）、⽊野康志（東北⼤学）、他

ミュオン触媒核融合研究の新展開
負ミュオンを⽤いた持続的エネルギー⽣成技術
カテゴリー: A2, A3, B9, B15
⽬指すもの(output)︓- ⾶⾏中ミュオン触媒核融合の実証- ⾼効率なエネルギー回収を可能とするガス循環型ミュオン触媒核融合炉の実現
波及(outcome)︓- クリーンで持続可能エネルギーの⽣成- ⻑寿命核分裂⽣成物(LLFP)低減・資源化

衝撃波発⽣器
衝撃波集中点4 He

μ- + Tミュオン
⼊射μ- + D

T

ミュオン
触媒核融合
n

μD

ピーク
10〜30気圧
超⾳速流域

亜⾳速流域

亜⾳速流域
1気圧

全⻑10m

ミュオン触媒核融合の概念図

負ミュオンとは、電⼦の 200 倍の質量をもつ負電荷の素粒⼦で、⽔素原⼦に静⽌させると電⼦と置き換わり 1/200 の半径を持つコンパクトな中性原⼦を形成する。このため容易に別の⽔素原⼦核に近づき、ミュオン分⼦状態を形成後、核融合反応を起こす。反応後、放出されたミュオンは
再びミュオン分⼦をつくり次々と核融合反応を繰り返すため「ミュオン触媒核融合」と呼ばれている。脱炭素社会に向けた持続可能エネルギー⽣成技術としての可能性だけでなく、核融合中性⼦を⽤いた⻑寿命核分裂⽣成物(LLFP)の低減・資源化への応⽤技術としても注⽬されている。
---------------------ミュオン触媒核融合(μCF)は、負ミュオンがトリチウムと「ミュオン原⼦︓tµ」を⽣成後、D2 分
⼦中の重陽⼦と「ミュオン分⼦︓dtµ」を形成し、分⼦内にて dtμ → 4He + n + μ +17.6 MeVを起こすことで実現する(Vesman 機構）。ミュオンの寿命は~10-6 秒と短いため、1 ミュオン当たりに可能な核融合サイクル数が重要であるが、これを律速するのが分⼦形成に要する反応速度(~10-8 秒)であり、核融合で得られるエネルギーはミュオン⽣成の実効的エネルギーの半分程度であった。最近、少数多体系の理論的研究の進展により、速いパス(~10-11 秒)でミュオン分⼦
共鳴状態 dtμ*(dμ + t 閾値より 2 keV 上の準安定状態)が形成され、その解離過程から 1 keV程度の運動エネルギーをもつ tμ または dμ 原⼦を⽣成できることが分かってきた。これらのミ
ュオン原⼦を利⽤すると、従来の μCF 過程に加え、これとは全く異なった機構による(律速過程の分⼦形成を経由しない)「⾶⾏中ミュオン触媒核融合(In Flight μCF; IFμCF)」も可能になる。
上図は、D2/T2 混合気体中に IFμCF 反応場としてのマッハ衝撃波⼲渉領域を⽣成するガス循環型のミュオン標的のデザインで、⾼効率なエネルギー回収を可能とする。現在、この新たなμCF 過程の実証実験や、μCF より得られるエネルギーや中性⼦利⽤に関する⼯学的⾒地からの検討が精⼒的に進められており、μCF 研究は今、新たな局⾯を迎えている。

[1] N. Nagamine and M. Kamimura, Muon Catalyzed Fusion: Interplay Between Nuclear and Atomic
Physics, Adv. Nucl. Phys. 24 (1998) 151. (doi : 10.1007/0-306-47073-X_3)[2] KEK HP (ミュオン触媒核融合): https://www2.kek.jp/imss/msl/muon-tour/fusion.html[3] A. Iiyoshi et al., Muon catalyzed fusion, present and future, AIP Conference Proceedings 2179 (2019)
020010. (doi : 10.1063/1.5135483)

課題番号 51

⼩林真(核融合科学研究所)

核融合炉が拓く応⽤技術
核融合炉の宇宙・中性⼦源応⽤カテゴリー︓A2, A3, B15
⽬指すもの(output)︓- 核融合エネルギーによる宇宙開発・先進医療等への貢献
波及(outcome)︓- 核融合炉を基盤とした社会システムの構築

矢沢サイエンスオフィス提供

核融合エネルギーによる宇宙推進

核融合エネルギーは⼤出⼒のベースロード電源となるだけでなく、その膨⼤なエネルギーをロケットや衛星の推進⼒に変換することで宇宙開発に利⽤することが検討されている。また、核融合炉で⼤量に発⽣する⾼いエネルギーを有した中性⼦を活⽤し、先進放射線治療、放射性医薬品
製造、原⼦炉で問題となる⻑半減期核廃棄物の減容化など、豊かな社会発展に⼤きく貢献することが可能である。核融合炉の⼩型化・効率化によりさらに広く積極的な利⽤が可能となるため、核融合反応の維持と両⽴できる炉設計研究が急がれる。
---------------------核融合エネルギーは化学反応や原⼦核反応などと⽐べて単位質量当たりの発⽣エネルギー量が⾮常に⼤きい。このエネルギーにより低燃費で⼤推進⼒を得て、宇宙開発へ貢献することが期待される。核融合エネルギーを使⽤することで、例えば、既存技術では数年を要する地球から⽕星への⾶⾏時間を数カ⽉に短縮でき、宇宙線による被ばくの低減が可能であることから、有⼈宇宙探査においては核融合エネルギーの利⽤は必須と考えられている[1]。
核融合炉では核融合プラズマ内で⾼速中性⼦が発⽣し、この中性⼦を炉壁で受け⽌め、その運動エネルギーを利⽤して発電を⾏う。そのため、核融合炉では外部からアクセスのし易い炉壁付
近において、原⼦炉や加速器中性⼦源と⽐べて圧倒的に⾼い中性⼦束が得られるため、中性⼦を積極的に利⽤した応⽤が展開できると考えられる。例えばホウ素中性⼦捕捉療法では⾼い中性⼦
束により短期間でのがん治療が可能となる。また、中性⼦の医療分野への有効利⽤には、核変換による放射性医薬品の原材料製造が考えられる。放射性医薬品は特定の臓器に集まる化合物に放射性同位元素を結合させ、放射性同位元素から放出される放射線の分布を画像化することで病気の診断に⽤いるものである。医療の充実により⽇本でも多くの放射性医薬品が利⽤されているが、例えば 99Mo のような放射性同位元素は海外から輸⼊しており、その安定調達には⼤変な努⼒が注がれている。核融合炉で発⽣する⾼エネルギー⾼中性⼦束場により放射性同位元素を効率的に製造することが検討されている[2]。核融合炉を核変換に積極利⽤する応⽤として、原⼦⼒発電所で⽣成した⻑半減期の放射性同位元素の短寿命化が挙げられる。上で説明したとおり、核融合反応で発⽣する中性⼦はそのエネルギーを保ったまま炉壁に到達するため、この⾼エネルギー中性⼦により⻑半減期の放射性同位元素を核変換し、短寿命核種に変換することができる。これにより⻑期間に渡って管理しなければならない放射性廃棄物の⼤幅な減容化が可能と期待される[3]。
そのほかに、核融合炉の⽣成物であるヘリウムやトリチウムは超低温冷媒や原⼦⼒電池などに利⽤できる。いずれの応⽤においても、核融合反応の維持と両⽴できる炉設計研究が急がれる。
[1] 中島秀紀ほか、「新たな宇宙開発を拓く核融合技術 核融合ロケットの開発へ向けて」、プラズマ・核融合学会誌 83 (2007) 264-294.
[2] 太⽥雅之ほか、A-FNS 計画における 99Mo/99mTc 製造の概念検討, ⽇本原⼦⼒学会論⽂誌 (2018)[3] Y. Furudate et al., Construction of minor actinides reduction scenario in Japan utilizing fusion reactors,
Prog. Nucl. Energy, 103 (2018) 28-32.

課題番号 52

高橋俊樹(群馬大学)

核融合中性⼦を使った未来の癌治療
⾰新的静電型プラズマ閉じ込め⽅式による⼩型中性⼦源開発
カテゴリー: A2, A3, B15
⽬指すもの(output)︓- 中性⼦源の⼩型化・⾼強度化
波及(outcome)︓- ホウ素中性⼦捕捉療法への応⽤

⼩型中性⼦源を⽤いた BNCT の概念図
（参考⽂献[2]の図を⼀部変更して作成）

中性⼦は物性の基礎研究から材料内部構造イメージングなどの産業利⽤などに幅広く利⽤されている。中性⼦源としては原⼦炉や 252Cf 等の放射性物質が従来使⽤されてきたが、近年は⼩型加速器をベースとした中性⼦源開発が進捗している。ここでは、数 MeV のオーダーまで加速した陽⼦や重陽⼦を Li や Be ターゲットへ照射し中性⼦を発⽣する。これに⽐べて D-D 等の核融合反応はより低い⼊⼒エネルギーで中性⼦を発⽣するので、中性⼦源の⼩型化に活⽤できる。⼩型化・⾼強度化の実現で、先進ガン治療であるホウ素中性⼦捕捉療法（BNCT）を地域医療に展開できる。
---------------------中性⼦は物性研究や産業応⽤など幅広い領域に利⽤されているが、近年、先進ガン治療のホウ素
中性⼦捕捉療法（Boron Neutron Capture Therapy: BNCT）の応⽤にも期待されている。BNCT
は、ホウ素を含む薬剤を腫瘍細胞にのみ選択的に取り込ませ、熱または熱外中性⼦を照射、10B(n,α)7Li の⾼エネルギー荷電粒⼦で腫瘍細胞を破壊するガン治療法である。BNCT に利⽤する中性⼦
源として従来は原⼦炉が利⽤されてきたが、現在では加速器を⽤いた中性⼦源の研究が進捗している。ここでは、陽⼦や重陽⼦を数 MeV のオーダーまで加速し、Li や Be ターゲットへ照射することで中性⼦を発⽣しているが、D-D や D-T 等の核融合反応を利⽤することで更なる⼩型化を⾒込める。また、閉じ込めプラズマ中の核融合による中性⼦源は、体積効果に伴う発⽣数の増⼤を期待できる。地雷探査への応⽤も期待されている慣性静電閉じ込め（IEC）はその⼀つである。IECや同軸円筒電極を⽤いた中性⼦源は、企業でも開発され製品化されている。これらに加えて、直線磁場で安定化した静電閉じ込め重⽔素ビームプラズマによる BNCT 中性⼦源の提案もある。治療には 109/(cm２秒)の中性⼦束が必要とされているため、⽬標の中性⼦発⽣数への到達を⽬指して開発が進められている。

[1] 吉川潔ほか、解説「慣性静電閉じ込め核融合研究の現状」、プラズマ・核融合学会誌 83、795-811 (2007).
[2] 櫻井良憲ほか、解説「中性⼦を⽤いた次世代型がん放射線治療︓ホウ素中性⼦捕捉療法(BNCT) 原⼦炉から⼩型加速器へ」、⽇本原⼦⼒学会誌 61、469-473 (2019).

付録︓Fusion Plasma Working Group 活動履歴
FPWGの活動履歴を以下に⽰す。なお、会合資料や録画データはhttps://www-col.nifs.ac.jp/info/Fusion2030/fpwg.html
において公開している。
2020 年 10 ⽉

7⽇

第 1 回 FPWG 会合

16:30 - 18:00

2020 年 10 ⽉ 14 ⽇

第 2 回 FPWG 会合

9:15 – 10:30

2020 年 10 ⽉ 21 ⽇

第 3 回 FPWG 会合

9:15 – 10:30

2020 年 10 ⽉ 28 ⽇

第 4 回 FPWG 会合

9:15 – 10:30

2020 年 11 ⽉

5⽇

第 5 回 FPWG 会合

9:15 – 10:30

2020 年 11 ⽉ 11 ⽇

第 6 回 FPWG 会合

9:15 – 10:30

2020 年 11 ⽉ 18 ⽇

第 7 回 FPWG 会合

9:15 – 10:30

2020 年 11 ⽉ 25 ⽇

第 8 回 FPWG 会合

9:15 – 10:30

2020 年 12 ⽉

プラズマ・核融合学会 第 37 回年会 シンポジウム

2⽇2020 年 12 ⽉ 10 ⽇

第 9 回 FPWG 会合

9:15 – 10:30

2020 年 12 ⽉ 23 ⽇

第 10 回 FPWG 会合

9:15 – 10:30

2021 年1 ⽉ 13 ⽇

第 11 回 FPWG 会合

9:15 – 10:30

2021 年1 ⽉ 27 ⽇

第 12 回 FPWG 会合

9:15 – 10:30

2021 年2 ⽉ 17 ⽇

第 13 回 FPWG 会合

9:15 – 10:30

2021 年

3⽉

3⽇

第 14 回 FPWG 会合

9:15 – 10:30

2021 年3 ⽉ 10 ⽇

第 15 回 FPWG 会合

9:15 – 10:30

2021 年3 ⽉ 17 ⽇

第 1 回レビュアー会合 13:30 – 15:00

2021 年3 ⽉ 24 ⽇

第 16 回 FPWG 会合

9:15 – 10:30

2021 年4 ⽉ 14 ⽇

第 17 回 FPWG 会合

9:15 – 10:30

2021 年4 ⽉ 22 ⽇「核融合プラズマのサイエンスとその拡がり」を
プラズマ・核融合コミュニティへ公開・意⾒照会

2021 年4 ⽉ 28 ⽇

第 18 回 FPWG 会合

9:15 – 10:30

2021 年5 ⽉ 13 ⽇

第 19 回 FPWG 会合

9:15 – 10:30

2021 年

8 ⽉ 18 ⽇「核融合プラズマのサイエンスとその拡がり」を公開
FPWG 活動終了・解散