SVI-2	 ITERのダイバータ戦略について	 Divertor Strategy in ITER	 
鎌田	  裕	 
Yutaka Kamada	 	 
日本原子力開発機構	 
Japan Atomic Energy Agency	 	  ITER におけるトリチウム・重水素を用いる燃焼実モノブロックの開発に必要な R&D が欧州及び日本で

験では、真空容器内のトリチウムの蓄積を許容値以開始され、その初期結果は良好であった。STAC は、下に抑えるために、ストライク点に近いダイバータ

国際トカマク物理活動（ITPA）による分析や各極の板もタングステン材とする「フルタングステン・ダ

R&D を総合して、2013 年後半に評価に基づく勧告をイバータ」を採用することとなっている。その前提行うこととした。	 の上で、ITER における初期ダイバータ板の材料を、	  	  ITPA は、この要請を受け、2013 年前半までに両「オプション１（当初案）：炭素材(CFC)で実験を開ダイバータの評価を総合的に行なうこととし、全７始して重水素実験時からタングステン(W)材とする」

専門グループ毎に所掌研究領域の観点から評価結果

か、「オプション２（ITER 機構からの提案）：初期ダを纏めた。この間、欧州の JET 装置で実施しているイバータからタングステン材とし、かつ	 DT 運転まW ダイバータの実験で、期待通りに水素同位体の吸でのダイバータ交換回数を減らして１回とする」か蔵量が炭素ダイバータに比べて１桁以上低いこと、について、議論が行なわれてきた（図１）。この判断

また、ディスラプション後の状況も含めてプラズマに関して、ITER 科学技術諮問委員会(STAC)は、本年着火とプラズマ電流立ち上げが改善されること等が10 月の会合において、初期ダイバータをタングステ分ってきた。しかしながら、プラズマのエネルギーンとするオプション２を取ることを、必要な R&D の閉じ込め性能が１~２割程度低下すること、ITER で実施とともに ITER 理事会に勧告した。本報告では、の定格プラズマ電流 15MA でのディスラプションでこの判断に至るまでの議論の概略を紹介し、今後重は、ディスラプションの緩和が出来ない場合、W ダ点的に実施すべき研究課題を述べる。	 	 

イバータの表面が溶融する懸念が大きいこと等が課題として挙げられた。以下に、ITPA の評価の概要を評価項目毎に記す。	 	 
＜プラズマの閉じ込め・輸送＞：	 H モード遷移しきい加熱パワーに関しては、W ダイバータは炭素ダイバータと同程度か若干低く、有利である。高 Z 不純物の蓄積低減に有効な運転手法は、中心局所加熱の最大化、ELM 周期の制御による不純物侵入の抑制、重水素パフや不純物印加によるエロージョンの抑制	 
図１ITERのダイバータ戦略オプション。下段のオプション2で進むことが想定される。	 	 

であり、ITER でこれを複合することで高 Z 不純物の蓄積を低減できると考えられる。この観点から、早期に ECH を準備することを推奨する。炭素ダイバー	  ITER 理事会からの要請による STAC での詳細な評

タと比較して W ダイバータで明らかに失うのは、低価は、2012 年の春に開始された。Alcator	 C-Mod（米）、密度／低リサイクリングシナリオである。ただし、

ASDEX-U（独）、JET（欧）の各装置でのタングステン

Q=10 の高ガスパフ／ペレット入射による低ダイバ(W)ダイバータに関する実験結果が明らかとなり、利ータ熱流／グリンワルド密度近傍放電では、元来大点と欠点の評価が可能となってきていた。また、Wきな差は生じない。He 運転時に、軽水素ペレットによる ELM 周期制御を行なう場合、He プラズマではな期間」を長く取る必要がある。両オプションともくなり、H モード遷移しきい加熱パワーが上昇する

ITER の Q=10 を達成できると考えられるが、W ダイバ問題が発生する。	 

ータで開始の方がリスクは高まる。そのリスク低減＜MHD 安定性＞：	 タングステンで開始することに関のために、加熱パワーの早期増強、ディスラプショして、MHD 安定性の観点からは、特段のショースト

ン＆ELM 緩和手法の早期確立、十分な視野を確保しッパーは無い。JET の実験でも、ディスラプションた計測による信頼性の高い第一壁保護機能の早期確頻度が上がることは無い。ただし、高 Z 不純物の蓄立、デタッチダイバータ制御手法の早期確立、適切積が増える可能性が高まるのは事実である。初期のなダイバータスペア機器の準備	  が必要である。	 

低プラズマ電流時点から、適切なディスラプション	 緩和システムが構築されていなければならない。プ	  2013 年 5 月、STAC は、上記の ITPA の評価に合意

ラズマ中心部への高 Z 不純物の蓄積を抑制するためした。即ち、ITER の初期ダイバータを全タングステに、中心加熱(ECH、ICRH)を準備しなければならない。

ンとすることに関して明確な show-stopper は無い

中心部でのタングステン量を測定する計測が不可欠。

ことが示されるとともに、その利点や懸念、R&D のタングステンの発生を抑えるための ELM 制御手法が必要性が明示された。	 

確立されていなければならない。	 	  上記を踏まえつつ、2013 年 10 月、STAC は、ITER<ダイバータ熱流束、材料	 >：ダイバータ熱流束に関機構によるタングステンダイバータの最終設計レビ

して、H/He フェーズでの主要なリスクは、「習熟期」

ューの完結、日欧露によるタングステンプロトタイにおける緩和されていない過渡現象（特にディスラプモジュール試験の進展、及び JET におけるタングプション）である。加えて、炭素よりも許容熱流がステン表面溶融実験の良好な結果（プラズマへの大小さな W ダイバータでは、He 運転時の ELM も問題ときな影響はない）を留意した。一方、直線装置によなる。従って、ELM 緩和に関する条件は、W ダイバーる最近の実験で明らかとなったヘリウム運転時のタタでは一層厳しくなる。定常熱負荷に関しては、高ングステンダイバータの潜在的リスク（表面変質に加熱パワー時にはデタッチ状態としていなければなよって溶融やダスト発生等が増長される）を含むタらない。炭素材の場合は C が放射源となるのでこれングステンの課題や、JET の実験で観測された溶融を行ない易いが、W ダイバータでは不純物注入を行層の運動を説明できるようにモデリングを改善すべなう必要がある。ただし、最終的に W ダイバータをきであること等も留意した。以上から、STAC は、ダ行なうので、制御の確立を早期に行なうことができイバータの選択に必要な科学技術基盤が ITER の初る。ダイバータのダメージ発生について、W（溶融）期ダイバータを決定できるレベルに達したと判断し、の方が炭素（エロージョン）よりもリスクは大きい。

ITER 機構からの「ITER の初期ダイバータをタングスW ダイバータを選択する場合、過渡現象の緩和法とテンダイバータとする基本計画」の提案を ITER 理事

デタッチ状態の制御法は早期に確立していなければ会が採択することを勧告した。ただし、この戦略をならない。材料の課題について、W に関しては、表十分に確固たるものにするために、i)	 ITER 機構が面の変質が最大の研究課題である（H/D/T 衝突によ研究コミュニティと協力しつつ継続して W ダイバーるブリスタリング、He バブル・He 衝突での表明変質、タの科学技術に関する R&D（特にヘリウムに曝され材料混合（特に、W と比べて融点の低い Be-W 合金のた際の変質や溶融層運動のモデリング）を早期に実発生）、ELM 等の繰り返し熱衝撃によるダメージ（亀施すること、ii)	 真空内機器の保護に必要な計測や裂や溶融））。	 	 

その他のシステムが、特に非放射化期間の各々の実＜統合運転シナリオ＞：DT に備えるという観点では、験期の開始時までに機能試験を終えて準備されていこれを早期に開始できる利点があるので、総合的にることを勧告した。STAC はまた、ITER 機構が、真空は W ダイバータで開始することが有利である。W ダ

容器内機器の損傷を回避するための運転手法や信頼イバータでスタートする場合は、初期運転領域が制性の高いディスラプションの検出・緩和手段を開発限されること、溶融等が発生した場合の修復時間がすることに十分な期間を与えるように ITER の研究必要となること等を考えると、CFC に比べて「習熟計画を改訂することを勧告した。