資料5

核融合科学研究所における学術研究の現状～定常ヘリカル型核融合炉の実現へ向けて～

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
竹入康彦

核融合科学技術委員会(第10回)
平成29年4月12日

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核融合科学研究所における研究計画
大規模電力供給が可能なエネルギー源として、燃料資源が無尽蔵で、二酸化炭素を排出せず、安全性が高い核融合発電の早期実現を目指した学術研究を推進

定常ヘリカル型核融合炉に必要な理学・工学にかかる学理を探求し、その体系化を図る
核融合科学研究所の目標・計画
・将来の核融合による大規模電力供給の実用化を目指し、大型ヘリカル装置計画
数値実験炉研究
核融合工学研究を３つの柱として、核融合炉に必要な理学・工学を探求し、学術研究として体系化を図り、３０年後の核融合炉の実現を目指す
・大学共同利用機関として、また、核融合研究の中枢機関として、大学等との共同研究を中心に、人材育成・教育を牽引する

３つの研究プロジェクトにより推進
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大型ヘリカル装置計画、数値実験炉研究、核融合工学研究を柱とした研究推進
核融合炉に必要な理学・工学にかかる学術研究の体系化

ITER・BAへの寄与

数値実験炉研究大型ヘリカル装置計画
超高性能化

核融合炉の実現

核融合に関連する広範な工学分野の学術研究推進

数値実験炉
研究

基盤的理論・シミュレーション
研究

核融合理論・シミュレーション研究

核融合工学研究

工学基盤
工学実証

核融合炉の設計

プラズマ物理をはじめとする関連基盤研究の推進と基盤の確立

社会の理解

他分野との連携研究
新分野創成
例えば、材料科学、天文学、医療・生命科学との連携研究

応用研究の推進
社会へ還元

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共同利用・共同研究により核融合研究を推進
３つの異なる形式により幅広く共同研究を展開
一般

双方向型

大型ﾍﾘｶﾙ装置計画

核融合研

核融合研

核融合研

大学

大学

大学

大学
大学

筑波大
センター

大阪大
センター

九州大センター

富山大
センター

大学
大学

核融合コミュニティ
大学

大学
大学

大学

大学

大学

大学

大学

大学

大学

大学

大学

大学
大学

大学

• 全国の大学研究者が核融合研の研究者と、核融合研が所有する様々な装置や計算機を用いて行う、核融合のみならずプラズマの基礎から応用まで広範囲な課題を対象とした単年度・共同研究（研究会の開催を含む）• ネットワーク型を開始• 機器の貸し出し制度の整備（383件）

大学

大学
大学

大学

京都大センター

大型ﾍﾘｶﾙ装置（ＬＨＤ）

大学

核融合コミュニティ

大学• 大学附置研・センターの特長ある装置を核融合研の共同研究装置と位置づけて核融合炉実現に向けた重要課題を分担し、核融合研の研究者のみならず、全国の大学研究者が参加して推進する共同研究（109件）

核融合コミュニティ
• 核融合研の主装置である大型ヘリカル装置（ＬＨＤ）への適用を目指した萌芽的研究を、先ずアイデアを持っている大学において行う共同研究 （複数年度計画を認める）• 本研究が進んだ後のＬＨＤを用いた研究は、原則として一般共同研究で実施（34件）

多様化する大学やコミュニティのニーズを的確に反映
大学の研究、活性化に大きく寄与

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大型ヘリカル装置（LHD）による核融合科学研究の推進－核融合炉の早期実現へ向けた学術研究－
我が国独自のアイデアに基づく大型ヘリカル装置（ＬＨＤ）は、世界最高の定常プラズ
マ運転性能
超伝導ヘリカルコイルが作る閉じ込め磁場により、超高温プラズマを定常に保持・ 重水素ガスを用いた実験の計画
・ プラズマ加熱能力の増力により、最高性能化計画を推進
プラズマ真空容器内部
核融合炉を見通せるイオン温度
１億2,000万度以上のプラズマ等、世界の他の実験では難しい、安定した定常プラズマの実現へ
これらの超高性能プラズマを対象とした学理の探究と体系化
定常運転装置として世界のトップの地位を維持

強みを生かして、世界の研究を牽引
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大型ヘリカル装置（ＬＨＤ）
・ 超伝導コイルの作り出す磁場のカゴにより、容器の壁に触れないよう、高温プラズマを真空中に保持・ イオン温度 9,400万度を水素プラズマで達成

・世界最大の超伝導核融合プラズマ実験装置
装置の高さ：約９ｍ
装置の直径：約１３ｍ
装置の重量：約１５００トン
・１９９８年３月実験開始

プラズマ真空容器内部

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ＬＨＤのプラズマ性能の進展：目標の８合目まで到達
プラズマ性能大型ﾍﾘｶﾙ装置
達成値

大型ﾍﾘｶﾙ装置
最終目標値

イオン温度

9,400万度（密度 10兆個/cc）

1億2,000万度（密度 20兆個/cc）

電子温度

2億3,000万度（密度 2兆個/cc）
1億2,000万度（密度 16兆個/cc）

1億2,000万度（密度 20兆個/cc）

密度ベータ値（プラズマ圧力/磁場圧力）
定常運転1,200兆個/cc(温度 300万度)
5.1%(磁場 0.425T)
4.1%(磁場 1T)
54分 (500 kW)
48分 (1200 kW)

核融合炉
設計条件の目安

1億2,000万度以上
100兆個/cc以上
閉じ込め1秒以上

400兆個/cc（温度 1,500万度）
5%（磁場 1-2T）

5%以上（磁場 5T以上）

1時間（3 MW）

定常（1年）

ブレークスルーとなるプラズマ物理の革新的発見と体系的理解
・不純物の自動排出機構
・不安定性の自己安定化
・良好な粒子閉じ込めと高い安定性の両立・核融合条件の10倍以上となる超高密度プ
ラズマ、等
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～大型ヘリカル装置は目標に向かって新たなステージへ～

ＬＨＤ重水素実験（Ｈ２９～Ｈ３７）の目的と意義
重水素実験により核融合炉へつながる世界最先端となる成果が期待される○同位体効果をはじめとする閉じ込め物理の研究
トカマク装置の重水素放電で広く観測されている閉じ込め改善等に関する学術研究をヘリカル装置で行う
未解明な物理機構を、閉じ込め方式の異なるＬＨＤで学術的に解明
プラズマ物理学および核融合炉設計に重要な価値

トカマク(JT-60U)の実験結果

プラズマの圧力○閉じ込め改善によるヘリカルプラズマの最高性能化の実現
核融合炉実現を見通せる高性能プラズマの研究が可能に
 新たな研究領域の開拓や実験の多様性を拡大する
 核融合炉設計につながるデータベースの蓄積と学術基盤の構築

重水素

加熱電力

○定常プラズマ装置ＬＨＤの重水素実験により新たに可能となる核融合炉実現へ向けた研究 ヘリカル系における高エネルギーイオンの閉じ込め実証と燃焼プラズマへの展望
 長パルス放電による炉材料内における水素同位体挙動の研究

燃焼プラズマ実験を十分な確度で予測できるモデルの構築

世界的なインパクトを持つ、先駆的研究を展開

独W7-X（超伝導ヘリカル装置）、仏WEST（超伝導トカマク装置）の追随を許さないために、研究の早期展開が必要
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ＬＨＤ重水素実験を開始
平成２９年３月７日、重水素プラズマを初点火
重水素ファーストプラズマをECHにより1秒間生成・温度：1,200万度（イオン）、7,000万度（電子）・密度：19兆個/cc (1.9x1013/cc)
・中性子発生量：650億個 (6.5x1010)
引き続き３月は、実験で発生する中性子の計測による実験室の遮蔽性能の確認のための調整運転として、NBIによる加熱実験も行い、放射線障害防止法に基づく「施設検査合格証」が交付（３月２９日）

146名の来賓、所員約300名が出席した点火式
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磁場閉じ込め核融合発電の実現を目指して核融合発電炉の早期実現のカギ
二大課題 ＝ 核融合燃焼（重水素と三重水素の核融合）と定常運転① 核融合燃焼の実証・制御

 国際熱核融合実験炉（ITER、国際協力）② 定常運転 （発電に必須）

LHD（核融合研)とJT-60SA（量研機構）を同時進行

プラズマの閉じ込め： 磁力線を環状に回し、かつねじる  2通り電磁石をねじる：ヘリカル方式（LHD）

プラズマ中の大電流：トカマク方式（ITER、JT-60SA）

本質的に１年でも定常運転が可能

短時間運転 高性能プラズマを生成

課題：点火を見込めるプラズマの高性能化⇒ イオン温度1億2,000万度（LHD）

課題：定常運転
プラズマ中の電流の高効率駆動

本質的に定常運転が可能なＬＨＤで重水素実験を行ってプラズマを高性能化し、ヘリカル方式の核融合炉設計への見通しを得る
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核融合炉実現への道（核融合プラズマ性能指標）
核融合三重積＝イオン温度×密度×閉じ込め時間
核融合炉（トカマク）

トカマク
ヘリカル（ヘリカル）

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2010 20122015

大型ヘリカル装置

2022

2017

先端基礎学術研究

最高性能化

連携

核融合工学研究プロジェクト

大学等との共同研究と人材育成

炉設計の段階的高度化
概念設計
基本設計
工学基盤の構築

実機能・実規模・実環境・工学実証研究

核融合作業部会の指摘に基づく工学基盤構築の実施(1)低放射化材料研究(2)大型高磁場超伝導マグネット研究(3)高熱流プラズマ対向壁研究(4)長寿命液体
ブランケット研究(5)微量トリチウム管理技術研究寄与

超高熱負荷対向壁の製作と核融合模擬条件での実証研
究核融合炉の工学設計

100 kA級導体開発とヘリカル巻線の試作
核融合炉
ブランケットの試作と核融合模擬条件での実証研究
微量トリチウムの分離・回収装置の実証研究

ITER / BA活動 ： 原型炉R&D、原型炉設計、 JT-60SA、IFMIF/EVEDA

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革新的エネルギー循環工学研究設備と共同利用
世界最大級の大型実験設備による核融合工学基盤の構築
NIFSを中核とした大学とのネットワークにより推進（１）大型高磁場超伝導マグネット研究（３）高熱流プラズマ対向壁研究温度可変低温設備（4.2 ～50 K）
高温超伝導の研究にも対応
大口径高磁場導体試験装置
直径70 cmの大試験空間、
強磁場13テスラ(世界最大)（２）長寿命液体ブランケット研究
熱・物質流動ループ装置（Oroshhi‐2）
世界唯一のツインループ装置

ＬＨＤ照射試験装置

超高熱負荷試
験装置（ACT2）
電子銃

平成24年度特別経費及び補正予算
エネルギー循環工学の研究拠点形成を加速

真空容器

イオンビーム解析装置（４）低放射化構造材料研究
透過型電子顕微鏡（TEM）
超高真空クリープ試験装置（全７台）

FLiNaKループ

3テスラ
超伝導電磁石
LiPbループ集束イオンビーム/電子ビーム加工観察装置（FIB‐SEM）

高温静水圧焼結接合試験システム（HIP）

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最近の研究成果（１）
大口径高磁場導体試験装置による核融合炉へ適用可能な大電流
超伝導導体の特性試験

液体金属トリチウ
ム増殖材の強磁場下の圧力損失の評価と解析

熱・物質流動ループ装置
オロシ2を用い、強磁場下で二重屈曲管（U字管相当）を流れる液体金属
LiPbのMHD圧力損失が流量に比例することを世界で初めて実証。（京大との共同研究）

均一垂直磁場領域（同目的では （745mmφ）
3T超伝導マグネット世界最強）B⊥
LiPb流れMHD圧力損失v

流量

屈曲管流路

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ダイバータ試験体の製作と熱負荷試験
先進的ろう付接合法により，高い除熱性能を有す
るダイバータ試験体の開発に成功

ヘリカル炉設計：
安定な運転領域の同定
先進的なダイバータ概念の開拓

LHDで達成済みの運転領域を炉条件に外挿、閉じ込め改善・配位最適化でさらに高利得 （Q>10)も実現可能

中心電子密度 [1020m-3]

最近の研究成果（２）プラズマ中心温度 [keV]

液体金属シャワーダイバータ REVOLVER-D・ 溶融スズ噴流のシャワーをエルゴディック層にリミタ兼ダイバータとして挿入
・ 噴流には内部抵抗（チェーン）を入れて安定化、液滴化防止
・ 耐熱負荷特性に優れ、保守も容易

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数値実験炉研究プロジェクト
仮想現実空間にヘリカル炉を創造：物理・工学性能、経済性の最適化を図る
炉心プラズマからプラズマ対向壁までの３次元大規
模シミュレーション

スーパーコンピュータ
Plasma simulator
315TF (2012)
2.6PF (2015)

マルチスケール、複合物理、多階層モデルの構築を通じて、予測性の向上
入力条件
熱・粒子
供給

出力

熱・粒子
制御

熱・粒子

α粒子発生

中性子

磁場構造

全装置サイズでのプラズマのふるまいの予測

基盤的理論・
シミュレーション

大型ヘリカル装置
最高性能化
データベースによる検証・指針
核融合工学：
構造解析
材料開発
ヘリカル型核融合炉
設計：
技術的・経済的・環境的成立性 /安全性・効率の評価
条件変更

モジュール結合された統合輸送コード体系

フィードバック
定常・高密度・高ベータ性能を有する無電流炉心プラズマと炉構造を含めた核融合炉全体の最適化

数値
実験炉 → ヘリカル型核融合炉16/21

数値実験炉研究プロジェクト
数値実験炉構築に向けたシミュレーションコードの開発・高精度化と核融合プラズマの物理機構解明・体系化（理論検証・実験検証）
高エネルギー粒子(MEGA)

乱流輸送(GKV‐X)

3次元平衡(HINT2)

電磁波伝搬(ECH)

統合輸送コード(TASK3D)非線形MHD(MINOS)

周辺プラズマ輸送(EMC3‐EIRENE)

VR可視化(CompleXcope)

新古典輸送(FORTEC‐3D)

プラズマ壁相互作用(MC‐MD)

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数値実験炉研究プロジェクト
最近の成果（１）
乱流輸送に対する同位体効果の発見
同位体効果と衝突による捕捉電子不安定性(TEM)の安定化とゾーナルフロー生成の増大が、重水素プラズマにおける乱流輸送の低減をもたらす。
Fluctuations in H-plasma

Fluctuations in D-plasma

高エネルギー粒子によるプラズマ振動発生の物理機構の解明
LHDの高エネルギー粒子により駆動された振動現象の周波数の時間発展および周波数が半分となる振動の励起が再現された。

実験での振動周波数の時間発展

120100

乱流熱輸送

D80]

シミュレーション結
果60[H40

Turbulent heat flux

20
G616A1 log 10Amp
080

時間

To appear in Phys. Rev. Lett. (2017)時間

IAEA-FEC (2016)18/21

数値実験炉研究プロジェクト
最近の成果（２）
FFHR-d1におけるブートストラップ電流分布の予測

統合輸送コード開発の進展

ローカルおよびグローバルシミュレーションコード
(PENTA/FORTEC-3D)によりFFHR-d1におけるMHD平衡と無撞着な信頼性の高いブートストラップ電流分布の計算が実現。

大規模シミュレーションコード(GKV・FORTEC-3D)の入力データ生成や密度・温度時間発展計算等の機能が進展し、FFHR-d1の運転シナリオ検討へ応用される。

FFHR-d1のQ〜10運転シナリオにおけるブートストラップ電流分布

PFR 2017

時間

IAEA-FEC 201619/21

双方向型共同研究 －コミュニティの総力を挙げた共同研究－
核融合コミュニティ
２８機関参加２８研究課題富山大学

100Ciトリチウム取扱いシステム

１５機関参加
１４研究課題Quest

プラズマ対向材における水素同位体の挙動、トリチウムプロセス技術の研究

ＧＡＭＭＡ１０

九州大学

核融合科学研究所

プラズマ電位制御による輸送研究と境界プラズマ模擬によるダイバータ研究

３８機関参加２４研究課題プラズマの定常維持研究（非誘導電流駆動、壁温の能動制御）

１８機関参加２１研究課題人材育成

重点化・効率化

筑波大学

平成22年度より参画

HeliotronJ
大型ヘリカル装置（ＬＨＤ）

京都大学

LFEXレーザー

双方向
磁場分布制御を活用したプラズマ構造形成制御と輸送改善研究

平成28年度現在

大阪大学

LFEXレーザーによる高速点火方式の研究（FIREX計画）

共同利用・共同研究の強化

３１機関参加２２研究課題20/21

ま と め
核融合炉の実現に向けてプロジェクト体制で学術研究を推進
大型ヘリカル装置計画プロジェクト（重水素実験）
数値実験炉研究プロジェクト
核融合工学研究プロジェクト（定常ヘリカル型原型炉設計を含む）の3本柱を中心とした研究を、大学共同利用機関として工学分野を取り込んだ双方向型共同研究などの大学等との連携・共同研究を軸に推進し、定常ヘリカル型核融合炉に必要な理学・工学にかかる学術研究の体系化（→定常環状プラズマ型核融合炉）を進めている。
また、将来の核融合研究・開発を担う人材育成・教育を、双方向型共同研究、総研大等で進められている。
2017年3月7日に重水素実験を開始
ヘリカル型定常核融合炉の実現に向けて今後、研究を更に加速して推進する

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