J. Plasma Fusion Res. Vol.89, No.4 (2013)１
９３‐１９８

研究最前線

若手による核融合炉実用化に向けた技術成熟度評価
A View of Technology Maturity Assessment
to Realize Fusion Reactor by Japanese Young Researchers
笠 田 竜 太１），後 藤 拓 也２），藤 岡 慎 介３），日 渡 良 爾４），大 山 直 幸５），谷 川 博 康５），宮 澤 順 一２），核融合炉実用化若手検討会
1)

KASADA Ryuta, 2)GOTO Takuya, 3)FUJIOKA Shinsuke, 4)HIWATARI Ryoji, 5)OYAMA Naoyuki,
5)

TANIGAWA Hiroyasu, 2)MIYAZAWA Junichi andYoung Scientists Special Interest Group on Fusion Reactor Realization
１）

京都大学エネルギー理工学研究所，２）核融合科学研究所，

３）

大阪大学レーザーエネルギー学研究センター，４）電力中央研究所，５）日本原子力研究開発機構（原稿受付：２０１
３年３月５日）技術成熟度（TRL; Technology Readiness Levels）評価法は，多様なプロジェクトにおける個々の技術の成熟度評価や異なる技術の成熟度の比較をサポートするための系統的な評価法として，様々な分野で活用が進められている，NASA が開発したプロジェクト・マネジメントツールである．これは，新技術開発プロセスを補助し，技術者と管理者を繋げるため，あるいは，科学・技術の進展度の共通理解のためのツールとして用いられている．核融合炉開発の TRL 評価については，米国原型炉設計チーム（ARIES チーム）によって実施された例があるものの，多種多様な技術を含めた TRL に基づく系統的な評価はわが国では行われていない．これまでに，核融合炉若手実用化検討会等における若手有志により，多岐にわたる核融合炉工学技術開発のTRLの評価・分析を実施し議論することを通して，クリティカルな共通課題を異なる分野に跨る研究者間の共有知とするためにも，TRL 評価法が有効であることが確認されている．本報では，TRL 評価法の概要を説明し，本活動によって行われたわが国の核融合炉開発に対する TRL 評価結果を示す．
Keywords:
technology readiness levels, demonstration reactor, fusion reactor, blanket structural materials, tritium system

１．はじめに合炉開発技術統合化に向けた若手検討会」と合同して，第平成２０年度（２００８年度）の核融合エネルギーフォーラム

２回核融合炉実用化若手検討会（核融合要素技術開発の現活動の一環として，社会と核融合クラスターの下に若手研状と課題について議論）を開催した．

究者を主体とした原型炉や発電実証へ向けた検討の場をこれらの検討活動を受け，第８回核融合エネルギー連合作ってほしい，との相談を社会と核融合クラスター世話人

講演会プログラム委員会から，本講演会における若手企画から著者等に受け，「核融合炉実用化若手検討会」開催にの立案を依頼された．そこで，第３回核融合炉実用化若手向けた活動を開始した．若手研究者が個人の立場で参加す検討会において，トカマク方式・ヘリカル方式・レーザーる活動であること，核融合炉実現に必要な課題解決に向け方式・共通課題それぞれにおける原型炉実現に向けた課題て炉心プラズマ研究者と炉工学研究者が互いに協力するこについて議論するとともに，シンポジウム講演「若手研究と，を基本方針として，２００９（平成２１）年２月，第１回核融者が考える２０年で核融合炉を実現する方法」を実施した．

合炉実用化若手検討会を開催した．なお，ここでいう「若このときの講演において NASA が開発した技術成熟度

手」とは，核融合原型炉の実現に現役として関与する気概（TRL; Technology Readiness Levels）評価を核融合炉に適と責任感を持つ世代と定義した．若手検討会における活動用した一例を紹介するとともに，若手研究者の活動とし内容に関する議論において，核融合の早期実用化に向けたて，分野間にまたがる各技術の現状と課題を定量的に理解検討を若手主体で実施したいとの意見が多く出されたたするためのTRL評価を始めることに多くの賛同を得た．そめ，平成２１年度は，第１回原型炉設計プラットフォーム会

こで，第４回核融合炉実用化若手検討会（ITER/BA 連携合（現状の技術を用いて２０３０年代にどのような原型炉なら部会会合「第２回核融合炉開発技術統合化に向けた若手検実現できるかを議論）や，ITER 連携協力会合「第１回核融討会」と合同開催）や第２回原型炉設計プラットフォーム

1)Institute of Advanced Energy, Kyoto University, 2)National Institute for Fusion Science, 3)Institute of Laser Engineering, Osaka University,4)Central Research Institute of Electric Power Industry, 5)Japan Atomic Energy Agency

corresponding author’s email: r-kasada@iae.kyoto-u.ac.jp

１９３!2013 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.89, No.4 April 2013

行することになる．TRL2 は，技術の基本概念や応用が明会合において TRL 評価に関する検討を重ねてきた．
本報では，TRL 評価法の概要の解説と，これまでの若手確化された段階である．TRL3 は，技術のクリティカルな検討会における真摯な議論に基づき，検討会の幹事が中心機能や特徴的な概念の解析的あるいは実験的な検討が行わとなって再分析した TRL 評価結果について一部を報告する．

れた段階である．TRL4 は，要素技術もしくは試作機に対する実験室レベルでの妥当性評価が行われた段階である．

２．TRL 評価法について

TRL5 は，要素技術もしくは試作機に対する模擬環境下で

２．
１ TRL 評価の概要の妥当性評価が行われた段階である．TRL6 は，システム核融合炉システムは多種多様の工学技術が複雑に組み合やサブシステムのモデルもしくは試作機に対する模擬環境わさった統合体であり，関連する学術領域も多岐にわた（地上あるいは宇宙）での実証試験が行われた段階である．

る．長期にわたる研究開発の進展とともに，その全体像とTRL7 は，システムの試作機に対する宇宙環境実証試験が進捗状況を正確に把握することは，個々の専門領域に特化行われた段階である．TRL8 は，実際のシステムが完成し，しがちな研究者（少なくとも我々のような若手研究者や学試験（地上か宇宙）によって「飛行可能」であることが評生の多く）にとって容易であるとは言い難い状況となって価された段階である．最後に，TRL9 は，実際のシステムがきていると考えられる．統合化された複雑システムの実現

飛行可能であることが実地において実証された段階であにおいてボトルネックとなる要素技術を洗い出す場合にもり，実用化に成功したということになる．

同様の困難を有する．また，核融合炉のみならず，複雑NASA の評価例で示されたように，基礎研究段階から技化・大型化する技術開発プロジェクトの進捗度を社会やプ術開発の進展とともに実用化に向けてステップアップしてロジェクト管理者に説明する場合，開発目標の達成か未達いくTRLが，プロジェクトの特質に依存せずに明確に定義という二値的評価，あるいは専門家にしか理解できないよ

されているため，進捗状況を客観的に評価し，ボトルネッ

うな数値による説明になりがちであり，批判的にとらえらクとなる技術を特定することが容易であることがわかる．

れる場合が多い．

今日において，TRL 評価は，新技術開発プロセスを補助今後，原型炉の具体的設計を進める段階に至ることを睨し，技術者と管理者を繋げるツールとして，あるいは科み，多数のプロジェクトを適切にマネジメントするために学・技術の進展度の共通理解のためのツールとして，更には，個々の技術開発の現状を，異なる分野に跨る研究者，はリスクマネジメントの指標としても有用であることが広政府，社会が，合理的かつ定量的に評価し，それぞれにおく認められており，航空宇宙分野のみならず，原子力分野いて意思決定と合意形成するための「みえる化」手法を採［２，３］やエネルギー分野［４］でも活用が拡大している．TRL

用す る こ と は 効 果 的 で あ ろ う．こ の た め に，NASA でによる技術成熟度評価については，参考文献［５］が詳しいは，技術成熟度（TRL）評価法と呼ばれるマネジメント支ので参照されたい．

援法を活用し，多種多様なプロジェクトを進める中で，

２．
２ 核融合炉開発の TRL 評価とその目的

個々の技術の成熟度評価や異なる技術の成熟度の比較を核融合炉開発に対するTRL評価の例として，米国原型炉行っている［１］．NASA における TRL は，技術の実用化に設計チーム（ARIES チーム）の検討結果が，限定的ではあ向けた研究開発段階を９つのレベルに分けたものであり，るが公開されている［６］．ARIES チームによる TRL 評価の図１のようになっている．TRL1 は，TRL の最下層であり，考え方の特徴は，技術項目を大きく３つの機能，すなわち，対象 と な る 技 術の 基 本 原 理 が 提 示 さ れ た 段 階 で あ り，

①経済的な出力管理技術，②魅力的な安全性・環境親和性

TRL1 の達成により基礎科学研究から応用研究・開発へ移を実現する技術，③実用的かつ安定なプラント運転技術，

図１

NASA における TRL 評価法の概要．

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Front Runner

A View of Technology Maturity Assessment to Realize Fusion Reactor by Japanese Young Researchers

R. Kasada et al.に分類して評価していることにある．また，これらの機能ルを合わせるため，レーザー原型炉を TRL6, 7，レーザー実について，保守的概念と先進概念を対象に，それぞれに枝証炉を TRL8, 9 とすることとした．

分かれした小技術項目を設定して検討している．検討の結Break Down された技術項目に対する TRL 評価は，核融果として，保守的概念においても TRL6 を満足する原型炉合炉若手実用化検討会幹事団である著者らによって行われ建設に進むためには，開発や検討が不十分な機能が多く存たが，すべての分野を網羅することは困難であるため，評在し，ITER に加えて CTF（Component Test Facility）の価にあたっては，核融合炉若手実用化検討会の会合での幹ような施設の必要性を指摘している．

事団以外の若手研究者の報告と議論を参考にしている．こ我が国では，トカマク炉型式における技術開発の到達度

れらの検討を通して，自らが携わる技術開発について，核評価結果の概略が示されているが［７］，多種多様な要素技融合炉の実用化という観点から目標（TRL9 の到達点）を術や他の炉型式を含めて TRL に基づく系統的な評価を明確化し，その段階的発展のためのマイルストーンとなる行った例は見られない．大型複雑システムである核融合炉

TRL を設定した．の開発において，解決すべきボトルネック技術要素を容易TRL 評価の手順の概略と重要な注意点をまとめると次に見出し，課題解決に注力するために，多様な概念におけのようになる．

る多様な技術をブレイクダウンした上での TRL 評価を実

１．技術の項目分けを行う．ここでは，技術ロードマッ施することとした．

プ［９］の Work Breakdown Structure（WBS）等を参２．
３ TRL 評価の手順と前提条件考にした．

本活動では，トカマク型，ヘリカル型，レーザー型のそ２．TRL の各段階のクリア条件（数値，装置等）を設定

れぞれの原型炉ミッションの達成に向けた TRL 評価を実する．

施するとともに，これらに共通する炉工学課題や周辺技術

３．現状のTRLを評価し，内外での議論を通して必要に課 題 に つ い て も 検 討 し た．TRL の 設 定 は，NASA［１］，応じて修正する．そして，TRL に加えて，個々の技

GNEP［２］，DOE［４］の例を参考にした．TRL9 の到達が核術が有する核融合炉実用化上の重要性を比較し，リ融合炉技術の実用化（２０５０年に実用化の目途を立てる），スクマネジメントのもとで，実用化においてボトルすなわち原型炉ミッションの達成とした．このように考えネックとなっている技術（Critical Technology Ele-

た場合，TRL は表１のように設定された．

ment）を客観的にあぶりだすことが可能になる．
２．
４ TRL 評価の意義

TRL が，いわゆる Key Performance Parameter（KPP）に依存することはよく知られている［８］．核融合炉設計は出繰り返し強調しておくが，TRL 評価法とは，どの技術が力によって大きく変わることが想定されるため，磁場閉じ顕在的あるいは潜在的に優れているかを評価するものでは込め装置の場合，原型炉における要素開発を許容して，ない．また，目標とする技術の実現の困難さ（Research1 GW 核融合出力（３０万 kW 級電気出力）と３GW 核融合出［１０］や，各レベand Development Degree of Difficulty; RD3）

力（１００万 kW 級電気出力）といったサイズの違う原型炉をル間の技術ギャップの大きさは，個々の技術開発によって想定して TRL 評価を行うことで合意した．なお，原型炉で異なる．あくまでも，技術開発の「現状」を「誰にでもわの開発を許容する場合，ITER 段階が TRL5, 6，原型炉段階かりやすく」そして「客観的に」理解するための「役に立を TRL7 - 9 とする．一方，レーザー核融合の場合，１機あつ」コミュニケーション・ツールとしてTRL評価を捉えるたりの電気出力が２０万 kW 級であっても，それを５台建設べきである．よって現段階では，個々の技術の TRL の厳密することで１００万 kW 級の商業炉が提案できるため，レーな評価に注力するというよりは，その大枠をとらえ，ボトザー実証炉１機当たりの電気出力は２０万 kW 級でもかまわルネック技術を洗い出すことが重要である．

ないとした．また，磁場閉じ込め核融合と TRL の相対レベ

３．共通技術課題に対する TRL 評価結果の例
表１
TRL

本研究で設定した TRL の定義．

各レベルの定義

TRL1 システム概念の構築
TRL2 技術概念の具体化
TRL3 技術開発の活性化
TRL4 要素技術の開発
TRL5 要素技術の完成
TRL6 技術基盤の確立

TRL9 実機プラント運転

付記

ここでは炉形式によらない共通技術課題の TRL 評価結果

磁場閉じ込めの場合
慣性閉じ込めの場合（原型炉での開発許容）
概念検討段階の例を示す（表２）．
原型炉は，炉型式によらず，本格的な原子力施設として概念検討段階運用されることになる．すなわち，軽水炉環境を上回る量要素技術開発段階

要素技術開発段階（炉心物理・核融合点
火実証も含む）の中性子照射を受ける構造材料の健全性や，放射性物質であるトリチウム燃料の大量取り扱いに関する技術課題を解ITER 段階（実験炉）決する必要がある．本節では，これらの炉型式に依らない

原型炉段階

TRL7 プロトタイプ試験運転
TRL8 実機プラント試験

本活動で行った TRL 評価の全容については他所に譲り，原型炉段階

共通技術課題について TRL 評価を行う．
３．
１ 構造材料技術実証炉段階

核融合炉で用いられる機器は多種多様な環境で用いられ中核装置は，点 火 実
中核装置は，ITER（実 証施設（NIF，LMJ，GNEP の定義を踏襲，原型炉，験炉）と原型炉を想定 FIREX 等）
実証炉を想定るため，その機器の形状と構造を保つために十分な力学的健全性を有する材料，すなわち構造材料の種類も多い．こ
こでは原型炉において過酷な使用環境におかれるブラン
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Journal of Plasma and Fusion Research Vol.89, No.4 April 2013

ケット構造材料を中心に TRL 評価結果を示す．

テン材料については，トリチウムインベントリの観点から

現在，研究開発が進められているブランケット構造材料は有望であるとされているが，脆性的な破壊の防止のための中でも低放射化フェライト鋼は，ITER において，ITERの新たな合金や複合材料開発が進められている段階であ-TBM（テストブランケットモジュール）の構造材料としる．よって，原型炉に向けては TRL2 といえる．て用いられる計画となっている．我が国の開発した代表的３．
２ トリチウム関連技術

な低放射化フェライト鋼である F82H 鋼は，固体増殖水冷

ここではトリチウム取扱に関連する重要技術項目に関す却方式での使用を想定して，重要な機能や特徴的な概念のるTRL評価結果を述べる．原型炉で想定されるような規模解析的・実験的検討は済んでおり，TRL3 をクリアしていに匹敵する燃料循環システムは，ITER で初めて運転が行る．ITER-TBM に用いられる構造材料の技術開発や，幅広

われ，問題点の抽出と改善策の提案が行われることとなろいアプローチ活動（BA）において，要素技術の妥当性評価う．原型炉に向けては，トリチウム計量管理技術の実証，の段階にある（TRL4，一部 TRL5）．例えば，基盤的技術と具体的には活性・不活性インベントリの予測・実測技術のして，原型炉クラスに対応するような鋼材の大量製造技術開発が必要である．トリチウム安全系についても，ITER開発の検討は進んでいる（TRL5）が，ブランケットシステにおける知見が活かされることになろう．

ムに依存する項目，例えば，冷却材（高温高圧水等）の影

真空排気系については，ITER において大規模な真空排響に つ い て の 評 価 は 十 分 に 進 ん で い な い（TRL4）．今気システムが使用されるため，TRL5 をクリアし，現在後，ITER-TBM によって，構造材料を含めたシステム全体TRL6 の段階にあると考えられる．ただし，ITER で用いらの模擬環境試験が実施されるものの，原型炉で想定されるれるクライオポンプは，原型炉で想定される長期連続運転中性子照射量には遠く及ばない．重照射環境下における要に用いることは困難であるという指摘があり，この場合，

素技術（例えば試験構造材の健全性，TRL5）やシステム研

原型炉用の連続運転に適した新技術の提案（TRL1）が求究（TRL6,7）は実施されておらず，これらを原型炉の研究められる．

項目として先送りするのは高リスクであると考えられる．

増殖ブランケットからのトリチウム回収については，ブバナジウム合金については，166 kg の溶解が行われ，大ランケット様式に依存する技術課題である．我が国で開発規模製造に向けた基盤の整備に着手するとともに，液体 Liされている固体増殖水冷却方式のブランケットについて増殖冷却コンセプト等での具体的な使用方法の概念が提示は，技術実証が進められ，ITER-TBM における試験が計画されており，TRL2 の段階をクリアしたと考えられる．

されており，TRL3，4 の段階にあると考えられる．液体金

SiC/SiC 複合材料については，構造材料内側に配置して属あるいは溶融塩を用いるブランケットについては，いく耐熱性や耐環境性を付与するようなインサート材として用つかの概念の提案と実験室規模での研究が進められているいる方法であれば，TRL3 をクリアしつつあると考えられ段階であり，TRL2 である．

る．一方，構造材料全体を同材料で用いるためには，脆性初期装荷トリチウムに関連する技術については，ITER材料（あるいは擬延性材料）を用いた構造設計に関する新ではカナダの重水炉（CANDU）から購入して用いられるしいコンセプトを示す必要があり，TRL2 の段階であるとが，原型炉において調達可能であるとは限らないことを考考えられる．

慮すべきである．原型炉の DT 運転に先駆けて，DD 運転をダイバータは，磁場閉じ込め方式のみで用いられる機器行い，そこから発生する DD 中性子を用いたトリチウム増であるが，ブランケット第一壁技術とも関連するため，参殖による初期装荷トリチウムの炉内製造というシナリオ考のために TRL 評価を行った．ITER で用いられるダイや，高温ガス炉を用いたトリチウム製造といったシナリオ

バータ技術の延長を想定すると，炭素系材料（CFC）につが提示されているが，TRL2 にとどまっており，早急の対いては，ITER の核燃焼実験段階においては，トリチウム策が必要である．

インベントリの問題から使用されないことになっており，

３．
３ 周辺技術

原型炉を対象とする TRL 評価はできない．一方，タングス
表２TRL
低放射化フェライト鋼
バナジウム合金
SiC（インサート）
SiC（構造材料）
ダイバータ用タングステン
真空排気系（ITER 相当）
トリチウム回収系（固体−水）
トリチウム回収系（液体金属）
初期装荷トリチウム技術
リチウム６濃縮技術
バックエンド技術

１

増殖ブランケットに装填するリチウムの原料調達に関連

共通技術の TRL 評価結果（黒：達成，灰色：進行中）
．
２

３４

１９６

５６

７８９

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A View of Technology Maturity Assessment to Realize Fusion Reactor by Japanese Young Researchers

R. Kasada et al.

する技術とリチウム６の濃縮技術については，遅くとも原段階にはない「基礎研究」は TRL1‐３と評価されるが，その型炉の運転開始までには TRL9 を達成している必要があ

研究の持つポテンシャル（イノベーションの可能性，学術る．我が国独自の技術であるイオン液体を用いた海水から的重要度等）を低く評価しているわけではないという点でのリチウムの回収技術や，リチウム６の濃縮技術についてある．革新的な技術の芽たる TRL1 の研究開発テーマが多は，実験室レベルの実証が進められているところであり，く存在することも，核融合研究開発にとって重要な基盤でTRL2，3 の段階にある．

あることを指摘しておきたい．

また，炉型式に依存する材料技術であるが，タングステあるプロダクトの実用化において，TRL3 と 4 の間には，ンやベリリウムのような重要資源の確保も課題になりうる基礎研究から応用研究へのいわゆる「死の谷」があるとさことを付記しておく．

れている．すなわち，TRL1〜3 にある技術課題は，死の谷技術課題ではないが，原型炉関連法規・基準，安全審査を乗り越えるための「ブレイクスルー」が必要となる．し

手順，インフラ（サイト選定基準の策定等）についても考かし，基礎から応用，そして実用化という線形的な研究開慮する必要がある．

発展開を想定すると，死の谷の対岸に「いつ」たどりつく

原型炉から発生しうる放射性廃棄物の処理や，原型炉運のか明確にみえないことが多い．しかし，イノベーション転後の施設全体の解体・処分を含めたバックエンド技術にに至る多くのブレイクスルーは，このような線形的な発展ついては，TRL1 の段階であろう．

から出たものではないと考えられている．TRL 評価から見３．
４ 共通技術課題の解決に向けてえてくる「死の谷」を乗り越える原型炉技術のイノベー

原型炉のミッションを，全システム統合化（TRL8）と長ションを速やかに起こすためには，基礎研究と応用研究を時間運転の実証（TRL9），および先進概念のテストベッド融合した「根本的研究」あるいは「課題解決型研究」と呼と考えると，共通技術課題については，ITER 計画およびばれる方法論を採用することがより近道であるとされてい原型炉設計・建設に関連するミッションによって，ほとんる．詳細は参考文献［１１］を参照していただきたいが，これどすべての技術課題が TRL7（主要システム統合化）に到らのアプローチにとって重要なことは，研究者と技術者の達する必要があると考えられる．すなわち，増殖ブラン視点を兼ね備えた「設計者」の視点である．このために，原ケットやダイバータを対象とするケース・スタディにおい型炉設計に関わる柔軟性を備えた「根本的研究」チームをて，サブシステム（要素技術における各課題）の統合化組織し，人材育成にも配慮した継続的投資を行うことが必（TRL5，6）を原型炉そのもので行うというシナリオはリ要であることを提言して，本報の結言とする．

スクが高いことが明示される．IFMIF のような核融合中性子照射施設やダイバータ模擬環境装置での統合試験によっ

参考文献て原型炉開発リスクの低減が可能となる．その他の中大型［１］J. C. Mankins, TECHNOLOGY READINESS LEVELS: A
WHITE PAPER (NASA, 1995).
［２］GNEP-TECH-TR-PP-2007-00020, "Global Nuclear Energy Partnership Technology Development Plan", GlobalNuclear Energy Partnership, Technical Integration Office, 2007.
［３］分節変換・MA リサイクル研究専門委員会：日本原子力学会誌 52, 28 (2010).
［４］"Technology Readiness Assessment Guide (DOE G 413.3-4)", United States Department of Energy, Office of Management, 2009.
［５］W.L. Nolte, Did I Ever Tell You About the Whale?: Or Measuring Technology Maturity (Information Age Pub Inc, 2008).
［６］M. S. Tillack and the ARIES Team, "An evaluation of fusion energy R&D gaps using Technology Readiness Levels", Fusion Power Associates Annual Meeting Livermore, CA, 4 December 2008.
［７］関 昌弘：核融合炉工学概論（日刊工業新聞社，２００１）．
［８］C. Moore, "TRL Usage at NASA", DoD Cost Analysis
Symposium, USA, 2008.
［９］核融合エネルギーフォーラム ITER･BA 技術推進委員会報告書 核融合エネルギー実用化に向けたロードマッ
プと技術戦略（２００８年）．
［１０］J.C. Mankins, RESEARCH & DEVELOPMENT DEGREE OF
DIFFICULTY (R&D3): A WHITE PAPER (NASA, 1998).
［１１］M. Stefik，B.Stefik，鈴木 浩（翻訳）
，岡 美幸
（翻訳）
，永田宇征
（翻訳）
：ブレイクスルー−イノベーションの原理と戦略−（オーム社，２００６）．

施設としては，大量のトリチウム燃料取り扱いのために，我が国独自のパイロットプラントを検討すべきとの意見がある．これらの共通技術課題の解決に向けた研究開発活動は，原型炉ミッションを策定次第，直ちに進めるべきであると結論づけられる．

４．まとめ
本報では，TRL 評価の概要の紹介と，我が国で進められている核融合炉研究開発の現状について，独自に想定した原型炉ミッションの達成をゴールとした場合の TRL 評価を行った結果の一部として，共通技術を対象とした例を示した．想定した原型炉ミッションの定義や，技術課題の設定については，担当した著者の自己評価を基準としているため，今後も継続的に議論し精査すべき点も多い．しかし，多岐にわたる核融合炉の技術課題の TRL を分析し，クリティカルな共通課題をあぶり出して共有知とすることには成功したといえる．
TRL を活用することにより，核融合炉の実用化のためには必須であるのにも関わらず TRL が低いような技術課題の重要性を主張する際の一助になろう．一方，長年低いTRL に留まっている技術については，イノベーションに繋がりうる新たな概念の検討を進めるべきとの認識が得られるかもしれない．
TRL を活用する際に注意すべき点は，核融合技術開発の
１９７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.89, No.4 April 2013!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!
とうたくや

２００
８年東京大学大学院新領域創成科学研究科先端エネルギー工学専攻博士課程修了，博士（科学）．同年４月より核融合科学研
究 所 助 教．研 究 分 野 は 炉 シ ス テ ム 設
計．２
０１
０年度から核融合工学研究プロジェクトにおいてヘリカル核融合炉FFHR-d1の概念設計に従事．設計が少しずつ具体化するに従い，改めて核融合炉開発というプロジェクトの巨大さを実感し，原型炉開発に携わる世代としての責任とともに，これだけのプロジェクトを完遂すれば人類は新たな高みに達するに違いないと，核融合炉実用化後の未来の世界に思いを馳せる毎日です．

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ふじおかしんすけ

藤 岡 慎 介!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

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２００
５年に大阪大学にて博士（工学）を取得し，現在は大阪大学レーザーエネルギー学研究センターで准教授を務める．中学生の時に起こった常温核融合フィーバー以来，核融合エネルギーの実現が夢．高校生の時に放送され たNHK スペシャルの中で，フィーバー後も常温核融合研究に邁進される先生の姿を見て大阪大学への入学を決意するが，入学後に知ったレーザー核融合の方に心を奪われて現在に至る．大エネルギーレーザーで拓く科学研究の可能性を幅広く探りながら，夢の実現に向けて研究している．遂に三桁を突破した体重をドクター学生時代の値に戻すべく−15 kg を宣言し日々我慢中です．

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!!!!!!!!!!!!!!!!

わたりりょうじ１９９９年 東京大学大学院工学系研究科 システム量子工学専攻 博士課程 中退．
現在，!電力中央研究所・主任研究員・博士（科学）．核融合炉概念設計研究が主な専門分野．最近は，エネルギー技術評価手法の開発，EV 用充電スタンド最適設置モデルプランの策定，V2G（Vehicle toGrid）概念の検討も手がける．震災を受け，核融合への展開を念頭に軽水炉過酷事故解析も実施中．

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ひゆき

日本原子力研究開発機構，核融合研究開発
部門，先進プラズマ計画調整グループ研究主幹．JT-60では，高圧力プラズマの定常化研究，H モード・ELM 特性研究，ミリ波反射計開発に従事．実験が大好きなのですが，できるだけ早くJT-60SA の実験が始められるよう，最近は研究以外の業務に奮闘中．原型炉建設のために国内コミュニティの団結する時期が来たと感じるこの頃です．

たにがわ

ひろやす

谷 川 博 康１９９８年京都大学大学院工学研究科博士後期課程修了．日本原子力研究開発機構，核融合研究開発部門，核融合炉構造材料開発グ
ループ研究主幹．低放射化フェライト鋼開発を中心とした核融合炉構造材料開発に従事．中学生時代にエネルギー保障問題こそが日本の独立・平和維持の最大課題と思い至ったときに吉川庄一先生の「核融合への挑戦」と出会い（うっかり？）核融合を志す．この１０年で研究開発課題のスケールが nm から m に拡大した．

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日 渡 良 爾なおみやざわ じゅん いち

宮 澤 順 一
１９９７年東京大学大学院システム量子工学専
攻博士課程中退．２００
３年学術博士（総合研究大学院大学核融合科学専攻）．核融合科学研究所准教授．長野県諏訪清陵高校出身．バイクは２００
３年式 Z１０００．LHD ではファーストプラズマ以来一貫してガスパフを担当．コンパクト・トーラス／超音速ガスパフの開発も．プラズマ実験では粒子供給／エネル
ギー閉じ込め／高密度プラズマ／デタッチメント（サーパンスモード）の研究をやってきたが，２０
１０年からはNIFS核融合工学研究プロジェクトのヘリカル核融合炉 FFHR-d１設計チームにも参画．プラズマに軸足を置きつつ，重心は炉工学に移しつつある．軸足が浮いたらトラベリング？

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ご後 藤 拓 也!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

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やま!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

!!!!!!!!!!!!!!!!!て，専門は原子力・核融合炉を中心とした材料学を抱合するエネルギーシステム学へと展開中．小学三年生以来の「初恋の君」である核融合エネルギーの実現に向けて，TRL 評価指標の導入，社会への発信，産学連携等，多角的に奮闘しつつも，照射材料の「硬さの本質」の理解に向けて地道に研究中．７歳と２歳の息子２人の子育てと，初恋の君に熱を上げる私への妻の理解獲得は沈没中？

!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

２００
１年京都大学大学院エネルギー科学研究科博士後期課程修了．京都大学エネルギー理工学研究所准教授，木更津高校出身．東日本大震災を契機としおお大 山 直 幸!!!!!!!!!!!!!!!!!

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笠 田 竜 太!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

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た!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

りゅう!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

だ!!!!!!!!!!!!!!!!

かさ!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

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