J. Plasma Fusion Res. Vol.97, No.4 (2021)２３２‐２３７

研究最前線

ヘリカル核融合炉設計と R&D 活動とのリンクの可視化
Visualization of the Link between Helical Fusion Reactor Design and R&D Activities
後 藤 拓 也，宮 澤 順 一，柳長 門，室 賀 健 夫

GOTO Takuya, MIYAZAWA Junichi, YANAGI Nagato and MUROGA Takeo
自然科学研究機構核融合科学研究所（原稿受付：２０２０年９月６日）

核融合科学研究所の核融合工学研究プロジェクトでは，ヘリカル核融合炉の概念設計とそのために必要な工学 R&D を両輪とした活動を展開してきている．設計の数値目標の意味付けと工学 R&D 課題の位置づけをより明確化し，さらに戦略性を持った取り組みを行うため，最新の概念設計を通じて明らかになった設計課題と核融合工学研究プロジェクトの下で行われている全ての R&D 課題との関係性を可視化する作業を行った．設計課題とR&D 課題を設計課題パネルと R&D ステータスバーと名付けたツールにより可視化することで，それぞれの項目の間の関係性が明確となると同時に，設計活動と R&D 活動の全体像もわかりやすく把握することが可能となった．本手法は設計活動と R&D の間での頻繁なフィードバックが求められる核融合分野特有の状況に適合し，また学術研究としてのプロジェクトと幅広い R&D との関係性を俯瞰するのに適した手法であり，研究者どうしのコミュニケーションや分野外への情報発信にも有用なツールとなると期待される．
Keywords:
Helical reactor design, Fusion engineering research, Link visualization, R&D Status bar, Design issue flip board

１．はじめに可視化作業の方針と，過去に行われた設計と R&D の関係

平成２３年度（２０１１年度）のプロジェクト体制発足以降，性の可視化作業との違いについて述べる．第３章ではヘリ核融合科学研究所（核融合研）の核融合工学研究プロジェ

カル核融合炉設計における２２の課題について，第４章では

クトでは，ヘリカル核融合炉 FFHR シリーズの概念設計活核融合工学研究プロジェクトで行われている R&D とその動と，そのために必要な工学 R&D をプロジェクト活動の分類について説明する．第５章では可視化のツールとして両輪として推進してきた．具体的にはプロジェクト参画メ

作成した設計課題パネルと R&D ステータスバーについて

ンバーを核融合炉の構成機器に対応した１３のタスクグルー説明し，リンクの可視化について具体的な例を紹介する．

プに振り分け，同一の研究者が各タスクに関係した設計パ

最後に，第６章においてまとめと今後の展開について述べラメータの決定に関する議論と，そのために必要な工学る．

R&D 双方に携わることで，設計活動と工学 R&D を緊密に

２．可視化作業の方針と過去の可視化作業との違い連携する体制を取ってきている［１］．これにより，ヘリカ
ル核融合炉 FFHR-d1 の概念設計と，そのために必要な工核融合炉設計を基に必要な工学 R&D を可視化する作業

学 R&D が核融合研の大型工学試験設備群も活用しながらと し て は，過 去 に 技 術 成 熟 度（Technology Readiness

進められてきている．しかしながら，核融合工学研究プロ

Level; TRL）を用いた取り組みがなされている．TRL は米ジェクトで進められている R&D は非常に多岐にわたって国 国 家 航 空 宇 宙 局（National Aeronautics and Space Ad-

おり，それぞれの R&D がどのようなメンバーでどのようministration，NASA）において導入された定量評価尺度でな計画の下どこまで進展しているのか，またそれぞれの Rあり，多種多様なプロジェクトにおける特定の技術の成熟&D がどの設計課題のどういった解決に寄与するのか，と度の評価や，異なるタイプの技術の成熟度の比較を行うたいうことについての情報共有や情報発信が必ずしも十分とめの系統的，客観的な指標として様々なプロジェクトにおはいえない部分があった．

いて活用されている．核融合分野では，米国 ARIES（Ad-

そこで，最新の概念設計活動で明らかになった設計課題

vanced Reactor Innovation and Evaluation Study）チームがと，核融合工学研究プロジェクトの下で現在実施されていこの TRL 評価を初めて導入し，核融合実験炉 ITER とそれる R&D 課題を全て明示し，それぞれの全体像と個別課題以降の原型炉開発の間にあるギャップを明らかにした

どうしの関係性を可視化する作業に取り組んだ．本稿では［２］．我が国においても，核融合炉実用化若手検討会によこの可視化作業の概要を報告する．まず第２章では今回のりレーザー，ヘリカル，トカマクの各炉型式および共通技

National Institute for Fusion Science, Toki, GIFU 509-5292, Japancorresponding author’s e-mail: goto.takuya@nifs.ac.jp

２３２!2021 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchFront Runner

Visualization of the Link between Helical Fusion Reactor Design and R&D Activities

T. Goto et al.

術課題に関する TRL 評価が実施され，原型炉実現にクリそのためにも幅広い R&D が設計のどの部分に寄与するかティカルな課題の洗い出しがなされている［３］．また，近を俯瞰的に把握しておくことは重要である．また，核融合

年では核融合原型炉開発のための技術基盤構築の中核的役

工学に関連して行われている R&D は幅広さに加え技術的割を担うチーム（合同コアチーム）によってまとめられたにも非常に高度なものが多く，この中には他分野に波及し原型炉技術基盤構築チャート［４］や，これを基に原型炉開得るもの，新たな技術シーズとなり得るものも多く含まれ発総合戦略タスクフォースによって取りまとめられた原型る．よってこれらの R&D が核融合炉のどういった課題解炉開発に向けたアクションプラン
［５］において，原型炉開決と関連しているかを示すことは，核融合工学研究の魅力発に必要な R&D が項目ごとに整理され，課題間の関係性の向上や，それをアピールするアウトリーチ活動にとってやスケジュールなどの可視化が行われている．

も重要となる．そこで，今回の取り組みでは，核融合工学

しかしながら，これら過去の可視化作業と同様の手法で研究プロジェクトの下で行われている全ての R&D を可視は，核融合工学研究プロジェクトで行われている核融合炉化の対象とすることとした．

概念設計活動と R&D との関係性を明示することは難しい．
というのも，上述の可視化はいずれも明確な定義を持った

３．ヘリカル核融合炉実現に向けた課題と数値目標装置（原型炉）に対し，その開発に必要な R&D を位置付け

本章では核融合研でのヘリカル核融合炉設計活動，特にたもので，言うなれば設計が主，R&D が従の関係にある．

近年の状況について概観し，ヘリカル核融合炉実現のため一方，核融合工学研究プロジェクトの工学 R&D は先進概に必要と判断された２２の設計課題と，その数値目標設定の念実現のための基礎研究・先導的研究を主な役割としてお前提となった概念設計について紹介する．

り，その対象は非常に幅広く，また学術研究としての色合第１章でも述べた通り，核融合研では大型ヘリカル装置いが濃い．このため，設計の数値目標と R&D 課題の達成目（LHD）の実績に基づき，LHD 型ヘリカル核融合炉 FFHR

標には性格の違いがある．具体的に言えば，設計の数値目

シリーズの概念設計研究を２０年以上にわたって継続してき標は特定の核融合炉を前提に設定され，材料選択や形状なた［６］．平成２３年度のプロジェクト体制発足後は，それまどの観点で特定の仕様に準拠したものとなることに加え，での概念設計の知見を活かしつつ，LHD 実験で得られた炉その数値は現在の実績からすると挑戦的なものとなること

心プラズマパラメータを直接炉条件に外挿することでプラがある．また核融合炉の建設はまだ先のことであるもの

ズマ分布形状の仮定などに起因する不確実性を低減し，確の，実際に建設計画が立てられた際には，その完成には明実性・安全性を向上させた設計である FFHR-d1 の検討を確な期限が設けられる．そして設計数値目標はシステムと進めてきた［７］．FFHR-d1 は装置サイズ 15.6 m（LHD の４して総合的に達成が求められる値である．一方で R&D の倍），磁場強度約 5 T の装置であり，ITER の工学技術の延達成目標は既存の知見の延長線上で，自由な発想に基づき長線上で３０年のプラント寿命を有する設計が可能であるこ設定され，想定される条件も様々となる．また研究活動にとを示した一方，ヘリカル核融合炉の最大の特長である自期限はないが，１−２年での成果の積み上げが求められる一

己点火プラズマによる定常運転を達成するには，LHD 実験

方，特に材料開発などにおいてはデータ蓄積などのためにで実現されているプラズマ性能からの改善が必要なことも１０年オーダーのリードタイムが必要となる．またここで達明らかとなった［８］．そこで，FFHR 設計グループではより成目標値として定められるのは物性値など，学術的価値を早期に１年オーダーの連続定常発電運転を実証するため，持つ固有指標である．このため，特定の装置設計を基にしLHD 実験で達成されたプラズマ性能の範疇で正味電気出た設計の数値目標との直接のリンクのみを考慮すると，現力が正となる最小の装置として，FFHR-c1 を提 案した行の R&D 全てとは必ずしも結び付かないことになる．

［９］．FFHR-c1 の装置サイズは約 11 m，磁場強度は約 8 T

では直接リンクしない R&D は設計に関係しないかといである．またこの FFHR-c1 に先立ち，核融合環境での工学うと，決してそうではない．たとえ達成可能なパラメータ

統合実証を行いつつ核融合高速中性子の早期利用をねらっ領域が離れていても，R&D により現象の理解が進展するた体積中性子源 FFHR-b2 の検討も行っている．FFHR-b2ことで設計の確実性が向上することは考えられる．また，は装置サイズ約 5.5 m，磁場強度約 5 T が想定されている．

核融合炉開発にはまだ解決の見通しが十分に得られていな

これら FFHR シリーズの装置の主要諸元を表１にまとめい課題も多く存在する．現状の設計の第一オプションとはる．
FFHR 設計グループではこれらの装置を実現するために異なる方式に関する R&D であっても，第一オプションが克服困難な課題に直面したときの代替案となることや，当初想定していなかったアイデアが設計に組み込まれるなど

表１により設計の柔軟性向上に資することが考えられる．核融FFHR シリーズの装置主要諸元．

LHD
FFHR-b2 FFHR-c1 FFHR-d1
装置主半径（m）
3.9
5.46
10.92
15.6
ヘリカルコイル巻線中心磁
45.33
7.3
5.6
場強度（T）（設計値）
核融合出力（MW）―〜5〜400 〜3000
外部加熱入力（MW）〜20〜5〜250
蓄積磁気エネルギー（GJ）
1.6
9.7〜160〜250

合工学研究プロジェクトの炉設計活動では，設計課題の解決や設計の魅力向上のため，先進概念も積極的に採用し，また複数のオプションを並行して検討するなどの柔軟な方針を採っているが，その方針如何に関わらず，核融合炉開発においては，設計要求に応える R&D だけでなく，R&Dの結果を受けた設計の見直しを常に繰り返す必要があり，
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Journal of Plasma and Fusion Research Vol.97, No.4 April 2021必要な設計課題の検討も行った．炉心プラズマに関わるも視化の対象とした．なお，課題提案自体は個人ベースであのから，ブランケット・ダイバータなどの炉内機器に関するが，実際の研究は必ずしも個人で行われているわけではるもの，また超伝導マグネット，加熱装置など基盤機器になく，タスクグループ，あるいはそれを超えた枠で実施さ関するもの，さらにはプラントシステムや社会受容性に関れているものもある．また，ひとつの研究課題が複数のするもの全てを洗い出し，表２に示す２２の設計課題としてR&D 目標を持っている例や，逆に複数の研究課題によっまとめている［１０］．この２２課題全てについて，FFHR-c1て共通の R&D 目標達成をめざしている例もある．また研および FFHR-b2 の設計を基に，課題に直結する設計パラ究課題の中には共同研究や科学研究費補助金などの別プロメータとその数値目標の洗い出しも行った．

ジェクトでの課題と連携して実施されているものもある．
そこで，可視化においては単純に核融合工学研究プロジェ

４．核融合工学研究プロジェクトでの R&Dクトでの提案研究課題をベースとするのではなく，核融合本章では今回の可視化作業の対象とした R&D 課題につ工学研究プロジェクトに参加する核融合研所属メンバーがいて紹介する．

主導する R&D を分野ごとに整理してリストアップするこ

核融合工学研究プロジェクトでは，先に述べたように１３ととした．この結果，表３に示すように，１３分野，５８テーのタスクグループ体制を取っており，各タスクのリーダー
表３の取りまとめの下，プロジェクト参加メンバーが個別に研究課題を提案し，実験や数値計算による研究を実施してい炉心プラズマ（１）磁場配位最適化（２）直接分布外挿法用 LHD 実験データ取得
燃料供給る．今回は２０１９年度に提案された研究課題のうち，装置整備・保守などを主目的とするものを除く４３の研究課題を可

表２（１）燃料供給シナリオ検討
加熱（１）ビームバルク核融合用 NBI 検討
計測（１）ダイヤモンド中性子計測器（２）計測制御機器の照射下特性（３）タングステン多価イオンスペクトル同定
ダイバータ（１）タングステン‐銅合金先進的ろう付接合（２）ペブル真空容器内製造・循環（３）ペブルへのプラズマ照射実験（４）磁力線データ可視化（５）タングステン‐RAFM＊１先進的ろう付接合ダイバータ

ヘリカル核融合炉設計における２２の課題．

課題タイトル
１ 磁場配位最適化

設計からの要求事項
磁気軸内寄せ・高アスペクト比配位で中心ベータ値３％達成
２ 高温超伝導マグネット 高電流密度・高磁場達成
３ マグネット冷却系
20 K 冷却に最適な冷媒選択
４ 建設と保守稼働率７０％達成
５ ダイバータとデタッチ タングステンダイバータの適用可能メント性とデタッチメント制御，ペブルダイバータの適用可能性
６ 高温壁
高温壁での高性能プラズマ維持
７ 超長時間リサイクル挙動 １年の定常状態維持
８ 高加熱密度 ECH＊１
高加熱密度 ECH での密度維持とエネルギー等分配によるイオン加熱
９ 壁洗浄と除染
５日以内の壁洗浄と１５日以内のブランケット除染
１０ プラズマ位置帰還制御 磁気軸位置のリアルタイム制御
１
１ 材料選択フェライト鋼ブランケットと高性能プラズマの共存，非磁性材によるブランケット製作（６）タングステン被覆カーボンダイバータ（７）不純物ガスパフによる放射損失
プラズマ壁相互作用（１）プラズマ対向材料のガス吸蔵放出（２）プラズマ対向材料表面分析（３）照射損傷のガス吸蔵特性への影響
ブランケット（１）カートリッジ式ブランケット縮尺模型製作（２）第一壁冷却（３）カートリッジ式ブランケット保守手法検討（４）カードリッジ式ブランケット中性子輸送計算（５）タングステン‐RAFM 先進的ろう付接合第一壁（６）電気絶縁材料照射効果（７）ヘリカル炉ブランケット設計（８）被覆材光物性評価
核融合炉材料（１）低放射化材料の超塑性研究（２）タングステン高靭性化（３）銅の高靭性化（４）ELM＊２によるタングステン亀裂形成（５）低放射化バナジウム合金（６）異種材料接合（７）材料腐食基礎研究（溶融塩）（８）材料腐食基礎研究（液体リチウム）（９）高温静水圧処理法

１２ 強 磁 場 下 液 体 ブ ラ ン 10 T の超強磁場下での液体ブランケット運転
ケット要求性能維持
１３ 発電実証
ブランケットとダイバータの熱による発電
１４ 燃料供給と排気排気ガスの純化・直接循環によるペレット製造とヘリウム灰排気の実現
１５ 計測
核融合環境で１年間利用可能な計測機器の開発
１６ 加熱機器開発
200 GHz帯ECHの開発とNBI＊２定常運転
１
７ 材料照射試験と規格
材料寿命の評価と材料規格制定
１
８ トリチウム取扱い技術 大量トリチウム取扱い
１
９ 安全管理と法整備
事故事象同定と対策，法整備
２０ サイトと建屋設計
建屋設計・サイトレイアウトの最適化
２
１ 廃炉
廃炉シナリオと放射性廃棄物処理
２
２ アウトリーチと人材育成 核融合に対する国民の理解＊１＊２

可視化の対象とした R&D 課題の一覧．

ECH: Electron Cyclotron Heating，電子サイクロトロン加熱
NBI: Neutral Beam Injection，中性粒子ビーム入射

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Visualization of the Link between Helical Fusion Reactor Design and R&D Activities

トリチウム・安全（１）安全解析コード開発（２）真空容器内トリチウム蓄積量評価（３）真空容器内トリチウム除染
電源・発電（１）定常磁場維持用定電圧電源（２）超臨界二酸化炭素タービン（３）電力系統へのプラント接続条件
超伝導マグネット（１）STARS＊３導体開発（２）FAIR＊４導体開発（３）WISE＊５導体開発（４）トポロジー最適化構造設計（５）高温超伝導導体中の欠陥検出手法開発（６）高温超伝導テープ積層無絶縁導体の基礎特性（７）間接冷却 Nb3Sn 導体開発
（８）金属系超伝導線材開発（９）高温超伝導ヘリカルコイル巻線手法検討（１０）高温超伝導導体の偏流評価（１１）臨界電流実時間測定（１２）大電流導体試験法
低温（１）極低温環境下熱物性計測（２）水素冷却基礎研究（３）低温冷媒可視化研究（４）自励振動ヒートパイプによるマグネット冷却
スピンオフ（１）BNCT＊６

図１＊２＊３＊４＊５＊６

設計課題パネルの例．下のラベル（この例では８つ）が対応する R&D 課題を示す．

ひとつの参照値としての位置付けであり，今後の設計活動および R&D 双方の進捗により変動し得るものである．また，課題項目によってその精度や裕度も異なるが，ここでは設計側と R&D 側でのイメージの共有や，議論の出発点とするために具体的な値を記載している．R&D との関係性において最も重要なのは，この数字そのものではなく，それを実現するために何を明らかにする必要があるか，そのためにどのようなことをする必要があるかが明確になることである．

（２）磁気冷凍による水素製造＊１

T. Goto et al.

R&D ステータスバーは，図２に示すように研究分野，研RAFM: Reduced Activation Ferritic/Martensitic steel，低放射化フェライト鋼
ELM: Edge Localized Mode，周辺局在モードSTARS: Stacked Tapes Assembled in Rigid Structure
FAIR: Friction stir welding, an Aluminum alloy jacket, Indirect cooling, and REBCO tapes
WISE: Wound and Impregnated Stacked Elastic tapes
BNCT: Boron Neutron Capture Therapy，ホウ素中性子捕捉療法

究タイトル，研究の目標，担当メンバー，１０段階過程での実施計画・進捗，関連する核融合工学研究プロジェクトでの提案研究課題名，そして上述した設計課題とのリンクを課題番号で明示したものである．研究目的については，他分野の人にも分かるような簡潔な記述を心掛けている．研究計画・進捗を示す１０段階のカラーバーについては，前年度までに完了した部分を青色，当該年度に達成した，または達成する見込みである部分を赤色，次年度以降に実施すマの R&D 課題が明示されるに至った．

る予定である部分を灰色で色分けし，赤色の段階を数値でも記述することで，現状の達成度が一目でわかるようにし

５．設計課題パネルと R&D ステータスバーている．なおこの段階については，記述した研究目標の達第３，４章でリストアップした設計課題と R&D 課題を可成を１０として定義しており，第２章でも触れた，核融合炉視化するため，設計課題パネルと R&D ステータスバーとの実現に向けての技術成熟度（TRL）とは異なることに注名付けたツールを導入した．本章ではその詳細とそれらを意されたい．このような核融合炉への実装や設計課題の解用いた可視化の現状を説明する．

決への直接的な寄与については，別途議論する．また各段

設計課題パネルは，図１に示すように，課題タイトル，階で達成する内容についても，他分野の人から見てわかり設計で明確化した課題，設計で想定されている関連パラやすい成果で記述するようにしており，各段階で必要なリメータ，R&D のアウトプットとして期待される内容，そしソースは必ずしも等価ではない（例えば５段階目の達成まて後述する R&D ステータスバーとのリンクを R&D 課題番

でにかかった時間と，その後の５段階を達成するのにかか号を用いて明記したものである．課題については疑問文のる時間が同じとは限らない）．また，研究の進捗に応じて形でわかりやすく記述し，そのために何が明らかになれば方針転換や目標の再設定があることも考えられるため，青良いか，という R&D のアウトプットとして期待する項目

色で示した達成済み以外の部分についてはあくまで現時点をこれも疑問文の形で示している．関連する設計パラメー

での想定している内容を記載することとし，柔軟に変更可

タについては，第２章で述べた FFHR-c1 および FFHR-b2

能なものとしている．このように，R&D ステータスバーはの設計で想定されている数値を掲載している．なお，このあくまで研究の内容と現状，今後の展開を担当の研究者自数値は絶対的な指標ではなく，R&D の目標設定における身が把握し，また他の研究者にわかりやすく示す一種のコ
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Journal of Plasma and Fusion Research Vol.97, No.4 April 2021

図２

ステータスバーの例．右肩の数字（この例では３つ）が対応する設計課題を示す．

ミュニケーションツールとしての役割であり，達成度の評

R&D の間で密接なフィードバックが必要である核融合炉

価や，同一基準での比較に用いるわけではないことを強調

開発特有の状況に適合し，また学術研究としてのプロジェしておく．

クトと幅広い R&D との関係性を俯瞰的に把握するのに適

こうして作成された２２の課題パネルと５８の R&D ステーしたものであり，アクションプランなどのこれまでの可視タスバーは図３に示すようにポスター形式にまとめ，各設化手法を補完しつつ核融合研究開発の加速に資することが計課題にどの R&D 課題が対応しているか，また各 R&D期待される．

課題とどの設計課題や核融合工学研究プロジェクト提案課

今後は作成した課題パネルおよび R&D ステータスバー

題が対応しているかが一覧できるようにした．ポスターにを設計活動や R&D の進捗に応じ随時アップデートし，研は核融合工学研究プロジェクト提案課題別に，どの R&D究者間のコミュニケーションツールとして生かすことで，課題や設計課題と対応しているかを示した一覧表も掲載し数値目標の意味付けや R&D 課題の位置付けをより明確にている．ポスターについては核融合研核融合工学研究プロし，設計活動の加速や R&D の発展に役立てていく考えでジェクトの web ページでも公開されている［１１］．これにある．また R&D ステータスバーについてはその対象を共より，報告書等の文章のみではなかなか表現が難しかった

同研究や科学研究費補助金によって実施されている R&D

設計と R&D の関係性に加え，設計活動の方向性と現行のにも広げることを検討している．これにより不足している

R&D 活動の全体像も一目で把握できるようになった．核R&D が明確となり，既存の共同研究等の拡充や新しい研融合工学研究プロジェクトメンバー間の情報共有はもちろ

究課題の提案につながること，また核融合工学研究の裾野ん，外部の研究者等への情報発信のツールとしても今後活の広さが目に見える形で示されることで，新たな研究分野用できると期待される．の創成につながることなど，今後の研究がさらに発展する

なお，R&D ステータスバーについては核融合工学研究ことが期待される．

プロジェクトメンバーが参加する会合で行われる研究報告で用いられる報告用テンプレートにも記載するようにして参考文献いる．これにより随時情報が更新されることに加え，担当［１］相良明男 他：プラズマ・核融合学会誌 89, 359 (2013).
［２］M.S. Tillack et al., Fusion Sci. Technol. 56, 949 (2009).
［３］笠田竜太 他：プラズマ・核融合学会誌 89, 193 (2013).
［４］「核融合原型炉開発のための技術基盤構築の中核的役割を担うチーム報告―原型炉技術基盤構築チャート―」平成２７（２０１５）
年１月１９日合同コアチーム．
http://www.jspf.or.jp/news/file/150119.pdf［５］「原型炉開発に向けたアクションプラン」平成２８（２０１６）
年２月 原型炉開発総合戦略タスクフォース．
https://www.mext.go.jp/component/b̲menu/shingi/
toushin/̲̲icsFiles/afieldfile/2019/01/24/1412802̲1.pdf［６］A. Sagara et al., Fusion Eng. Des. 85, 1336 (2010).
［７］A. Sagara et al., Nucl. Fusion 57, 086046 (2017).
［８］T. Goto et al., Nucl. Fusion 57, 066011 (2017).
［９］T. Goto et al., Nucl. Fusion 59, 076030 (2019).
［１０］J. Miyazawa et al., Fusion Eng. Des. 146, 2233 (2019).
［１１］核融合科学研究所・核融合工学研究プロジェクト web
ページ．http://www.nifs.ac.jp/fuseng/index.htmlの研究者が研究の現状を客観的に把握できること，他の研究者が研究の目標や過去の経緯，今後の展開を手早く把握できることから，議論の活性化にも大きく役立っている．

６．まとめと今後の展開
核融合研の核融合工学研究プロジェクトで実施されているヘリカル核融合炉概念設計活動と工学 R&D 活動とのリンクを可視化する作業を行った．可視化においては設計の数値目標と R&D の達成目標の性格の違いも考慮し，必ずしも直接的なリンクを示すことをだけを目的とせず，最新の核融合炉概念設計で明らかとなった２２の課題と，１３分野５８テーマの R&D 課題全てを統一したフォーマットで表し，それらの間のリンクを明示した．これにより，設計活動および R&D の全体像と，それらの相互の関係性を明確化することができた．今回行った可視化手法は，設計活動と２３６

Front Runner

図３

Visualization of the Link between Helical Fusion Reactor Design and R&D Activities

T. Goto et al.

設計課題パネルと R&D ステータスバーを一覧化したポスターの全体像．設計パラメータと核融合工学研究プロジェクト提案研究課
題の一覧に始まり，図１で示した設計課題パネルと図２で示した R&D ステータスバーが全て掲載されて一覧できるようになっている．

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