Journal of Plasma and Fusion Research Vol.90, No.1 January 2014

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ITER だより!

１．第１３回 ITER 理事会開催

ン氏が副議長として任命されました．また，プレマン・２０１３年１１月２０日および２１日にフランスのサン・ポール・

ディナラ氏が会計検査委員会の議長として任命されまし

レ・デュラ ン ス で ITER 機 構 の ガ バ ナ ン ス 機 関 で あ る

た．

ITER 理事会が開催されました．この２日間の会合では，理事会は，退任する議長や副議長の貢献に感謝しました（図１，２）．

議長である高津英幸氏（日本）の下，７つの極全て−中国，
欧州連合，インド，日本，韓国，ロシア，および米国−か２．モナコ ITER 国際核融合エネルギーデー（MIIFED２０１３）開催

らの上級代表が一堂に会しました．
理事会は，計画の中で主要なマイルストーンとなる，サ
イト内における主要な土木作業のための契約が締結された１２月３日〜５日の３日間，モナコ公国のグリマルディ・ことに留意しました．これらの産業界のパートナーとの契フォーラム会議場において，ITER 機構の主催，モナコ公

約には，トカマク装置並びに隣接した建屋の建設およびエ国後援のもとモナコITER国際核融合エネルギーデー（MI-ンジニアリング作業が含まれています．また，全７極は，

IFED）
２０１３が開催されました．モナコ大公アルベール２世

超伝導コイル，真空容器，クライオスタットなど，鍵となの臨席のもと本島 ITER 機構長による開会挨拶，アルベーる機器の製造がそれぞれの企業において着実に進展していル大公のオープニングスピーチにより会議がスタートしまることを報告しました．

した（図３）．MIIFED は，ITER 計画や核融合研究開発に理事会は，２年に１回，独立機関が行う内部評価からの対する産業界の理解・参加を促進することを主な目的とし事業の運営およびガバナンスに関する改革の要求に対応して開催され，今回は２０１０年に続いて２回目であり，欧州をました．理事会は ITER 計画がスケジュール遅延等の直ち中心に ITER 参加各極から約４００名の参加者があ りましに取り組む必要のある課題に直面しているという評価人の見解に同意しました．このため，行動計画が１月半ばに示され，２月初めの臨時 ITER 理事会において評価されます．
理事会は，第１期はカーボン製ダイバータを用い，第２期にタングステン製ダイバータに交換する従来の計画に代わり，運転初期からタングステン製ダイバータを用いるという ITER 機構の提案を承認しました．この重要な決定は，コスト削減に寄与するもので，電子物理研究所（ロシア，サンクトペテルブルク）および欧州のトカマク装置 JET（英国）における実験の成功など，タングステン製ダイバー
タに関する２年以上の研究開発成果に従って下されました．
理事会はまた，プラズマ全体の安定性を改善する真空容器内コイルの設計および試作の開発の進捗に留意し，これを計画のベースラインに含めるとの ITER 機構からの提案を承認しました．

図１

第１
３回 ITER 理事会議事風景．

ITER 機構は ITER の最も大きく重い規模の機器のレプ
リカを８００トントラックに積み込み，104 km の旅程を輸送
して物理的耐久性の試験を行う試験輸送の成功を報告しました．この先駆的成功は２０１４年夏から始まる実際の ITER
機器輸送に向け，道を開くものです．
ITER 理事会はギュンス・リー氏を２
０１４年１月の初めか
ら１年間の任期で ITER 理事会の副議長として，オレグ・
フィラトフ氏および鎌田裕氏をそれぞれ ITER 理事会の科学技術諮問委員会（STAC）の議長および副議長として，
チアシュ・ティエン氏およびアンドラス・シーグラー氏をそれぞれ ITER 理事会の運営諮問委員会（MAC）の議長および副議長として選出しました．またマウリッツィオ・ガ
スパロット氏がテストブランケット・モジュール計画委員

図２

会（TBM-PC）の議長として再任され，ボン・グエン・ホ
８６

日本の理事会メンバー．

Information

図４

図３

カナちゃん文庫の贈呈式

マノスク国際学校にて．

MIIFED でのアルベール大公のご講演．

た．２日目以降はラウンドテーブルと呼ぶパネル討論形式
で，ITER 機器の調達に参画する各極産業界を中心に政府，
自治体，研究機関，極内機関関係者が ITER 機器の製作技
術から原型炉，世界のエネルギー問題まで，幅広いテーマ
で議論を行いました．日本からは，藤木文部科学審議官，
高津 ITER 理事会議長らが登壇しました．またロビーでは
企業，自治体，極内機関の展示ブースが多数設けられ，情報交換，意見交換の場となりました．

３．カナちゃん文庫の贈呈式がマノスク国際学校
にて開催

図５

低温工学・超伝導学会における ITER 展示ブースの様子．

多数の ITER 機構職員が居住するマノスク市にあるマノスク国際学校に那珂研究所から日本語の図書を寄贈しその示会に出展しました．展示ブースでは，来訪者に核融合，贈呈式が行われました．１１月にマノスク市を訪問した原子

ITER などに関する資料を配布し，ITER 計画について説明

力機構那珂研するとともに，ITER 機構職員募集および登録の案内を行森所長から，日本語セクション生徒，先生

および保護者の見守るなか， カナちゃん文庫の目録いました．ブースには，３D テレビや ITER 模型（１００分の（５０９冊分）をマノスク国際学校のベルナール・フロンザッ

１スケール），核融合関連施設の写真集，パンフレット等

ク校長先生に手渡しました（図４）．日本語セクション生を展示しました．展示ブースは多くの学会参加者に興味を徒からは，お礼の手紙をいただきました．

もってもらうことができ，ITER の進捗状況から調達機器の技術的な部分まで，多くの質問が寄せられました．また，

４．ITER 計画の展示と ITER 機構職員募集説明会の実施

学会会場のため参加者には学生も多く，熱心に説明を聴いたり，研究所の見学に興味をもってくれるなど，若い世代

原子力機構では，我が国から ITER 機構への職員の応募にも核融合研究についてアピールすることができましたを促進する活動を行っています．その一環として，９月の（図５）．これらの詳細については那珂 ITER ウェブサイト

日 本 原 子 力 学 会（八 戸 工 業 大 学），機 械 学 会（岡 山 大（http://naka-www.jaea.go.jp/ITER/index.html）の「ITER学），１２月のプラズマ・核融合学会（東京工業大学），低温

機構職員募集説明会について」をご覧ください．

工学・超電導学会（名古屋市・ウィンクあいち）の４つ展（日本原子力研究開発機構

８７

核融合研究開発部門）

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.90, No.3 March 2014

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ITER だより!

１．臨 時 ITER 理 事 会 開 催：ITER 理 事 会 が プ ロ
ジェクト運営改善策を承認

ターゲット製作のためのクォリフィケーションの一環として，外側ターゲット実規模プロトタイプの製作を行ってき

ITER 協定に規定され２年ごとに実施される第３回の内ました．２０１３年１０月には実規模プロトタイプ用プラズマ対部運営評価の勧告に対応するため，ITER 計画のガバナン

向ユニット２号機の製作を完了し，調達取り決めに基づいス機関である ITER 理事会は，２
０１４年２月１３日にフランスてロシア国内機関の所有する高熱負荷試験装置（ITER Di-のサン・ポール・レ・デュランスにおいて臨時の会合を開

vertor Test Facility; IDTF エフレモフ研究所に設置）にて催しました．会合での議論の結果，理事会は全ての勧告に２回目の高熱負荷試験を実施しました．図３および図４に対応した運営改革の実施を全会一致で承認しました．これ

プラズマ対向ユニット２号機を組み込んだテストアセンブ

らの改革は，ITER 機構，各国内機関，ITER 理事会およびリの外観を示します．プラズマ対向ユニット２号機では直その補助機関の運営を対象に，プロジェクト全体の運営及線状のターゲット部の表面保護材は炭素繊維複合材（CFC

びガバナンスが，プロジェクトの次の段階に求められる挑材），湾曲したバッフル部にはタングステンを使用してい戦と要求に確実に適合するよう行うものです．ITER 理事

ます．高熱負荷試験では，CFC 材製ターゲット部に対して会は，全ての改革が短中期に適切に実施されることを確実

熱負荷 10 MW/m2 で１０００回，さらに 20 MW/m2 で５００回のなものにします（図１，２）．

繰り返し加熱を実施し，タングステン製バッフル部に対して熱負荷 5 MW/m2 で１０００回の加熱を実施しました．その２．ダイバータ・プロトタイプのエフレモフでの試験完了

結果，プラズマ対向ユニット２号機は，上記の実験条件での繰り返し加熱に対して除熱性能の劣化に伴う表面温度の原子力機構では，２００９年６月に ITER 機構とダイバータ
外側ターゲットの調達取り決めを締結し，これまで実機用

図１

図２

図３

プラズマ対向ユニット２号機を組み込んだテストアセンブリ．

図４

IDTF に設置中のテストアセンブリ（CFC 材製のターゲット部の２つの領域に対して交互に電子ビームを照射し，繰り返し加熱を行う．
）．

臨時 ITER 理事会議事風景．

日本の理事会メンバー．

１９８

Information

漸増や表面保護材の割れ等の損傷もなく健全性を維持し，高熱負荷試験に合格することができました．その後，テス
トアセンブリはロシア国内機関より原子力機構に返送され，実機製作のためのクォリフィケーションを無事完了
し，日本の優れた技術力を証明することができました．

３．ITER トロイダル磁場（TF）コイルのトランス
ファ検証試験を完了
原子力機構は，調達を担当するITER向けTFコイルの製作にあたり，TF コイル製作装置の製作を進めています．
この ITER TF コイルの製作では，超伝導導体を D形状に成型した巻線を構造体であるラジアル・プレート
（RP）の
図５

溝に挿入するトランスファと呼ばれる作業が必要となりま

検証試験中のトランスファ装置．

す．この時，１本の導体を用いて２層の巻線を作る必要があり，また作業中に超伝導導体に加わる歪を 0.1％ 以下と（CIC）導体であり，Nb3Sn 超伝導素線を多段で撚り合わせ

して超伝導導体の性能劣化を防ぐために，トランスファ装

た撚線を用いています（図６）．導体長は最大 918 m であ

置には高精度で３次元的に稼動する特殊な機構が備わってり，総量４９本必要です．これらの導体から CS コイルを製作います．

する作業は米国が担当しており，日本で製作した CS 導体

今回，実機 TF コイル製作用のトランスファ装置を製作は米国に海上輸送する必要があります．

し，検証試験において巻線，RP および装置が互いに干渉す

米国は CS コイルの製作 R&D の一環として，ダミー導体

ることなく巻線が RP の溝に挿入され，この時超伝導導体を用いて導体巻き線技術を開発する予定です．ダミー導体に加わる歪が 0.1％ 以下であることを確認しました．これは，実際の超伝導導体と同じ製造工程で同じ長さの銅線をにより，実機 TF コイル巻線のトランスファ作業が可能で用いて製作した導体です．日本はこのダミー導体の製作もあることを確証（図５）し，いよいよ実機 TF コイル巻線の担当しており，本年１月末に 930 m のダミー導体を北九州

トランスファ作業が開始されることとなりました．

市の港から米国西海岸のロングビーチ港に向けて出荷しました（図７）．現在，超伝導線を用いた実物導体の製作も順

４．中心ソレノイド（CS）用ダミー導体を米国に出荷調に進んでおり，最初の超伝導導体については出荷前の性

日本は，中心ソレノイド（CS）用超伝導導体の調達責任

能検査を行っています．この超伝導導体の米国への出荷はを有しており，ITER 機構と２
００９年１２月に調達取り決めを

本年６月頃を予定しています．

提携し，その試作・製作を実施しています．CS 導体はステ（日本原子力研究開発機構

核融合研究開発部門）

ンレス製コンジットを用いたケーブ ル イ ン コ ン ジット

図６

ダミー導体の米国への出荷．

図７

１９９

CS 用超伝導導体．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.90, No.5 May 2014

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ITER だより!

１．製作性を考慮したダイバータカセット
き，ダイバータ外側ターゲット実規模プロトタイプの製作

２．HV ブッシングの大口径 FRP 絶縁管を製作し，ITER 要求性能（１段当たり 200 kV，１時間保持）を達成を行ってきました．これまでに実規模プロトタイプ用プラ

原子力機構は，日本国内機関として，ITER の中性粒子

ズマ対向ユニット（PFU）の評価試験（高熱負荷試験）を入射装置（NBI）のうち，１MV 電源高電圧部および HV

２回実施し，合格することができました．この PFU を固定

ブッシングの調達を担当します．現在，ITER NBI に先立し，冷却水を供給するためのマニフォールドの役割をもっ

ち，NBI 技術の実証を目的とした ITER と同規模の ITERているのがステンレス製支持構造体（SSS）です．SSS は高中性粒子ビーム実機試験施設（NBTF）をイタリア・パド

強度のステンレス鋼（XM-19，SS316L(N)-IG）を用います

ヴァに建設中です．国内においても NBTF 用機器の製作がが，原子力機構では内部の流路構造を工夫して，より製作進行中です．

原子力機構では ITER 機構との調達取り決めにもとづしやすい構造にするための検討を行いました．ITER 機構

HV ブッシングは，最大 1 MV の高電圧導体を真空中のの詳細設計（Model-IO）では，ステンレス鋼板の溶接構造

ビーム源（負イオン源，加速器）まで引き込むために電源となっており，図１（a）に示すような広い水室をもっていの伝送ラインの末端に取り付けられる絶縁碍子であり，絶ます．原子力機構が検討している構造（Model-JAEA）は，

縁破壊を起こすことなく動作する安定性が求められます．

溶接部の長さを短くして溶接変形を抑制することを狙い，また，一般の電力用機器として用いられるブッシングとは

主にステンレス鋼鍛造材をドリルで繰り抜いた構造となっ大きく異なり，１台のブッシングで 0.2〜1 MV の５つの異ており，図１（b）のような流路になっています．本構造でなる電位の導体群を同時に引き込む過去に例のない挑戦的はプラズマ対向ユニットへの冷却水供給部の近傍まで，４な機器です．

本の配管が伸びる構造となっており，プラズマ対向ユニッ

HV ブッシングでは，コバール（ニッケル合金）とロウ付

トの流路毎の流速が不均一となることが懸念されました．

け接合した大口径セラミックリング（内管）と繊維強化プ

ITER ダイバータでは流路毎の流量のバラつきを±１
０％以

ラスチック（FRP）リング（外管）を二重に組み合わせた内とすることになっており，それぞれのモデルの３次元流絶縁管を５段積み重ねて 1 MV を絶縁します．ITER では，

体解析を実施して比較しました．図２はPFU各流路の流量

FRP リングをトリチウムの閉じ込め境界としており，セラを示しています．この結果から明らかなように，Model-

ミックリング破損時にも機器の重量（約６０トン）や地震加JAEA は Model-IO に比べて流量配分のバランスに優れ，流速度（最大２G）を支持しつつ，周囲との圧力差（0.6 MPa）

路毎の流速のばらつきも小さいということが示され，本構に耐える気密性を維持し，トリチウムを内部に閉じ込める造を 実 規 模 プ ロ ト タ イ プ 製 作 に 採 用 す る だ け で な く，

高い信頼性が要求されます．

ITER 機構が作成中のフルタングステンダイバータの詳細

これまでに，HV ブッシングの実現に向けて，HV ブッシ

設計にも反映される見通しとなりました．

ングの要素部品である世界最大口径のセラミックリングの製作や同リングとコバールのロウ付け技術を確立してきま
した．他方，大型 FRP リングは，従来大気圧下で内部を真空にして使用していましたが，ITER では１段あたり最大で直流240 kVの電気絶縁に加えて，従来の使用環境に比べ過酷な内外の圧力差最大９気圧に耐える強度が求められま

図１

図２

ITER 機構の作成した詳細設計（Model-IO）と原子力機構の提案する構造（Model-JAEA）
流体解析用モデルのため，構造材ではなく冷却水の存在す
る流路がモデル化されている．

３０７

各 PFU（PFU１〜PFU１
１：0.5 カセット分に相当）の流速の比較
Model-JAEA の方が Model-IO に比べて各 PFU の流速の差が小さく，流れのバランスが良い．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.90, No.5 May 2014

す．これらの要求を満たす大型 FRP リングの製法の確立がました．さらに，このような試作検討を積み重ね，実物大課題でした．そこで，ガラス繊維製シートを管状に巻いてモックアップ（図３）を試作して性能試験を実施した結果，形成することにより十分な機械強度を確保し，また電気絶ITER で要求される耐電圧性能（直流 240 kV を連続１時間

縁を劣化させる FRP 中のボイドを除去するために，真空中保持，および直流 220 kV を連続５時間保持），並びに内外

でガラス繊維に樹脂を含浸させ，加熱して硬化，成形するの圧力差９気圧に耐える機械強度と気密性を実証しまし「真空含浸法」を採用しました．大型で厚肉ゆえガラス繊維た．これを受けて，ITER 用 HV ブッシング用 FRP の製作の巻き付け力が不均一となり，熱硬化時に発生する力が不手法を確立し，量産を開始しました．

均一 と な っ て 割 れ を 生 じ る こ と が 懸 念 さ れ ま し た が，mm）のモックアップの試作を通して，ガラス繊維を均一

３．ITER 計画の展示と ITER 機構職員募集説明会の実施に巻きつけるジグを開発し，また，硬化時の温度履歴を最原子力機構では，我が国から ITER 機構への職員の応募

適化することで，割れの発生を回避する製作手順を見出しを促進する活動を行っています．その一環として，３月のITER 用と同サイズ（外径 1.76 m，肉厚 55 mm，高さ 350

日本原子力学会（東京都市大学）の企業展示会に出展しました．展示ブースでは，来訪者に核融合，ITER などに関する資料を配布し，ITER 計画について説明するとともに，
ITER 機構職員募集および登録の案内を行いました．ブースには，現在の ITER サイトの進捗状況を紹介したポス
ター，核融合関連施設の写真集，パンフレット等を展示しました（図４）．展示ブースは多くの学会参加者に興味を持ってもらうことができ，ITER の進捗状況から調達機器の技術的詳細まで，多くの質問が寄せられました．また，学会会場のため参加者には学生も多く，熱心に説明を聴いたり，研究所の見学に興味を持ってくれるなど，若い世代にも核融合研究についてアピールすることが出来ました．
詳細 に つ い て は 那 珂 ITER ウ ェ ブ サ イ ト（http://nakawww.jaea.go.jp/ITER/index.html）の「ITER 機構職員募
集説明会について」をご覧ください．
（日本原子力研究開発機構

図３

試作した HV ブッシング用 FRP リング（上）と耐電圧試験
装置の様子（下）
．

図４

３０８

核融合研究開発部門）

日本原子力学会（東京都市大）における ITER 展示ブース．

インフォメーション

ITER だより!

１．第１４回 ITER 理事会開催： プロジェクトが前進する中で理事会は ITER の進展と挑戦的課題を評価した性について議論しました．理事会は，スケジュールの遅延拡大を止めるため に 更 な る 努 力 が 必 要 な 点 を 強 調 し，ITER 機構及び参加極に必要な措置をとることを指示しま

２０１４年６月１８，１９日に，ITER 機構のガバナンス機関でした．

ある ITER 理事会がフランスのサン・ポール・レ・デュラ

理事会は，ITER 機構による事業運営を改善するためのンスで会合を行いました．この２日間の会合に，７つのアクションプランの実施状況のレビューを行いました．理ITER 参加極−中国，欧州連合，インド，日本，韓国，ロシ事会はまた，事業の次の段階における挑戦的課題及び必要

ア，米国−の全てから，上級代表がロバート・アイオッ

事項に適切に対応した全体事業運営のために，ITER 機構

ティ議長（米国）の下，一同に会しました（日本からは土と国内機関との更に密接な協力の重要性を強調しました．

屋 定 之 文 部 科 学 審 議 官 が 代 表 団 長 と し て 出 席）
（図
１，２）．
理事会は，ITER 建設の進捗に留意しました．２
０１３年１１２．ITER トロイダル磁場（TF）コイルの実機巻線作業に着手

月に開催された理事会以来，計測建屋の基礎部が完成し，原子力機構は，調達を担当するITER向けTFコイルの製

トカマク建屋の基礎部の鉄筋補強は完了間近となり，クラ作にあたり，実規模試作及び TF コイル製作装置の製作をイオスタットの現地作業建屋も完成しました．また，ITER

メーカと協力して進めています．これまでに，巻線作業，

本部建屋の拡張部分は２０１４年１０月から利用可能となりま

冷媒入口部及びジョイント部の施工，トランスファ，導体

す．主建屋とサイトのインフラに関する契約がすでに締結

絶縁の各装置の検証を完了して，３月末から実機 TF コイ

され，今年末までに組立建屋及び現地サービス建屋の建設

ルの巻線作業を開始し，これまでに３体のダブルパンケー

作業が開始される予定です．主要機器の到着に向けて，キの巻線作業を完了しました（図３）．これらの全てにお10,000 m2 の保管倉庫が計画されています．

いて，巻線の導体長さが管理基準である±0.01％ を満足し７つの全ての参加極は，超伝導コイル，真空容器，クラていることを確認しました．

イオスタットを含む，重要機器の製作の進捗報告を行いまTF コイルの製作では，導体の超伝導生成のために６５０℃した．また，参加極は，それぞれの活動及び調達の現状と，で約１００時間の熱処理をする必要があります．一定の高性

スケジュールの更新を最終的なものにしていくことの必要

能超伝導を確保するためには，６５０±５℃で温度を保持する必要があります．今回，実機 TF コイル製作用の熱処理炉を製作し，検証試験において６５０±５℃を十分に満足することを確認しました．これにより，実機 TF コイル巻線の熱処理作業に向けた最終準備段階に進んでいます．

３．CS 導体米国への引き渡しを開始
ITER 参加極間で国際合意された ITER 用機器の製作分担に基づき，日本は中心ソレノイド（CS）で用いる全４９本の導体の製作を行い，米国はこれら導体を用いた中心ソレ
ノイドの製作を担当します．原子力機構は CS 用導体の試

図１

図２

第１
４回 ITER 理事会メンバー（ITER 機構提供）．

会議風景（前列右は日本代表団長の土屋文部科学審議官）
．

図３

４２９

製作を完了した実機 TF コイル用の巻線．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.90, No.7 July 2014

作を２０１２年から開始し，このたび，最初の５本の導体が北九州の工場で完成しました．同導体は，６月２５日に北九州
港響灘において次の製作工程を担当する米国へ引き渡さ
れ，米国カリフォルニア州ロングビーチに向けて貨物船で輸送が開始されました．これにより，日本が担当している
ITER 用機器が初めて海外に渡るという，ITER の建設における日本の貢献の重要な節目となりました．
CS 導体は２０年の運転期間で６万回の「繰り返し電磁力」
を受けますが，２０１０年に実施した従来導体のサンプルを用
図４，５いた試験において，「繰り返し電磁力」に対して徐々に性能が低下する技術課題に遭遇しました．この性能低下は導完成した導体の外観と輸送船に積み込まれる木箱に入った導体．

体を構成する一部の超伝導素線が導体内部で変形することが原因で起こることを原子力機構が見出し，ITER 機構と導体の製作は２０１７年まで続き，定期的に米国に輸送され協力して内部で超伝導素線が変形しにくい撚りピッチを短る予定です．

くする改良を行うことにより，技術的課題を克服し，高性（日本原子力研究開発機構

能化した導体の量産に成功しました（図４，５）．

４３０

核融合研究開発部門）

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.90, No.9 September 2014

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ITER だより!

１．タングステンダイバータの高熱負荷試験

２．ITER ビジネスフォーラム２０１４の開催

原子力機構では ITER 機構との調達取決めに基づき，ダ

２０１４年７月１−４日に韓国・ソウルにおいて「ITER ビ

イバータ外側ターゲット実規模プロトタイプの製作を行っ

ジネスフォーラム（IBF）２０１４」が開催されました（図２）．

てきました．一方，２０１３年１１月の ITER 理事会において，ダIBF は２００７年に始まり今回で４回目の開催で，参加企業はイバータの大きな設計変更が決定されました．この設計変

１２０社，参加者は約２２０名でした．内訳は，欧州と韓国がそ

更は，ダイバータの表面保護材（アーマ材）を，これまで

れぞれ全体の４０％，３０％を占め，日本からは，原子力機構の炭素繊維材とタングステンの組み合わせから，全てタンから３名，産業界の６社から１４名が参加しました．ITER

グステンに変更（フルタングステン化）するというもので機構から ITER プロジェクト全体の進捗状況，各国の国内す．これを受けて，原子力機構では，上記の調達取り決め

機関からは担当する機器の調達活動の状況についての紹介に基づく活動と並行して，

ITER 機構とのタスク契約にがあり，また，各国で調達に参画している企業から最新の基づいてフルタングステンダイバータの開発を行ってお進捗状況が紹介されるなど，全体で３３件の発表がありましり，その第１段階としてアーマ材を全てタングステン（圧た．日本からは，原子力機構那珂核融合研 究 所 の 草 間

延材）とした小型ダイバータ試験体を製作し，ロシアのエITER プロジェクト部長からの日本の調達活動全体の紹介

フレモフ研究所において高熱負荷試験を実施しました．こに加え，超伝導コイルのセッションにおいて，三菱重工!，の試験では，ITER で想定される最大の定常熱負荷に相当!東芝，及び大同特殊鋼!からトロイダル磁場コイルやコする 20 MW/m2 の熱負荷を繰り返し試験体表面に与え，試イルケース等の製作状況が紹介され（図３），日本での製験体の挙動を観察しました．試験中のタングステンアーマ

作の進展が大変注目されました．また，原子力機構と上記材の表面温度は再結晶温度（１３００℃）を大きく超える約
２６００℃に達し，その表面は結晶粒の粗大化及び軟化に伴う塑性変形が観察されました．しかし，設計繰り返し数の３倍強に当たる１０００回の繰り返しに対して，試験体は安定した除熱性能を維持するとともに，タングステンアーマ材には亀裂のような損傷は観察されませんでした（図１）．この高熱負荷試験の結果，原子力機構が製作した小型ダイ
バータ試験体６体全てが ITER で要求される熱負荷条件を満足することが実証され，タスクに基づく開発の第２段階となる実規模のダイバータ試験体の製作と試験に移行することとなりました．実規模ダイバータ試験体は２０１４年度中に製作を完了し，２０１５年度前半にエフレモフ研究所において高熱負荷試験を実施する計画です．
図２

図１

高熱負荷試験後の小型ダイバータ試験体で観測されたタン
グステンアーマ材の塑性変形（高熱負荷試験では中央の３枚のアーマ材表面を電子ビームで繰り返し加熱した．エッジ部分が湾曲し，隣同士のアーマ材が接触していますが，目視可能な亀裂等は観察されませんでした）
．

図３

５７７

フォーラムでの ITER 機構及び国内機関代表者．

ITERビジネスフォーラム２０
１４の様子における日本からの発表．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.90, No.9 September 2014

３社がブースを開設し，各々の調達活動を紹介しました．

機関，企業が公式・非公式の話合いを通して ITER プロ

IBF の重要な目的の一つは，企業間，国内機関−企業間

ジェクトの成功に向けたパートナーシップの強化を確認しの情報交換，企業の ITER 調達活動への参入，協力の可能た４日間となりました．

性の模索です．全体セッションと並行して，３０分単位のス（日本原子力研究開発機構

ケジュールで組まれた面談が積極的に行われ，それぞれの

５７８

核融合研究開発部門）

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.90, No.11 November 2014

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ITER だより!

１．イーター用超小型の１３０万ボルト耐電圧試験
装置の完成

さらに，ダストが存在する場合の許容電界を新たに定め，試験装置の形状や配置を決定した．その結果，従来の１０分

原子力機構は，イーター加熱用中性粒子入射装置（NBI）の１程度の超小型の１３０万ボルト耐電圧試験装置を実現し，（建設地：フランス），及びイーター NBI 実機試験施設（建建設サイトに設置したNBI電源設備の一括耐電圧試験を可

設地：イタリア）に向けて，屋外に設置される巨大な NBI

能にした．製作は欧州の高圧ガスの規格に従って実施し，用電源設備全体の耐電圧試験を一括して実施可能な，従来日本調達機器の中で初めて欧州規格（高圧ガス規制）に合よりも１０分の１程度の大きさの超小型・直流１３０万ボルト

格した．

耐電圧試験装置を完成した（図１）．

今後本装置は，日本で製作する電源機器の耐電圧試験に

イーター NBI では，プラズマ加熱用の１００万電子ボルト使用したのち，２０１６年に NBTF 建設地の イ タ リ ア へ 輸の高エネルギーイオンビームを発生するために，日本が調送，２０１７年２月から NBI 電源設備の一括耐電圧試験で使用

達する１００万ボルト負イオン加速電源や伝送系等と欧州がする計画である．

調達する負イオン生成電源を組み合わせ，全長８０メートル

２．ITER 実機トロイダル磁場（TF）
コイルの最初の巻線熱処理作業を実施

を超える１００万ボルト超高電圧直流電源設備（以下，NBI
電源設備という）を製作する．従来１００万ボルトを超える機
器の耐電圧試験は，機器単体ごとに，水分やダストを管理

原子力機構は，調達を担当するITER向けTFコイルの製した建屋内で実施することが一般的であった．また，１００万作にあたり，実規模試作及び TF コイル製作装置の製作及ボルトの高電圧を絶縁するためには，機器と建屋の間に１０び動作検証試験をメーカと協力して進めてきた．これまでメートル以上の絶縁距離が必要である．このため耐電圧試に，巻線作業，冷媒入口部及びジョイント部の施工，熱処験は，機器単体の試験であっても，縦，横，高さそれぞれ

理，トランスファ，導体絶縁の各装置の検証，及び実規模

数十メートルにも及ぶ広大な試験室内で行われてきた．一

試作試験を完了した．このうち熱処理については，超伝導方イーターでは，NBI 電源設備全体を一括して耐電圧試験

導体の性能を確保するために，６５０℃で約１００時間の熱処理することが求められていた．さらに，耐電圧試験装置の設をするとともに，６５０℃においては±５℃で温度を保持する

置面積も，従来と比べて１０分の１程度に小型化することが必要がある．これまでに，実機 TF コイル製作用の熱処理炉を製作し，実規模での検証試験において熱処 理炉が求められていた．

６５０±５℃を十分に満足する性能を有することを確認した．

そこで，絶縁ガスを封入した圧力容器内に耐電圧試験用電源を収納して絶縁距離を短縮し，装置の小型化を図ると上記の実規模検証試験の結果を踏まえて，本年３月末か

共に，圧力容器を NBI 電源設備に直接接続して大気から隔ら実機 TF コイルの巻線作業を開始し，これまでに５体の離する構造とすることにより，耐電圧試験用電源周辺への巻線作業を完了した．今回，最初の巻線１体について超伝

水分・ダストの流入を抑える構造を考案した．この設計に

導 生 成 の た め の 熱 処 理 を 実 施 し，成 功 裏 に 完 了 し た

当たり，絶縁ガスの耐電圧特性を取得し，１００万ボルト高電（図２）．今後，熱処理を終えた巻線の形状に合わせてラジ圧の絶縁を高い信頼性で実現する絶縁ガスの仕様を定めた．

アル・プレートの最終組み立てを実施し，第１号巻線の完成に向けて，トランスファ以降の作業を実施する予定である．

図１

従来の 1/10 まで小型化し，屋外で使用できる耐電圧試験
装置．

図２

７５０

熱処理を完了した実機 TF コイル用の第１号巻線．

Information

３．ITER 計画の展示と ITER 機構職員募集説明会の実施
原子力機構では，我が国から ITER 機構への職員の応募を促進する活動を行っている．その一環として，９月８〜
１０日に京都大学吉田キャンパスで開催された日本原子力学会２０１４年秋の大会企業展示会場に ITER サイトの建設状況を紹介するポスターや ITER 本体の組立アニメーション，
核融合関連施設の写真集などを紹介するブース（図３）を開設した．昼休みには，核融合関連の発表会場において時間をいただいてブース開設の紹介を行った結果，多くの学会参加者に足を運んでいただいて核融合，ITER 計画に関する理解を深めていただくとともに，ITER 機構職員募集
および登録制度を御案内した．学会参加者には学生も多

図３

く，幅広い専門分野の若い世代にも，核融合研究に興味をもってもらうことができた．
詳細については，那珂 ITER ウェブサイト（http://www.
naka.jaea.go.jp/ITER/index.php）の「ITER 機構職員募集
説明会について」をご覧ください．
（日本原子力研究開発機構

核融合研究開発部門）

７５１

日本原子力学会（京大吉田キャンパス）における ITER 展示
ブース．