J. Plasma Fusion Res. Vol.82, No.8 (2006)４
５５‐４６９解説

日欧の幅広いアプローチ計画と国内計画による JT‐
６
０SA 計画菊池満，松 田 慎 三 郎，吉 田 直 亮１），高 瀬 雄 一２），三 浦 幸 俊，藤 田 隆 明，
松 川 誠，玉 井 広 史，櫻 井 真 治，池 田 佳 隆，藤 井 常 幸

日本原子力研究開発機構，１）九州大学応用力学研究所，２）東京大学大学院新領域創成科学研究科（原稿受付：２
０
０
６年４月２
５日）

JT-60SA（JT-60 Super Advanced）
計画は，核融合エネルギーの実現に向けて国際熱核融合実験炉 ITER を支えつつ，我が国独自の魅力あるトカマク型原型炉の実現を目指すトカマク国内重点化装置計画と，ITER 計画の主要参加国である欧州と日本の共同計画としてのサテライトトカマク計画との合同計画である．JT-60SA 計画の経緯，目的と意義，装置設計，運営形態について述べる．本計画がわが国の若手研究者が自らチャレンジし，
ITER で活躍する研究者となるための機会を提供するものになることを期待する．
Keywords:JT-60SA, ITER satellite tokamak, broader approach, superconducting tokamak, steady state high beta operation,
advanced materials, ITER, DEMO

１．はじめにエネルギー機構を国際機関として設立しフランスカダラ
シュに ITER を建設することに合意した．

国際熱核融合実験炉（ITER）をフランスのカダラシュに建設することが２００５年６月に決定され，トカマク方式によ

これに並行して原子力委員会核融合専門部会（藤原正己

る核融合エネルギー研究開発は新しい段階へと移行しつつ部会長）は，エネルギー，環境問題の専門家を含む核融合ある．これに並行して我が国のトカマク装置である JT‐６０

研究開発基本問題検討会（藤原正己座長）において第三段（臨界プラズマ試験装置）の本体を超伝導トカマク装置（磁階核融合研究開発基本計画（１９９２年原子力委員会決定）の場発生コイルに超伝導磁石を用いたトカマク装置）に改造

見直しを行い，トカマク方式による核融合エネルギーの早する JT-60SA（JT-60 Super Advanced）計画が進められよ期実現を目指した総合的な開発研究の総合戦略を含む核融

うとしている．この JT-60SA 計画は，日欧が共同出資する

合専門部会報告書［１］を取りまとめ，原子力委員会としてサテライトトカマク計画と国内計画であるトカマク国内重の決定文（２００５年１１月１日）でこの報告書に沿って研究開

点化装置計画の合同計画となる．

発を進めることが決定された．この報告書には，一定の経本解説では，本計画に至る経緯，特に背景にある核融合

済性を念頭にお い た 原 型 炉 を 早 期 に 実 現 す る た め に，エネルギーの早期実現に向けた研究開発との関り，このJT

ITER による開発研究に並行して，トカマクの改良研究，-60SA 計画の目的と意義，ITER を補完するトカマク装置

原型炉に向けた炉工学技術開発，核融合炉システム研究，の研究課題と満たすべき装置性能，そして具体的な装置設

トカマク理論・シミュレーション研究，社会・環境安全性計，建設スケジュール，日欧による計画の運営形態につい研究を進めることとしている．また，原型炉の建設を目指て述べる．

す原型炉段階（第四段階）への移行判断基準案として，"

トカマク方式の核融合研究装置は，１９９０年代に大型トカITER による !"#!程度以上の維持（数百秒程度以上）とマク装置 JT-60（日本），JET（欧州）が等価臨界プラズマ

燃焼制御の実証，#ITERによる!"%以上の非誘導電流駆)*条件（等価エネルギー増倍率 !&(""）を超えるとともに，動プラズマの長時間維持（1,000 秒程度以上）の実証，$

JET と TFTR（米国）が 10 MW 以上の重水素（D）‐トリチ

ITER の運転・保守を通した統合化技術の確立および安全

ウム（T）反応による核融合エネルギーを生み出す等，磁場技術の確認，%トカマク国内重点化装置等による無衝突領

閉じ込め装置としての優れた性能を示してきた．この成果

域での高ベータ（規格化ベータ値，"' "$!
!
%!%%）定常運転に立って核融合炉の炉心プラズマ条件（エネルギー増倍率維持の達成，& ITER での低中性子フルエンス DT 実験に!""!程度以上）の実現によって核融合エネルギーの科学

より，発電ブランケットのトリチウム増殖・回収機能や除的・技術的実現性を実証することを目指して日本，欧州，

熱・発電機能の実証，および 80 dpa（照射損傷量）レベル

米国，ロシア，韓国，中国，インドの７極は ITER 核融合

までの低放射化フェライト鋼の重照射データの検証の完

JT-60SA Project for JA-EU Broader Approach Satellite Tokamak and National Centralized Tokamak
KIKUCHI Mitsuru, MATSUDA Shinzaburo, YOSHIDA Naoaki, TAKASE Yuichi, MIURA Yukitoshi, FUJITA Takaaki, MATSUKAWA Makoto,
TAMAI Hiroshi, SAKURAI Shinji, IKEDA Yoshitaka and FUJII Tsuneyuki
corresponding author’s e-mail: kikuchi.mitsuru@jaea.go.jp

４５５!2006 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.82, No.8 August 2006

文部科学省は，文部省と科学技術庁の統合により我が国了，!炉心，炉工学技術の開発と整合をとった原型炉概念の核融合政策が一元化されたことを踏まえ，科学技術・学設計の完了，が提示されている．
原子力委員会は上記の条件をクリアすることは技術的に術審議会学術分科会基本問題特別委員会の下に核融合研究は２０２０年代初頭に可能としており，ITER 計画の着実な進ワーキンググループ（末松安晴座長）を設置し ITER が実

展と技術目標の達成を推進するとともに並行してトカマク

現することを前提とした国内核融合研究の重点化と共同研

改良研究や材料・ブランケット研究開発を進めることが必究の推進を図る報告を取りまとめた（２００３年１月）［３］．
本報告においては，トカマク方式の実験炉 ITER の建設要とした．
このような考え方は，原子力委員会旧核融合会議が設置を前提として，トカマク，炉工学，レーザー，ヘリカルをした開発戦略検討分科会（井上信幸座長）の報告書（２０００重点化の柱として推進することが提言された．具体的に

年５月１２日）以来，国内外で様々な形で検討が行われてきは，JT-60 本体を超伝導トカマクに改造するトカマク国内

た．特に，英国のキング博士によるファーストトラック報重点化装置計画，14 MeV 中性子による照射損傷を研究す

告（２００１年１１月）は欧州の核融合政策に大きな影響を与え，るための国際核融合材料照射施設計画（IFMIF），レーザー

一気にITER誘致に至るとともに，ITERと並行して材料照核融合の新たな展開を目指すレーザー高速点火計画

射試験装置の建設やブランケット開発等の核融合エネル（FIREX-I），大型ヘリカル装置計画（LHD）が重点化計画とギーの早期実現計画の実施が推進されることとなった．

された．そして，これらの装置を共同研究重点化装置として共同研究の推進を図ることが提言された．

２００３年１２月に開催されたワシントンでの ITER６極会合
で日欧が一歩も譲らず ITER サイト決定に至らなかったこ

この中でトカマク国内重点化装置計画は，核融合エネルとから，核融合エネルギーの早期実現に向けた ITER 以外

ギーの早期実現に向けて，トカマク方式の改良（高ベータの研究開発を非誘致国で共同実施することが提案され，定常運転の実現による経済性向上等）を我が国が独自に進

２００４年４月に日欧の政府関係者と研究者等が「核融合エネ

めるとともに，ITER 計画での主導権の確保と，数百名規

ルギーのための幅広いアプローチ」として，トカマクの改模での人材養成による ITER 計画との有機的連携を図るた

良研究，原型炉に向けた炉工学研究，国際核融合材料照射

めに既存の JT-60 施設を利用した臨界プラズマクラスのプ

施設（IFMIF）による材料試験等を並行して実施すること

ラズマ性能をもった超伝導装置とし，プラズマアスペクト

により核融合エネルギーの早期実現を図ることが必要であ比，断面形状制御性，帰還制御性において，機動性と自由ると合意した．

度を最大限確保できること，原型炉で必要な高ベータ

ITER のサイト決定に至った２
００５年６月のモスクワの共（"# "!
!
!
"!""）非誘導電流駆動プラズマを１００秒程度以上

同宣言に添付された日欧共同文書において幅広いアプロー

保持することを目指すとされた．計画の実施にあたって

チ計画の実施が政府間で合意され，その具体的計画を検討

は，設置主体である日本原子力研究開発機構（原子力機構）

した ITER 計画推進検討会（有馬朗人座長：以後有馬委員と研究者コミュニティが研究計画を共同企画・立案しつつ会）において JT‐６０の超伝導化改修を日欧のサテライトト

実施することが重要であり，JT-60 をトカマク国内共同研

カマク計画として進めることが提言された．有馬委員会で究の中核的役割を担う装置として位置づけて，トカマク国

は，本計画は国内計画との合同計画とすることで了解され内重点化装置の建設開始まで運転を継続し共同研究を推進ている．

するとされた．

これを踏まえて，我が国政府は欧州に JT‐６０の超伝導化

これを踏まえ，旧日本原子力研究所では旧核融合研究委

改修を幅広いアプローチ計画の一つとして提案し，日欧に員会（委員長：後藤誠一大阪大学教授／犬竹正明東北大学

よる作業部会を設置し成案を得た．

教授）を共同企画・共同研究推進の母体とし，委員会の下（松田慎三郎，菊池のトーラス技術専門部会（部会長：吉田直亮九州大学教授）

満）においてトカマク国内重点化装置の仕様を評価，成案を得

２．ITER を補完するトカマク装置の目的と意義て核融合研究委員会での了解を得た（２００５年３月）．

ITER 計画への参加極は，日本，欧州，米国，ロシア，中

一方で，前章で述べた有馬委員会の提言を受けて，JT-60

国，韓国，インドの７極である．欧州は JET，ASDEX-U，の超伝導化改修は日欧の幅広いアプローチ計画の一つとしTore Supra，FTU，TCV，TEXTOR，MAST といった多て国内計画を包含しつつ実施することが提言されたことか

くのトカマク装置を域内に持ち，ITER に向けた研究と人ら，日欧政府は日欧の専門家からなる日欧サテライトトカ

材育成のための資源を豊富に抱えている．米国も DIII-D，

マクワーキンググループ（座長：松田慎三郎原子力機構執C-MOD，NSTX という特徴のあるトカマク装置を持ち研行役）を設置し，報告書を取りまとめた（２００６年３月）．本

究面では強い競争力を保持している．一方で，中国，韓国，

ワーキンググループには，原子力機構関係者のみならず国

インドはそれぞれ新型の超伝 導 ト カ マ ク 装 置（EAST，

内研究者コミュニティから高瀬雄一東大教授も参加し欧州

KSTAR，SST-1）を国内に建設中でそれぞれ国内研究と人側との交渉にあたった．

材育成の体制を整えつつある．我が国も ITER 参加極を本ワーキンググループでも活発な議論がかわされ，本体リードするに相応しい中核的なトカマク装置を国内に保持装置の基本パラメータについてはサテライトトカマク装置

しつつ，優れた研究と人材育成を行うことの必要性が言わとして妥当なパラメータ設定になっていることが合意されれてきた．

た．一方で，従来から国内で指摘されていたように加熱電
４５６Commentary

JT-60SA Project for JA-EU Broader Apprmoach Satellite Tokamak and National Centralized Tokamak

Table 3.1

流駆動パワーについては 40−50 MW の能力を運転開始時

装置パラメータの比較．

から持つことが ITER への貢献を高める上で重要との指摘がなされ，結局 41 MW，１００秒入射の整備を行うことで合ITER意した．また，真空容器内作業を可能とし機動性を持たせ
大半径 "
（m）
小半径 #
（m）
アスペクト比 !
非円形度 κ９５
三角形度 !
９５

る観点から制限していた年間中性子発生量についても，実験の制約を緩和し多くの実験研究を進める観点から増加させることとし，遠隔保守機器の導入を決めた．
JT-60 の超伝導化改修が国内計画のみの計画でなくなったことから，装置名称も従来 NCT（National Centralized

6.2
2.0
3.1
1.7

トロイダル磁場（T）
プラズマ電流（MA）
表面安全係数 $"!

Tokamak）と し て い た も の を 改 め，旧 核 融 合 研 究 委 員会，原子力機構関係者から名称を募集して JT-60 Super Adこのようにして，JT-60SA 計画は国内計画であるトカマ

JT‐
６
０SA
ITER
高 S 配位
相似配位
3.16
3.01
1.02
1.14
3.1
2.64
1.7
1.83

0.33
5.3
15
3.0

0.33
2.59
3.5
3.0

0.57
2.72
5.5
3.77

1.2

1.1

1.3

グリーンワルド密度（1020 m-3）

vanced（JT-60SA）に変更した．

M. Kikuchi et al.

ク国内重点化装置計画と日欧が共同出資する二国間協力であるサテライトトカマク計画との合同計画となり，国内核融合コミュニティと原子力機構の共同企画・共同研究重点化装置としてだけではなく日欧のサテライトトカマク計画として実現・運営されることになった．
JT-60SA 計画は，その運転の半分は国内計画に，半分は日欧のサテライトトカマク計画に割り当てられる予定であり，本装置を活用して原子力委員会が定めた原型炉段階に進むための６つの条件（前章に記載）のうち，ITER による!，"達成の支援研究，$の高ベータ定常運転維持の達成，さらには%の原型炉設計の物理基盤確立および実施が原子力機構と核融合研究者コミュニティに求められている．
（吉田直亮，菊池満）

３．研究課題と満たすべき装置性能
３．
１ プラズマ性能と装置機器への要求
JT-60SA は，トカマク国内重点化装置としての使命およFig. 3.1

JT-60SA の代表的な配位のポロイダル断面．

び研究課題をそのまま引き継ぐことになるが，一方，ITER
Table 3.2のサ テ ラ イ ト トカ マ ク と し て の 役 割 を 果 た す た め に，ITER 計画に直接貢献する ITER 支援研究とともに，ITERと並行して進める ITER 補完研究を実施していく使命を

加熱／電流駆動系（u：ユニット）．正 NBI：正イオン
源中性粒子ビーム入射，負 NBI：負イオン源中性粒子
ビーム入射，ECRF：電子サイクロトロン周波数帯波．

正 NBI（85 keV）

順方向入射
逆方向入射
垂直入射

負 NBI
（500 keV）

順方向入射

次のような ITER および原型炉に貢献する研究の展開が早ECRF

110 GHz140 GHz

期に実現可能となった．

合持っている．特に，一定の経済性を念頭においた原型炉の実現に向けた炉心プラズマ技術基盤の確立は，日本が原型炉段階で世界的リーダーシップを確保するために必要な国内計画の重要要素である．日欧の交渉により，高性能プラ
ズマの運転領域拡張に必要な加熱パワーを増強した結果，

計

2 MW×２u
2 MW×２u
2 MW×８u
10 MW×１u
２イオン源
0.75 MW×4 u
0.8 MW×5 u

4 MW
4 MW
16 MW
10 MW
3 MW
4 MW
41 MW

!高密度・高放射損失領域における，核融合炉で直接適用可能な運動量注入が小さく，電子加熱が支配的となた低アスペクト比，高非円形度，高三角度を有する高形状

るプラズマの研究，

因子（高 S）配位を実現できる柔軟性を持たせている．

"プラズマ電流密度分布，ベータ値等のパラメータ領域

Fig. 3.1 に２つの配位のポロイダル断面形状を示す．

の拡張による定常運転シナリオの最適化，また，加熱／電流駆動パワー入射系は Table 3.2 に示すよ#高い規格化ベータ値における定常運転の実証，う に 増 強 さ れ た．正 NBI：24 MW，負 NBI：10 MW，$ MHD 不安定性を克服するための制御手法の改善．

ECRF : 7 MW の合計 41 MW の加熱入力を１００秒間，連続入これらの要求を満足するため，本装置の装置パラメータ射できる．低域混成波電流駆動（LHCD）は，電流分布制御

を Table 3.1 のように定めた．

の柔軟性の確保，特にプラズマ周辺部における高効率の電ITER とほぼ同一のアスペクト比，非円形度，三角度を流駆動の観点から重要であるが，現在の設計には含まれて有する ITER 相似配位と，高ベータプラズマの制御に適しいない．LHCD システムを採用するためには，高エネル
４５７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.82, No.8 August 2006

ギー粒子による波の吸収やアンテナの高熱負荷環境への適用性，遠隔保守システムによる容器内部品保守の可能性などの評価が必要であり，今後の詳細設計を通じて総合的に判断する予定である．
なお，加熱入力の増強により扱うべき熱や中性子発生量が増大するため，プラズマ対向機器の除熱性能の向上，中性子遮へい性能の改善，容器内機器の遠隔保守システムの導入等を新たに取り入れることとなった（４．装置の設計を参照）．
３．
２ 運転シナリオ
ITER 支援のためのハイブリッド運転を含む ELMy H
モード運転および完全非誘導電流駆動運転に加え，定常高ベータ（%- #$!
&）運転等原型炉に適用可能な運転シナリオが本装置の研究対象である．これらの運転シナリオの成立
するプラズマパラメータは以下のとおりである．
３．
２．
１ ELMy H モード運転
ITER 相似配位において，プラズマ電流 3.5 MA/トロイダル磁場 2.42 T で 41 MW の加熱を用いた１００秒運転が可能

Fig. 3.2 加熱系の組み合わせによる電子加熱の割合．DT 核融合
反 応 に よ り 生 成 さ れ た $粒 子 に よ る プ ラ ズ マ 加 熱（$加熱）は，電子加熱が支配的である．

であり，ITER の運転シナリオに関する物理的な評価およびデータベースを提供する．表面安全係数 %*&#$!%，プ
０−１００秒でパラメー
ラズマ電流 "
3〜3−5.5 MA，パルス幅１タサーベイが可能である．高プラズマ電流かつ高密度領域運転が可能であり，適切な安定化制御（３．
３．
２参照）を行えでは，質の良い H モード性能の長時間維持には高加熱入力

ば，導体壁なしの理想 MHD 安定限界を超えた規格化ベーが必要である上に（JET では，Type-I ELMy H モードの維

タ値 %- "$!
'の達成が見 込 め る．よ り 高 ベ ー タ の 運 転

持 に は H モ ー ド 閾 値 の 1.5−2.5 倍 の 加 熱 入 力 を 要 し，は，同様に安定化制御のもとで %- "%!
%の達成が予測され

ASDEX-U では，改善 H モードを得るには H モード閾値のる（2.4 MA/1.79 T，加 熱 入 力 41 MW，$
!
!
))，$
(，
,0 "!
15"!

２倍以上の加熱入力が必要である），プラズマ電流フラッ!
&）．以上のシナリオでは，電流拡散!!*)6#""!
$#，%*&"&

トトップの持続時間が供給磁束（最大 40 Wb）による制限!秒のため，１００秒間運転で電流分布はほぼ一定
時間 &
. "#

を受けるため，実験開始の初期から定格出力の加熱／電流に落ち着くと予想される．Fig. 3.3 は完全非誘導電流駆動の駆動装置を準備することが必要である．10 MW の負 NBI

可能な領域を示したもので，加熱入力を従来の 25 MW かおよび 7 MW の ECRF の入射により，ITER と同様に電子

ら 41 MW に増加させたことにより高いプラズマ電流，高加熱が支配的な領域（加熱分布は異なる）での研究が可能

自発電流割合，および高密度まで拡張されていることが明となる（Fig. 3.2）
．高密度運転では，NBI の加熱分布がブらかである．

ロードとなり，中心加熱パワーが小さくなりやすい．中心

原型炉で要求されるシナリオは，プラズマ断面形状制御

加熱が不十分の場合，特にプラズマ対向材料に高 Z 材料

および能動制御を駆使した高ベータプラズマの定常運転で（Z：原子番号）を採用した時に，密度分布の尖頭化と不純あり，必要とされるプラズマ性能は同時に達成されなけれ物の蓄積を引き起こす可能性が実験的に示唆されている．

ばならない．これを実現するためには，柔軟性の高い加熱

これは高プラズマ電流・高密度運転における課題の一つで／電流駆動系によるプラズマ分布制御が不可欠である．こある．その対策として，ECRF を用いた局所的な電子加熱，れらの手法を駆使した最適化により，原型炉で想定される

あるいは電流駆動による輸送障壁制御で分布を最適化する

高密度／高放射損失の運転シナリオへの見通しを切り開くことが考えられており，これらの研究を通じて ITER におことが期待される．Fig. 3.4 は Fig. 3.3 の定常高ベータ運転

ける同様の運転シナリオへの貢献が期待できる．

で達成可能な規格化ラーマ半径と規格化衝突周波数を示し

３．
２．
２ 完全非誘導電流駆動運転たもので，41 MW の入射パワーにより ITER ばかりではな

この運転シナリオは，ITER の非誘導運転シナリオだけく，原型炉に近接した領域（規格化衝突周波数はほぼ同程でなく，定常運転が要求される原型炉にもつながるもので度，規格化ラーマ半径は３倍程度）でも研究を展開できるある．本装置では，3 MA/2.44 T において 41 MW の加熱入ことがわかる．高い等価エネルギー増倍率 #+/と高ベータ

24

力により，グリーンワルド密度指数 $!
&&，自発電流,0 "!

プラズマの同時達成も Fig. 3.5 に示すような領域に拡張さ（自発電流と全プラズマ電流との比，自発電
割合 $
!
&'
15"!

!
&，
れ て い る（Table 3.1 の 高 S 配 位 に お い て，%*&#$

流はトーラスプラズマにおいてプラズマ圧力の小半径方向!!*)&#""!
!
&， $)の条件下で，加熱入力を 25 MW,0 "!

の勾配により磁場に平行方向に自発的に流れる電流），Hと 40 MW として比較）．

!
$のモードに対する閉じ込め改善度 !!*)&#""!
$，%*&"&

さらに，局所的なプラズマの輸送特性と内部輸送障壁の４５８

Commentary

JT-60SA Project for JA-EU Broader Apprmoach Satellite Tokamak and National Centralized Tokamak

M. Kikuchi et al.

Fig. 3.5 高 Qeq
DT および高ベータプラズマの同時達成パラメータ．

３．
３ MHD 安定化のための制御
本装置の重要な使命の一つである ITER および原型炉に向けた高ベータプラズマ研究を遂行するためには，MHD
不安定性を抑制するための様々な制御手法を装備する必要がある．これらの概要を以下に示す．
３．
３．
１ 新古典テアリングモード（NTM）の安定化#!3/2，
プラズマ高ベータ化に大きな影響を及ぼす ""2/1（"，#はそれぞれポロイダル方向，トロイダル方向のFig. 3.3 完全非誘導電流駆動のパラメータ領域．

モード数）の２つの NTM を電子サイクロトロン波電流駆動（ECCD）により安定化する．本装置で想定される様々な運転領域に対応するため，110 GHz，140 GHz のミリ波を別系統の発振器と伝送回路を用いて入射する．例えば，３．
２．
１に述べた ITER 相似配位のシナリオ（3.5 MA/2.42 T）では，
140 GHz（第２高調波）で中心を含むほぼ全領域の加熱が可能で，110 GHz（第２高調波）が弱磁場側周辺部の加熱とな#!3/2，2/1 の NTM の安り，異なる磁気面に存在する ""定化を同時に行うことができる．さらに制御性を高めるた
め，140 GHz については 5 kHz の電力変調を行えるようにした．また，電子サイクロトロン放射測定や軟 X 線測定で観測される鋸歯状波がしばしば NTM 発生の引き金になっていることを踏まえ，$!"面での電流駆動にも対応できるように検討しており，多様なプラズマ制御により先進的な研究に大きく貢献できると期待される．
３．
３．
２ 抵抗性壁モード（RWM）の安定化
導体壁なしの理想 MHD 安定限界を超えた高ベータプラ

Fig. 3.4 定常高ベータプラズマにおける規格化パラメータ領域．

ズマを維持するため，プラズマに近接して配置する安定化板に加え，容器内に設置するコイル系（セクターコイル）の性質は電子温度とイオン温度の比に敏感に依存する可能性

作る磁場で RWM を安定化する．安定化の目安を導体壁あがあるため，電子温度とイオン温度がほぼ等しい領域におりの理想 MHD 安定限界との比 !# で表すと，最近の ITER

ける先進運転シナリオの研究は極めて重要である．これ設計で採用されている !# "!
!
#を目標としている．原型炉

は，ECRF と負 NBI の加熱パワーを増強して電子加熱を増で適用可能な制御手法を開発する観点から，安定化板とセやすことにより可能となった．

クターコイルの設定位置を最適化するため，Valen コードを用いて三次元実形状を模擬した安定性解析を進めている．セクターコイルを安定化板の外側に置いた場合と内側
４５９

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.82, No.8 August 2006に置いた場合とで規格化ベータ値の達成限界を比較した結果，内側に置くと導体壁ありの理想 MHD 安定限界に近い!
"# !!
"までベータを上げることができ，セクターコイル
で作る磁場を安定化板で遮らないような配置が重要である
ことが示された．これを受けて，安定化板のポート開口部にセクターコイルを配置する案を主案として解析を行っている．また，プラズマ回転と MHD 安定限界に関する物理研究を系統的に実施できるように，接線方向入射の NBIについて順方向入射と逆方向入射のバランスが変えられるようにしている．
３．
３．
３ その他の MHD 制御に関する課題
その他，真空容器外に設置したコイルによる誤差磁場の補正や ELM の制御，高圧ガス入射によるディスラプショ
ンに付随した現象の緩和やディスラプションそのものの回
Fig. 3.6

避など，原型炉に不可欠な課題の研究に適した装置機器のJT-60SA の全体構成図．

設置を検討している．
以上としている．粒子制御性能の観点からはセパラトリク
３．
４ 熱・粒子制御

スに近接したドーム形状が望ましいが，ITER 相似配位か

３．
４．
１ プラズマ対向機器と除熱性能

ら高 S 配位までの多様な研究上のニーズに対応するために実験開始当初，プラズマ対向機器は炭素を主体とするは，プライベートドームはむしろセパラトリクスから離れが，安定化板上のアーマの一部には強磁性体を採用する．

ていることが望ましい．相反するこれら２つの研究上の要

また，高 S のダブルヌル配位から ITER 相似配位までの幅

請を最大限満たすため，現状の設計案におけるプライベー広いプラズマ配位を許容するため，ダイバータは上下とも

トドームは頭頂部を平坦に削り取った形状としている．上に垂直ターゲット板とプライベートドーム（頭頂部を平坦

下でダイバータ形状を高 S 配位用と ITER 相似配位用にそに削り取った形状）を持つやや開いたセミクローズド型とれぞれ最適化するとともに，JET や DIII-D のように適宜ダしている．しかし，ストライク点がドームに当たる場合はイバータ形状を変更することなどを考慮に入れて，ダイ除熱性能により運転が制限される可能性があることに留意

バータ形状の最適化に関しては更に議論が必要である．

が必要である．最大許容熱負荷は，定常状態で外側ターJET の高密度実験では，高いグリーンワルド密度指数にゲットが 15 MW/m２，内側ターゲットが 10 MW/m２であ達するために必要なガス供給量はプラズマ電流に比例する

り，１０秒程度の短パルス放電では外側ターゲットが20 MW

ことが示されている．本装置では，トロイダル方向に対称

２２/m ，内側ターゲットが 15 MW/m となっている．また，プ性のあるガス供給系を準備するとともにガス供給量の増強

ラズマ対向機器の除熱性能を確保する一方，プラズマからを検討している．コアプラズマへの粒子供給と ELM 制御の熱負荷を放射割合の増加等により低減させる工夫が必要の観点から，高いスループットと繰り返し周波数を持つペである．ターゲット板の熱負荷を 10 MW/m２以下に抑える

レット入射装置（３−４本で 50 Pam３/s 相当）を用いるとためには，30 MWを超える加熱入力では７０％以上を放射損

ともに，Tore Supra で用いられている高圧ガス入射系（ガ失させる必要があり，高性能プラズマの定常運転達成のたスジェット）の導入も検討している．

めには高放射損失と両立する加熱／電流駆動シナリオの最適化が必要である．

以上のプラズマ性能と装置機器への要求に関する検討を

原型炉ではプラズマ対向壁材料は金属（タングステン）が踏まえて本装置の機器設計を進め，Fig. 3.6 に示すような全想定されており，ITER もある段階からは金属対向壁を採体構成とした．

用することが予想されるので，本装置も研究の後期におい（三浦幸俊，玉井広史，高瀬雄一）て金属壁への改造を視野に入れている．現在この分野の研究が進んでいる ASDEX-U や計画中の JET における，今後４．装置の設計の高 Z 対向壁実験の結果を踏まえて，本装置の金属壁への４．
１ 超伝導磁石および電源改造時期を判断することになろう．

４．
１．
１ 超伝導トロイダル磁場コイル（TF コイル）

３．
４．
２ 粒子リサイクリング制御

超伝導コイルの線材には，大きく NbTi，Nb３Sn，Nb３Al

ダイバータ部に設けたクライオパネルによって，内外のの３種類がある．それぞれに特徴があるが，簡単に言えば，

ダイバータを独立に排気する．ダブルヌルダイバータでの低磁場ならば NbTi を，高磁場のパルス運転を行うならば排気実験を可能とするため上側ダイバータにも排気用クラNb３Sn を，また高磁場かつ機械歪を大きくとりたいならば

イオパネルを設置する．排気によって，接触ダイバータか

Nb３Al を選択するのが，性能的およびコスト的に見て一般

ら非接触ダイバータまでの広い範囲にわたってダイバータ

的な選択となる．さて，JT-60SA のトロイダル磁場コイル

プラズマを制御するため，最大排気速度の目安は 100 m３/s

であるが，結論から言えば，最も安価なNbTi線材を採用す
４６０

Commentary

JT-60SA Project for JA-EU Broader Apprmoach Satellite Tokamak and National Centralized Tokamak

M. Kikuchi et al.

Fig. 4.2 トロイダル磁場コイルの鳥瞰図．

シアパネルは力学的には梁であるため，強度上は梁の中央部で連結するのが望ましい．事実 ITER や KSTAR ではそのような構造を採用している．しかしながら，JT-60SA
では組み立て作業性の方を優先させることとした．
４．
１．
２ 超伝導ポロイダル磁場コイル（PF コイル）
PF コイルは，主にプラズマ電流の駆動を行うセンター
ソレノイド（CS）とプラズマ断面の位置と形状を制御する
平衡制御コイル（EF コイル）からなる．CS は，トカマク
装置の中心に位置するためにポロイダル磁場が最も強くなり，JT-60SA の場合は 10 T である．トカマクではトランス
Fig. 4.1

JT-60SA の超伝導コイルの主要寸法と形状．

の原理でプラズマ電流を流すが，CS はトランスの一次巻線，プラズマ電流は二次巻線に相当する．このため原理的ることにした．当初は，将来の原型炉への積極的な貢献とに高速な電流変化が求められるので，交流損失の小さい導いう意味合いから，先進的な Nb３Al 導体を用いる予定で体を用いる必要がある．そこで，CS にはフィラメント径のあった．しかし，先進的な工学設計を行って革新的な装置

小さい Nb３Sn 導体を使用することとした．
CS は，Fig. 4.1 に示したように４つのブロック（CS１〜

技術の進展を図る以上に，低コスト化を優先させた．
現時点での TF コイルの主要な寸法と形状を Fig. 4.1に示CS４）から構成される．このうち，中央の２つのブロック

す．TF コイルは D型をしており，３種類の円弧と１つの直はクライオスタットの内部で直列に接続されるので，電気線部からなっている．直線部は，いわゆるウエッジ支持構

回路としては３回路で外部までフィーダが引き出される．

造（アーチ型，あるいは樽型と呼ぶこともある）を採用し運転状態によっては，３つの回路に極性の異なる電流を流ているため，コイルケースのトーラス中心側にある厚肉部す必要があるが，この時には強大な反発力が発生する．ま分は台形である．コイル通電時に働く向心力（トーラス中

た，４つのブロックは冷却に伴い収縮するが，冷却後でも心に向かう力）を利用して，キーとボルトで１８個のコイル

ブロック間にガタが生じないよう，あらかじめ全体を高いを強固に一体化し，コイルの変形と変位を防止する．JT-60

圧力で締め付けておく必要がある（絶縁物の方がステンレ

SA では，隣り合うコイルと実際に接するのは厚肉部のみスなどの構造材よりも熱収縮率が大きい）．このために設である．これは，導体部の側面はケースの肉厚が薄いため，置するのが，タイプレート（もしくはバー）（CS 締め付け

予期せぬ力を受けた場合に超伝導導体のコンジットに大き金具）である．JT-60SA では，コイルの冷却前に油圧ラム

な応力が発生する危険を回避するためである．

を用いて与圧する方式を採用した．

TF コイルの転倒力（TF コイル電流とポロイダル磁場とプラズマ断面の水平および垂直位置，それに非円形度おのローレンツ力）は，シアパネルと呼ぶ構造物を TF コイル

よび三角度を制御するには，基本的には EF コイルは６つ間に挿入して連結することにより支持される．これは，転あれば十分である．しかし，この場合は，プラズマの四角

倒力が TF コイルの内力であることから，原理的に外部か度（膨らみ具合に相当する）を他のパラメータと独立にはら支持する必要がないからである．JT-60SA のシアパネル

制御できない．言い換えると，平衡配位の自由度を大きくの一例をFig. 4.2に示すが，コイルの側板に現場で取り付け確保するには，理想的には EF コイルをプラズマ周辺に８る構造とした．これは，真空容器や 80 K 熱シールドのポー

つ，できれば均等に分布して配置する必要がある．JT-60

ト部での接続作業の自由度を確保するためである．なお，

SA では，垂直入射の正 NBI のビームラインは設置すべき
４６１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.82, No.8 August 2006

EF コイルの中間に位置しているため，既存の加熱装置と両立させながら，８つの EF コイルを設置することが可能である．しかし，負 NBI のビーム軸を少し下げて周辺プラ
ズマを加熱しようとすると，空間的な干渉の問題が発生する．このため，赤道面より下側の EF コイルは３つとして，全部で７つの EF コイル（EF1〜EF7）とした．
JT-60SA は，上下にセミクローズドダイバータを持つダ
ブルヌル配位が基本である．しかしながら，シングルヌル
配位においても，ITER 相似配位をはじめとして多様なプラズマ断面形状を形成することが求められる．このため，ダイバータ配位形成に重要な役割をもつ EF４コイルは，
シングルヌル配位でのプラズマ電流増大と平衡配位の自由度を確保するために，7.4 T の高磁場運転が可能な Nb３Sn導体とした．それ以外の EF コイルは，最大経験磁場が 5 T以下であるため，安価な NbTi 導体とした．NbTi 導体を用いる EF コイルはロールフォーミングで製作するケーブル
インコンジット導体（CICC）である．CS と EF４は ITERなどと同等に矩形断面に丸穴を持つコンジットをバット溶
Fig. 4.3

接した CICC である．なお，TF コイルは，丸型コンジット

JT-60SA の交流電源システムの概要．

をバット溶接した後に整形して矩形断面にする計画であるが，試作による検証が必要であると考えている．

路の３つである．ベース電圧電源は，三相全波整流回路の

４．
１．
３ 交流電源システムおよび超伝導コイル用直流電源

サイリスタ素子を逆並列接続にすることで，両極性電源と最大プラズマ加熱入力 41 MW で１００秒を実現するためにしたものである．これは，トランスや交流フィーダを最大必要な交流電力は，電圧 18 kV で約 130 MW であり，エネ限に有効利用するための工夫である．なお，電流ゼロ付近

ルギーとしては約 13 GJ である．現在，JT-60U の加熱装置の制御をスムーズに行うために，少なくも２つの変換器をに交流電力を供給しているはずみ車式電動発電機（MG）の並列接続して，循環電流制御を行える構成としている．プ

放出エネルギーが2.6 GJであるから，その丁度５倍である．

ラズマ着火のための高電圧発生回路は，CS のみに設置し，JT-60U の常伝導トロイダル磁場コイルの運転には 8 GJ 程

最大電圧は現在のところ−5 kV 程度を想定している．ブー度のエネルギーを必要とするが，それ用の MG を振り向け

スター電源は，既存の電源を再構成して使用する予定であただけでは不足する．このため，商用電力系統からの直接り，最大電圧は±5 kV である．これにより，プラズマ着火

受電を増強する以外に，41 MW で１００秒のプラズマ加熱入のための電界強度 0.3 V/m を得ることができる．コイル保力を得ることはできない．また，受電端における電圧変動

護回路は，各コイルに１個設置する予定である．

や周波数変動などに関する取り決め，およびそれを担保するための電力変動の最大ステップ幅などの規定を遵守する

４．
２ 真空容器，クライオスタットおよび容器内機器

ため，商用電力系統を含めて受電設備および運転形態を詳

４．
２．
１ 真空容器細に検討する必要がある．

既存のNBI加熱装置を再利用することと臨界プラズマク

Fig. 4.3は，現在想定しているJT-60SAの交流電源システ

ラスのプラズマ性能を確保する観点から，プラズマの大半

ムの概要である．加熱装置へは，約 90 MW 分の電力を商用

径は約 3 m を維持する必要がある．さらに，高ベータ化に系統から，また残り約 40 MW を既存のトロイダル磁場コ

有利な低アスペクト比（〜2.6）と非円形度〜２を実現する

イル用電動発電機（T-MG）から供給する．このため，加熱ためプラズマ小半径〜1.2 m とプラズマの高さ〜5 m が必装置は異なる周波数を持つ２つの交流電源によって運転さ要となる．容器内機器の設置空間を考慮して，真空容器はれる．このように，エネルギー面からは大きな問題はない

高さ〜6 m，幅〜3 m のポロイダル断面を持つ外径〜10 m，が，①誘導性負荷ではないので，ほとんど瞬時に最大電力

内径〜4 m のトーラス形状とした．既存の加熱装置の配置に到達すること，②全負荷同時開放も通常運転の想定範囲に合わせてトロイダル方向は２０度ごとの１８セクタに分割さ内であること，③加熱装置の交流−直流変換装置は高々１２れる．

相であるため，特に第１１次，１３次調波の高調波電流の増大

超伝導コイルの核発熱を低減するため，真空容器壁は 24が懸念されること，などの技術的な課題が残っている．

mm 厚 SUS３１６L製の内外壁の間に140 mm厚の遮へい用ホ
ウ酸水（９５％濃縮 B１０使用）を充填した二重壁構造を採用しPF コイル電源は，大きく三分割される．すなわち，①放電の全期間にわたってコイル電流の制御を行うベース電圧

た．真空容器放射化低減のため，構造材には，低コバルト

電源，②プラズマ着火時および初期の高速立ち上げ時のみ（0.05 wt％）ステンレスを使用する．ホウ酸水を最大２００℃，に使用する高電圧発生回路およびブースター電源，③クエ

2.0 MPa で循環させることで真空容器のベーキングを行

ンチ時などにコイル電流を急速に減衰させるコイル保護回う．ベーキング時の熱膨張を許容するため，真空容器下部
４６２

Commentary

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には４０度ごとに板バネ方式の支持脚が設けられクライオス

射化コンクリート（160 mm 厚以上）を充填する．クライオ

タット底部の支持リングより真空容器を支持する．

スタットの内面には超伝導コイルへの輻射熱を低減するた

真空容器支持脚と同じセクタの上部と下部には容器内機

め 80 K 熱シールドを装着する．

器の除熱用冷却水の導入配管が接続される．それ以外の９

真空容器ポートの貫通部以外に，超伝導コイル電流

セクタには計測用の垂直ポートを設ける．真空容器のアウ

フィーダ，冷却用 SHe（超流動ヘリウム）配管，クライオ

トボード側には計測，容器内機器の遠隔保守等を目的としスタット排気ポートおよび超伝導コイル計装（冷媒導圧管，

た大口径水平ポート，または既存加熱設備に合わせた上下

電圧タップ，温度センサ）
用に多数の開口部を設ける．Fig.

の斜めポートと小口径水平ポートおよび接線ポートが配置

4.5 にクライオスタットと NBI タンクの鳥瞰図を示す．

される．各ポートには真空容器とクライオスタットの熱膨

４．
２．
３ 容器内機器差を吸収するためのベローズと電気絶縁部が設けられる．

真空容器内には，プラズマ対向機器（ダイバータ，第一超伝導コイルへの輻射熱を低減するため真空容器とトロ壁），ダイバータ排気用クライオパネル，容器内コイル，安イダル磁場コイルの間および各ポートの周囲には 80 K 熱

定化板および各種センサ類が設置される．幅広いアプロー

シールドを設置する．コイルを低温に保持したまま真空容チの一環として欧州との協議においてプラズマ加熱パワー

器の２００℃ベーキングを可能とするため，80 K 熱シールド

を 41 MW（１００秒間）に増強し，年間中性子発生量を当初設の真空容器側は銀コーティングにより輻射を低減し，コイ

計値の１０倍に変更したことにより，大幅な設計変更が必要

ル側にのみ多層断熱材（Super Insulation）を装着し，ベーとなった．

キング時にも 80 K 熱シールドを 120 K 以下に保持する．

第一に，加熱パワーの増大に対応し，ダイバータ板をFig. 4.4 に真空容器とポートの鳥瞰図を示す．

Tore Supra 等で実績のある平板アーマ方式（銅製強制水冷

４．
２．
２ クライオスタット

ヒートシンク表面に薄い炭素繊維複合材（CFC）を接合す

超伝導コイルを極低温に保持するため，装置全体はクラる方式で，許容熱流束〜10 MW/m２である）から ITER と同

イオスタット（断熱真空容器）に格納される．既設の垂直

じモノブロック方式（銅合金製冷却管に直接 CFC アーマブ

入射NBI装置のタンクの内側でクライオスタット内の作業

ロックを接合する方式，許容熱流束１５〜20 MW/m２）に変空間を最大限確保するため，内径 13.4 m の球形を基本形状更する．同時に冷却水流速１０〜12 m/s を確保するため既存とした．那珂核融合研究所までの輸送と本体室での組立をの一次冷却系にバッファタンクとポンプを増設し，冷却水考慮して，球殻部は上鏡，側胴部（トロイダル方向７分割）

流量を３倍以上（１００秒間）に増強する．

および下鏡に分割され，ボルト固定のフランジを本体室で第二に，中性子発生量の増大により１０年間運転後の真空接続する．真空シールにはリップシールを採用する．支持

容器内予想線量が 1 mSv/h を超えるため，ダイバータおよ

構造は超伝導コイルと真空容器の設置基準となる強固な支び第一壁を ITER と同様に遠隔操作で保守・交換可能な構持リングとそれを支える９本の支持脚および本体室床面に造に変更する必要がある．現在検討中の内側第一壁の構造

固定する基礎プレートから構成される．

案では，ステンレス製（一般部）または銅合金製（垂直入本体室内の機器と空気中のアルゴンの放射化低減のた

射 NBI 対向面）の水冷ヒートシンク上にマニピュレータでめ，球殻部では，真空境界となる 34 mm 厚の内壁（低 Co

交換可能なアーマタイルをボルト固定することで，材料研ステンレス製）と 6 mm 厚の外壁の間に，ホウ素添加低放究を目的とした少数タイルの交換や，全面的なアーマ材変Fig. 4.4 真空容器の鳥瞰図．

Fig. 4.5 クライオスタットと NBI タンク鳥瞰図．

４６３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.82, No.8 August 2006

更に対応する．水冷ヒートシンク自体も故障した場合に交試験装置に持ち込み，加速電圧は60 kVと低いながら２００秒

換可能なように容器内から配管の切断，再溶接が可能な接の長時間運転を確認している．一方，加速電源（高圧直流続部を設ける．ダイバータ部についても水平大口径ポート電源）においては，分圧抵抗器や高圧給電線等の電源機器から遠隔操作機器で搬入出し，真空容器外でターゲット部

で熱負荷が増加するため，大幅な冷却強化が必要である．

を交換できるよう，ITER と同様なダイバータカセット方

同様に，ビームリミターを含むダクト部でも，これまでの式を念頭に検討を進めている．

慣性冷却に変え強制冷却（水冷）を採用することで，１００秒

ITER 相似の下シングルヌル配位による ITER 支援研究

入射時の熱負荷に対応する予定である．これらの１００秒化

だけでなく，ダブルヌル高非円形配位による高ベータ化研に伴う冷却性能の強化に加え，磁気遮へいの強化を行う必究も運転開始当初から行うため，強制水冷ダイバータと排要がある．すなわち JT-60SA では現 JT-60 に比べてポロイ

気用クライオパネルを上側にも配置する．今後，遠隔保守

ダルコイルの位置が大幅に NBI 設備に近接するため，NBI

対応のための構造的制約を考慮しつつバランスの取れた研設備への漏洩磁場が現在の５倍程度に増加する．これに対究が可能となるよう，ダイバータシミュレーションを参考して，イオン源タンクおよびイオン源の周囲に電磁軟鉄をに上下のダイバータ形状の最適化を行う必要がある．ダイ

配置することによる磁気遮へいの強化と，打消コイルの形

バータ排気用クライオパネルは当初の設計では内外ダイ状の最適化により，イオン源および中性化セルでの漏洩磁３バータを独立に 100〜200 m /s の排気速度で排気すること

場を既存値レベルに低減することが可能と考えている．

が目標であったが，遠隔保守対応のため設置空間や排気経

負NBIは２台の負イオン源により，10 MW入射を実現す

路のコンダクタンスが制限され若干の排気速度低下が予想

る予定であるが，そのためには１台のイオン源当り，500

される．

kV，22 A（負イオン電流），１００秒の安定動作が必要である．

アウトボード側には高速位置制御と抵抗性壁モードの抑既存の負イオン源の動作実績は，真空絶縁破壊のために制のための容器内コイルとそれらを保護するともに壁安定

400 kV 程度に留まっており，今後，10 MW 入射のために負化効果を得るための安定化板が設置される．安定化板は低イオン源の絶縁構造等の大幅な見直し・改造を行う予定でCoステンレス製の二重壁構造とし，その間に室温の冷却水ある．一方，表面生成方式により高い負イオン生成効率をに換えて，３００℃の窒素ガスを流すことで，高壁温運転も可

得るには，セシウムが付着したプラズマ電極の表面温度を能な構造を採用する．トロイダル方向に電気的かつ機械的

２５０℃程度に保つ必要がある．既存のプラズマ電極では冷に一体化された安定化板は真空容器との熱膨張差を許容す却を行っていないため，アーク放電からの入熱によりプラるため，セクタごとに４本のクランク支持脚により保持さズマ電極温度は約３℃/s で上昇する．このため１０
０秒化に

れる．

あたってはアーク放電による入熱と強制冷却との熱平衡に

４．
２．
４ 遠隔保守よるプラズマ電極の高温温度制御を開発する必要がある．

４ヶ所の大口径水平ポートを使用して容器内機器の遠隔また JT-60 の負イオン源のような大型マルチビーム加速管

保守装置を設置する．ITER のブラッケット保守装置と同では，マルチビーム間の電気的な反発力が加速中にビーム様なビークル方式を採用し，交換箇所に応じて４ヶ所中の軌道を大きく偏向させ，加速電極に過大な熱負荷を発生さ３ヶ所のポートを用いて軌道の挿入・展開，支持および容せることが明らかとなってきている．このため，JT-60SA

器内機器の搬入出を行う．ダイバータカセットのような大用の負イオン源では，これらの空間電荷効果を考慮した加型重量物とアーマタイルのような小型軽量物に分けてマニ

速電極構造等の最適化を図り，１００秒化を実現させる．負ピュレータなどの最適化を検討している．遠隔保守装置のNBI では，これらの負イオン源の改造に加えて，500 kV，放射化を避けるため，トカマク運転期間中は本体室外に設64 A の超高電圧加速電源等の動作時間を１
０秒から１００秒にけたテストスタンドで習熟運転を行い，保守期間のみ本体伸長する必要があり，このためコンバータやインバータ等室に搬入しポートに設置する．

の主要電源機器を増設する．負イオン源はトカマク本体から遠いので，負イオン源に対する新たな漏洩磁場対策は不４．
３ 加熱・電流駆動装置要である．ただしイオンビームをビームダンプに偏向させJT-60SA の加熱・電流駆動装置は Table 3.2 に示される

る偏向磁場に関しては，漏洩磁場を考慮した磁場設計・改ように，正 NBI の１
２ユニット 24 MW，負 NBI の１ユニッ造を行う必要がある．

ト 10 MW，ECRF の９ユニット 7 MW から構成される．

正 NBI の接線ユニットは，Table 3.2 に示すように，プラ

正 NBI においては，イオン源の耐電圧特性と 18 kV 交流

ズマ電流方向２ユニット，逆プラズマ電流方向２ユニット

受電系の１００秒運転時の負荷条件から，１ユニット当り加のバランス入射であり，電流駆動は主に負 NBI によってな

速電圧 85 kV，イオン電流 55 A がイオン源の動作限界であされる．現在の負 NBI ビーム軸は，Fig. 4.6 の破線で示すより，この動作条件で入射パワー 2 MW を発生する．イオン

うに中心電流駆動・中心加熱のため真空容器赤道面近傍に源に関しては，既に１ユニットあたり 2 MW のパワーを３０設置されている．同じビーム軸位置とした場合，JT-60SA

秒間プラズマに入射することに成功しており，その際イオ

では，プラズマ断面の大型化に伴い，負 NBI の駆動電流分

ン源各部の冷却水温度がほぼ定常に達していることから，

布が相対的に中心よりとなり，中心の安全係数!!
!"が１よ

既存のイオン源のままで１００秒化が可能と考えている．加り低くなってしまう（Fig. 4.7 中の破線）．高ベータ・高閉じ

えて日韓協力により，同イオン源を韓国の KSTAR 用 NBI

込めのためには，!!
!"の弱磁気シアあるいは負磁気シ!"
４６４Commentary

JT-60SA Project for JA-EU Broader Apprmoach Satellite Tokamak and National Centralized Tokamak

Table 4.1
パラメータ
周波数
入射パワー
パルス幅
ユニット数
アンテナ数
ジャイロトロン出力
伝送モード

M. Kikuchi et al.

ECRF 装置のパラメータ．
110 GHz 装置
110 GHz
3 MW
１
０
０秒
４
２
1 MW
HE１１

伝送効率
７
５％
伝送距離
〜60 m/系統
コルゲート導波管の内径 31.75 mm

140 GHz 装置
140 GHz
4 MW
１
０
０秒
５
２
1 MW
HE１１
８
０％
〜70 m/系統
63.5 mmFig. 4.6 低アスペクト比プラズマの断面における負NBIのビーム
ライン．

Fig. 4.8

ECRF 入射部．

への対応を可能とするために，既存の 110 GHz の装置（４ユニット）に加えて 140 GHz の装置（５ユニット）を増設する．Table 4.1 に ECRF 装置の主要性能を示す．
110 GHz の装置では，できるだけ既設機器を利用し，導波管等（総合伝送効率約７５％）はそのまま使用するが，発振管（ジャイラトロン）は 1 MW，１００秒のものを開発する．
現在の JT-60 用 ECRF 装置に使用されているジャイラトロ
ンは 1 MW，５秒で設計されており，連続運転時間を１００秒へ伸長するには改造が必要不可欠となる．現在，ジャイラ
トロンの連続運転時間は，ジャイラトロン内部で発生した
Fig. 4.7 ACCOME コードにより評価された負 NBI 入射時の（a）
ビーム駆動電流密度分布 jBD および（b）安全係数分布 q．
!は規格化半径．破線は従来の負 NBI の位置，実線はビーム軸を 0.6 m 下げた位置の場合を示す．プラズマ電流 2.4 MA，負 NBI パワー 10 MW．

不要モードで出射されないミリ波による絶縁部の温度上昇で決まっており，ジャイラトロン内部のモード変換器を改良して，不要モードの発生を現在の 1/10 以下にし，１００秒入射の実現を目指す．140 GHz の装置では，導波管類を現在の内径 31.75 mm から 63.5 mm の一回り大きなものとし，ア配位として，鋸歯状振動が発生しないようにする必要がより一層安定な高パワー伝送を実現する．また導波管でのあると考えられることから，負 NBI のビーム軸を下へずら

ミリ波損失が１％以下になるようにコルゲート加工を最適して駆動電流分布をブロードあるいはホローとなるように化し，さらに整合器におけるガウスモードから HE１１モード

した．0.6 m ずらした場合，アスペクト比 2.65 の大体積プラへの変換効率を９４％とし，総合伝送効率８０％を目標とすズマに対してビーム駆動電流は規格化小半径〜0.4−0.5 にる．110 GHz および 140 GHz の両装置ともに，Fig. 4.8 に示ピークを有するホロー分布となり，負磁気シア配位の形成

すようにアンテナ設置位置は現在の JT-60 と同じく外側上が可能である（Fig. 4.6 および Fig. 4.7 中の実線）．

部とし，アンテナはポロイダル角に加えてトロイダル角も

ECRF では，後述するように広範なプラズマパラメータ実時間制御できるようにする．ポロイダル入射角はプラズ
４６５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.82, No.8 August 2006

は 1.2×1020 m-3 となる．Fig. 4.9 に ECRF の共鳴位置のトロイダル磁場依存性を示す．２つの周波数の装置を用意する
ことにより，幅広いトロイダル磁場の領域で ECRF による中心加熱（R〜3.3 m）が可能なことがわかる．ただし低アスペクト比のため共鳴位置が強磁場側周辺部に近づくと弱磁場側表面に高次の高調波共鳴が現れ，そこで吸収される．第３高調波共鳴吸収の場合，吸収位置が広がるため
ECRF 駆動電流密度は小さく，主に加熱として使用することになる．
４．
４ 計測装置
計測装置は基本的に現 JT-60 のものを再利用する．設置

Fig. 4.9 垂直入射の ECRF 波共鳴の大半径位置 REC の R ＝ 3 m
におけるトロイダル磁場強度依存性
実線および中塗り記号は 140 GHz の ECRF 波，破線および中抜き記号は 110 GHz の ECRF 波の場合．水平の矢印
は，高次の共鳴が低磁場側に現れたときに共鳴位置がジャンプすることを表す．

予定の計測器を Table 4.2 に示す．大きな計測ポートが水平面のみとなることから計測視野の確保に留意しつつ設計検討を進めている．特に，トムソン散乱計測においては，従来用いていた鉛直入射のレーザーではプラズマ周辺部を観測する視野が取りづらいため，接線入射のレーザーを水平

マ中心から周辺部近くまでの約８５度，トロイダル入射角はポートから観測するように変更する．レーザーの軸はプラ順方向電流駆動，純加熱（無電流駆動），逆方向電流駆動がズマの高磁場側表面近傍まで通るように設定し，３ヶ所の可能な−２０度から２０度の掃引を可能とする．これまでの慣水平ポートから，赤道面の密度温度分布を高磁場側から低性冷却では１
００秒入射には対応できないため，アンテナ先

磁場側まで観測する予定である．レーザーとしては，50 Hz

端部を水冷できる設計としているが，真空の高温部に回転の YAG レーザーを使用する．

駆動機構があるためその開発が必要である．

（松川誠，桜井真治，藤田隆明，池田佳隆，藤井常幸）

ECRF の周波数は，当初最高磁場 2.7 Tにおいて基本波共

５．運営形態

鳴で使用することを想定して 80−90 GHz とする予定であったが，グリーンワルド密度近傍の高密度領域で使用で日欧の幅広いアプローチ計画のなかのサテライトトカマ

きるように周波数を上げ，第２高調波共鳴を主に使用する

ク計画は，日欧政府が直接的に運営を行うことが政府間でようにした．140 GHz の第２高調波共鳴の場合，遮断密度

合意されており，日欧政府による幅広いアプローチ計画のTable 4.2
物理量
中性子発生率
中性子発生率分布
中性子スペクトル
中性子発生量
線積分電子密度電子密度分布，電子温度分布
電子温度分布イオン温度分布，回転分布
電流密度（安全係数）分布
周辺電流密度Zeff 分布
放射パワー分布軟 X 線分布
電子密度揺動
不純物線スペクトル
プラズマ可視画像
リップル損失ダイバータ熱負荷
リサイクル粒子束分布
ダイバータプラズマ密度，温度
ダイバータ部不純物
中性ガス圧力SOL プラズマ密度，温度，流束設置予定の計測機器．

計測器
フィッションチェンバー，シンチレーションファイバー検出器（14 MeV 中性子）NE２
１
３シンチレーターアレイ
波高分析器
放射化箔（全中性子および 14 MeV 中性子）
CO２レーザー干渉計／偏光計．接線方向および鉛直方向
YAG レーザートムソン散乱．接線方向
ECE（Electron Cyclotron Emission）
CXRS（Charge Exchange Recombination Spectroscopy）
MSE（Motional Stark Effect）
リチウムビーム偏光
制動放射分布測定器
ボロメータアレイ
PIN ダイオードアレイ
ミリ波反射計
斜入射分光器
可視テレビ（３カ所）
赤外テレビ
赤外テレビ
D!アレイ
ダイバータ静電プローブ
ダイバータ可視光アレイ，ダイバータ斜入射分光器．
ペニングゲージ，ASDEX ゲージ
可動静電プローブ（外側赤道面）

４６６

Commentary

JT-60SA Project for JA-EU Broader Apprmoach Satellite Tokamak and National Centralized Tokamak

M. Kikuchi et al.

運営委員会がサテライトトカマク計画部分の運営に最終責サテライトトカマク計画との整合性を取りつつ運営するこ

任を持つことになる．

ととなる．

運営委員会は，サテライトトカマク計画の計画調整に責（菊池満，松田慎三郎）

任を持つプロジェクトリーダーを指名し，その下にプロ

６．まとめ

ジェクトチームを組織し，日欧の実施機関が行う物納貢以上，幅広いアプローチとしてのサテライトトカマク計

献，および日本側実施機関が行う装置の組立試験の調整を画について概要を紹介した．この計画は ITER とパッケー実施する．
プロジェクトリーダーは，プロジェクト計画（全期間のジで枠組みが決められたという意味で ITER 計画と不可分

実施計画），年間作業計画，年間実施報告を運営委員会に報一体のものであるという認識は単に政治的にこの計画が決告し承認を得ることが義務づけられる．また，プロジェク

まったことだけを意味しない．何故なら JT-60SA 計画の成トリーダーはプロジェクトチームの組織を運営委員会に提功なくして ITER が成功することは考えにくいからであ案し承認を得る必要がある．

る．確かにこの計画は先例のない日欧の共同事業ではある幅広いアプローチ計画の運営委員会の下には，サテライ

が，７極が参加して行う ITER に比べれば運営上の複雑さ

トトカマクプロジェクトコミッティー（計画委員会）が組は遥かに小さく，また，ITER に先行して行う建設経験は織され，具体的な運営についてプロジェクトリーダーの提ITER の機器製作や組み立ての信頼性を高めることになろ案を聴取するとともに適切な助言等を行う．

う．他方，JT-60SA が ITER の実験開始に先立って（３年欧州からの計画への貢献は，欧州側の実施機関による前から）稼動すること，ITER が運転を開始する時点ではJT-60SA 装置の機器の物納貢献と運転費の負担によって行JET がシャットダウンしていて JT-60SA のみが ITER を間われる．欧州側が物納する機器の所有権は日本側に譲渡さ近な位置で支援できる装置となることを考えれば，その重れ，欧州側はサテライトトカマク計画部分の運営権を共有

要性が世界の核融合界に認知されるという単純な話ではなするとともに貢献に応じた実験機会を得ることになる．

く，この計画が ITER の成否と深く関っていることを再認識する必要がある．

日本側の実施機関は，日本担当機器の製作と日本側運転費の負担を行う．また，欧州側の機器を引き受けて装置全

それゆえに，欧州側の政府も科学者もこの計画の重要性

体の組立てに責任を果たすことになる．また，プロジェク

を当初から認識し，計画案の合意に至る過程では正に真剣トチームをホストするとともに，計画の会計業務を担うこに取り組んできた．科学技術の発展は世界から若くて精力とが想定されている．

的な，あるいは優秀な研究者が集まり，流動することにサテライトトカマク計画は，JT-60 トカマクの超伝導トよって促進される．私たちはそのような場を提供したい．

カマクへの改造への参加とその装置による ITER 支援研究

同時にわが国の若手研究者が自らチャレンジできる場を提と原型炉に向けた研究への参加によって構成される．

供したい．JT-60SAでチャレンジし，ITERで活躍する研究者が数多く生まれることを期待している．

上記の実施はプロジェクトリーダーが定める作業計画に（松田慎三郎）よって規定されるが，以下の点が合意されている．
１）概念設計は日本の実施機関が行い，両極政府によって参考文献承認される必要がある．
２）それぞれの実施機関は物納機器に対する上記概念設計［１］原子力委員会核融合専門部会：今後の核融合研究開発の推進方策について（平成１
７年１
０月２
６日）
http://aec.jst.go.jp/jicst/NC/iinkai/teirei/siryo2005.
htm［２］原子力委員会核融合会議開発戦略検討分科会：核融合
エネルギーの技術的実現性計画の拡がりと裾野としての基礎研究に関する報告書（平成１
２年５月１
７日）
http://aec.jst.go.jp/jicst/NC/senmon/old/kakuyugo/
siryo/siryo136/siryo2.htm［３］科学技術・学術審議会学術分科会基本問題特別委員会
核融合研究ワーキング・グループ：今後の我が国の核融合研究の在り方について
（報告）
（平成１
５年１月８日）http : / / www . mext . go . jp / b ̲ menu / shingi / gijyutu /gijyutu4/toushin/030302.htmに基づく詳細設計に責任を持つ．
３）日本側実施機関は，装置の全体組立てと運転に責任を持つ．
４）欧州（EURATOM）は，JT-60SA における研究参加に対して衡平の原則に基づいて参加する権利を有する．
JT-60SA 計画の研究機会はサテライトトカマク計画と国内計画とに同等に割当られる．国内計画部分については，
独立行政法人である原子力機構が運営の最終責任をもつことになる．その運営形態については，核融合研究ワーキン
ググループの報告に基づいて，共同企画の推進母体（JT-60
SA 共同企画・共同研究専門部会（仮称））を原子力機構の核融合研究開発部門長の下に設置し，両極政府が運営する

４６７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.82, No.8 August 2006

用語解説
エネルギー増倍率 Q（Fusion Power Gain），等価エネ
eq
ルギー増倍率 QDT（Equivalent Fusion Power Gain）

ELMyH モードハイブリッド運転（Hybrid Operation with ELMy H-Mode）

エネルギー増倍率は，核融合反応による出力と，そのプラズマ状態を維持するためにプラズマに直接供給される外部からの入力の比．この値が１のときを臨界プラズマ条件，無限大のときを自己点火条件と呼ぶ．等価エネルギー増倍率は，DD
核融合反応の実験で得られたプラズマの温度と密度の下で，燃料の重水素（D）の半分がトリチウム（T）に置き換わったと仮定して，DT 核融合反応で発生するエネルギーを計算し，それから評価したエネルギー増倍率のこと．JT-60 は１９９８年６月にこの値が 1.25 の世界最高値を達成した．

ITER の運転シナリオの一つで，非誘導電流駆動を利用して，標準運転よりパルス長を伸長した運転方法．パルス長の伸長により中性子フルエンスを増大することを目的とする．具よりもベータ値の高い ELMy H
体的には，標準運転（#& #!!
$）
モードとすることにより，標準運転と同等の核融合出力を，低プラズマ電流かつ高自発電流割合の条件で得ることで，誘導磁束の消費を低減してパルス長を伸長する．

新古典テアリングモード（NTM）（Neoclassical Tearing Mode）

照射損傷量（弾き出し原子数密度）dpa（Displacement Per Atom）

プラズマの内部に磁気島という閉じた磁気面が発生する，プラズマの電磁流体不安定性の一種．磁気島中では温度の平坦化等が起こってプラズマ圧力が増加しなくなり，高ベータ化に支障を来たす．これを回避するため，ECRF 等を用いた磁気島内の局所的な電子加熱及び電流駆動により，NTM を抑制
する．

中性子照射によって材料の構成原子が格子点から弾き出される割合を示す指標である．1 dpa の照射損傷量は，材料の構
成原子が平均すると１回格子点から弾き出されたことを意味
する（あくまでも平均であり，個々には２度弾き出されたり，弾き出されない構成原子もある）．

規格化ベータ値

導体壁なしの理想 MHD 安定限界（No Wall Ideal
MHD Stability Limit），抵抗性壁モード（Resistive
Wall Mode）#N（Normalized Beta Value）

トカマクのプラズマでは，ベータ値の上限はプラズマ電流に比例し，環状磁場強度とプラズマ小半径に反比例することが，広範な実験及び理論計算により示されている．その比例係数を規格化ベータ値と称し，#&（normalized beta value）と記す．この #& 値を高めることで，コンパクトで高効率な核融合プラントの実現が可能となる．

高ベータプラズマでは，高いプラズマ圧力勾配に起因する
圧力駆動型の不安定性が発生する．トカマクプラズマでの圧力駆動型不安定性は，高&バルーニングモードと低&キンクバ
ルーニングモードが代表的である．ここで&はトロイダルモー
ド数．キンクバルーニングモードは，プラズマ周辺まで広がったモード構造を持つことが多いため，プラズマ表面に近接した導体壁がある場合，導体壁に流れる誘導電流により安定化される．したがって導体壁がない場合の方が安定限界は低く，これを導体壁なしの理想 MHD 安定限界と呼ぶ．一方，導体壁も現実には有限の抵抗を持っているため，揺動磁場は導体壁への滲み込みを生じ，安定化に十分な誘導電流は流れな
くなる．このため，導体壁の磁場の滲み込み時定数でモードが発生する．これを抵抗性壁モードと呼ぶ．安定化するためには，プラズマに近接して設置したコイルを用いて壁に流れる誘導電流の不足分を補い安定化させる等の制御が必要である．

形状因子 S （Shape Parameter）
アスペクト比 !，非円形度κ，
三角度 $で定義されるプラズマの，断 面 形 状 の 指 標．
［$$&
!"κ"&
!""$"')%"'''%#%!!!(#)"：プラズマ電流，%：プラズマ小半径，"：トロイダル磁場#)'
５％を包含する磁気面におけるプラズマ安
強度，'%#：磁束の９全係数］．$が高いほど高い規格化ベータを実現するのに有利であることが，DIII-D の実験で示されている．

内部輸送障壁（Internal Transport Barrier）
プラズマ内部に形成される，熱輸送が低減した領域を指す．内部輸送障壁が形成されると，その内側でプラズマの閉じ込め性能が大幅に改善されるためプラズマの高ベータ化に有利であるとともに，輸送障壁の近傍でプラズマ圧力勾配が大きくなるため，圧力勾配に起因する自発電流が増加する．したがって，内部輸送障壁は高ベータ非誘導電流駆動プラズマの実現に重要な役割を持っている．

弱磁気シア（Weak Magnetic Shear），
負磁気シア（Negative Magnetic Shear）
磁気シアは安全係数 'の小半径 (方向の変化率 &
('"
((．
("
''
磁気シアがゼロに近い場合を弱磁気シア，負の場合を負磁気シアという．弱磁気シアあるいは負磁気シアは，内部輸送障壁（熱輸送が低減した領域）の形成をもたらす要因の一つと考えられている．

４６８

!!
きく

解説執筆者紹介

""

ち

みつる

ふじ

菊 池

満

藤 田 隆 明１９８
１年東大博士課程修了（工博）．九大応力研を経て，１９８
３年原研入所．炉心プラズマ解析室長，第一実験室長，計画室長，研究部次長・ITER 計画
担当所長補佐を経て，現在，先進プラズマ研究開発ユニット
長．JT‐
６
０実験に２
０年以上関わる傍ら，ブートストラップ電流／電気伝導度実験，定常核融合炉 SSTR 設計，ITER コンパク
ト化等を手がけ，現在 JT‐
６
０SA 計画を進めている．昨年からIAEA の Nuclear Fusion 誌の編集ボード議長を務め，NF 賞の設立に奮闘中．
だ

しん

ざぶ

ろう

松 田 慎 三 郎

だ

なお

ゆう

さくら

ゆき

い

ひろ

し

い

しん

じ

櫻 井 真 治１９９
４年日本原子力研究所（現日本原子力研究開発機構）入所．周辺プラズマの研究とダイバータ等の設計の二股掛けて早や１
０年以上．最近，衝動買
いしたノート PC，１台は超高性能だが重量４kg，もう１台は最小最軽量が売りの超小型．どちらも特定の目的に特化していて面白いが，４kg ノート PC のACアダプタと超小型ノート PC
本体の重さが同じ位なのは少し行き過ぎか？この辺り，装置の設計で相反する目標のバランスの取り方に相通じる所がある．

いち

MIT 理学系研究科博士課程修了．MIT プラズマ
核融合センターにて，Alcator C および C-Modを用いた高周波加熱・電流駆動，プラズマ高性能化研究を行ってきた．現在東京大学新領域創成科学研究科教授．東大の TST‐
２および PPPL の NSTX で球状トカマク研究を行うかたわら，JT‐
６
０U における CS なし高性能プラズマ生成や LHD における ICRF 加熱研究等も行っている．趣味はス
キューバダイビング，スノーボード，空手等．
うら

誠

１
９
８
３年筑波大学院物理学研究科修了．理博．原研
入所後，JFT‐
２M,JT‐
６
０U の実験研究を経て，現在JT‐
６０SAの設計研究に専念．リタイア前にfirstplasma のメドが立ち安堵，後進のため一層の献身を期す．平日
は殆ど午前様状態も，週末は良き家庭人に変身．趣味：夏山歩き（主に北アルプス），野球（走って守れる二塁手）．特技：ホルン演奏（知る人ぞ知る設立当初の筑波大学管弦楽団主要メンバー）．

あき高 瀬 雄 一

み

まこと

たま

九州大学応用力学研究所教授．１
９４
５年６月３日生
まれ．１
９
７
３年大阪大学大学院基礎工学研究科物理系専攻博士課程修了．マックス・プランク金属物
理学研究所客員研究員，九州大学応用力学研究所助手，同助教授などを経て１９
８
４年より同教授，現在に至る．格子欠陥，照射損傷の基礎研究を経て，現在ではプラズマ−壁相互作用や中性子照射効果など核融合炉材料に関わる研究に従事．
せ

かわ

松 川

玉 井 広 史吉 田 直 亮

たか

あき

１
９
８
２年４月，日本原子力研究所入所．以後，ほぼ一貫して JT‐
６０を中心に核融合装置の設計・運転に従事．現在は，原子力研究開発機構の定常高ベータ装置設計サブグループリーダとして，JT‐６
０SA の設計を取り纏めている．趣味は，お芝居・乱読・貧乏旅行．ここ数
年は年齢のためか般若心経に興味を持ち，四国お遍路に関連した Web ページを散策するのが楽しみ．いかした不良中年に憧れている．

１
９
６
９年京都大学工学研究科修士課程修了．日本原
子力研究所加熱工学第一室長，ITER 開発室長，
核融合工学部長，那珂研究所長，理事を経て，現在，日本原子力研究開発機構執行役．JFT‐
２の建設のあと，JT‐
６
０NBI の開発と建設に従事．その後，核融合実験炉計画に参画，とくに ITER 国内チームリーダ，ITER 運営諮問委員会委員などプロジェクト運営面に従事．毎冬，志賀高原での（超）高速スキーでストレスを発散させているため，本来の性格は至って穏和．が・・・，今年は都合悪く行けなかったため，近づくこと要注意．
よしたか

日本原子力研究開発機構研究主幹．１
９
８
９年東京大
学大学院工学系研究科原子力工学専攻博士課程
修了．博士
（工学）
．九州大学 TRIAM‐
１M を経て
旧原研に入所．JT‐
６０では，主にモーショナルシュタルク効果
による電流分布計測と負磁気シア実験を担当してきたが，２年ほど前にプロジェクト管理関係の部署に移った．細々とややマニアックな研究を続けているが，実験の勘が少々鈍ってきたのは否めない．
まつ

まつ

た

いけ

だ

よし

たか

池 田 佳 隆日本原子力研究開発機構・那珂核融合研究所・
粒子ビーム加熱システム開発グループリー
ダー．工博．最近は地元の山岳会に入り，アイス
クライミングや雪山登山を楽しんでいます．山岳会も中高年が多く，自分たちの気力・体力の減衰曲線の見極めが大切ですが，それでも新しいことへの挑戦はワクワクするものです．

とし

三 浦 幸 俊１９８
１年東北大学工学部修士課程修了，日本原子力研究所入所．JFT‐
２M の実験開始から２
０
０
０年まで
JFT‐
２M で実験，主に H モード等の改善閉じ込めの研究に従事．その後，那珂研究所に移り，第２実験室長，炉心プラズマ実験計測開発室長，計画室長，定常高ベータ化計画
調整グループリーダーを経て，現在独立行政法人日本原子力
研究開発機構・経営企画部（東京事務所）・研究主席．昨年に那珂核融合研究所のテニス部長を仰せつかっており，プレー
ヤーとして復活すべく多少努力を始めたところである
が，
，
，
，
，
．

ふじ

い

つね

ゆき

藤 井 常 幸日本原子力研究開発機構，高周波加熱システム開発グループリーダー．工学博士．高周波加熱技術に関する研究開発を二十数年行ってきました．ス
ポーツが好きで，特に，地域の子どもたちといっしょにサッカーに熱中しています．最近，詰め将棋に挑戦しています
が，自分の方が詰められています．

４６９