第１３回原子力委員会
資 料 第 １ 資 １ 号

我が国の核融合研究開発の現状について平成２４年４月１０日
文部科学省研究開発局
研究開発戦略官付（核融合・原子力国際協力担当）

1

核融合研究開発の位置づけ○我が国の核融合研究開発は、原子力委員会の方針に基づき、進められてきている。
– 「第三段階核融合研究開発基本計画」（平成4年6月 原子力委員会決定）– 「今後の核融合研究開発の推進方策について」（平成17年10月 原子力委員
会核融合専門部会報告書）○また、原子力政策大綱（平成17年10月 閣議決定）やエネルギー基本計画（平成22年6月 閣議決定）においては、ITER計画をはじめとする核融合について、長期的視野に立って推進することとされている。
○昨年8月に閣議決定された第4期科学技術基本計画においては、以下のように規定。
「核融合の研究開発については、エネルギー政策や原子力政策と整合性を図りつつ、同時に、その技術の特性、研究開発の段階、国際約束等を踏まえ、これを推進する。」
2

原子力科学技術の推進方策について(平成24年1月24日 文部科学省科学技術・学術審議会研究計画・評価分科会承認)【核融合関係部分の概要】• 核融合エネルギーは、長期的・安定的供給、環境、安全性等の観点で優れた特性を有し、その実現は人類共通の課題である。
• 国際約束であるＩＴＥＲ（国際熱核融合実験炉）計画、ＢＡ（幅広いアプローチ）活動、国内の重要施策（トカマク方式、ヘリカル方式、レーザー方式及び炉工学）を、引き続き着実に推進していく必要がある。
（国際約束に基づくＩＴＥＲ計画等の推進について）• ＩＴＥＲ計画： 世界7極（日米欧露中韓印）による、核融合エネルギー実現に必要不可欠な国際共同プロジェクト。東日本大震災後のス
ケジュールの遅れを最小化し、早期にＩＴＥＲ建設が実現するよう、我が国が分担する調達活動等を積極的に行う必要がある。
• ＢＡ活動： ＩＴＥＲ計画を補完・支援する日欧協力による重要プロ
ジェクト。ＩＴＥＲ計画の進捗を踏まえつつ、確実に進める必要がある。
3

原子力科学技術の推進方策について（重点化計画における推進４分野）• トカマク（トカマク国内重点化装置ＪＴ－６０ＳＡ、ＪＡＥＡ）計画：
高ベータ定常運転※1実現。ＢＡ活動におけるサテライト・トカマクの進捗を踏まえ、安全の確保に最大限の注意を払いつつ、解体・改修を進めていくべき。
• ＬＨＤ（大型ヘリカル装置、ＮＩＦＳ）計画： プラズマ学理構築。より臨界プラズマ条件※２に近い高性能定常プラズマ実現のための重水素実験に向けた準備、プラズマ学術研究の中核拠点として大学等との共同研究を引き続き推進していくべき。
• レーザー方式（大阪大学等）： 高速点火方式第１期実証実験（FIREX-Ⅰ）進行中。次段階への移行判断のため、核融合点火温
度5千万℃以上達成等の研究成果を確実にあげることが重要。
• 炉工学： ＩＴＥＲ計画及びＢＡ活動との連携、ＪＡＥＡにおける炉工学
技術開発、大学等における幅広い基礎研究を総合的に推進、技術基盤を着実に形成。
※1：ベータ値（プラズマ圧力/磁場圧力）が高い状態での連続運転で、高ベータ化は、核融合炉の経済性を高める上で、必要不可欠な要素となる。
※２：プラズマイオンが同数の重水素と三重水素で構成される時に、プラズマに注入したパワーと等しい
4パワーが核融合反応で発生する条件。

核融合研究開発への今後の取り組みについて
核融合研究開発への今後の取り組みについて
平成２３年１１月
核融合研究作業部会
核融合エネルギー技術は、将来においてエネルギーを長期的・安定的に確保するとともに、環境問題を克服する可能性を有するものであり、究極のグリーン・イノベーションの実現につながるものである。また、安全性等の観点で優れた特性も有しており、その実現は人類共通の課題である。
このため、その実現を目指して、世界の人口の半分以上、GDPの8割以上を占める7極（日・欧・米・露・中・韓・印）が参加して、ITER(国際熱核融合実験炉)計画が進められており、我が国は準ホスト国として主導的な役割を担っているほか、我が国において日欧協力による
BA（幅広いアプローチ）活動を進めているところである。また、これら国際約束による取組に加え、国内の重要施策として、トカマク方式、ヘリカル方式及びレーザー方式並びに炉工学の推進を図っているところである。
現在進められているエネルギー政策及び原子力政策の再検討において、今後、核融合研
究開発への取組も含め、検討されていくことになるものと考えられる。当作業部会としては、上述の核融合研究開発の意義は変わるものではなく、核融合エネルギーの早期実現に向け、長期的視野に立って、関連する様々な技術分野とも連携しつつ、これらの核融合研究開発を着実に推進していく必要があると考える。その際には、安全性の確保が何よりも重要との認識の下、核融合の特性を活かした安全性の研究をさらに深めていくことも重要である。さらに、こうした核融合研究開発の意義について、専門家のみならず、広く認識が共有されることを期待するものである。
5

核融合の主な閉じ込め方式

爆縮レー
ザー

加熱レーザー○ドーナツ状の磁気のかごをつくり、その中にプラズマを閉じ込める○トカマク型と同様にドーナツ状のかごをつくるが、ねじれたコイルを使うのが特徴○プラズマ中に電流を流して、ねじれた磁場を形成○磁場は外部コイルのみで形成されるため、プラズマ中に電流を必要としない→経済的な運転、長時間運転○旧ソビエトで考案され、世界が追随した方式→現時点で最も進んだ方式
ITER（国際熱核融合実験炉）
JT-60【日本原子力研究開発機構】

が可能

大型ヘリカル装置（LHD）【核融合科学研究所】○左の２つの方式と全く異なり、燃料を高出力レーザー
で爆発的に圧縮・加熱し、その圧力でプラズマを閉じ込める→原理実証完了前の基礎的段階○米仏では、国防関係機関
が推進

激光XII号・LFEX【大阪大学】

6我が国における核融合政策の現状
磁場閉じ込め方式
トカマク

ヘリカル

○工学的実証段階○工学的実証を目指す段階○現段階では最も進展しているとの国際的認識→ 実験炉ＩＴＥＲ、JT－６０SA＜主な実験成果（ＪＴ－６０）＞
・エネルギー増倍率：１．２５（世界記録）○磁場で閉じ込める考え方はトカマクと同じ。
プラズマの安定性という長所を持つため、ヘリカルが原型炉段階で採用される可能性
知見を反映 → LHD（大型ヘリカル装置）

・イオン温度：５．２億度（世界記録）＜主な実験成果（ＬＨＤ）＞

・運転時間：２８秒間（約１億度）

・エネルギー増倍率：０．０７５
・イオン温度：０．８億度

JT-60SA（JAEA）

ITER

・運転時間：５４分２８秒（約０．１億度）
LHD（核融合科学研究所）（世界記録）

レーザー方式○原理実証を目指す段階○磁場閉じ込めと質的に異なる方式であるため、将来、磁場閉じ込め方式に限界がみえた場合に、新しい角度から代替する可能性 → 激光XII号・LFEX＜主な実験成果（激光XII号）＞（左）激光XII号と（右）LFEX（大阪大学）

・イオン温度：１億度
7核融合方式の発展段階
原理実証段階科学実証段階（反応の実証）工学実証段階（持続的核融合反応
を実現）

経済性
実証段階

実用段階

ITER

トカマク
方式

（国際熱核融合実験炉）計画
仏・カダラッシュで建設中

LHD

ヘリカル

（大型ヘリカル装置）計画

方式

核融合科学研究所
レーザー方式

FIREX-Ⅰ（高速点火方式実験）計画
大阪大学レーザーエネ
ルギー学研究センター

8

核融合エネルギーの段階的研究開発
今世紀中葉までに実用化の見通しを得ることを視野に技術的実証・経済的実現性
・発電実証
・経済性の向上

科学的・技術的実現性
科学的実現性・燃焼プラズマの達成・長時間燃焼の実現
・原型炉に必要な炉工学技術の基礎の形成

臨界プラズマ条件の達成

原型炉
IFMIF

JET(EU)

TFTR(US)【主要実験装置】

JT-60 (JA)

ITER
(実験炉)

JT-60SAITER計画BA 活動
9

核融合研究作業部会における検討状況
第５期の作業部会（平成２１年２月１日～平成２３年１月３１日）検討内容

第６期の作業部会（平成２３年２月１日～平成２５年１月３１日）検討内容

原型炉を将来製作するとして、ITER計画やBA活動以外の視点から見て解決が必要となる技術的諸課題を整理。議論の前提として、以下を考慮。

第５期の議論を基に、「原型炉概念の構築と設計作業」を今後どのように行っていくのが望
ましいか、以下の各技術的課題毎に議論し、報告書を取りまとめる予定。

○ITER計画やBA活動等の核融合研究開発（技術的課題）の進展状況
1.原型炉概念の構築と設計作業○平成１７年原子力委員会核融合専門部会 2.超伝導コイル用線材開発「今後の核融合研究開発の推進方策について」 3.ブランケット開発
・ トカマク方式（研究が進展）：
4.ダイバータ開発
ITER計画（第三段階計画中核）、トカマク
5.理論・計算機シミュレーション研究
方式の原型炉建設に必要な研究開発を推 6.炉心プラズマ研究
進。（原型炉：定常炉心、プラント規模での 7.核融合燃料システム開発と環境安全性評価
発電実証、一定の経済性）
8.核融合材料開発と規格・基準・信頼性
・ 核融合関連学術研究：
9.加熱・電流駆動システム開発
重点化計画であるヘリカル方式とレーザー方式を中心として今後チェック・アンド・レ
ビュー後、研究の展開を定める。
10

今後期待される核融合研究開発の波及効果
核融合分野にとどまらない幅広い分野における成長力・競争力の強化、震災からの復興、再生にも応用

震災からの復興、再生○放射線から命を守る○放射線に立ち向かう

中性子技術

遠隔保守技術• ゲル状中性子遮へい材のガンマ線遮蔽への応用• ホウ素入り中性子遮蔽コンクリート○生活インフラの安全性向上をサポート
遠隔保守技術• 耐放射線性ロボット技術への応用• 巨大重量物遠隔操作耐放射線
ロボット• 高温・高放射線下で長時間の観測ができる光学式ペリスコー
プ

グリーンイノベーション• 配管内から作業を行う溶接・切断ロ
ボットによる配管保守• 免振要素のリアルタイムモニタ• 高耐熱材料• 低放射化材料• 異種材料接合

ITER計画

国際核融合ｴﾈ
ﾙｷﾞｰ研究ｾﾝﾀｰ• 電力貯蔵（SMES）の大型化

ｻﾃﾗｲﾄ・ﾄｶﾏｸ• リニアモーター
カーの高速化• 低損失/長距離伝送可能な直流送電の技術開発• 核融合用大電力変換技術の応用○早期診断の技術を支える
超伝導技術

加速器技術
• 重イオンビームによるガン治療• ポジトロン断層法によるガン診断• ホウ素中性子捕捉療法への応用• 医療用RI製造

高周波技術○エネルギー利用の高効率化を支援
粒子ビーム
技術

溶接・切断ロボット○放射線医療技術をサポート○高効率輸送機器の研究開発をサポート
超伝導技術

移動台車A

• 医療診断用MRIの高性能化

材料照射
施設設計

• 電気自動車用及び蓄電池用大型リチウムイオン
電池のリサイクル技術の
確立

移動台車B
距離センサ
ノズル

ライフイノベーション

幅広いアプローチ活動

超伝導技術

リチウム回収技術

材料技術

超耐熱構造材料

核融合研究開発○蓄電技術へ応用

計測技術• 環境破壊
物質無害
化処理へ
の応用

ｼﾐｭﾚｰｼｮﾝ技術• 木星の渦とプ
ラズマ帯状流のシミュレーション○新しい医療技術などへ応用
遠隔保守技術• ロボット手術機器、生活支援ロボットなどへの応用

遠隔実験技術• 遠隔診断、遠隔治療技術への応用11

核融合研究開発の推進のあり方に関する検討の方向性について【今後の核融合研究開発の推進方策（平成17年10月）における主要な指摘】
1.

2.
3.

トカマク方式に関して原型炉建設に必要な研究開発を総合的に推進するとともに、ヘリカル方式及びレーザー方式について、核融合炉の選択肢を拡げる観点から学術研究に重点を置いて研究を推進。
多様かつ魅力ある研究の機会を提供することにより、優れた人材を育成するとともに、核融合基盤技術の持続的な発展（先端技術の他分野への活用も含む）を図る。
国際貢献や開発リスクおよびコスト低減の観点から、積極的に国際協力を推進する。

【検討の方向性】
1.
原型炉概念の構築と設計作業に向けた技術的な課題については、科学技術・学術審議会核融合研究作業部会において検討を進める予定。
2.
人材育成・核融合基盤技術の発展（産業界との連携を含む）については、ITER計画・BA活動や学術研究の動向を考慮しつつ、産学官の関係者の参画を下に幅広い観点で検討。
3.
国際協力については、IAEAなどの多国間協力や日米などの二国間協力の枠組みを最大限活用し、着実に実施。

参考資料

13

１．ＩＴＥＲ・ＢＡ

14

ITER（国際熱核融合実験炉）計画等の実施

平成２４年度予算額（うち復興特別会計（平成２３年度当初予算額（平成２３年度４次補正予算額： 9,335百万円： 4,189百万円）： 11,395百万円）： 12,182百万円○エネルギー問題と地球環境問題を同時に解決する可能性を有し、将来のエネルギー源として期待されている、人類究極のエネルギーである核融合エネルギーの実現を目指して、国際協定（国会承認条
約）に基づき、国際熱核融合実験炉(ITER)計画および幅広いアプローチ(BA)活動を実施
ＩＴＥＲ計画：核融合実験炉の建設・運転を通じて、科学的・技術的実現可能性を実証
幅広いアプローチ活動：ＩＴＥＲ計画と並行して補完的に取り組む先進的核融合研究開発

ＩＴＥＲ計画○協定：２００７年１０月２４日発効（建設期間中は脱退することはできない）○参加極：日、欧、米、露、中、韓、印○建設地：フランス・カダラッシュ○核融合熱出力 ： ５０万ｋＷ（発電実証はしない）○ＩＴＥＲ機構長：本島修氏（2010年7月28日就任）○各極の費用分担（建設期）：
欧州、 日本、
日本 米国、 韓国、 中国、 ﾛｼｱ、 ｲﾝﾄﾞ
45.5% 9.1％ 9.1% 9.1% 9.1% 9.1% 9.1%
○計画：35年間
運転開始：2020年（予定）
核融合反応：2027年（予定）平成24年度予算額：51億円(54億円）※平成23年度4次補正予算額：122億円○ＩＴＥＲ機構の分担金23億円（26億円）○ITER機器の製作や試験、国内機関の活動、人員派遣等28億円（28億円）

幅広いアプローチ（ＢＡ）活動○協定：２００７年６月１日発効○実施極：日、欧○実施地：青森県六ヶ所村、茨城県那珂市○総経費：９２０億円で半額は欧州が支出（2005年5月時点で換算）○計画：１０年間○実施プロジェクト①国際核融合エネルギー研究センター
・原型炉設計・研究開発調整センター
・ＩＴＥＲ遠隔実験センター
・核融合計算機シミュレーションセンター②国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動③ｻﾃﾗｲﾄ･ﾄｶﾏｸ計画（予備実験等の実施によるITER支援）

平成24年度予算額：42億円（60億円）○国際核融合エネルギー研究センター 12億円（16億円）○国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動
5億円（8億円）○サテライト・トカマク計画
25億円（35億円）

15

ITERの概要●意義◇核融合エネルギーの実現の見通しを得る。

ITER本体概要図●技術目標◇入力エネルギーの１０倍以上の出力が得られる状態を長時間（３００～５００秒間）維持する。

中心ソレノイドコイル

トロイダル磁場コイル
ポロイダル磁場コイル～30m◇超伝導コイル（磁場生成装置）やプラズマの加熱装置などの核融合工学技術を実証する。
等
真空容器

～14m

エネルギー増倍率1.25（世界記録）
～9m

ダイバータ

5.2億度
（世界記録）

ブランケットモジュール

本体重量：1万8千トン

主要パラメータ
熱出力（発電はしない）

50万ｋｗ

入力エネルギーに対する出力の割合

10以上

プラズマ体積

約840ｍ

３

16

ITER計画において我が国が分担する装置・機器

遠隔保守機器（日,欧）ＣＳコイル（日,米）

ダイバータ（日,欧,露）真空容器（欧,韓,印,露）ＰＦコイル（欧,露,中）冷却・冷凍系（欧,米,印）加熱装置（日,欧,米,露,印）※ＩＴＥＲの機器については、各極が物納し、ＩＴＥＲ機構はその組立を行う

計測装置（日,欧,米,露,中,韓,印）装置組立（ITER機構）

建屋（欧）
真空排気
ＴＦコイル
（欧,米） （日,欧,米,露,中,韓）

ブランケット（欧,露,中,韓）トリチウムプラント（日,欧,米,韓）17

超伝導コイルの製作の流れ
全体スケジュールに沿って、６極がそれぞれ役割を分担して協力し、１９個の超伝導コイルを製作
○製作工程

○調達分担

超伝導導体製作

日本
33導体
（25％）

中国
9導体
（7％）

0.82mm超伝導導体製作

素線を製作

1000本以上の素線を束ねて撚線を製作

43.7mm撚線を保護管で覆い導体（数100m）が完成

韓国
27導体
（20％）

欧州
27導体
（20％）

ロシア
27導体
（20％）

70導体

63導体

コイル巻線製作

米国
10導体
（8％）

コイル巻線製作
DP→

日本
９個製作
導体をプレートの溝にはめ込み、ダブル・パンケ－キ（DP）を製作

7個のDPを重ねて絶縁し、巻線（約100t）が完成

構造物（コイル容器）製作
A1

B1

A4
B5
A5

溶接し
て容器
（約
200t）が
完成

B2
B6

A2
B7
A6

B3

B8

A3

素材を製作

各セグメントを製作
B4

コイル一体化巻線とコイル容器を組み立てる

構造物製作

日本
１９個製作

溶接後、
樹脂を含
浸し、コイ
ルが完成
（約300ｔ）

日本が製作した構造物10個をEUへ納入コイル一体化

日本
９個製作

9m

14
m

実機製作開始土台となるプ
レートを製作

欧州
10個製作

ITERサイト（仏）納入
2015年5月～2018年3月

欧州
10個製作

18

フランス・カダラッシュ

ITERベースライン合意からの主な動き• 2010年7月の臨時ITER理事会にて、ベースライン4文書を承認。
– 全体事業スケジュール（OPS）： 2019年11月（から2021年7月までの間）に初プラズマ達成。2027年3月に核融合反応実現。
– 全体事業コスト（OPC）： 建設費用4,700kIUAを上限値とする。
– 事業仕様 （PS） 、事業計画及び資源評価 （PPRE）• スケジュールについて、昨年、震災影響等のスケジュール遅れの緩和の方策を特別作業グループ（ＳＴＧ）で検討。
初プラズマ達成が1年遅れの2020年11月となったが、核融合反応実現は2027年を維持との作業スケジュールを策定。昨年11月の理事会で、本スケジュールがOPSの範囲内であることを確認。
• コストについて、スケジュールと整合をとった上でコストを上限値内に納めるために、様々なコスト削減の提案がなされた。
（例：一部機器の調達を運転期に先延ばし（デファーラル）することで、建設期の費用を削減。）
19

欧米のITER予算状況
欧州：• ２０１２～２０１３年に不足している１３億ユーロの追加予算の確保が欧州の当面の課題となっていたが、昨年末に決着。
• ２０１４年からの予算については、今後引き続き欧州内で交渉。
米国：• ２０１１年度予算は０．８億ドル、２０１２年度は１．０５億ドルを確保。
• ２月１３日に発表された２０１３年度予算案では、１．５億ドルを計上。

20

ITER機構の体制
・2011年10月末現在、全職員数469名。＜うち専門職員298名、支援職員171名＞（日本人専門職員数は28名、支援職員は7名）

21

ITER建設スケジュール
2007年10月24日
ITER協定発効
ITER機構設立 建設認可

トカマク組立開始▼▼▼

年 2007

2008

2009

サイト造成

2010

2011

2012

2013

2014

2015

トカマク建屋土木工事
トカマク建屋建設

2016

トカマク主要部 初プラズマ
組立完了▼ ▼
2017

2018

2019

2020

2021

フランス・カダラッシュサイトのスケジュール
トカマク組立試験

超伝導トロイダルコイル
炭素繊維複合材ダイバータ

日本が調達を担当する
主な機器製作のスケジュール

遠隔保守機器
高周波加熱装置22

ITERサイトの建設状況等○整地作業は２００７年１月に開始し、２００９年５月に幅４００ｍ長さ１ｋｍのプラットフォームが完成。
２０１０年に建屋の建設を開始し、順調に進捗。
○建設に必要な機器の７割を超える部分について、すでにＩＴＥＲ機構と各極とで調達取決を締結。
ＩＴＥＲ機構本部（今年夏に完成予定）

ポロイダル
磁場コイル
組立建屋
（2012年2
月に完成）

ＩＴＥＲチーム（５００名弱の職員が７極から集結）
トカマク本体建屋（基礎工事終了、
免震装置敷設中）23

ITER計画に関する我が国の進捗状況○超伝導コイル導体の製作やコイルの試作、加熱装置の技術開発など、分担機器の調達に必要な活動を確実に進めてきたところ○平成２４年度は建設に必要な機器の本格的な製作段階に移行
超伝導トロイダルコイル○世界に先駆けて平成２０年に導体の製作を開始（これまでに我が国分担分の７０％以上を製作済み）○高周波加熱装置部品の高性能化に取り組み、世界で唯一、ＩＴＥＲに求められる高出力と持続性を実現

出力（メガワット）（上）導体断面図（左）完成した導体

加熱装置○平成２２年には実規模試作を開始し、実機製作に必要な技術的知見を確立
発振時間（秒）

高周波加熱装置○中性粒子入射加熱装置部品の改良に取り組み、ＩＴＥＲに求められる絶縁性能を実証するとともに、高エネルギー（約1MeV）の負イオンビームの加速を達成
導体を巻いた巻線の試作

コイルケース部品の試作

中性粒子入射加熱装置24

TBM試験計画について-25-• 核融合ブランケット： 将来の核融合実用炉で、放射線遮蔽、熱の取り出し、トリチウム燃料の増殖を行う重要機器として想定。
• 平成12年8月、核融合会議
テスト「核融合炉ブランケットの研究開発の進め方」
ブランケット
原型炉の前段階である実験炉にブランケットのモジュール試験 モジュール体を設置し、・・・試験を行うことが不可欠である。
ITER• ITERを用いて、各極独自に開発する核融合ブランケットの試験モジュールの実証試験を行うべく、テストブランケットモジュール（TBM）試験計画を第3回ＩＴＥＲ理事会で承認。
• 日本では、原子力機構を中心に固体増殖水冷却方式の検討を進めている。２０１２年度より概念設計を開始し、２０２１年ＩＴＥＲ据付を目指す。
（各極の状況）

真空容器

プ
ラ
ズ
マ

加圧水
冷却系
タ
︱
ビ
ン

• 現在のＴＢＭ持込予定極： 欧州（２体）、中国、インド、日本。
• 韓国は1月に極としてTBM持込宣言し、次回ＴＢＭ計画委員会● ITERはTBM試験のために3本での承認を目指す。
の水平ポートを準備。
• 米国は大学等で検討中であるが、極としてはTBM持込の意思 ● １つのポートで2体のTBMを試験。最大6体を試験。
表明なし。
• ロシアはＴＢＭ持込の予定なし。

25

幅広いアプローチ（ＢＡ）活動

平成24年度予算案：42億円（平成23年度予算額：60億円）

幅広いアプローチ(BA)活動
ＩＴＥＲ計画と並行して補完的に取り組む先進的核融合研究開発
実施極：日、欧協定：平成１９年６月１日発効（国会承認条約）
実施地：青森県六ヶ所村、茨城県那珂市
総経費：９２０億円で半額は欧州が支出（H17年5月時点換算）
計画：１０年間【茨城】
サテライト・トカマク計画
ＩＴＥＲ予備実験を行い、ＩＴＥＲでの効率的な運転に貢献。原型炉建設に求められる安全性・信頼性・経済性のデータを獲得。

【青森】
国際核融合エネルギー研究センター事業(IFERC)
原型炉の概念設計・研究開発、
ITER等の実験の遠隔操作、シミュ
レーション研究など
JT-60SA

シミュレーション研究

国際核融合材料照射施設の工学実証及び工学設計活動(IFMIF/EVEDA)
原型炉に必要な高強度材料の開発を行う施設の設計・建設への取組

リチウム流
中性子

重陽子

原型炉R&D

超伝導化
臨界プラズマ試験装置（JT−60）国際熱核融合実験炉(ITER)

原 型 炉

定常発電及び経済性の実証

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国際核融合エネルギー研究センター（青森県六ヶ所村）
平成１９年にサイトの整備を開始し、平成２２年にすべての建屋が完成

計算機・遠隔実験棟
核融合計算機
核融合計算機（IFERC事業）（IFERC事業）

ITER
ITER 遠隔実験
遠隔実験（IFERC事業）（IFERC事業）
実験条件設定高性能計算機を用いたシミュレーション

データ収集・解析

・核燃焼プラズマの特性解明
・六ヶ所からＩＴＥＲ遠隔実験を実施

IFMIF/EVEDA
開発試験棟

原型炉R&D棟

国際核融合材料照射施設
国際核融合材料照射施設
工学実証・工学設計活動
工学実証・工学設計活動

原型炉設計・R&D調整
原型炉設計・R&D調整（IFERC事業）（IFERC事業）

・原型加速器の工学実証等
・核融合材料照射施設の工学設計

・原型炉国際設計チームによる概念検討
・核融合材料等の原型炉日欧共同R&D

27

BA活動スケジュール
年

六ヶ所サイト整備及び建屋の建設

H19

H20

H21

H22

H23

H24

H25

H26

H27

H28

H29

サイト整備、建屋建設＜計算機シミュレーション＞
機種選定/ﾍﾞﾝﾁﾏｰｸｿﾌﾄ選定▼ 計算機の運転開始
国際核融合エネルギー研究セン
ター事業(IFERC)＜青森県六ヶ所村＞＜原型炉設計研究開発調整＞
ワークショップ・技術会合 ▼ 原型炉研究開発等の本格化＜ITER遠隔実験＞
ｼｽﾃﾑ設計、ITERとの整合性検討、整備▼ 試運転

国際核融合材料照射施設の工学実証及び工学設計活動(IFMIF/EVEDA)＜青森県六ヶ所村＞

サテライト・トカマク計画事業＜茨城県那珂市＞▼ 機器搬入開始▼ 統合試験開始

JT-60SAの建設▲ 組立開始▲2007年6月1日BA協定発効▲ JT-60SAの運転

28

ＩＦＥＲＣ事業（青森県六ヶ所村）○六ヶ所村の国際核融合エネルギーセンターにおいて、以下の研究活動を実施する。
•

原型炉概念設計に向けた研究活動
原型炉の共通概念を確立すべく、安全性等に関する検討を行う。

•

核融合計算機シミュレーションセンター
プラズマ挙動や材料開発等に関連するシミュレーションを行う。

•

ＩＴＥＲ遠隔実験センター
ITERの実験条件の提案や実験データの収集、解析等を行う。

•

原型炉Ｒ＆Ｄ（研究開発）活動
原型炉に関する以下の５つの研究開発を行う。
– SiC/SiC複合材– トリチウム技術– 原型炉ブランケット用材料工学– 原型炉ブランケット用先進中性子増倍材– 原型炉ブランケット用先進増殖材

IFERC Project
原型炉設計、Ｒ＆Ｄ調整セ
原型炉設計、Ｒ＆Ｄ調整セ
ンター
ンター

ＩＴＥＲ遠隔実験センター
ＩＴＥＲ遠隔実験センター

核融合計算シミュレーショ
核融合計算シミュレーショ
ンセンター
ンセンター

原型炉ブランケット○欧州が調達した高性能計算機の本格運用を開始。
○日欧共同の原型炉設計作業を開始するとともに、５つのＲ＆Ｄ活動も本格化

29

ＩＦＭＩＦ/ＥＶＥＤＡ事業（青森県六ヶ所村、茨城県大洗町）○国際核融合材料照射施設（IFMIF）【注】の建設判断に必要な主要機器の工学実証（原型コン
ポーネントの製作プロセスの開発とIFMIFの運転上クリティカルとなる長時間耐久性などの性能実証）と工学設計を行う。
【注】原型炉の候補材料に中性子を照射し、材料の試験を行うための施設
加速器系
イオン源入射器

ターゲット系

ﾄﾞﾘﾌﾄﾁｭｰﾌﾞ型線形加速器
高周波四重極線形加速器

5MeV

95keV

ﾊﾞﾝﾁﾋﾞｰﾑ
125mA
x2

液体リチウム流

重陽子
ビーム

40MeV

高周波源
1MW CW
175MHz x13

テストセル系

熱
交
換
器

核融合炉用
照射試料
リチウム純化系

電磁ポンプ

設

計

統

合

○ターゲット系のリチウムループが完成するとともに、欧州で六ヶ所に搬入予定の加速器からのイオンビームの引き出しに成功するなど、各活動は順調に進捗（ただし、リチウムループは震災で被災しており、復旧後に試験を開始する予定）
30

サテライト・トカマク事業（茨城県那珂市）○ 超伝導トカマク装置（サテライト・トカマク）を建設し、ITERの運転前に予備的実験を行ってITERでの効率的な運転に資するとともに、原型炉を建設する場合に必要な安全性、信頼性、経済性の実証のため、様々な条件下で実験を実施する。
高周波加熱

中心ソレノイドコイル

真空容器
トロイダル磁場コイル
ダイバータ

サテライト・トカマク

那珂核融合研究所
核融合出力密度

ITERの効率的
な運転

の
等
性
済
経 実証

30

実験炉ITERサテライト・
トカマクの原型炉※サテライト・トカマクではＩＴＥＲより高い、原型炉レベルの出力密度の実現が可能（右図）○真空容器の最初のパーツが完成するなど、機器製作が進展（今年度に組立てを開始する予定）

10

0

原型炉

目標領域

20

フランス カダラッシュ

ITER
定常運転

現在の世界のデータ
JT-60
JET（欧州）
DIIID（米国）
AUG（独）

20

40

60

ITER
標準運転

80 100 400 3000

維持時間（秒）31

臨界プラズマ試験装置（JT-60)の経緯・成果
経 緯• 1976年 建設開始
• 1985年 運転開始
• 1990年 重水素運転開始• 1996年 臨界プラズマ条件達成• 2008年 超伝導化改修のため、運転停止
成 果• 1996（平成 8）年 臨界プラズマ条件達成、イオン温度
5.2億度（世界最高値）• 1998（平成10)年 エネルギー増倍率1.25（世界最高値）• 2005（平成17）年 高自発電流割合（75%)の長時間維持（7.4秒間）（世界最長）• 2006（平成18）年 負イオンNBIの入射エネルギーで6300万ジュール達成（世界最高）• 2007（平成19）年 ITERの高出力密度化をもたらす高圧力プラズマの安定維持（28秒間）（世界最長）

臨界プラズマ実験装置JT-60
装置直径：約15ｍ、 高さ：13ｍ
プラズマ大半径：3.4ｍ、小半径：1ｍ
プラズマ電流： 3ＭＡ
常電導型、磁場強度：4Ｔ

現在、サテライトトカマクJT-60SAへの改修中
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世界のトカマク型核融合の研究開発の状況について
諸外国の動向・EUは現在のＪＥＴ計画において、ＩＴＥＲ設計の確定及びＩＴＥＲ運転の準備に焦点を当てており、ITERlike-wall 計画（2011～2012）、ITER 相当条件に達するプラズマシナリオの開発（2013）、ＤＴを用いた統合実験（2014-2015）を予定。
・米国においては、世界初の大型トカマク装置TFTR（1982-1997）により、多くの成果を得た後、ＤⅢ-Ｄ
やAlcator C-MODなどの中型装置を駆使して、トカマク方式の先進的な研究開発を推進。
・中国においても、将来のエネルギー消費量の増大への対応として核融合研究開発を国家を挙げて精力的に推進。
・韓国では、第2次核融合エネルギー開発振興基本計画（２０１２年～２０１６年の５年計画）を策定。今後、KSTARとITERの活用による原型炉に向けた核融合基盤技術の研究開発を本格的に推進の予定。

国名

研究施設名

装置名

欧州

英国カラム核融合
エネルギーセンター

ＪＥＴ

主半径２．９６ｍ
1983年に運転開始。近年はITER運転支援に
常伝導、磁場強度３．４５T 焦点。2011年からITER-like-wall計画実施中。

米国

ジェネラルアトミックス社

ＤⅢ－D

主半径１．６７ｍ
先進トカマク運転の開発研究が進められて常伝導、磁場強度２．２T いる。

中国

中国科学院
プラズマ物理研究所

EAST

2006年9月ファーストプラズマ。トカマク型で主半径１．７ｍ
超伝導、磁場強度３．５Ｔ は世界で初めて全てのコイルを超伝導化。

韓国

韓国国立核融合研究所

KSTAR

2007年に完成。2010年11月にHモード運転
主半径１．８ｍ
超伝導、磁場強度３．５Ｔ を達成。

EU（JET）

仕様

米国（DⅢ-Ｄ）

中国（EAST）

備考

韓国（KSTAR）

33

２．学術研究34

LHD計画の経緯・成果・今後
経 緯・昭和61年2月 文部省学術審議会の核融合部会「大学における今後の核融合研究について」報告・・・大型ヘリカル装置建設（岐阜県土岐市に建設）、推進母体として新たな大学共同利用機関の設立
・昭和63年３月 核融合研究所（仮称）の組織及び次期大型ヘリ
カル装置計画の概要策定（重水素実験実施を当初計画に）・平成元年 ５月 核融合科学研究所設立（名古屋市内）
・平成 ９年12月 大型ヘリカル装置完成。土岐市へ移転
・平成10年 ４月 プラズマ実験を開始。
成 果
・約1時間の長時間プラズマ保持（世界最高値）（平成17年度）
・プラズマ密度1,200兆個/ccを達成（世界最高値）(平成20年度)
・8,000万度を超えるイオン温度を達成(平成23年度）

大型ヘリカル装置（LHD）
世界最大の定常型実験装置
プラズマ直径
超伝導磁石
磁場強度

約８ｍ
約３テスラ

LHD本体室内部

今 後・ さらにプラズマを高性能化し、環状プラズマの総合的理解や体系化を図るため、重水素実験の実施を目指す。
– 重水素実験の実施に関わる協定を岐阜県及び地元３市（土岐市、多治見市、瑞浪市）と締結すべく協議中。
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世界のヘリカル型核融合の研究開発の状況について
諸外国の動向・ドイツでは、ITER計画に参画するとともに、国家プロジェクトとしてマックスプランク・プラズマ物理研究所においてベンデルシュタイン（Ｗ７－Ｘ）を2014年半ばの完成を目指し、建設中で、2015年から実験開始の予定。ＬＨＤと並んでヘリカル型核融合炉実現に向けた１億度級の高性能プラズマの定常実証が目的。
・スペイン、オーストラリア、米国、日本(ヘリオトロンJ,京大）では数千万度級のヘリカル型プラズマを研究する中型装置が稼働中。ＬＨＤを中心として、世界各国の実験からのデータベースの集積・充実、予測コードの妥当性確認を国際協力として進めており、その標準化を我が国が主導。また、ITERの性能予測に極めて重要な課題に対し、ヘリカル型での知見がその解決に活用されつつある。
・現在、原型炉に向けた検討が欧米中で進められており、IAEAにおいても国際協力を促進するために原型炉計画
ワークショップを開始することとなった。これらのいずれの活動においても、定常トカマク型炉、パルストカマク型炉と並んでヘリカル型炉が選択肢とされている。
国名
ドイツ

研究施設名

装置名

仕様

備考

マックスプランク・プラズマ

ベンデルシュタイン
７－X装置 （Ｗ７－Ｘ）

プラズマ直径１１メートル
超伝導磁石、磁場強度２．５テスラ

２０１５年に稼働予定。１億度級の高性能プラズマの定常運転実証を目的とする。

物理研究所

スペイン

エネルギー環境科学技術センター

ＴＪ－Ⅱ装置

プラズマ直径約３メートル
磁場強度１テスラ

W7-Xの実験開始までは欧州、露、
ウクライナによる研究協力のプラッ
トフォーム。

オーストラリア

オーストラリア国立大学

H-1NFヘリアック装置

プラズマ直径約２メートル
磁場強度０．５テスラ

計測を充実させるなど、基礎物理と教育に重点化。

米国

ウィスコンシン大学

HSX装置

プラズマ直径約２．４メートル
磁場強度１．４テスラ

対称性を追求した独創的な磁場配位により、先進的な成果をあげている。

ドイツ（W7-X）

スペイン（TJ-Ⅱ）

オーストラリア（H-１NFヘリアック）

米国（HSX）

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レーザー核融合研究の経緯・成果・今後
経 緯・昭和47年 大阪大学工学部附属レーザー工学研究施設発足（発足当初から我が国のレーザー核融合研究の拠点として同研究に取組。）
・昭和58年 激光ⅩⅡ号完成
・平成16年 レーザーエネルギー学研究センターへ改組
・平成18年 全国共同利用施設化
・平成20年 LFEXレーザー完成（平成１５年から建設を開始）
・平成21年 ＦＩＲＥＸ－Ｉ計画（ 爆縮レーザー（ 激光XⅡ号）と加熱レーザー（LFEX）を用いた
高速点火方式（※）の原理を実証する計画）圧縮加熱統合実験を開始
目標： 核融合点火に必要な超高温度、超高密度条件の達成※高速点火方式： 米ＮＩＦ等の中心点火方式に比べ、１０分の１のエネルギーで点火が可能と見込まれる方式。
成 果
・高速点火方式の有効性を実証（世界初）（平成１２年）
・LFEXペタワットレーザーを完成（世界最大）（平成２０年）
今 後––

平成２４年度にLFEXレーザーの出力ビーム数を現在の2ビームから4ビームに増強し、FIREX－
Ⅰ計画の当初目標である加熱温度５０００万度以上を目指す。
その後、FIREX－Ⅰ計画の成果を核融合研究作業部会等において評価し、次段階へ移行する否かを判断の予定

激光XII １２ビーム／０．５３µm
１０kJ / ns
LFEX ４ビーム／１．０５µm
１０kJ / ps
LFEX

激光XⅡ号

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世界のレーザー核融合の開発状況について
諸外国の動向米・仏・中は国家プロジェクトとしてレーザー核融合を推進。
米国はLLNLを中心としてLLE（ロチェスター大学レーザーエネルギー学研究所）に加えロスアラモス
研究所、General Atomics 社など産学官が連携して2009年完成のNIFでの点火実験実施中。
フランスは2015年にCEA（フランス原子力・代替エネルギー庁）が主体となってLMJを完成させ、点火実証を予定。欧州での民生用のレーザー核融合施設を標榜するHiPERは現在計画段階。
中国は四川省綿陽に100kJ級の間接照射用レーザー施設「神光III」を2013年の完成目指し建設中。
国名
米 国

研究施設名
ローレンスリバモア国立研究所( LLNL )

装置名

仕様

備考

国立点火施設 (NIF)

１９２ビーム /０．３５µm
１．８MJ / ns

2009年完成。１−２年内の点火実証を目指す。間接照射。

フランス

CEA研究所（ボルドー）

レーザーメガジュール(LMJ)

１６０ビーム /０．３５µm
1.５MJ / ns

2015年完成予定。
NIFとほぼ同機能。

中 国

レーザー核融合研究所（綿陽）神光III

48ビーム /０．３５µm
１００kJ / ns

2013年完成予定。間接照射。

E U(計画段階: 11カ国が参画)

HiPER

３２−４８ビーム/０．３５µm
１００−２００kJ / ns

US-NIF 2009

France-LMJ 2015

最終的に発電を目指す．直接／間
接、中心点火／高速点火の選択は検討作業中。3B€級．

中国-神光-III 201338