J. Plasma Fusion Res. Vol.99, No.3 (2023) 57-59

小特集

核融合原型炉に向けた加熱・電流駆動機器の開発
Development of Heating and Current Drive Systems
for a DEMOnstration Fusion Power Plant

1 ．はじめに
1. Introduction
辻井直人

TSUJII Naoto
東京大学大学院新領域創成科学研究科（原稿受付：2023 年 1 月 10 日）

核融合エネルギーは温室効果ガス排出がなく安全なベーており，原型炉級装置の計画が世界各国で動き始めている．

スロード電源として期待されている．現在，ほとんどの

一方，プラズマ生成を担う加熱・電流駆動機器は，どの核融合実験は大きな核融合出力を伴わない重水素（D）プ

方式も未だ原型炉級の性能には至っていないか，原型炉

ラズマを用いて行われている．三重水素（T）を用いたには適合しない技術を用いている．本小特集では，原型

DT 燃焼実験は，これまでに TFTR［1，2］と JET［3，4］で炉建設に必要となる加熱・電流駆動機器の開発課題とそ行われており，核融合出力の外部加熱入力に対する比での現状について解説する．

あるエネルギー増倍率 Q ＝1（臨界条件）相当のプラズ

核融合プラズマの加熱・電流駆動機器としては，中性マが実現されている．一方，核融合エネルギーを実現す

粒子ビーム（NB: Neutral Beam）を入射するもの［10，るためには，未だ，核融合燃焼が主たる加熱パワー源と11］と数 10 MHz から数 100 GHz の電磁波，即ち，高周波なる領域（Q ≫1）で高性能プラズマを安定に制御する手（RF）を入射するものがある．中性粒子ビームはバルク電法を確立することや，高い熱・中性子負荷に耐える第一子・イオンとの衝突によりプラズマを加熱し，流れを駆壁・ダイバータを開発することといった大きな課題が存動する．数 10 MW の大電力で電子加熱と電流駆動，イオ在する．建設が進む国際熱核融合実験炉 ITER では，誘ン加熱と回転駆動を行うことができるため，現在，大型導運転で Q ＝10を達成することが目標となっている［5］．

の環状閉じ込め装置においては主力の加熱・電流駆動源

ITER において，核融合燃焼によって自律的に維持されるである［10］．RF を用いるものは，周波数帯によって，大きく，電子サイクロトロン（EC: Electron Cyclotron）周プラズマを安定に制御できるようになることが期待され波数帯（数 10 GHz －数 100 GHz）の波を用いるもの［12］，るが，発電は行わない．実際に発電を行い、商用炉が実

イオンサイクロトロン（IC: Ion Cyclotron）周波数帯（数現可能であることを実証するのが原型炉（DEMO）であ10 MHz －数 100 MHz）の波を用いるものと低域混成（LH:

る［6］．トカマク型核融合炉においては，電流駆動の必要性［7］から大きな循環電力が必要になるため，プラズマだ

Lower Hybrid）周波数帯（数 100 MHz －数 GHz）の波

けで見た物理的エネルギー増倍率 Q ＞1では不十分であり，を用いるもの［13］に分けられる．RF を用いるものは，波発電を行う核融合炉は Q ～20 以上で設計されている［8，と粒子の共鳴的相互作用により粒子の速度分布関数を変9］．核融合炉と ITER のパラメータとの間には大きな開形し，加熱・電流駆動を行う．電力としては一本数 MW

きがあるため，核融合エネルギーの早期実現をめざすの以下である．EC 波はビームのステアリングにより局所的であれば，原型炉建設の前提となる技術の開発を急ぐ必な電子加熱と電流駆動を行うことができるため，電磁流要がある．近年，温室効果ガスによる気候変動の影響が体力学的（MHD: Magneto-Hydro-Dynamics）不安定性

深刻化する中で，核融合エネルギーに対する期待が高まっの制御に効果的である［14］．LH 波は電子のみと相互作用

Department of Complexity Science and Engineering, Graduate School of Frontier Sciences, The University of Tokyo, Kashiwa, CHIBA 277-8561, Japanauthor’s e-mail: tsujii@edu.k.u-tokyo.ac.jp

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Science and Nuclear Fusion Research

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Vol.99, No.3

March 2023

するが，電流駆動効率が高いため，トカマクプラズマの加熱補助が必要である［25］．これらの機能は補助的とは立ち上げ［15，16］や定常維持［17］の手法として研究されていっても，核融合炉を安定に運転するためには必須のもきた．LH 波は ITER 級以上のプラズマでは周辺部での吸のであるから，プラズマ着火補助，MHD 不安定性制御に収が強くなるため定常電流駆動への適用は難しいが，特適した EC は多くの原型炉コンセプトで主要な機器としてに立ち上げ時の周辺部電流駆動による輸送障壁形成手段

想定されている．一方，立ち上げ時に電子チャネルの加として期待できる［18］．IC 波は速波を励起して電子加熱

熱のみでは Te / Ti が大きくなってしまい，強い ITG 乱流とイオン加熱を行う［13，19］．プラズマ中のイオン種比によって燃焼に必要なイオン温度上昇が難しくなる可能

によって振る舞いが大きく変わるため，高速イオン制御性があり，NB や IC によるイオン加熱も必要となるかも［19］や電流駆動［20］，回転駆動［21］が研究されている．

しれない［25］．また，近年の高温超伝導磁石技術の進歩

IC 加熱は高電力定常運転可能な電源の技術が確立していに基づく強磁場トカマクにおいては，LH の高い電流駆動るため，現在の環状閉じ込め装置の長時間放電において効率は魅力的である．

は，主要な加熱源である［22，23］．ステラレータはトカマ

原型炉において要請される加熱・電流駆動機器の種類・クに比べて定常運転が格段に容易であるが，LHD におい

パラメータとその形態は炉のコンセプトによって様々であては IC と EC により 1×1019 m－3，2 keV（IC 加熱電力

る．各計画において検討されている加熱・電流駆動機器

0.9 MW，EC 加熱電力 0.3 MW）のプラズマを47分間維持を表 2 に示す．日本は2040年代に，定常運転を行うトカすることに成功している［23］．この放電での入射エネル

マク型核融合原型炉（JA DEMO）の建設をめざしている［8，

ギー 3.36 GJ は環状閉じ込め装置における世界記録であ27］．加熱・電流駆動機器としては EC と NB が検討される．

ている［28］．欧州は原型炉（EU DEMO）として放電時

原型炉における加熱・電流駆動機器の役割は，まず核間 2 時間のパルス装置を検討している［29］．EU DEMO

融合燃焼条件までプラズマを加熱することである．ステにおいてはベースラインとして EC，バックアップとしてラレータにおいては，この時点で大電力加熱は必須ではIC と NB が開発されている［24］．全て ITER と同様の水なくなるが，トカマクの場合，閉じ込め磁場生成のため

平ポートプラグからの外側赤道面入射である．中国ではに定常的にプラズマ電流を駆動し続ける必要がある［7］．

2030年代に原型炉級装置である CFETR［30，31］を計画し原型炉は一般に現在の装置に比べて大型，強磁場であるており，その前段階として Q ＝1－5 程度の燃焼実験装置

ことに加えて，ITER を超える長時間運転を想定している．
また，原型炉においては RAMI（Reliability, Availability,
Maintainability and Inspectability），電力効率，ブラン

表1

原型炉において加熱・電流駆動機器に要請される機能と各機器の適用可能性．三角記号は技術的に未成熟で原型炉設
計では通常考慮されない（IC の電流駆動と MHD 制御［20］，IC の回転駆動［21］）ものである．LH による MHD 制御は
炉心プラズマへのアクセスが難しいのでマークしていない．

表2

各原型炉計画において検討されている加熱・電流駆動機器．

ケットとの統合，中性子遮蔽といった工学的要請も満たす必要がある［24］．加熱方式によって，原型炉へ適用するために開発が必要な課題は異なるが，例えば，現在 IC
波の励起に用いられるループアンテナは，構造が複雑で原型炉の壁に設置するには適さないと考えられている．
それぞれの加熱・電流駆動方式について，電力効率の低い技術や，熱・中性子負荷に耐えられない技術はリプレー
スし，各機器固有のパラメータを向上させた上で，長時間安定して稼働させられることが求められる．
加熱・電流駆動機器には，電流分布や燃焼制御といった定常運転のためのアクチュエータとしての役割に加えて，MHD 不安定性の制御や不純物混入に対する放射不安定性の制御，プラズマ着火，プラズマ立ち下げ補助，壁の放電洗浄といった役割もある［25］．各加熱・電流駆動機器が果たすことのできる機能を表 1 に示す．放射不安定性の制御としては周辺部加熱ができれば良いので，どの方式でも原理的にはカバーできる．一方，MHD 制御には，狙った位置に電流を駆動できる EC が適している［14］．
プラズマ着火については，大型の超伝導装置においては，
大きな周回電場を作ることが難しいため，RF による着火の補助が必須であると考えられており，EC の適用が有望である［26］．原型炉プラズマはダイバータ保護のために，放射の大きな領域で運転を行う．そのため，プラズマ立
ち下げ時に核融合出力の低下，温度の低下と放射の増大の不安定性によるディスラプションを起こさないように
58

Special Topic Article

1. Introduction	

N. Tsujiiの建設を始めようとしている．また，核融合エネルギー

参考文献に関わる工学技術開発を行う CRAFT［31］の建設が始まっ［ 1 ］M.G. Bell et al., Nucl. Fusion 35, 1429 (1995).
［ 2 ］J.D. Strachan et al., Plasma Phys. Control. Fusion
39, B103 (1997).
［ 3 ］L.D. Horton et al., Nucl. Fusion 39, 993 (1999).
［ 4 ］E. Gibney, Nature 602, 371 (2022).
［ 5 ］M. Shimada et al., Nucl. Fusion 47, S1 (2007).
［ 6 ］文部科学省核融合科学技術委員会，「核融合原型炉研究開発の推進に向けて」，平成29年12月18日（2017）．
［ 7 ］井手俊介：プラズマ・核融合学会誌 83, 415 (2007).
［ 8 ］K. Tobita et al., Fusion Sci. Technol. 75, 372 (2019).
［ 9 ］D. Maisonnier et al., Nucl. Fusion 47, 1524 (2007).
［10］竹入康彦：プラズマ・核融合学会誌 78, 391 (2002).
［11］柏木美恵子：プラズマ・核融合学会誌 95, 345 (2019).
［12］久保 伸 他：プラズマ・核融合学会誌 85, 337 (2009).
［13］笠原寛史 他：プラズマ・核融合学会誌 96, 651 (2020).
［14］R.J.La Haye, Phys. Plasmas 13, 055501 (2006).
［15］F. Jobes et al., Phys. Rev. Lett. 52, 1005 (1984).
［16］S. Kubo et al., Phys. Rev. Lett. 50, 1994 (1983).
［17］D. van Houtte et al., Nucl. Fusion 44, L11 (2004).
［18］G.T. Hoang et al., Nucl. Fusion 49, 075001 (2009).
［19］Ye.O. Kazakov et al., Phys. Plasmas 28, 020501(2021).
［20］A. Parisot et al., Plasma Phys. Control. Fusion 49,
219 (2007).
［21］Y. Lin et al., Plasma Phys. Control. Fusion 54,
074001 (2012).
［22］L. Colas et al., Nucl. Fusion 46, S500 (2006).
［23］K. Ida et al., Nucl. Fusion 55, 104018 (2015).
［24］M.Q. Tran et al., Fusion Eng. Des. 180, 113159(2022).
［25］M. Siccinio et al., Fusion Eng. Des. 179, 113123(2022).
［26］B. Lloyd et al., Plasma Phys. Control. Fusion 38,
1627 (1996).
［27］文部科学省核融合科学技術委員会，「原型炉研究開発
ロードマップについて（一次まとめ）」，平成30年7月24日（2018）．
［28］文部科学省核融合科学技術委員会，「原型炉開発に向けたアクションプラン」，平成29年12月18日（2017）．
［29］R. Kembleton et al., Fusion Eng. Des. 178, 113080(2022).
［30］Y. Wan et al., Nucl. Fusion 57, 102009 (2017).
［31］J. Zheng et al., Innovation 3, 100269 (2022).
［32］B.N. Sorbom et al., Fusion Eng. Des. 100, 378 (2015).
［33］A.J. Creely et al., J. Plasma Phys. 86, 865860502(2020).
［34］https://ccfe.ukaea.uk/research/step/［35］https://www.tokamakenergy.co.uk/ており，加熱・電流駆動機器としては EC，NB，IC に加えて LH の開発が行われている．米国で MIT と民間企業の Commonwealth Fusion Systems が計画する ARC［32］は＞20 T の高温超伝導磁石を用いる JET サイズの強磁場トカマクであり，2030年代の正味電力生成をめざしている．
原型炉設計に適合するように加熱・電流駆動機器を設計す
るのではなく，逆に LH，IC 機器にとって最適な構成を前提として原型炉を設計するというコンセプトで，RF の
強磁場側入射を想定しているのも特徴である．LH，IC，また高温超伝導磁石技術による＞300 GHz ジャイロトロ
ンによる EC が検討されている．従来の原型炉とは異なり，
L モード運転の可能性も検討されている．ARC の前段階として，SPARC［33］の建設が始まっている．SPARC では120 MHz の IC が唯一の追加熱システムである．英国では球状トカマク型核融合炉である STEP［34］により2040
年以降に Q ＝12 での正味電力生成をめざしている．磁気軸磁場は3.2 T で EC による電流駆動を想定している．他に英国における大きな民間企業の計画として，Tokamak
Energy［35］でも高温超伝導磁石の技術を用いる球状トカ
マク装置を開発しており，EC が検討されている．
核融合エネルギーをできる限り早く実現するために，
各加熱・電流駆動機器について，原型炉で必要となる新技術や原型炉級の性能がどの程度実現しつつあるのかを広く共有しておくことは重要である．本小特集では，特に日欧の原型炉への適用が検討されている EC，NB 及び
IC 機器について解説する．本小特集の構成は以下のとおりである．第 2 章では原型炉級電子サイクロトロン（EC）
加熱・電流駆動機器について，原型炉 EC の検討をされてきた小田靖久氏，⻑﨑百伸氏，福山淳氏，前川孝氏，出射浩氏に解説いただく．第 3 章では原型炉級中性粒子ビー
ム（NB）入射機器について，原型炉 NB の設計を行っておられる QST の柏木美恵子氏，梅田尚孝氏に解説いただ
く．IC は JA DEMO の計画にはないが，ITER では採用されており，EU DEMO においても NB と並んでバックアップとして検討されている．第 4 章では，原型炉級イ
オンサイクロトロン（IC）加熱機器について，LHD のIC 長時間運転をリードしてこられた笠原寛史氏に解説いただく．第 5 章はまとめとして辻井が総括をさせていた
だく．本小特集が，学生や若い研究者が今後の進路を考える上での一助となれば幸いである．

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小特集 核融合原型炉に向けた加熱・電流駆動機器の開発

2 ．原型炉級電子サイクロトロン加熱・電流駆動機器の開発
2. Development of a DEMO Class Electron Cyclotron Heating
and Current Drive System
小 田 靖 久，長 﨑 百 伸 1 ），福 山

淳 1 ），前 川

孝 1 ），出 射

ODA Yasuhisa, NAGASAKI Kazunobu , FUKUYAMA Jun , MAEKAWA Takashi
1）

1）

浩2）

and IDEI Hiroshi 2 ）1）

摂南大学， 1 ）京都大学， 2 ）九州大学（原稿受付：2022年12月23日）

原型炉の開発に向け，電子サイクロトロン加熱電流駆動（ECH&CD）機器の概念設計の物理・工学両面での検討を原型炉特別チームで進めている．原型炉での電流駆動を ECCD で担った場合，総出力100 MW を越えるシ
ステムになると予想されるため，物理面での検討では，その電流駆動効率を向上させる入射法の検討を行っている．工学面では，この出力を実現する高周波源プラント，ならびに過酷な炉環境にさらされる先進的な入射装置の要素技術の研究を進めている．
Keywords:
DEMO, electron cyclotron current drive, heating, RF power source, launcher, remote steering

2．1

はじめに

の外部電流駆動は必要である．そのため，原型炉におけ

日本における原型炉として，現在，トカマク方式を用る ECCD の電流駆動効率の向上が不可欠となる．そこで，いた核融合炉定常電源プラントの検討を進めており，そ原型炉特別チームでは，原型炉のプラズマ条件におけるの電気出力は数百 MW 級を想定している．原型炉トカマ

電流駆動効率の改善に向け，TRAVIS［2，3］，PARADE［4，

クの概要として，大半径 8.5 m，小半径 2.42 m，プラズ

5］，TASK［6］等の計算コードを用いて，入射条件の最適

マ電流 12.3 MA，磁場強度 5.94 T で，核融合出力として化と複数周波数を用いた効率の改善に関する検討を行っ

1.5～2 GW，電気出力として 0.64 GW を想定している［1］．

ている．また，複数周波数による電流駆動，初期起動での電流駆動の検討を進めている．

原型炉の開発に向け，その電子サイクロトロン加熱・

2．
2．1

電流駆動（ECH&CD）機器の概念設計の物理・工学両入射条件の検討

入射条件の最初の検討として，図 １ に示すように水平面での検討を原型炉特別チームで進めており，本章では，方向からの基本波入射による電流駆動を調べた．図 2 は，両面の成果について紹介する．

TRAVIS code を用いて求めた，赤道面水平方向入射での2．2

ECCD 駆動効率向上に向けた物理検討

ECCD 効率の入射角，EC 周波数依存性である．トロイダ

原型炉では，炉内環境が過酷となることが想定される

ル角と EC 周波数を適切に選ぶことによって最大電流駆が，ECH&CD 機器は他の加熱機器に比べて炉内入射装置

動効率 0.05 A / W を得ることができる．しかしながら，高に優位性があるとされ，原型炉トカマクの外部電流駆動

磁場・高電子温度で動作する原型炉プラズマにおいては，を電子サイクロトロン電流駆動（ECCD）が主として担う周辺部での第 2 高調波共鳴領域による吸収を無視することことが期待されている．しかしながら，現在の ECCD のができず，中心部まで到達する電子サイクロトロン派の電流駆動効率は，LHCD，NBCD といった他の電流駆動割合が低下するとともに，第 2 高調波共鳴領域での逆向き法に比べてあまり高くなく，仮に 0.05 A / W と仮定し，原の電流駆動の影響で，全体の電流駆動効率を下げてしま型炉トカマクの 12.3 MA の電流駆動を全て ECCD で賄うう．

とした場合には，246 MW の高周波（RF）電力が必要とこの問題を回避する方法の一つとして，トーラス上側

なる．発振源における電力変換効率約 50% を加味すると，方向からの入射を検討したところ，2 次高調波共鳴領域

500 MW を超える所内循環電力が必要となり，核融合出力を避ける入射条件を選定することにより，電流駆動効率のほとんどを電流駆動のために消費してしまうこととなの低減を抑えることができることがわかった．現在，上る．プラズマの自発電流であるブートストラップ電流に方入射での電流駆動効率の最大化に向けた入射条件の探よって外部電流駆動の割合を下げることは可能であるも索を進めている．一方で，トーラス上方入射を行う場合，のの，プラズマの安定性・制御性を考えると一定の割合

入射方向が共鳴層と平行に近くなると，熱的効果によっ

Setsunan University, Neyagawa, OSAKA 572-8508, Japanauthor’s e-mail: yasuhisa.oda@mec.setsunan.ac.jp

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Special Topic Article

2. Development of a DEMO Class Electron Cyclotron Heating and Current Drive System	Y. Oda et al.

もに，イオンとのクーロン衝突による減速が少ない高速の電子を加速することが有効である．しかしながら，速度空間における基本調波電子サイクロトロン共鳴領域は垂直速度の比較的遅い領域にあるため駆動効率が低く，
第２高調波共鳴領域は高速ではあるが共鳴粒子が少ないという制約がある．そのため，図 3 に示すような複数のモードを用いることにより，まず基本調波で熱速度程度のバルク電子からやや高速の電子を生成し，別の第 2 高
調波でさらに加速することより電流駆動効率を向上させることが考えられる．光線追跡法と速度分布解析を組み合わせた計算コードを開発し，速度空間における共鳴領域の波動パラメータ依存性や速度分布関数変形の加熱パ
ワー依存性を明らかにすることによって，駆動効率向上への手がかりが得られており，周波数，入射方向，入射位置の最適化を進めている．
2．
2．3

初期起動での電流駆動の検討

低温低密度である立ち上げプラズマでは，正常波（O 波）の吸収は弱く，吸収が非常に大きい異常波（X 波）が適している．立ち上げプラズマの広いパラメータ範囲において，基本周波数帯で弱磁場側から入射した O 波と X 波の電流駆動効率を比較すると，X 波がはるかに優れている．
この高効率 X 波 ECCD をプラズマの立ち上げに用いた
場合のプラズマ電流ループの振る舞いを，図 4 に示すようなモデルに対して回路方程式を用いて解析した．まず，
図1

トーラス赤道面外側からの基本波入射による TRAVIS レイ
トレーシング計算の例．（a）ポロイダル断面におけるビー
ム軌道．（b）トロイダル断面におけるビーム軌道．

図2

トーラス赤道面外側入射での ECCD 効率（B = 6.0 T）．

図3

複数周波数での電流駆動時のビーム軌道の例．

て一回吸収の低下が起こる可能性がある［7，8］．1 次元波
動伝搬方程式を用いた解析では，上方入射では波の軌跡が冷たいプラズマ近似の場合と大きく異なり，共鳴層に到達しない結果が得られている．十分な 1 回吸収を得るた
めには，共鳴層との角度がある程度大きくなるよう入射角度を設定する必要があり，入射位置に加えて入射角度の最適化が求められる．
2．2．2

複数周波数による電流駆動の検討

さらなる電流駆動効率の改善をめざし，複数周波数での電流駆動の検討を行っている．波動による電流駆動の駆動効率向上を図るためには，電子を強く加速するとと

図461

原型炉の EC 波を用いた初期起動の検討モデルの概要．

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Vol.99, No.3

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中心ソレノイドからの誘導電圧を用いない完全非誘導電振管の一種であり，ITER では 170 GHz にて 1 MW の 1 時

流駆動について解析し，入射電力をランプアップさせる

間連続動作を仕様条件とするジャイロトロンが開発されことでプラズマ電流を大きく上昇させ立ち上げに必要とた［9］．原型炉では，200 GHz を超える高い周波数領域でなる磁束を生み出せることがわかったが，自己誘導によ動作するジャイロトロンが求められるが，ジャイロトロ

るリターン電流の減衰時間が極めて長いため，非常に長ンの発振周波数はサイクロトロン共鳴メーザー効果が生

い立上時間を要することが判明した．そこで，中心ソレ

じる空洞部の磁場によって決定されるため，より高い周ノイドからの誘導電圧を重畳して，リターン電流を抑制

波数を得るためには強力な磁場を持ったマグネットが必し，立ち上げ時間の短縮の可能性を検討し，適切な誘導要となる．また，高周波化に伴い，安定した発振が得ら

電圧を重畳すれば，リターン電流を完全に抑制でき，短れる適切な共振器モードの選定と，内部のモード変換器

時間での立ち上げが可能であることがわかった．

の性能向上が必要となる．高い周波数で動作するジャイ

さらに，ポロイダル磁場のヌル点を確保し，中心ソレ

ロトロンの研究活動として，量子科学技術研究開発機構

ノイド（CS）による大きな周回電圧（～15 V）を印加しにて，ITER 用ジャイロトロンの設計をベースとした複数

ブレークダウンを行う方式についても検討を行った．こ周波数ジャイロトロンにより，204 GHz での 1 MW 出力でれに引き続き ECH による支援を得て輻射障壁を突破し，の発振を実現したことが報告されている［10］．この複数

数百 kA までプラズマ電流を立ち上げ，初期トカマク平衡

周波数ジャイロトロンは，出力窓を透過できる周波数をを達成する．想定される時間はブレークダウンに 0.1 秒，発振させるにあたり，170 GHz 発振の共振器モードに対し電流立ち上げに 1 秒程度である．ブレークダウンのためて設計された内部モード変換器を透過できる共振器モーの大きな初期周回電圧によりトーラスを囲む大きくて複ド系列を採用することにより，単一のジャイロトロンで雑な構造物に大きくて時定数の長い渦電流が誘起される．

複数の周波数を運転することを実現している．このジャ

この渦電流によるポロイダル磁場を外部磁場により相殺

イロトロンは，ほかの運転周波数でも，電力から RF へのすることによりポロイダル磁場のヌル領域を確保し，円エネルギー変換効率において，170 GHz 運転時とほぼ同滑なブレークダウンをはかる．さらに初期トカマク平衡

じ 50% を達成している．さらに，このジャイロトロンののためのポロイダル磁場コイル電流も短時間立ち上げを設計では，出力窓を透過する 236 GHz での動作時も，内要し，これにともなう渦電流の問題も発生する．すなわち，

部モード変換器が適切に動作することが確認されている

想定されている初期起動においては，（１）ブレークダウン［11］．さらに高い周波数領域に関しては，量子科学技術のための大きな初期周回電圧，（２）短時間立ち上げにとも研究開発機構と筑波大学の共同研究において，短パルス

なう渦電流による磁場を相殺するためのポロイダル磁場ながら 300 GHz にて 0.5 MW 程度の出力を達成したジャイ

コイル電流の制御，が必要になる．

ロトロンの開発事例［12］が報告されているほか，同様の初期周回電圧と渦電流の大幅な低減をはかるために，

出力規模の高周波数ジャイロトロンの開発が進められて

ECH / ECCD による緩やかな立ち上げを構想した．この方いる［13,14］．ゆえに，原型炉が必要とする周波数領域を式では，（１）最初，弱い外部垂直磁場（～50 G）下で ECH

既存のジャイロトロン技術によって十分にカバーできるによりプラズマを発生・加熱し，プラズマ圧力に比例しと期待される．

た自発的な非誘導トロイダル電流を流す．（２）この自発電一方，プラント全体で大きな総出力を実現するために流が成長すると，ポロイダル断面で見て，電流が流れては，多数のジャイロトロンを組み合わせて必要な出力を達いる領域の内側でこの電流によるポロイダル磁場が成長成する手法が採用される．例えば，ITER の ECH&CD 機

して外部垂直磁場をほぼ相殺したヌル領域が発生し，磁器は 24 本のジャイロトロンにより 20 MW 出力を達成する

力線の連結長が非常に長くなる．（３）この段階に至ると，構成となっている［15］．当然，原型炉においても，ITER

このヌル領域に ECCD 及びごく弱い CS 駆動周回電圧を併

同様に多数のジャイロトロンで RF 発振源プラントを構成用して，新たな電流を駆動し，初期磁気面を形成する．（４）する形態となる．現在主流の 1 MW 級ジャイロトロンで構

初期磁気面形成後引き続き ECCD 及びごく弱い CS 駆動周

成する場合，100 台を超える大規模なシステムになる．さ

回電圧を併用して緩やかにプラズマ電流を１ MA 程度ま

らに，トカマク本体の磁場による影響を受けないようにで増大させ初期トカマク平衡を達成する．

するため，本体より直線距離で 100 m 以上の距離を離した

2．3

ジャイロトロン駆動に必要な超伝導マグネット同士の離場所に RF 発振源プラントを設置する必要があり，さらに100 MW 級 RF 発振源プラントの概念設計

原型炉の外部電流駆動を ECCD に主として担わせる場

隔距離も必要となる［16］．図 5 に示すように，現在の原合，ECH&CD 機器の出力は 100 MW 程度となり，上部入型炉の建屋配置想定では，ジャイロトロンを設置する RF
発振源プラントよりトカマク本体の入射装置までの RF の射であっても発振周波数は 200 GHz 超の領域に到達する

伝送距離は長いところでは 200 m 以上が必要となり，これと想定される．
原型炉の ECH&CD 機器の RF 発振源としては，従来のまで以上に伝送効率の向上が必要となると考えられる．

ECH&CD 同様にミリ波帯の大電力発振を得意とするジャ

現在のトカマク建屋を中心とした原型炉サイトの計画

イロトロンを使用することになる．ジャイロトロンはサをもとに，3 次元 CAD を用いて RF 発振源プラントが設置

イクロトロン共鳴メーザー効果を利用したマイクロ波発される RF 建屋から原型炉トカマク本体の入射装置までの
62

Special Topic Article

2. Development of a DEMO Class Electron Cyclotron Heating and Current Drive System	

図6

Y. Oda et al.

方形導波管に角度を持ってビームを入射することで、出力ビームの角度を制御するリモートステアリング技術．

数の伝播モードが発生し，そのモードの重畳により特定の距離の伝播後，入射角度  と同じ放射角 ，もしくは－  方向に放射パターンが得られることを利用して，導波
図5

管出口においてビームの放射角度を制御することができ

原型炉サイトにおけるトカマク建屋と RF 発振源建屋の位置関係と伝送系経路の概要．

る技術であり，入射装置に適用した場合，メンテナンスが必要となる駆動ミラーを入射装置後方，すなわち炉外に設置することが可能となる．さらにリモートステアリ

伝送系配置の検討を進めている．RF 建屋内において，ジャング技術その高次動作では，かなり大きな角度を持ったイロトロンは相互の磁場の影響を受けないように所定のビーム放射が可能であると考えられており，炉内には導距離を置いて配置する必要があり，100 台を超えるジャイ

波管開口部のみが設置される極めてシンプルな入射装置

ロトロンの配置は，補機や電源機器の設置の必要性からを実現できる可能性を持っており，原型炉環境での長期も，相応のスペースを必要とする．伝送系は直線導波管

運転に耐えられる入射装置の実現が期待される．このよとマイターベンドで構成されるが，マイターベンドは 1 個

うな技術を適用した入射装置の設計は前例がなく，現在当たりで理論上でも 0.5% 程度の伝送損失を生じさせるたは，その要素技術の研究を進めている．

め，効率的に配置する必要がある［17］．現状の検討配置

原型炉 ECH&CD の入射系として，オーバサイズ・コル

では，トカマク建屋に近い箇所にあるジャイロトロンか

ゲート方形導波管を用いて 4 × 4 の 16 素子のアンテナにおらであっても伝送距離は 100 m を超え，平均でも 200 m をいて，水平方向はリモートステアリング，鉛直方向は位超える伝送が必要であり，各系統には平均して 10 以上の相配列で集光するシステムにつき，位相配列・リモートマイターベンドが設置されることになり，伝送系の損失

ステアリングの有無によるアンテナからの放射ビームパ

は 4～6% 程度を想定する必要がある．長距離の伝送となターン検討を行い，ビーム集光，入射角度制御ができる

り，経路も複雑となるため定常運転時の熱による伝送系

ことを確認した．なお，位相配列による集光は，ジャイの変形に対する補正技術など，これまでになった伝送系

ロトロン管の位相ロック発振，伝送路での熱伸びの補正

要素機器の開発が必要となると考えられる．

が必要であり，入射装置以外の EC 加熱システム全体の構

また，長距離伝送が必要な原型炉では，RF 損失による成要素に対して多くの新規の開発課題をもたらすが，従導波管発熱を要因とする機械変形によって ECH&CD 機器

来は実現が困難とされていた技術が実現されることにより，ECH & CD 機器の高度化が期待される．

の性能低下が問題となる［18］．そこで，伝送系導波管の機械的熱挙動を検証するために，真空排気可能な 4 m の直さらに，リモートステアリングは概ね 0-12 度程度の線導波管部を持つ定常動作伝送系モックアップ試験装置

入射角制御が可能であるが，さらに大きな入射角が必要を開発した．モックアップ試験装置には，伸縮導波管［19］となれば，新たな動作領域の検討が必要となる．加熱・に対応するベローズを配置しており，この動きは制御シ

電流駆動検討で必要とされる入射ビーム条件を満たすた

ステムとサーボモータによって制御することが可能であめ，方形導波管への斜め入射で励起される高次モード成る．導波管端の変位量をレーザー変位計で計測した信号

分評価，高次モードの方形導波管での伝搬解析，方形導をもとにフィードバック制御することにより伝送系全体

波管からの放射解析を扱う統合コードを開発し，図 7 にの機械変形を抑制する手法を検証し，全体の変形量を一示すように新たな動作領域を探索している［20，21］．第定以下に抑えることができることを確認している．

１次の 8-19 度動作の実機を開発し，ECCD 実験に適用した．リモートステアリング技術は，放射角  と－ の２方2．4

先進的入射装置の工学検討

向に放射ビームを得るスプリッター動作へも適用できる．

原型炉の過酷な炉環境に晒される入射装置は，従来にいずれの動作でも必要な導波管の長さは，方形辺と波長ない先進的な技術の導入が求められる．ITER をはじめとで決まるため，２周波数動作は困難である．110 GHz とする既存の EC 入射装置は炉内に入射ミラーを設置する関138 GHz の２周波数のスプリッター基本・第３次動作を係上，ミラーの熱負荷による制約，ならびにそのメンテ

入射角 17.5 度で検討した［22］．近年，170 GHz におけるナンスが必要となり，原型炉での長期運用においては問

入射角 17.5 度での 3 次スプリッター動作を実験的に検証し題を抱えることとなる．

ており，位相配列とリモートステアリングを組み合わせ

リモートステアリング技術は，図 6 に示すように方形ることでプラズマ対向位置に駆動ミラーを持たない入射装置の実現をめざす．

導波管に角度を持って高周波ビームを入射したときに複63

Journal of Plasma and Fusion Research

Vol.99, No.3

March 2023の生産能力は従来のプロジェクトと比較すると桁違いの規模のものが必要となる．また，原型炉では，上述の通り
運転期間中に故障するジャイロトロンの交換・修理対応が発生し，それに必要な生産能力は建設期よりも大きなものとなる可能性がある．これに対応するためには，製造技術の革新と，生産設備・体制の高度化を進めることが不可欠であるとともに，研究開発機器としての性格が強い現在のジャイロトロン設計から，大量生産に対応できる設計へとシフトさせることが強く求められる．こういったことは，従来の周波数・出力の向上をめざしたジャイロトロン研究開発では注目されにくいトピックだったが，原型炉ではこれらのトピックがシステム構築の成功のカギを握っており，これまで以上の注力が必要となってくる．そのためには，産業界との緊密な連携のもとでの幅
図72．5

広い領域での研究開発の進展が求められるといえよう．

リモートステアリング入射装置の各動作領域における制御
角度と伝送効率［21］．

2．6大規模システムの安定性と維持

まとめ

本章では，原型炉の ECH&CD 機器に対する物理面・原型炉の ECH&CD 機器では，100 MW という大きな工学面の検討状況について，以下の事項について紹介し出力を定常的に利用し，入射装置では多数のビームを組た．原型炉運転時の外部電流駆動を ECCD で担う場合，

み合わせて入射するため，ジャイロトロンの動作の安定

ECCD の電流駆動効率を向上させ，必要な RF パワーを性が従来の実験装置に比べて格段に要求される．例えば，

供 給 す る プ ラ ン ト を 構 築 す る 必 要 が あ る．ECCD 物 理

位相配列を利用した入射装置では 16 系統中 2 系統の出力の検討においては，高い電流駆動効率を得るには周辺部が停止すると，ピークが低下してサイドローブの割合がの 2 次高調波共鳴領域での吸収を避けるために上方ポー上昇し，出力低下にとどまらず入射性能も低下すること

トからの入射が必須であることが示されている．原型炉
ECH&CD 機器で必要となるパワーレベルは 100 MW 級でが懸念されている．
ITER では，ジャイロトロン本体の運転安定度としてあり，周波数は 200 GHz 以上と想定され，多数のジャイ

20 ショット中，失敗ショットを 1 ショット以内に抑える

ロトロンを用いた RF 源プラントの構築が必要となる．上

95% 以上の安定度が要求される［9，23］が，原型炉ではより

記のスケールから原型炉サイト上での必要な RF 建屋のス

高い安定度を確保するためのジャイロトロンのスペアシケールが示されるとともに，発振源からトカマク本体まステムの導入などが必要となると考えられる．一例としで 200 m を超える伝送系が想定されることが示された．原て 10 系統のジャイロトロンに対して 1 系統のスペアシス

型炉の過酷な環境にさらされる入射装置として，リモー

テムを持たせる場合，ジャイロトロンのショット安定度

トステアリング技術の適用が期待され，位相配列を用いが 95% 信頼度で運転できるとすれば，定常運転時の出力たビーム制御の高度化，ならびに大きな入射角度を実現

は 100 MW 想定に対して，スペアシステムがない場合はできる動作領域の探索など，要素技術の検討が進められ

95 MW 程度に限られるが，スペアシステムの導入によりている．また，ECH&CD 機器全体の安定性を確保するた

98 MW 程度の出力を常時維持することができる．

めのシステム解析も始められている．

システム全体の信頼性に対しては，ジャイロトロンのショット安定度に加え，ジャイロトロンの故障率もプラ

参考文献

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Conf. on Infrared, Millimeter, and Terahertz Waves

命は数万時間程度とされており，長期にわたる定常運転を想定する原型炉では，運転中にジャイロトロンが故障する可能性を考慮する必要が出てくる［24］．故障への対処として，例えば上述のスペアシステムは，故障発生時の出力維持に有効であると考えられる．このような安定性・故障率を考慮したシステムの信頼性解析は，ジャイ
ロトロンの故障率に関する設計指針の設定や，システム全体におけるスペアシステムの在り方を決定づけるうえで重要であり，安定した原型炉運転に必要な ECH&CD 機
器の安定性確保に向け，今後の進捗が期待される．
さらに，100 台を超えるジャイロトロンで構成されるプ
ラントの建設にあたって，ジャイロトロン並びに補機類64Special Topic Article

2. Development of a DEMO Class Electron Cyclotron Heating and Current Drive System	Y. Oda et al.

Joint Workshop on Electron Cyclotron Emissions andElectron Cyclotron Resonance Heating (EC-17), Duerne, Netherland (2012).
［19］R. Olstad, “Design and high power testing of ITER
ECH&CD transmission line components,” 34th Int.
Conf. on Infrared, Millimeter, and Terahertz Waves(IRMMW2009), Busan, Korea (2009).
［20］K. Takahashi et al., Rev. Sci. Instrum. 82, 063506(2011).
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［22］H. Idei et al., J. Infrared Millim. Terahertz Waves 36,
662 (2015).
［23］R. Ikeda et al., Nucl. Fusion 61, 106031 (2021).
［24］Y. Oda et al., “Recent activities of ITER gyrotron
development in QST,” 10th International Workshop “Strong Microwaves and Terahertz Waves:
Sources and Applications (SMP-2017), Nizhny
Novgorod-Moscow, Russia (2017).

(IRMMW2017), Cancun, Mexico (2017).
［11］R. Ikeda et al., “Technologies of electron cyclotron
resonance heating and current drive system for nuclear fusion reactors,” 13th International Symposium
on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-13), Kyoto,
Japan (2017).
［12］T. Kariya et al., Nucl. Fusion 57, 066001 (2017).
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［15］C. Darbos et al., J. Infrared Millim. Terahertz Waves
37, 4 (2016).
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field on the gyrotrons for ITER,” 34th Int. Conf. on
Infrared, Millimeter, and Terahertz Waves (IRMMW2009), Busan, Korea (2009).
［17］M. Shapiro et al., Fusion Sci. Tech. 57, 196 (2010).
［18］Y. Oda et al., “Development of dual frequency gyrotron and high power test of EC components,” 17th65

J. Plasma Fusion Res. Vol.99, No.3 (2023) 66-71

小特集 核融合原型炉に向けた加熱・電流駆動機器の開発

3 ．原型炉級中性粒子ビーム入射装置の開発
3. Development of a DEMO Class Neutral Beam Injection System
柏 木 美 恵 子，梅 田 尚 孝

KASHIWAGI Mieko and UMEDA Naotaka
量子科学技術研究開発機構（原稿受付：2023年 1 月 9 日）

中性粒子ビーム入射装置（NBI）は，電気的に中性な高エネルギーの粒子ビームをプラズマに注入すること
で直接的にプラズマを加熱・電流駆動することができる．JT-60U や LHD の NBI はプラズマ性能の向上に対して高い貢献の実績があり，ITER でも Q＝10の核融合出力の達成に向けて必須の装置である．原型炉に向けては
所内の循環電力を低減するためのシステム効率の向上と定常運転が大きな開発課題である．この NBI の課題と現状の開発状況を報告する．
Keywords:
neutral beam injector, ITER, negative ion, ion source, neutralizer, high efficiency, steady state operation

3．1

はじめに

たパルスではなく，連続的にイオンビームを作る直流電

中 性 粒 子 ビ ー ム 入 射 装 置（NBI: Neutral Beam

圧電源としては世界最高レベルの電圧である．そのため，

Injector）は，高エネルギーの中性粒子ビームを核融合

イオンビームとしては産業分野と幅広く接点がありつつ炉内のプラズマに入射し，直接的にそのプラズマを加熱，も，大電流・高電圧・定常運転イオンビームとしてさらまた電流駆動するものである．量子科学技術研究開発機に進んだ技術開発が必要であった．量研では，JT-60SA

構（ 量 研 ） の JT-60U， 核 融 合 科 学 研 究 所（NIFS） の用 NBI（エネルギー0.5 MeV，電流値 22 A，連続 100 秒）

LHD では大きな貢献を果たし［1，2］，フランスに建設中の開発，および日本が担当する ITER 用加速器・高電圧電の国際熱核融合実験炉 ITER でも必要不可欠な装置となっ源の調達のための開発を通じて，必要な技術確立を進めている［3］．原理としては，まずイオン源で高エネルギーてきた［4-6］．

の負イオンビームを生成し，次に中性化セルでイオンを原 型 炉 に 適 用 さ れ る 法 体 系 は 検 討 段 階 で は あ る が，電気的な中性粒子（原子）に変換する（中性化効率）．核ITER で新たに培われるトリチウム境界に係わる技術，及融合炉が大きくなるにつれ，一般的な正イオンビームでび規格・基準は原型炉に向けた実績となる．さらに原型はなく，エネルギーが高い場合にも中性化効率が約 60 ％

炉に向けては，イオンビームのさらなる高パワー化，プを維持できる負イオンビームが必要となった．正イオン

ラントの循環電力低減のための高効率化，年間を通じて

NBI は様々な核融合実験炉で使用され，負イオンビーム

運転を継続すると共に安全性を確保するための高信頼性の研究は世界各地で行われているが，負イオン NBI の稼が求められている．
本章では，3．2，3．3 章（柏木）において，ITER NBI

働実績は，世界中でも JT-60U と LHD しかなく，ITER での進捗，イオンビーム開発の状況，および ITER で新たにも原型炉でも日本の果たす役割は非常に大きい．
ITER NBI は 1 基 あ た り の 入 射 パ ワ ー16.5 MW で あ確立される技術について，3．4，3．5 章（梅田）は，現在，り，負イオンビーム源の仕様は，重水素負イオンでエネ

原型炉ロードマップやアクションプラン［7］をベースに進ルギー1 MeV（100 万電子ボルト），電流 40 A，最大連続めている原型炉用 NBI の仕様，概要設計，R&D の進捗状

運転時間 3600 秒である．これに対し，現在の原型炉の仕況について説明する．

様は，入射パワー33 MW，重水素負イオンでエネルギー
1.5 MeV，電流 28 A の定常運転である．負イオンの加速

3．2

ITER NBI の概要と進捗器としては，ITER では直流電圧を電極間に印加する静図 1 に ITER NBI の概要を示す．NBI のビームライン

電 5 段加速器であり，原型炉の 1.5 MeV であれば段数を増は，トカマクの真空と直結している真空容器内に納めらやすことで拡張できる範囲である．これらの仕様は，半れている．ビーム源は高周波（RF）負イオン源と静電 5導体，医療，高エネルギー物理の分野で幅広く利用され段加速の 1 MeV 加速器で構成されており，トカマクに向ているイオンビームに比べ電流値が桁違いに大きく，まかって中性化セル，残留イオンを除去するビームダンプ，

National Institute for Quantum and Radiological Science and Technology, Naka, IBARAKI 311-0193, Japanauthor’s e-mail: kashiwagi.mieko@qst.go.jp

66Ⓒ2023 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Special Topic Article

3. Development of a DEMO Class Neutral Beam Injection System	

図2

3．3

M. Kashiwagi and N. Umeda

NBTF における電源機器設置完了．

ITER 向けのビーム開発と戦略

2018 年に発行されたITERのリサーチプラン［8］
では，2032
年 予 定 の 第 二 期 PFPO（Pre-fusion Power operation-II）時，水素負イオンビームで 870 keV，46 A で最低 50 秒，最大 1000 秒，2035 年 開 始 予 定 の FPO（Fusion PowerOperation）時，重水素負イオンビームで 1 MeV，40 A で
最低 300 秒，最大 3600 秒が求められている．そこで負イオ
ンビームの開発戦略としては，この ITER の計画に従って優先順位を決め，着実に目標を達成することが重要である．
ITER 向け負イオンビームについて，NBTF 及び関連研
究機関における最近の結果を表 1 にまとめる．ITER では各極で調達を分担しているため，RF 負イオン源は欧州調
達，1 MeV 加速器は欧州と日本がそれぞれ調達することとなり，研究開発もこの調達分担に影響を受けている．
大電流 RF 負イオン源試験は，2013 年，ドイツのマッ
図1

クスプランク物理学研究所（IPP）において，ITER のITER NBI の全景とビームライン．

RF 負イオン源の半分サイズで 4 つの RF ドライバーを持高速シャッター，ゲート弁が並んでいる．ビーム源は真つ ELISE（エリーゼ）で開始された．当初，RF ドライ

空容器内に納められているため，このビーム源と電源をバーへのパワー不均一性や RF アンテナで放電発生などの繋ぐ箇所に，電圧導入端子，かつトリチウムを含む真空課題があったが，RF ドライバーの構造改良，RF 電源のの境界となる高電圧（HV）ブッシングと呼ぶ機器が必要となっている．
負イオンビームの加速電源は，インバータ及び制御（欧ITER 要求値

ら直流電圧絶縁技術は直流送電やガス遮断器と共通技術
日本は JT-60 の実績を期待され，これら難しい 1 MV に

SPIDER ＊ 1
ELISE ＊ 1
LHD NBI

係わる電源機器の製作を請け負い，既に ITER NB 実機試

JT-60U NBI

であるが，扱う電圧が世界最高レベルとなる．

験施設（NBTF）の ITER 級フルパワービーム試験装置・

MeV ＊ 1MITICA（ミティカ）用の 1 MeV 電源機器を搬入して据

5
5
1
1
1
3
3
5

40 285 / 200
46 330 / 260－ / 200
25 － / 250
55.4 － / 233
17 － / 130
2.8 － / 83
－ / 185

Pa

A

ある負イオン生成用電源（欧州調達）に送電する．これ連続運転時間：秒

keV

する 5 本の導体を配置したものである．また，絶縁変圧器（日本調達）が受配電設備から受けた電力を 1 MV 電位にイオン源ガス圧：

1000
870
<60
<100
180
340
486
980

0.6 MPa の絶縁ガス（SF6）を詰め， 5 種類の電圧を伝送

A / m2

D
H
H
D
D
D
H
H

装置

電圧を生成する．TL はケーブルの代わりに圧力容器内に負イオン電流密度
加速器入口 出/ 口：

直列接続することで，200 kV ずつ，最大 1 MV の 5 種類の加速器出口ビーム電流：流発生器で直流 200 kV を作り，これを段階的に 5 つまで

加速段数

びに直流フィルター（日本調達）で構成される． 1 台の直エネルギー：ITER の負イオンビーム要求値と試験装置実績．
ビーム種

表1

州調達）
，昇圧変圧器と整流器で構成される直流発生器並

0.3
0.3
0.4
0.3
0.3
0.3
0.3
0.3

3600
1000
～10
～10
30
1
60

＊ 1）‌パルスはその時の運転方法・装置性能で決定．熱負荷制限
ではない．

付け（図 2 ），2020 年より出力確認試験に入っている［4］．
67Journal of Plasma and Fusion Research

Vol.99, No.3

March 2023

半導体制御などの対処が効き，重水素運転で ITER 要求の
約 90 ％の負イオン電流を達成している［9］．NBTF のフル
サイズ負イオン源 SPIDER は 2018 年運転を開始したが，ELISE の改良を待たずに製作したため，当初 ELISE と同様の問題に直面した．まず可能な範囲で試験を行い［10］，現在，RF 電源の半導体化などの大規模整備の保守期間に入り［11］，2024 年から運転再開の見込みである．この二つの試験装置における共通の課題は，ビーム発散角がITER の要求値 7 mrad の倍程度もあり，また重水素運転
時に電子電流が予想よりも高いことである．その結果，
電極熱負荷が高くなりパルスが制限されている．
LHD の負イオン NBI においても重水素運転時の電子電流増加が問題であったが，負イオン源内に電子の流れを図3

トカマク建屋内 HV ブッシングと中間層．

抑制する電子フェンスを導入した結果，電子電流を抑制
し，入射パワーが 1.5 倍に増大した［2,12］．ビーム発散角

的に絶縁する絶縁物で構成されている点である．計測用については，LHD や JT-60 で使用しているアーク放電型

フィードスルーのセラミックなどは手のひらサイズだが，負イオン源では元々5 mrad 程度である．そこで，ITER

NBI で必要な直流 1 MV 絶縁では，メートルサイズの絶縁機構が NIFS に研究タスクを依頼し，RF とアーク放電型物となる．
図 3 に示す HV ブッシングの場合，内径 1.5 m，高さ約

負イオン源を比較し，ビーム発散角低減のための試験が30 cm のセラミックリングと内径 1.8 m の FRP（繊維強開始された．
量研における開発の特徴は，大電流・高密度負イオン化型プラスチック）リングを同軸構造とし，1 段で直流の高エネルギー加速である．JT-60U 時代，加速器の耐電200 kV を絶縁し，これを 5 段積み上げて 1MV を保持する．

圧は，要求性能 500 kV に対して 400 kV 程度にとどまって真空に接するセラミックは実質的なトリチウム境界であいた［1］が，耐電圧改善として電界緩和リング，電極支持

るが，脆性材料であるため，機械強度を支える FRP リン

枠の面取り改造，電極間ギャップの修正を行い，要求値

グが原子力安全上の境界となり，品質の確立・保証が要をほぼ満足する 486 keV でのビーム加速を実証した［13］．

求されている．

これと並行して，ITER と同様のエネルギー1 MeV の試験

FRP 製圧力容器には，ASME（アメリカ機械学会）規が可能な MeV 級イオン源試験装置（MTF：1 MV，0.5 A）

格が存在するが，問題は FRP のようなプラスチック系材において，耐電圧・ビーム制御などの技術を試験に反映し，料は，使用用途により材料が異なり，強度及びそのバラ

ITER と同等のビームパワー密度で，当時の装置限界 60 秒

ツキも大きく異なるため，安全係数は金属の 1.5 に対しのビームを実証した［6］．現在は，さらにパルスを伸ばすて FRP では約 5 と非常に大きい．一方，HV ブッシング
用 FRP リングは高電圧絶縁の観点で品質も含めて開発し試験中である．
このように RF 負イオン源開発は欧州を中心に，負イオてきた結果，強度のバラツキが小さい．既存の設計コー

ン NBI の運転技術やビーム高エネルギー化・高電圧技術

ドの適用は HV ブッシング用 FRP にとって過剰な要求とは日本を中心に進んでおり，これらを NBTF の MITICA

なるため，日本機械学会の協力を得て HV ブッシング用で統合し実証する．さらに年間を通じた安定運転技術，

FRP リングの構造規格を作ることとし，材料や製造の品並びに遠隔操作を含めた保守技術の設計検討が進んでい質を管理することで，製作時の強度のバラツキを抑える

る．まずは ITER 運転に向けてこれらの技術を確立するこ規格とした．その結果，安全係数を 3～3.5 に低減できるとが原型炉に向けても必要不可欠である．

見込みを得，規格文案を最終化して承認手続きに入る見通しが立ったところである．

3．4ⅱ）トリチウム境界の構造と安全シナリオの確立

ITER 時代に新たに開発される技術

図 3 に示すように，セラミックリングと FRP リングのITER で は，図 3 に 示 す よ う に HV ブ ッ シ ン グ が 真空中のトリチウムを閉じ込める第 1 境界，さらに TL の建屋

間は中間層と呼ばれ，耐電圧維持のために乾燥空気を封貫通部がトカマク建屋壁と同様にトリチウム最終境界と入する予定であった．しかし，これらリングに亀裂などなっている．そのためビーム生成に係わる電気性能だけ異常が発生した際，この中間層にトリチウムや SF6 ガス

でなく，トリチウム境界に係わる品質管理・品質保証がが混入し異常発生のサインとなるため，この乾燥空気を要求される．原型炉の場合，加速器の絶縁管がこれに代循環させ，その先にトリチウムや SF6 ガスの検出器を置くわる可能性がある．また国際規格の適用も求められていこととした．中間層でそれらガスを検出した場合，関連る．ここではこれらに関する取り組みの一部を紹介する．

バルブを閉じる，運転を停止するなどしてトリチウムをⅰ）絶縁物の品質確立

閉じ込めるシナリオの構築が進んでいる．
ⅲ）圧力容器規格の合理化

NBI が他の機器と大きく異なる点は，トリチウムを含NBI で使用する内部に絶縁ガス 0.6 MPa を充填する圧

む真空や圧力境界の大半が，金属ではなく高電圧を電気
68Special Topic Article

3. Development of a DEMO Class Neutral Beam Injection System	

M. Kashiwagi and N. Umeda

力容器は，日本ではボイラー則の第二種圧力容器である

式図を示す．負イオン源・加速器で生成された 1.5 MeV のが，欧州では第 1 種圧力容器相当といわれる CE マーキ

重水素の負イオンビームは斜め下方向に出射されイオン

ン グ の 圧 力 機 械 指 令（Pressure Equipment Directive:

源ポート内を輸送し偏向コイルで水平方向に軌道を変えPED）が適用され，日本の法令に対し海外では過剰仕様

た後，光中性化セルで中性のビームに変換し，炉心プラとなる．それを解決するために着目したのが電気機器とズマに入射される．中性化されないイオンビームは残留しての圧力容器である．圧力容器は電力のガス遮断器な

イオンダンプで熱的に回収される．ITER NBI を含めた既どにも使用されており，それと同様の機能が認められれ存の NBI 装置との大きな違いは，負イオン源及び加速器

ば，電気機器に適用される設計コード ASME VIII 適用とが炉心プラズマを直視していないという点である．これなる．また ASME の場合，ITER の品質クラスにより，第は，炉心プラズマで発生する中性子やガンマ線のストリー

三者認証または自主認証など合理的に選定できる．そこ

ミングによる負イオン源・加速器への影響を低減するたで ITER 機構と協力し，担当のフランス環境省に申請し，めである．偏向コイルで大面積の負イオンビームを偏向

NBI の圧力容器は ASME VIII で許可を得た．

する手法に関して，空間的に分布がある偏向コイル磁場ⅳ）絶縁ガスの代替ガス

で大面積の負イオンビームの拡がりを抑えて偏向が可能

ITER 調達を通じて様々な技術情報交流があり，将来的かどうか懸念があった．そこで 3 次元の磁場中で荷電粒子に原型炉に使える技術情報もでてきている．その一つが，の軌道を計算するソフトを用いて，コイル形状を種々変

ITER の高電圧絶縁に使用する温室効果係数の高い SF6 ガ

えて大面積の負イオンビームの軌道を調べた．その結果，スの代替ガスである．絶縁性能は若干劣るため絶縁距離

幅 0.6 m，高さ 1.2 m の大面積の平行ビームに対して，偏は増やす必要があり，それに伴い装置直径が 1 － 2 割大き

向角 25 度程度で偏向し，コイルから 25 m 程度先に集束可

くなる可能性があるが，将来的に採用すべき技術である．

能なコイル形状を見出した．大面積の負イオンビームをこのように ITER を通じて，原型炉に向けて重要な前例

偏向コイルで偏向してプラズマに入射する NBI の概念が成立することを確認し，概念設計の主案としている．

となる，トリチウム境界に係わる品質管理・品質保証・安全確保のための技術，及び既存の規格・規制の適切な負イオンを生成する負イオン源の方式としては，年単緩和措置が構築される．また ITER を通じた国際規格・規位での連続運転が必要なため，メンテナンス期間を長く制・設計コードとの整合性構築は核融合関連部品を輸出でき ITER NBI に採用されている高周波（RF）駆動の負する際に利用できるものと期待できる．

イオン源を想定している．負イオンを 1.5 MeV まで加速する方式は，ITER と同じ多段の静電加速方式とし，加速段

3．5

数は 1 段当たりの加速を 200 kV 未満として 8 段としてい原型炉 NBI の要求性能と概念設計の概要

これまで検討してきた日本の原型炉（JA DEMO）にる．ITER NBI では加速器を真空中に配置する設計となっ要求される NBI と ITER NBI の仕様の比較を表 2 に示す．

ている．ITER の概念設計では加速器を SF6 ガス中に設置

JA DEMO NBI では 1 ビームライン当たりの入射パワーする設計であったが，放射線により SF6 ガスが電離しガスは 33 MW で ITER NBI の 2 倍となっている．ビームエネ

中に 1 A の電流が流れ，1 MW もの加熱が起こることが判

ルギーは現状 1.5 MeV，運転時間は年単位の連続運転が必明し［15］，その結果，加速器を真空中に設置する設計に要である．入射パワーに対する NBI の全電力量の比率で変更した．しかしながら，大面積電極での 1 MV 高電圧のあるシステム効率は 50 ％以上をめざしており，ITER の 2

真空絶縁はまだ十分に確立されておらず，ITER NBI に向倍となっている．ITER NBI に比べて高い性能の NBI がけて研究開発が続けられている．原型炉 NBI の 1.5 MV の日本の原型炉では必要である．ちなみに，欧州の原型炉

真空中での絶縁はさらに難しいと考えられるため，加速

NBI の設計［14］では，ITER NBI とほぼ同等の仕様（ビー

器を絶縁ガス中に配置する案を主案としている．放射線

ムエネルギー，入射パワー，効率など）となっているが，による絶縁ガスの電離を抑制するため，加速器周辺の線

これは欧州の原型炉は 2 時間のパルス運転で定常的な電流量を十分に下げる必要があり，偏向コイルで負イオンビー

駆動が必要ないからである．

ムを曲げる手法の採用はこのためでもある．

このような高い要求の日本の原型炉用 NBI に対し，こ原型炉 NBI 設計の大きなポイントは，システム効率のれまで実施してきた概念設計の概要を示す．図 4 に負イ向上である．JA DEMO では所内電力の低減のために，オン源から生体遮蔽までの原型炉 NBI ビームラインの模

50 ％以上のシステム効率の NBI をめざしている．システ

表2

ム効率の向上のためのポイントは 3 つある．1 つは負イ

JA DEMO NBI と ITER NBI の仕様の比較．

項目

JA DEMO NBI

ITER NBI

1 ビームラインの‌
入射パワー

33 MW

16.6 MW

ビーム種

D

D / H

ビームエネルギー

1.5 MeV

1.0 MeV for D

運転時間

年単位の連続運転

最大 3600 秒のパル
ス運転

システム効率

＞ 50%

26%

図4

69

原型炉 NBI ビームライン模式図．

Journal of Plasma and Fusion Research

Vol.99, No.3

March 2023

オンビームを中性粒子ビームに変換する中性化効率の改善である．ITER も含めた既存の NBI は全てガスとの荷電交換で負イオンを中性化するガス中性化セルである．
1.5 MeV の負イオンビームのガス中性化セルの効率は最大でも 58 ％程度である．一方，中性化効率を上げる中性化方式として，プラズマ中性化セルやレーザー光を使った光中性化セルなどの概念があり，プラズマ中性化セル
で最大 80 ％程度，光中性化セルでは原理的には 100 ％近くの中性化効率が得られる．原型炉 NBI では中性化効率
95 ％以上の光中性化セルを設計目標としている．システ
ム効率を上げる 2 つ目のポイントは，負イオンの加速途中
および偏向コイルで軌道を曲げる前に残留ガスとの衝突

図5による負イオンの中性化の抑制である．負イオンを生成

原型炉 NBI 入射率のビーム発散角依存．

するためにイオン源にガスを導入するが，そのガスは加3．6速器を通して排気するため，加速器内部のガス圧力が高原型炉 NBI に向けた開発課題

くなる．加速器内の残留ガスと負イオンの衝突により加原型炉 NBI の実現に向けた研究開発課題といくつかの

速途中の負イオンが中性化すると，電子が発生し，その開発現状を紹介する．RF 負イオン源における主な開発

電子が加速されて加速電極や加速器を抜けて熱負荷とな

課題は，前項で示した低ガス圧で低いビーム発散角の負る．電子の加速に使われる電力は，中性粒子ビームに寄イオン生成とセシウムフリーでの大電流負イオン生成で与しないため電源効率は低下する．また加速器内部で中ある．これまでの検討から，加速器内での中性化損失を性化した負イオンが加速器を抜けても図 4 に示している

抑えるにはイオン源のガス圧力を 0.1 Pa 程度まで下げる

偏向コイルで曲げられないため損失となる．そのため加ことが望ましい．これまで小型のアーク放電型の負イオ

速器内の圧力を下げて負イオンのガスとの衝突を低減す

ン源において，プラズマ閉じ込め用の磁場を強くするとることが必要であり，低ガス圧での負イオン生成が望ま

ともに，十分な放電パワーを投入することで，0.1 Pa のれる．さらに，既存の NBI ではイオン源から炉心プラズ

イオン源圧力で電流密度 300 A / m2 という ITER の要求値

マまで直進するため，加速器を出さえすれば中性化セル（200 A / m2）を越える負イオンを生成している［16］．しかより前で中性化しても，プラズマに入射するため損失としながら，RF 負イオン源では低ガス圧で放電を安定に維はならない．しかしながら，原型炉 NBI では，偏向コイ

持することが難しく，大体積での低ガス圧で放電をいかにルで負イオンの軌道を曲げる前に負イオンが中性化してして維持するか，そのための磁場配位をどのように形成しまうと，コイルの磁場で曲げられなくなるため損失にするかが課題である．また，プラズマを空間的に一様になってしまう．そのため，加速器から偏向コイル間の残生成することは引き出す負イオンビームを一様にするた

留ガス密度を下げて負イオンの中性化を抑制することもめに重要であり，その観点も含めた磁場配位の最適化が重要であり，そのためにもガスの導入を必要としない光重要である．ビーム発散角の低減に関しては，アーク放中性化セルが必要である．3 つ目のポイントは，中性ビー

電型のイオン源においては 5 mrad を下回る負イオンビー

ムの入射ポート等での幾何学的な損失の低減である．図 4

ムの生成に成功している．一方，ドイツの ITER ハーフサに示しているように加速器から生体遮蔽までの距離はおイズの RF 負イオン源（ELISE）での実験や NBTF で実よそ26 m である．さらに，生体遮蔽から第一壁までのポー施している ITER 実機サイズの RF 負イオン源（SPIDER）

トの長さが約 18 m のため，イオン源から第一壁まで 44 mの試験では，ビームレット発散角は 15 mrad 程度と ITER

もの距離がある．これは ITER NBI の 25 m の 1.8 倍の長さ

NBI の要求値（7 mrad 未満）の 2 倍以上の発散角のビーである．加速器から出射する 1 本 1 本のビーム（ビームレッ

ムしか生成できていない．RF 負イオン源でなぜ発散角がトと呼ぶ）はある発散角を持って進んでいくため，イオ大きいのか，その原因・メカニズムはまだ十分に解明さン源から遠くなるほどビームレットの径は大きくなる．

れておらず，そのメカニズムの解明とその対策について

現状の NBI の入射ポートのサイズは幅 60 cm，高さ 1.2 m

研究開発を進めている．

であり，損失を減らすためにはビームレットの発散角を既設の負イオン NBI では大電流の負イオンビームを生小さくする必要がある．ITER NBI ではビームレット発散

成するために，負イオン源内にセシウムの金属蒸気を導角を 7 mrad 以下の設計としているが，第一壁までの距離入している．セシウムが負イオンを引き出す電極に付着が長い原型炉ではさらに発散角を小さくする必要がある．

すると電極の仕事関数が低下し負イオン生成量が増大す

図 5 にイオン源から第一壁までの距離を 44 m としたときる．しかしながら，導入したセシウムが加速器に流出しのビーム入射率のビームレット発散角の依存を示していて引出電極や加速電極に付着すると，絶縁破壊が発生しるが，目標である入射率 95 ％（幾何学的損失 5 ％）にすやすくなり，安定して負イオンビームを引出・加速するるためには，5 mrad 以下の発散角が必要である．

ことができなくなる．そのため，セシウムを使う場合には，加速器へのセシウムの流出を極力抑えて負イオン生成量70Special Topic Article

3. Development of a DEMO Class Neutral Beam Injection System	を増大させる必要がある．セシウムは電気陰性度が低く，M. Kashiwagi and N. Umeda

るキャビティで検討した．中性化効率に対して必要なレー

放電中はセシウム正イオンとして存在する割合が多い．

ザーパワーを図 6 に示す．これはビーム幅 0.5 m，1.5 MeV

そのため，負イオンを引き出す負の電圧を印加していれの重水素ビームに波長 1064 nm のレーザーを 500 回往復さば加速器へのセシウムの漏洩を抑制できると考えられる

せるときのレーザーパワーであり，95 ％の中性化効率にが，まだ定量的な評価は十分にはなされていない．その必要なレーザーパワーは 2 MW 程度と見積もられる．現ため RF 負イオン源での定常的に安定した負イオン生成に在，定常で 10 kW の半導体レーザーが市販されており，必要なセシウム量を定量的に評価することが必要である．

このレーザーを 200 本並べることで実現可能と考えられ

一方，セシウムを使わずに負イオンを生成するセシウム

る．またレーザーパワーはミラーの反射回数に反比例す

フリーの方法もいくつか考えられている．大きく分ける

るため，ミラーの反射率をできるだけ 1 に近づけて反射と，負イオンを生成するプラズマ電極に低仕事関数の材

回数をさらに増やすことでレーザーの本数を減らすこと

料を使う手法と，負イオンの生成方法自体を変えるといができる．またレーザーパワーを変えると中性化効率がう 2 つの方法がある．欧州では，低仕事関数電極について変化するため，一定の負イオンビームパワーに対してレー

研究がなされてきた．もともと低仕事関数の材料である，

ザーのパワーを調整することで中性化効率を変化させて，タンタルやタングステン，六ホウ素ランタン，炭素系のプラズマへの入射パワーを制御することが可能となるこ

材料にボロンを注入した素材，ダイヤモンドなど低仕事とを示している．一方，負イオンビームのスパッタリン関数になると思われる種々の材料について仕事関数の計グがある環境下のため，ミラーの反射率が低下すると，測や負イオン生成の試験が行われた［17］．しかしながら，中性化効率が低下してしまう．そのため，ミラーの高い体積生成での負イオン生成とそれほど変わらず，セシウ

反射率をいかにして長期間安定的に維持するかが大きな

ムフリーで使える電極材料の見通しはまだ得られていな課題である．また，レーザービームはビーム径を小さく

い．また導電性のセラミック材料である C12 A7 エレクトすると発散が大きくなるため，小さいビーム径を維持しライドによる負イオン生成への適用性も同志社大学や核て反射させるか，その光学系の設計が重要である．

融合科学研究所で進められているが，プラズマ放電下でこのように高いシステム効率の NBI を実現するためにの低仕事関数の表面維持などの課題がある．一方，負イ

は，まだ多くの技術的課題があり，さらに研究開発を進

オン生成手法を変える手法として，東海大学のシートプめていく必要がある．

ラズマによる体積生成法や山口大学の孔内表面生成など参考文献も提案されているが，RF 負イオン源との共存性の観点か［ 1 ］M. Hanada et al., J. Plasma Fusion Res. SERIES. 9,203 (2010).
［ 2 ］K. Tsumori et al., Nucl. Fusion 62, 056016 (2022).
［ 3 ］V. Toigo et al., Nucl. Fusion 59, 086058 (2019).
［ 4 ］H. Tobari et al., Proc. IAEA FEC. FIP/P1-10 (2020).
［ 5 ］M. Kashiwagi et al., Nucl. Fusion 62, 026025 (2022).
［ 6 ］A. Kojima et al., Fusion Eng. Des. 123, 236 (2017).
［ 7 ］https://www.mext.go.jp/b_menu/shingi/gijyutu/gijyutu2/074/index.htm［ 8 ］ITER organization,“ITER Research Plan within theStaged Approach (Level III - Provisional Version)”.
ITR-18-003,https://www.iter.org/technical-reports(2018).
［ 9 ］U. Fantz et al., J. Phycs. Conf. Series, 2244, 012049(2022).
［10］E. Sartori et al., Nucl., Fusion 62, 086022 (2022).
［11］V. Toigo et al., Fusion Eng. Des. 168, 112622 (2021).
［12］K. Ikeda et al., Rev. Sci. Instrum. 90, 113322 (2019).
［13］A. Kojima et al., Nucl. Fusion 51, 083049 (2011).
［14］M.Q. Tran et al., Fusion Eng. Des. 180, 113159(2022).
［15］Y. Fujiwara et al., Fusion Eng. Des. 55, 1 (2000).
［16］M. Taniguchi et al., Nucl. Fusion 43, 664 (2003).
［17］U. Kurutz et al., Plasma Phys. Control. Fusion 59,
075008 (2017).

ら原型炉へ適用できるか議論が必要である．
もう一つの大きな技術課題は，負イオンビームを中性粒子ビームに変換する中性化効率の増大である．NBI のシステム効率を 50 ％以上にするため，現状の概念設計では中性化効率が 95 ％の光中性化セルを考えている．この
光中性化セルの設計検討は QST の原型炉共同研究の枠組みで進められている．これまで，光中性化セルには高パ
ワーのレーザー開発が重要と考えられており，近年のレーザー開発の進展により光中性化セルに適用可能な定常なパワーレーザーが開発されてきた．そこで，まず中性化効率 95 ％の光中性化セルに必要なレーザーパワーを，反射
ミラーでレーザーを往復させてレーザーパワーを増幅す

図6

光中性化セルのレーザーパワーの中性化効率．

71

J. Plasma Fusion Res. Vol.99, No.3 (2023) 72-77

小特集 核融合原型炉に向けた加熱・電流駆動機器の開発

4 ．原型炉級イオンサイクロトロン加熱機器の開発
4. Development of a DEMO Class Ion Cyclotron Heating System
笠原寛史

KASAHARA Hiroshi
核融合科学研究所（原稿受付：2022年11月10日）

原型炉（DEMO）におけるイオンサイクロトロン加熱機器に求められている性能は、高効率・高電力密度・高信頼性が挙げられる．核融合科学研究所では上記の内容を達成するために様々な研究開発および実験を進めてきた . 本章では DEMO における上記の内容を満たすことができるかどうかについて ICRF 加熱機器の現状を紹介
し、商業炉における ICRF 加熱の実現性についても触れる．
Keywords:
icrf, high-power rf device, wave-particle interaction, heating, current drive

原型炉（DEMO）における加熱機器に求められている

た，ICRF を用いた少数イオン比加熱研究がすすめられて性能は，核融合炉プラズマを点火させる初期加熱・安定いた．この実験では ICH による高いプラズマ性能の達成

したプラズマ性能を維持させる追加熱や電流駆動などがや高エネルギーイオンの生成などが実現されたが，トリある．特に原型炉ではブランケットにおけるトリチウム

チウムの割合が 9 割を超えるため，DEMO による ICH と生成率を確保するために，大電力加熱というだけでなくしては適用できない．そこで 2 種以上のイオン種を用いた

高電力密度入射が要求されている．現在考えられている

ICH が検討され始め，D：T ＝ 55：45 でさらにベリリウム

DEMO の初期点火に必要な加熱パワーは 80 MW 程度と（Be）が 0.1% 以下といった 3 種少数イオン加熱が提唱され見積もられており，安定な初期加熱を実現するためにはた［1］．この少数イオン比加熱が優れた点は，DEMO のシ

100 MW クラスの加熱源が必要となる．イオンサイクロト

ナリオである D：T ＝ 50：50 とほぼ同程度のイオン種比

ロン波（ICRF）帯の速波を用いた ICRF 加熱（ICH）にを保ちつつ，第一壁周辺で使用されうる Be を 3 種目のイ

おいても，上記の要求事項は変わらず，依然として大電オンにすることである．プラズマ中の Be の必要な混入濃力定常高周波加熱として研究が続けられている．

度が 0.1% 以下であることから，真空容器内に持ち込んだ本章では，原型炉に向けた ICRF 加熱機器の開発の現状

材料によるプラズマ混入として，追加として入射する機を紹介するために，原型炉における ICRF 加熱手法とし器を用意せずに 3 種イオン状態を達成することが可能であて有力である ICRF 加熱シナリオについて説明し，そのる．DEMO における加熱シナリオとして重要となるのは，

後大電力高周波源の現状を紹介する．ICRF 加熱は中性粒

必要な機器を極力減らした加熱シナリオの達成であり，3子ビームを用いた加熱や周波数の高い電磁波を用いた電種少数イオン加熱はこの理に適っている．

子サイクロトロン波加熱と比較し，プラズマと電磁波を実験的な 3 種少数イオン比加熱の検証は，JET，米国の励起するアンテナ間の結合が強い．そのため効率的に電マサチューセッツ工科大学の高磁場閉じ込め装置 Alcator

磁波をアンテナに伝送させる整合回路が必要となるため，

C-Mod, 日本の核融合研究所の大型ヘリカル装置 LHD な

電力伝送や整合回路・電磁波励起用アンテナ研究などをどにおいて，ヘリウムの同位体である 3He を 3 種目のイ

紹介し，最後に全体をまとめ残された課題や可能性につオンとした少数イオン加熱によって，非常に優れた加熱

いて紹介する．この章を通して DEMO における ICRF 加が観測されている［2］．前者の 2 装置はトカマク型，後者の LHD はヘリカル型と呼ばれる磁場閉じ込め形状を有す

熱の理解の手助けになることを期待する．

る．3 種イオン加熱の有効性は，磁場構造が異なっている

4．1

核融合炉における ICRF 加熱シナリオ

装置で同質の結果が得られることから，ICRF 加熱にとっDEMO におけるプラズマ粒子として，重水素（D）：て本質的に同質な波動加熱機構であることを示している．

トリチウム（T）＝ 50：50 を想定している．イギリスのDEMO における 3 種イオン加熱シナリオに関しては第一

カラム研究所にあるトカマクプラズマ実験装置 JET で壁やダイバータ，ブランケット表面のコーティング素材

は，重水素を少数イオンとしトリチウムを主イオンとしなどを含めて検討をする必要があるが，微量の混入によ

National Institute for Fusion Science, Toki, GIFU 509-5292, Japanauthor’s e-mail: kasahara.hiroshi@nifs.ac.jp

72Ⓒ2023 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Special Topic Article

4. Development of a DEMO Class Ion Cyclotron Heating System	

H. Kasahara

る良質な加熱を検討でき非常に有力な加熱シナリオであムが必須である．細かな点での制御系のブラッシュアッ

る．

プは必要だが，現状のシステムで核融合炉での ICRF 制御
は十分実現できる．

4．2

核融合炉における ICRF 加熱システム

4．
2．
2 大電力高周波増幅器

核融合炉における ICRF 加熱システムとして，1．加熱

ICRF 帯の電磁波源としてシグナルレベルの電磁波を機器を制御するためのシグナルレベルの電磁波の制御，多段増幅することでメガワット（MW）クラスの大電力

2．大電力電磁波を生成するための増幅器，3．その電磁波

ソースを作成している . 世界の核融合実験装置におけるを伝送するための伝送回路およびアンテナから反射して大電力 ICRF 加熱装置において，フランスの Thales 製の戻ってくる電磁波を効率的にアンテナに戻す整合回路，4．

TH525A，米国の Eimac 製の 4CM2500KG という真空管を真空容器内に効果的に電磁波を励起するためのアンテナ用いて実験が進められている．国際熱核融合実験炉 ITERがある．ICRF アンテナはどのような加熱を期待するかででは ICRF 加熱に使用する周波数は 50 MHz であるため，設計指針が大きく変わり，プラズマとの結合も関係する

真空管を並列に接続した diacrodes と呼ばれる Thales 製

ためプラズマのパラメータなども考量して設計する必要の TH628 も使用する予定である［4］. この真空管の特徴はがあるため，多様な ICRF アンテナ研究が進められている．

TH525 では効率的な増幅ができなかった 50 MHz クラスの

4．2．1

高い周波数に対して十分増幅ができるように改善したこ

シグナルレベルの電磁波ソース制御

ICRF の加熱電力をプラズマに入射し続けるためにはとである．

様々なコンポーネントが必要である．増幅器，整合回

核 融 合 科 学 研 究 所 で は， 周 波 数 25～100 MHz に 対 応路，プラズマへの電磁波の励起波数などは実時間制御な可能な増幅器（図 2 ）の開発を進めている．インピーダ

しには高周波を安定して大電力入射しつづけることは不ンスが 50 Ω であるダミーロードを増幅器の負荷として可能である．LHD では高性能定常プラズマの実証とし

4CM2500KG の真空管を用いて，50 MHz の周波数に対して，ICH と ECH を用いて線平均電子密度 1.2 × 10 m
19

－3て 1.5 MW で 5000 秒の高周波電力生成に成功している［5］．

，プラズマの温度 2 keV の水素を少数イオンとしたヘリウ

この増幅器は増幅範囲を広範囲に調整可能にするため

ムプラズマを約 48 分間維持することに成功した［3］．こに，増幅器の間をコンデンサーではなくダブルスタブチュの時の高周波の加熱電力としては 1.2 MW で，National

ナーを用いて整合をとっているため，定常的な電力増幅

Instrument 製の field-programmable gate array（FPGA）

時にコンデンサー内の温度上昇による耐圧劣化などを心を用いることで 10 µs の速度で実時間制御することを実現

配する必要が無いが，整合回路サイズが大きくなる問題

した（図 1 ）．核融合炉でもこのような実時間制御システがある．DEMO における ICRF 加熱源として多彩な周波

図1

図2

実時間制御用 FPGA システム．

73

核融合科学研究所にある大電力増幅装置．

Journal of Plasma and Fusion Research

Vol.99, No.3

March 2023

数が望まれるか発振器は一つの周波数の増幅で十分であ（ELM）のようなプラズマの周辺部で間欠的・周期的に発るかに依るが，増幅器のさらなる最適化によるコンパク

生する熱や粒子の放出時に生じるアンテナ - プラズマ間結ト化が望まれる．

合の高速変化に対応することができない．トカマクプラ

4．2．3

ズマでは高い波数を励起するためにトロイダル方向に複電力伝送と整合回路

大電力増幅器で作り上げた MW クラスの電磁波を ICRF

数本の電流導体を用いた ICRF アンテナを設置し，隣り合アンテナへ効率的に伝送する必要がある．特に DEMO や

う電流導体とプラズマの結合が同じであることを利用し核融合炉では ICRF アンテナをプラズマのすぐそばに設置

た ELM 対策の研究が進められている．隣り合う 2 本の電する必要があり，増幅器はアンテナが設置された中性子遮流導体を適切な長さの伝送路で接続することでお互いの蔽エリアとは異なる部屋まで長距離伝送する必要がある．

アンテナに生じた高速変化を打ち消しあうことを狙った

数百メートル程度の電力伝送が必要となるため，伝送中

コンジュゲート T 機構が採用されている［7］．JET やドイの電磁波損失によりプラズマ加熱に必要な電力量と実際

ツの ASDEX-U，フランスの WEST，アメリカの DIII-D,に加熱源で生み出す電力差が拡大するだけでなく，そのAlcator C-Mod，NSTX， 中 国 の EAST， 韓 国 の KSTAR

除熱に関する対処が必要となる．そのため，電力伝送になど様々なトカマクタイプのプラズマにおいて実証されおける損失を極力減らすために，アンテナで反射してきている．ヘリカルやステラレータタイプのプラズマではた電力を効率的にアンテナに戻す整合回路や，整合回路

ELM 現象はほとんど観測されず，そのため ELM 対策とでの電圧を下げるためのインピーダンストランスフォー

してのコンジュゲート T は必要はないが，ペレットのようマーなどが必要となってくる．

な大量の粒子を瞬間的にプラズマに入射した時に生じる整合回路はコンデンサーやインダクタンスを使ったコ

密度変化によるアンテナインピーダンス変化に対応可能

ンパクトな集中定数タイプの整合回路や，伝送路を使っできるのではないかと期待している．コンジュゲート T 回

たスタブチュナーによるサイズは大きくなるが比較的低路は ELM だけでなく他の高速変化に対応するインピーダ

損失な整合回路が使用されている．アンテナとプラズマンス整合機構の一つとして EU-DEMO においても採用さの結合が高速で変化することによる整合変化に対応するれる予定である．

ために，フェライトに流す電流を制御することで高速に伝送損失を減らす方法として，伝送路の最高電圧を下インピーダンス整合を実施する整合回路［6］などの研究もげることが有効である．特にアンテナとスタブチュナー

進められているが，定常入射を考えるとフェライトの発の間に存在する定在波の電圧を下げることはジュール損

熱処理などに問題があり，シンプルなスタブ機構が定常失低減に役立つ．JET や WEST などの ICRF アンテナで放電には適している．LHD では整合回路システムとして，はアンテナ部にコンデンサーなどの事前整合回路を用意

シリコンオイルを使用した液体スタブチュナー（図 3 ）をすることで，アンテナから伝送路へ接続するときのイン採用した．先端をショートした同軸管の内導体と外導体

ピーダンスを増加させることを実施している．LHD ではの間に満たしたシリコンオイルの液面高さを変化させる

アンテナのヘッド部直後に接続したインピーダンストラ

ことで同軸間のショート端からの電気長を制御することンスフォーマー（IVIT）と真空容器から出た直後に設置で電磁波が伝送している経路での機械的な可動部分なし

したインピーダンス変換装置（EVIT）を用いることでアに整合調整を可能としている．そのため大電力伝送中でンテナ部での見かけ上の抵抗値を大幅に増加させることも実時間整合を実現でき，放電中に徐々に変化するプラに成功した．LHD ではトロイダル方向に電流導体を 2 本

ズマ間結合の変化に対応している．

設置した HAS アンテナと，ポロイダル方向に 2 本電流導スタブチュナーは基本的には高速変化するインピー体を設置した FAIT アンテナがあるが，HAS アンテナでダンス変化に対応できないため，Edge Localized Modeは IVIT, EVIT ともに使用しない時ではプラズマとの放射
抵抗は 1～2 Ω 程度だったところ，インピーダンストラン
スフォーマー使用後には 20 Ω 程度に改善した．この抵抗値の増加はスタブチュナーとアンテナの間の定在波電圧を大幅に減少させ，1 MW 入射時の伝送路電圧 35 kV 程度だったのに対して，20 kV 程度に抑えることに成功しており，定常放電時の伝送ロスの低減のみならず耐電圧向上に役立っている（図 4 ）．
アンテナへの大電力伝送路に関して様々な機器を紹介してきた．すでに大部分のコンポーネントは DEMO において実用条件を十分満たしているが，インピーダンスト
ランスフォーマー追加により液体スタブチュナーでは実時間整合を達成するために必要な液面変化速度が増加することが観測されている．現在の LHD ではシリンダ―を使ってスタブチュナーのシリコンオイルの液面を制御し

図3ているが，当初設計した速度では現在の状態で 1 MW を超

液体スタブチュナー．

74Special Topic Article

4. Development of a DEMO Class Ion Cyclotron Heating System	

図5
図4

インピーダンストランスフォーマーの内導体．

H. Kasahara

ITER ICRF アンテナ．
https://www.iter.org/newsline/225/1193より抜粋．

トから入射することで大電力高密度入射を計画している．
える大電力を定常入射するには制御速度が十分ではない．

DEMO における ICRF アンテナは，ITER で採用されたポンプなどのアシストを利用して液面変化速度改善を実

ストラップアンテナを改善する案や，改善点は多いが野施しているが，DEMO などではシリンダーを並列化する

心的な導波管タイプの ICRF アンテナが考えられている．

ことで詳細な制御をしつつ液面制御速度の向上が考えら

ITER でのアンテナの話に戻すと，高電力密度の電磁波のれる．ICRF を入射中にインピーダンスが変化する原因を励起が可能であったとすると，アンテナから放射した電解明し，それに対する本質的な対処をする課題が残って磁波が本来の期待した加熱以外で吸収される寄生加熱をいる．

減らす必要がある．ファラデースクリーンは磁場方向に

4．2．4

電力放射用アンテナ

励起される高周波電場を緩和することで，ICRF アンテナ

ICRF アンテナ研究は，励起電磁波の最適化のために寄周辺部での RF シース効果を低減し，それによりプラズマ

生電磁波吸収の低減・適切な高周波電場分布の励起・効と面する材料間でのスパッタリングや局所加熱を低減す

果的な高エネルギー粒子生成・定常加熱としての信頼性ることで寄生加熱の低減をめざしている．実際にファラの高い構造物設計などの観点をもとに研究が進められて

デーシールドを磁場に平行にすることで RF シースが低減いる．DEMO に要求される加熱電力は 80 MW にも上る．

することが報告されているが，高性能定常放電をめざし

アンテナを真空容器内に設置するにあたりブランケット

た LHD では，電流導体を磁場に垂直に設置することで，領域が減少するため，できるだけ高電力密度の電磁波を電磁波励起の段階で理想的に平行方向電場成分を減らし励起する必要がある．真空容器外の伝送路に関しては同た励起をすることで，低損失な ICRF アンテナ研究を進め

軸管の内導体と外導体の半経比を保持すればインピーダ

た．

ンスが維持できるため，スケールアップで簡単に大電力

図 6 は LHD における field-aligned ICRF アンテナの写伝送が可能となる．一方，アンテナは容器内，特にプラ真である．トロイダル方向に 2 本の電流導体を磁場に垂ズマへ強く結合するためにブランケット表面付近に設置

直に設置し，電流導体間の位相を実時間制御することで，する必要がある．核融合炉では 1019 m－3 を超える電子密アンテナ前面において磁力線方向の高周波電場を励起せ度のプラズマを加熱する必要があるため，速波を励起すず安定した高周波電場分布を形成することに成功した．

ることが予定されている。そのためブランケット表面付

Alcator C-Mod においても同様に電流導体を磁場に垂直

近で速波を励起するアンテナの研究・開発が進められてに設置したアンテナによる ICRF 実験が進められ，不純物いる．

生成量が既存のアンテナに比べ低く，高品質な ICRF 加熱

図 5 はトカマクタイプの磁場を持つ ITER で採用されが実現できていることが報告されている．Filed-aligned

る ICRF アンテナの写真である．真空容器の側面に取りICRF アンテナは，アンテナ設計に関して，3 次元構造を付けられたポートに写真のフランジを接続することによ意識した設計が必要となるため，設計の難易度が増加すりブランケット表面で電磁波を励起するアンテナである．

るが，定常的な不純物生成を低減させる素晴らしい効果

このアンテナのプラズマ面に取り付けてあるファラデーがあるため，ITER のアンテナ製作に採用されてはいない

スクリーンは，磁場に平行方向成分の高周波電場を緩和

が，DEMO によるアンテナ関して考慮に値する研究結果

し電流導体の間にコンデンサーの役割を果たすことを目であった .

的 と し て い る．JET, ASDEX-U, WEST, EAST, Alcator

ITER タイプの ICRF アンテナでも改善点はあるが十分

C-Mod などファラデーシールドなどでは，アンテナ前面に DEMO におけるプロトタイプ ICRF アンテナの設計はの磁力線の角度が 10 から 20 °程度あるため，それに合わ可能である．商業炉まで視野に入れると，複雑な構造物

せた角度になっている．ITER のアンテナでは電力密度をを容器内に設置することによるメンテナンス性の低下や電流導体 6 本を一組とすることで高め，4 組を一つのポー

費用の高騰，複雑な冷却水流路による漏洩の危険性の増75

Journal of Plasma and Fusion Research

Vol.99, No.3

March 2023

加，不慮の事態が生じたときに必要な対応時間の増加なび真空ゲート，ブランケット表面を利用した導波管およびどの問題が依然として残っている．

開口端アンテナからなる．同軸導波管接続に関して特性イ

これらの残された課題を克服するために，ブランケット

ンピーダンスが異なるため変換効率が低くなり，インピーにスリットを設けることで，ICRF の電磁波を伝送させる

ダンストランスフォーマーが必要となるが，インピーダ

waveguide タイプの ICRF アンテナの案が検討されていンストランスフォーマーを設計する技術はすでに存在しる．図 7 に waveguide タイプの ICRF アンテナの例［8］をているため問題にならない．真空ゲートと矩形導波管は，示したが，全体として同軸導波管変換器，矩形導波管およ

現在の DEMO 設計では真空容器を 2 重で作成する案が検討されており，矩形導波管を真空容器の強度を高める梁の一つとして考えることもできる．ブランケット表面に関しても，ブランケットモジュールの表面を削るだけで，プラズマから容器壁を直接見込む角度をなくし，中性子の真空容器壁への直接衝突を防ぐ設計になっている．以上のことを考慮すると，waveguide タイプの ICRF アンテ
ナは，容器内に複雑な構造物を持ち込むことなく電磁波を励起し，不慮の事態に対する真空ゲートによる真空遮蔽を実現することができるアンテナである．電力密度や磁場に平行方向の高周波電場に関しては，EU-DEMO におけるスリットアンテナとして，磁場に平行方向の電場強度として 10 kV / cm 以下に抑えて口径を 3 m×15 cm のスリットとしたとき，20 MW 以上の電力を入射することが計算からわかっている．このことから 44 MW / m2 もの
電力密度が達成できることがわかる．Waveguide タイプの ICRF アンテナの設計はブランケットや真空容器壁の案が比較的明確な EU-DEMO において簡易設計案がなされているが，他の磁場配位においても十分設計が可能なア
ンテナである．さらなる最適化として，ブランケットの設計が複雑になるが，ブランケットのスリットを磁力線に平行にすることで filed-aligned slit ICRF antenna などのより高性能な waveguide アンテナへの改善も期待もできる．
DEMO における ICRF アンテナに関して，従来タイプの ICRF である ITER の ICRF アンテナに多少の改善を加えることで十分実用的なアンテナとなるが，商業炉を見据えた時に waveguide アンテナの方がメンテナンス性を

図6含めた信頼性が高いアンテナであるため，waveguide ア

Field-aligned ICRF antenna in the LHD.

ンテナの研究が進展することが望まれる．実機を用いた
waveguide アンテナ実験は，DEMO クラスでの磁場や装置サイズが要求されるため，高周波計算の精度が高まる
ことで waveguide アンテナの研究が進展していくことが予想される．

4．3

まとめ

本章では DEMO における ICRF 加熱に関して，加熱シ

ナリオ，加熱制御，大電力高周波源，大電力伝送および整合，電磁波励起に関する現状を紹介した．加熱シナリオ
では D：T ＝ 55：45 のプラズマに 1% 以下のベリリウムを混入させることで 3 種少数イオン加熱を実現させることで十分なプラズマ加熱を実現できる．3 種目のイオンである
ベリリウムは真空容器内に持ち込まれる材料であるため，入射装置の必要性がないことは非常に魅力的である．大電力入射制御に関しても FPGA を用いることで実時間制
図7

御をしつつ安定した大電力入射を LHD で実証しており，

Waveguide ICRF antenna.

76

Special Topic Article

4. Development of a DEMO Class Ion Cyclotron Heating System	

H. Kasahara

今後さらなる高速化の FPGA モジュールが提供されるに行波を励起する必要がある。技術的には先の ICRF 加熱と従い信頼性が高まる．大電力高周波源に関しては Eimac

さほど変わらないためすでに達成されているが，電流駆製の 4 極真空管（4CM2500KG）を用いて周波数 50 MHz

動効率を正確に予測するためには物理的な描像において，の電磁波の試験に関して核融合科学研究所では 1.5 MW でまだ未解明な問題がある．最近は ICRF 帯の電磁波より少5000 秒発振することに成功している．ITER では Thales

し高い周波数を利用したヘリコン波による電流駆動の研製の diacrodes 真空（TH628）によって同等の結果が得ら究が進められている．DEMO においては現状では中性粒

れていることが報告されている．整合回路やインピーダ

子ビームを用いて電流駆動を実施する予定だが，プラズンス整合に関しては，インピーダンスの高速変化に対しマの密度など条件によっては ICRF を用いた電流駆動の要てはコンジュゲート T 回路を用いてトカマク実験で ELM請が高まる可能性もある．商業炉における ICRF は複雑なに対応できることが実証され，緩やかにアンテナ－プラ

構造物を容器内に持ち込むことが懸念事項されてきたが，ズマ間の結合が変化する整合に対しては液体スタブチュ

waveguide アンテナにより十分克服される課題であり，ナーを用いた実時間制御を LHD で実証している．定在波

商業炉において ICRF 加熱は十分魅力的な加熱手法である領域の伝送路電圧を下げるためのインピーダンストラン

ことを本章を通して理解していただけることを期待する．

スフォーマーに関しても LHD での IVIT や EVIT などでの謝実証も済んでいる．アンテナに関しては従来型の電流導体をプラズマ周辺部に設置する ICRF アンテナ技術でも十辞本章を執筆するにあたり，ICRF 加熱機器の問題点や現分 DEMO における ICRF アンテナを設計できるが，filed-

状の検討事項について相談に乗ってくれた，核融合研のaligned のような改善点により，より良いアンテナにな

斎藤健二准教授・関哲夫准教授をはじめ，Alcator C-Mod,

ることがわかっている．さらに商業炉まで見据えたメン

NSTX, WEST, EAST, JET, W7-X, LHD の ICRF 研究に従

テナンス性・経済性・信頼性を向上したアンテナとして事している方々に謝辞をお送りいたします．

は，waveguide タイプのアンテナ案もあることを報告した．Waveguide タイプのアンテナを用いた ICRF 実験で

参考文献

は，装置サイズや磁場などから現状の装置で実機を用い［ 1 ］Ye. O. Kazakov et al., Phys Plasmas. 28, 020501(2021).
［ 2 ］Ye. O. Kazakov et al., Nature Phys. 19, 973 (2017).
［ 3 ］H. Kasahara et al., 25th IAEA Fusion Energy Conference, Saint Petersburg (Russia), EX7-3 (2014).
［ 4 ］A.K. Chakraborty et al., 28th IAEA Fusion Energy
Conference, Nice(France), OV1-1 (2020).
［ 5 ］T. Seki et al., Fusion. Technol. 40, 253 (2001).
［ 6 ］Y. Lin et al., Fusion Eng. Des. 83, 241 (2008).
［ 7 ］I. Monakhov et al., Fusion Eng. Tecnol. 74, 467(2005).
［ 8 ］H. Kasahara et al., Fusion Eng. Des. 189, 113453(2023).

た実験は難しく，計算により先行する必要があることを説明した．高周波波動の伝搬・吸収計算に関しては，まだ終了していない点が多々あるが，現状の吸収予測でも十分評価が行えるため，waveguide アンテナの評価は計算から研究を十分進めることができることが予想される．
以上のことから，DEMO における ICRF 加熱機器は現状の技術で十分設計が可能であることがわかる．
DEMO における ICRF 加熱として残された内容として，
トカマク型のプラズマでは効率的な電流駆動が挙げられ
る．ICRF 帯の電磁波では速波を用いた電流駆動が検討されており，そのためには複数本の電流導体を利用した進77

J. Plasma Fusion Res. Vol.99, No.3 (2023) 78

小特集 核融合原型炉に向けた加熱・電流駆動機器の開発

5 ．まとめ5. Summary
辻井直人

TSUJII Naoto
東京大学大学院新領域創成科学研究科（原稿受付：2023年 1 月10日）

加熱・電流駆動機器は核融合プラズマの生成・維持にることが期待される．新技術を用いた機器による大電力・必須のコンポーネントであるから，その開発は核融合エ

長時間運転は，現在稼働中の実機で十分経験を積んでおネルギー開発における最重要課題の一つである．本小特く必要があるであろう．

集では，主なものとして日欧の原型炉で検討されている

近年，EU DEMO を含め，パルス運転の原型炉が提唱

電子サイクロトロン（EC: Electron Cyclotron）加熱・電されている．定常運転に関わる物理・技術は未成熟であり，流駆動機器，中性粒子ビーム（NB: Neutral Beam）入射

まずは良くわかっているオーミック運転で発電まで行お

機器とイオンサイクロトロン（IC: Ion Cyclotron）加熱機

うという考え方である．このような「保守的な」アプロー器の開発について解説した．どの手法も炉心プラズマとチにおいて，加熱・電流駆動機器の役割は補助的なものの相互作用はよく理解されており，信頼できる加熱・電であり，ITER 級から原型炉級機器の開発においてもそれ流駆動源であるが，それぞれに強みと課題があることが程大きな飛躍は必要としない．早期の発電実証により核わかったと思う．EC 機器はフットプリントが小さくプラ

融合エネルギーを実現可能なものとして社会に認めてもズマから離れた位置から入射できるので，原型炉への工らう意味ではこれは合理的であるが，困難な課題を後回学的適合性が高い．一方，装置の強磁場化に伴う高周波

しにすることで，商用炉の実現は逆に遅れてしまうかも

数化と大電力化，ミラーレス技術の開発といった課題がしれない．このような世界的潮流の中で，最初から原型ある．NB は大電力で加熱と電流駆動及び回転駆動ができ炉を定常運転することをめざし，また大型のステラレー

る強力な機器であるが，電力効率の向上や定常化が課題

タを持つ日本が定常プラズマの高性能化において果たすである．IC 加熱は長時間・大電力の発振器技術が確立し役割は大きい．強力な非誘導電流駆動機器を持つトカマているが，現在用いられているループアンテナは原型炉

ク開発は，中心ソレノイドのスリム化・除去によるプラには用いることができないため，よりシンプルな入射装ズマの高性能化とも相性が良い．近年，民間による原型

置が提案されており，その実験実証が望まれる．

炉級装置の計画が動き始めており，核融合エネルギー開

原型炉へ向けた加熱・電流駆動機器の開発において，特発は国際協力から国際競争の時代に入りつつあるとも言に大電力・長時間化は今日の実験においても必要なもの

われる．加熱・電流駆動機器開発で世界をリードする日である．世界最大の入射エネルギーを達成している LHD

本が，いち早く，定常核融合炉を実現するというのは十においても，1 時間程度で不純物入射によって放電が終了

分可能なことであろう．

してしまう．原型炉の壁・ダイバータは現在の LHD より

最後に，忙しいお仕事の合間に本小特集の執筆をお引もずっと大きな熱・粒子束に短くても数ヶ月以上にわたっき受けいただいた小田靖久氏，⻑﨑百伸氏，福山淳氏，て耐えなければならない．核融合炉の粒子制御シナリオ

前川孝氏，出射浩氏，柏木美恵子氏，梅田尚孝氏，笠原は未だ確立されていないが，その研究には加熱・電流駆

寛史氏，また本企画の相談に乗っていただいた QST の坂

動機器の性能向上が不可欠である．また，原型炉におい本宜照氏に深く感謝する．

ては，加熱・電流駆動機器は高い信頼性を持って稼働すDepartment of Complexity Science and Engineering, Graduate School of Frontier Sciences, The University of Tokyo, Kashiwa, CHIBA
277-8561, Japan
author’s e-mail: tsujii@edu.k.u-tokyo.ac.jp

78Ⓒ2023 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research

Vol.99, No.3

March 2023

小特集執筆者紹介
つじ

い

なお

いで

と

だ

やす

かず

のぶ

京都大学エネルギー理工学研究所・教授．工学博士（京都大学工学研究科電気系第 2 専攻）．
主な研究テーマは核融合プラズマの生成・閉
じ込め・輸送，波動加熱物理・システム開発，
特に，電子サイクロトロン波を用いた加熱・電流駆動とプラズマ制御，計測．最近は，磁場配位の最適化，高エネルギー
粒子励起 MHD 不安定性の物理と制御を進めている．英語リ
スニングをやり直し中で，字幕なしで映画を視聴できること
が目標．

やま

福 山

え

こ

量子科学技術研究開発機構那珂研究所 ITER
プロジェクト部 NB 加熱開発グループリーダー．
埼玉大学大学院理工学研究科 博士（工学）．
イオン源・ビーム開発を経て，現在は ITER
及び JT-60SA 用 NBI 機器の開発・調達に従事．令和 4 年度
は内閣府「核融合戦略」有識者会議にて原型炉に向けた戦略立案に参加．日々の日課は，高校 1 年生の娘の弁当作りと下手な横好きダンス．

長 﨑 百 伸ふくみ柏 木 美 恵 子

小 田 靖 久

さき

浩

かしわ ぎ

ひさ

なが

ひろし

九州大学応用力学研究所 高温プラズマ理工学研究センター．
博士（理学）．主な研究テーマは核融合プラズマの生成・維持にかかる波動（主に電子サイクロトロン波）加熱物理，必要なシステム開発．プラズマー波動相互作用に基づくプラズ
マ診断にも従事．

東京大学新領域創成科学研究科講師．米マサ
チューセッツ工科大学博士課程修了．独マックス・プランク・プラズマ物理学研究所ポス
ドク研究員，東京大学新領域創成科学研究科
助教を経て 2018 年より現職．専門は高周波による環状プラズ
マの加熱・電流駆動物理．トカマクの完全非誘導運転をめざして研究している．趣味はピアノを弾くこと．

お

い

出 射

辻 井 直 人

うめ

だ

なお

たか

梅 田 尚 孝量子科学技術研究開発機構 量子エネルギー部
門 研究企画部 主幹研究員．1999 年東京工業大学理工学研究科卒業（修士）．同年に日本原
子力研究所に入所．これまで JT-60U 負イオ
ン NBI，1 MeV 負イオン加速器，ITER 用高電圧ブッシングなどの研究開発に従事．2020 年より原型炉の NBI およびプラントシステムの設計に従事．専門分野だけでなく，幅広い分
野の知識を深めるよう努力しています．休日は，地域の将棋愛好会で将棋をさしたり，吹奏楽やオーケストラの演奏会を聴きにいくなど楽しんでいます．

あつし

淳

かさ はら

ひろ

し

笠 原 寛 史
まえ

かわ

前 川

核融合科学研究所，プラズマ加熱物理研
究系．主な研究分野：高周波を用いた大電力波動加熱および速度分布関数の歪がもたらす集団現象の非線形エネルギーチャンネルの理解とその活用．高周波回路の設計・製作から加熱制御に必要なシステムのソフトウェアに始まり，波動物
理研究のプランニングやそのシミュレーションによる波動伝搬・吸収計算までなんでも行う便利屋．先日娘に自宅用のノートパソコンを壊され学生時代に行ったノート PC の修理を再びやる羽目に落ちった今日この頃．老眼と戦いつつ配線と格
闘中．

たかし

孝

1950 年生．京大理，理学研究科卒．京大理学部助手，助教授を経て京大エネルギー科学研究科教授を 2015 年定年退職．大学院時代は電子ビーム・プラズマ系の基礎実験，助手以降は WT-2，WT-3 トカマク，球状トカマク LATE において低域混成波と電子サイクロトロン波による電流駆動実験と解析に携わる．定年退職後は ITER，DEMO での ECH / ECCD による非誘導電流駆動と立ち上げの数値解析に加え，EC 波で駆動される球状トカマク高速電子の平衡と駆動機構の解析に取り組んでいる．枚方に住んで 38 年，子供たちは巣立って，連れ合いとの二人である．ORBEA を駆って淀川，神崎川，
木津川，桂川縁のサイクリングを楽しんでいる．

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