JT-60 実験におけるトカマク研究開発課題への挑戦とその発展
JT-60U Experiments: Challenge to the Tokamak R&D Issues and Future Prospect
鎌田裕

JT-60 チーム、日本原子力研究所 那珂研究所

KAMADA Yutaka and JT-60 TeamJapan Atomic Energy Research Institute, Naka Fusion Research Establishment
１．JT-60 実験における開発課題と成果

上記をはじめとする世界の研究によりJT-60 は原子力委員会が定めた第二段ITER 計画の実施が可能な段階に達した現在、階核融合研究開発計画の中核装置として 1985

JT-60 計画は要素性能進展の時代を過ぎ、ITER年に運転を開始、1990 年に大電流化改造を行の定常運転及び原型炉の早期実現を目指す総った。1992 年に策定された現在の第三段階計

合性能の向上と維持、そのための制御手法の画においては、本段階の中核装置である ITER開発を第三の挑戦とするフェイズにある。こに必要な物理データベースへの貢献と高効率

こで総合性能とは、１）自己点火のためにエ定常炉の開発に向けた研究を進めている。こネルギー閉じ込め改善度が高いこと、２）高の間、一貫して高性能プラズマの開発とそのい出力密度のためにベータ値（プラズマ圧力定常化に関する研究を主要課題に据え、特に、を閉じ込め磁場の圧力で割った値）が高いこ

原研が提案した核融合動力炉概念（SSTR）をと、３）高効率の定常運転のために完全な非契機に、JT-60 で発見した高βpH モード、負誘導電流駆動でしかも自発電流の割合が高い

磁気シア H モード等の所謂先進運転モードをこと、４）高燃料純度及び第一壁の健全性確中心とする研究を展開している。

保のために熱・粒子排気性能（ダイバータ性

JT-60 計画における第一の挑戦は高い能）が高いこと、の同時達成を言う。さらにプラズマ性能の実現であった。この課題に対プラズマ挙動を支配する無次元パラメータがし、JT-60 は上記先進運転モードの閉じ込め核融合炉プラズマと同等の領域でこのような性能と安定性を向上し、1996 年の臨界プラズ実験を行ってきた。その結果、高プラズマ圧

マ条件の達成をはじめ、等価エネルギー増倍

力 H モードと負磁気シア H モードで、上記率(1.25）、核融合三重積（177 億度・秒・兆１）〜３）について定常トカマク炉概念を総3個／cm ）、イオン温度（5.2 億度）、電子温合的に実証する成果を得るとともに、完全非度（３億度）等の主要性能でいずれも世界最誘導状態での核融合三重積（35 億度・秒・兆高値を実現した。第二の挑戦は、トカマクの個／cm3 ）を実証した。現在、性能４）との定常化に必須の非誘導電流駆動（トランスの同時達成を課題として実験を行っている。

原理を用いない電流発生）の高性能化である。

これらの先進運転モードは、プラズマ低域混成波電流駆動（LHCD）及び世界で唯内部に、熱や粒子の拡散を妨げる障壁（内部一 JT-60 が備えた高エネルギー（40 万ボルト）輸送障壁：JT-60 で発見）を備えている。さ負イオン源中性粒子ビーム（NNB）を用いる

らに、これらを、プラズマ周辺部に輸送障壁ことで、非誘導駆動電流量（3.6MA（LHCD）、を持つ H モードと複合すること等に成功し、1MA（NNB））、電流駆動効率（3.5（LHCD）、トカマクの基準閉じ込めモード（L モード）

1921.6（NNB） x10 A/W/cm ）を実証し、核融の４倍に達するエネルギー閉じ込め性能を得合炉領域への外挿性を確かなものとした。さた。内部輸送障壁は、プラズマ中心部でプラらに、高い自発電流割合（80%）を実現・維ズマ電流分布が平坦または凹状の場合に形成持することで定常トカマク炉の循環電力を十されることが分かったが、このような電流分分低いレベルとする見通しを得た。これらは布は、定常炉に必要な高い自発電流割合で自いずれも世界最高の値である。

然に帰着する電流分布であり、トカマクの定常運転に適している。JT-60 では、これらのげる手法（中立平衡点制御、擾乱磁場印可等）

先進運転モードにおいて、燃焼プラズマと同を開発した。さらに緊急炉心停止手法として様に電子加熱が支配的な場合でも高閉じ込めキラーペレット入射法を開発した。

性能が得られることを実証し、さらに、瞬時これらの研究を通し、JT-60 は、ITER

ダイバータ熱負荷の小さな ELM との複合に物理 R&D 活動及びそれをひき継ぐ国際トカも成功した。

マク物理活動（７専門グループ）における国

このような高閉じ込めプラズマを生成際データベースの構築と解析、研究方針の設し安定に保持するためには、プラズマ電流、定及び課題の解決にも重要な貢献を果たして圧力、回転等の空間分布を適切に制御する必いる。また、研究拠点として、国内（約 30要があり、またプラズマ断面の三角形度を高機関）、国外（約 30 機関）との研究協力をめることが有力な手法であることを明らかに推進している。特に近年、大学等との JT-60した。この分布・形状制御が現在の研究で最共同実験を大幅に拡張し、平成１４年には８も重要な位置を占めている。（サイズ、磁場、研究グループの内、大学からの共同研究者が電流が同じであっても、分布・形状制御で核２グループのリーダーとなっている。JT-60

融合性能は１桁以上向上する。）そこでは、では、テレビ会議やデータリンクシステムを正イオン源及び高エネルギー負イオン源 NB、用いて、海外の研究所からの遠隔実験参加もLHCD、イオンサイクロトロン共鳴波、電子行っている。

サイクロトロン共鳴波、固体水素ペレット入射等、世界で最も多彩な加熱・電流駆動・粒２. JT-60 の改修計画

子供給システムを、自由度の高いプラズマ断大学等と共同で行っている JT-60 改修

面形状制御と組み合わせた制御研究が主役を計画技術検討会では、改修計画の目的を、ト果たしている。また、コア、周辺、スクレイ

カマク型核融合炉の経済性・環境適合性を改プオフ、ダイバータの各プラズマ領域を対象善するための研究を実施し、社会受容性のあとする約５０カテゴリーの計測機器を駆使する原型炉を実現するためのブレークスルーをることで、平衡、輸送、電磁流体力学安定性、拓くこととしている。このため、臨界プラズディスラプション、電流駆動、高エネルギーマ条件クラスのプラズマを電流拡散時間よりイオン・電子、熱・粒子バランス、原子・分充分長く維持することが可能な超伝導トカマ子過程、壁粒子相互作用等の多彩な物理研究ク装置へと改修し、高性能定常運転と低放射で成果を得た。内部輸送障壁、電流ホール等化材料のプラズマ適合性に関する先進的研究の発見は、高度計測装置の充実に拠っている。

開発を行なう提案である。達成目標領域を、特に重要な課題であるディスラプショ

原型炉のパラメータ領域（規格化ベータ 3.5-ン研究に関しては、まず、数種類ある発生原

5.5、自発電流割合 50-90%、放射冷却割合〜因を解明した。それに基づいて、ディスラプ

95%）とし、この目標領域を総合的に達成すションの発生を回避する手法、あるいは仮にるため、要素研究として高ベータプラズマの発生した場合でもその影響を緩和する手法を定常運転、高性能・高自発電流プラズマ制御、開発して来た。ITER の標準運転程度の領域

ダイバータ熱・粒子制御、ディスラプション

では、完全にディスラプションを回避できて回避制御、および、低放射化材料のプラズマいる。さらに高圧力を狙う運転では安定領域適合性試験を実施する。本改修計画は、大学が縮小し、未だディスラプションが発生する等と原研との密接な連携・協力による全日本

場合がある。また、安定領域内の運転であっ的体制の下に研究を実施することより、研究ても不測のトラブルに備える必要もある。こ

開発における相乗効果を促進し、核融合エネのような場合であっても、最も懸案とされるルギーの実用化に向けた研究開発を担う人材

過度のハロー電流や逃走電子流等の発生を妨の確保・育成を図っていく計画である。