第14回核融合エネルギー連合講演会
2022年7⽉7-8⽇@Web形式

シンポジウム２︓原型炉研究開発の課題と取り組み

S2-2: 原型炉概念設計の現状と課題

原型炉設計合同特別チーム
坂本宜照
(QST)

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はじめに
原型炉研究開発ロードマップ＠核融合科学技術委員会
2015

2020

概念設計の基本設計

2025
概念設計

第１回中間C&R（JT-60SA運転開始）

2035

2030
⼯学設計・実規模技術開発

第２回中間C&R（ITER運転開始）

製造設計・建設

原型炉段階への移⾏判断（ITER DT燃焼実験）

l 第１回中間C&Rの達成⽬標︓
原型炉概念設計の基本設計
l 第２回中間C&Rの達成⽬標︓
炉⼼、炉⼯学技術の開発と整合をとり、⾼い安全性を確保し経済性の⾒通しにも配慮した原型炉概念設計の完了
第１回中間C&R報告書＠令和4年1⽉24⽇
実効的なフォローアップを⾏うために策定されたAPに基づき、TFで研究開発の進捗状況を確認したところCR1段階までの研究開発は「おおむね順調に推移している」と評価された。これに基づき、委員会として確認した結果、CR1までの⽬標は達成されていると判断した。

l 原型炉段階への移⾏判断︓
社会受容性と実⽤化段階における経済性の⾒通しを得て、炉⼼・炉⼯学技術の開発と整合をとった原型炉⼯学設計の完了

原型炉概念設計の基本設計の概要
検討の⽅針と基本仕様
l 主要機器であるトロイダル磁場コイル、増殖ブランケット、ダイバータについては、ITER技術基盤の延⻑に概念を構築
l ITERにない技術については、産業界の発電プラント技術及び運転経験並びに⼤学等による共同研究の成果を取り⼊れた概念を構築
l 炉⼼プラズマについては、ITER及びJT-60SAの想定成果に基づいた概念を構築

à 原型炉の⽬標（①数⼗万kWの電気出⼒、②実⽤に供し得る稼働率、③燃料の⾃⼰充⾜性）に⾒通しを得る基本概念を構築
発電プラント全体像

主半径︓8.5m
⼩半径︓2.42m
核融合出⼒︓1.5GW
発電端出⼒︓0.64GW
中⼼トロイダル磁場︓6T
プラズマ電流︓12.3MA
加熱⼊⼒︓< 100MW
規格化ベータ値︓3.4
規格化密度︓ne /nGW=1.2
閉じ込め改善度︓1.3
冷却⽔︓PWR条件
稼働率︓〜70%
運転⽅式︓定常運転
トリチウム増殖率︓1.05

放射化物処理建屋

コールドボックス建屋

放射化物貯蔵建屋

コンプレッサー建屋
放射化物⼀時保管建屋
⾮常⽤電源建屋

ホットセル建屋

代替交流電源建屋
トカマク複合建屋

トリチウム建屋

第⼀コイル建屋
第⼆コイル建屋

敷地概算︓1000m x 1000m

循環⽔ポンプピット

タービン建屋スイッチヤード

放⽔ピット

3

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超伝導コイル設計、R&D課題
超伝導コイル設計のベースライン

超伝導コイルの基本概念
l 国内の専⾨家の意⾒を集約しベースラインを策定
l ITERでの実績を重視し基本的にITER⽅式を採⽤
l 補正磁場コイルによるTFコイル製作精度の緩和
p 製作簡略化（コスト低減）に向けた検討

ITER技術基盤に基づく設計

ü 超伝導線材︓Nb3Sn
ü 導体構造︓ケーブルインコンジット
ü 巻線⽅式︓ラジアルプレート、ダブルパンケーキ

補正磁場コイルによる製作精度の緩和üü

補正磁場コイルの採⽤により、JT-60SA並(ITERの2-4倍）に緩和可能な⾒通し保守ポート、NBIポートを避けた補正磁場コイル配置の場合でも補正可能な⾒通し保守ポート
トロイダル⾓ 45º
NBIポートポロイダルコイル
トロイダル⾓67.5º

TF coil

CS coil

PF coil

超伝導線材

Nb3Sn
(option: Nb3Al)

Nb3Sn

NbTi
(経験磁場によりNb3Sn)

コイル本数

166 units

6~7~ 13 T~ 13 T~ 13 T

導体電流値(導体構造)<100 kA(CICC)> 40 kA(CICC)> 40 kA(CICC)

最⼤設計応⼒(想定材料)

800 MPa(新⾼強度低温鋼)

500 MPa(FM316LNH)

500 MPa(FM316LNH)

最⼤⽣成磁場強度

R&D課題
l コスト低減に向けたTFCオプションの詳細検討
ü RP⽅式での製作簡略化のための試作検討ü 矩形導体⽅式での巻線試作
ü 導体試作･試験等の反映

l ⾼電磁⼒下における⼤電流導体の⾒通しを得る
üüü

導体試作︓80kA級導体での短ピッチ撚り線構造
導体試験︓短尺導体試験(SULTAN)およびCSインサート試
験による外挿性検証
⾼強度線材(耐歪み特性に優れた線材)の開発

l ⾼強度低温鋼の開発の⾒通しを得る
ü 候補材の組成決定
ü 同材の産業規模(数トンクラス)で試作・試験
ü 共⾦ワイヤの試作と溶接性試験

5増殖ブランケット設計、R&D課題
増殖ブランケットの基本仕様

増殖ブランケットの基本概念
l ITER-TBMと同じ固体増殖・⽔冷却⽅式を採⽤
l 補強リブ構造による筐体の耐圧構造化
l パージガスによる三重⽔素の回収
l 第⼀壁への熱負荷低減のための保護リミター

ブランケット筐体の耐圧構造化

llll

構造材︓低放射化ﾌｪﾗｲﾄ鋼(F82H)
充填領域︓混合充填⽅式（充填率︓80%）
ü 中性⼦増倍材
︓Be12V or Be12Ti
ü 三重⽔素増殖材 ︓Li2TiO3（6Li:90%）
加圧冷却⽔（290〜325℃、15.5 MPa）
ﾌﾟﾗｽﾞﾏ対向⾯︓Wｺｰﾃｨﾝｸﾞ(500μm)

2mm

0.2mm

円筒型ブランケット設計

In-box LOCAによる事象進展抑制のため、筐体の耐圧構造化
": 68 %先進ブランケット概念
原型炉テストブランケッ
トモジュールとして先進ブランケット概念を導⼊": 77 %R&D課題
l ITER-TBM計画の推進
l 複数のモジュールを⼀体化したセグメントの製作技術を新規に開発する。強磁場環境下での性能試験（構造物負荷試験）を実施
l 保護リミター設計

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ダイバータ設計、R&D課題
ダイバータの基本概念

ダイバータ構造概念
l ２系統冷却系
à⾼熱負荷部︓Cu合⾦配管、低熱負荷部︓F82H配管
l 遮蔽機能を保つカセット構造
à基板内部の⽔溜
l ⾼熱負荷ユニットを独⽴に交換
ß 冷却配管をトロイダル側⾯付近に設置

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ダイバータ板ピーク熱負荷（MW/m2)l ITER技術基盤に基づく設計
ü W型ダイバータ・カセット構造
ü タングステン・モノブロック構造
ü ⽔冷却⽅式l 放射冷却によるダイバータ熱負荷低減

ダイバータ設計ウィンドウ

2015
105

1.5 GW, 70%
ダイバータ
除熱上限

01.0

2 GW, 80%
1.5 GW, 80%

設計
ウィンドウ

1.52.0

2.5

3.0

セパラトリクス密度 （1019 m-3)

R&D課題
l 冷却⽔での統⼀のオプションの検討
l 原型炉⽤Wモノブロック冷却ユニット（Cu合⾦＆F82H配管）開発と熱負荷試験
l F82H冷却配管へのW接合⼿法
l 補修技術の検討・開発

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加熱・電流駆動システム設計、R&D課題
加熱・電流駆動システムの基本概念
l 中性粒⼦ビーム⼊射（NBI)l 電⼦サイクロトロン波（ECRF)を併⽤

NBI及びECRFの配置案

l NBI基本仕様
ü ⼊射パワー︓33MW/ポートü ビームエネルギー︓1.5MeVü 8段静電加速ü 偏向磁場コイル
ビームラインベッセル
ü 光中性化セル

l NBI︓イオン源の保守のためホットセル側に配置

負イオン源
加速器

偏向コイル

イオン源ベッセル
カロリメータl ECRFアンテナ︓NBIの対⾯に配置

残留イオンダンプ

光中性化セル

中性ビームダンプl ECRF検討状況

NBI電源ライン

R&D課題

ECRF導波管列l 年オーダーの定常運転での信頼性
ü セシウムレスRF負イオン源
ü ~200GHzジャイロトロン、伝送・⼊射系
l ⾼システム効率（正味電⼒増⼤）
ü 光中性化セル
ü 多段階エネルギー回収ジャイロトロン

8

炉⼼プラズマ、R&D課題
炉⼼プラズマの基本概念
l ITER及びJT-60SAの想定成果に基づいた概念
l ⾼⾃発電流割合プラズマに基づく定常運転
l 導体シェルによるプラズマ安定化
l 内部＆周辺輸送障壁による⾼閉じ込め

プラズマ運転シナリオ構築
l周辺ECCDによる内部輸送障壁の制御

設計楕円度の評価
llü

プラズマ平衡制御シミュレーターに3次元渦電流モデルを導⼊⽴ち上げシナリオの検討を実施
楕円度1.75まで安定に⽴ち上げられる⾒通し100 sec
50 sec5 sec

Plasma current

Internal inductancebp

Elongation (k95)n-index

R&D課題
導体シェルによるMHD安定性評価
l

導体壁による⾼ベータ化効果を確認

l ⾮接触ダイバータと両⽴するELM制御⼿法
l 炉⼼からダイバータまでが成⽴する運転シナリオ
ü ⽴ち上げ、⽴ち下げ制御
ü ⾼密度・⾼閉じ込めü ⾼ベータ定常運転
l ディスラプション回避・緩和⼿法

9

燃料システム設計、R&D課題
燃料システムのボックスモデル

燃料システムの基本概念
l 三重⽔素インベントリ低減を考慮した概念
ü メイン燃料ループ（ダイレクトリサイクル）
ü サブ燃料ループ
ü ブランケット三重⽔素回収ループ
l トリチウム諸課題検討ワーキンググループ

燃料システムの構成
長期貯蔵系

プラズマ

ブランケット冷却水
増殖
ブランケット

NBI
ペレット
ガスパフ
パラジウム
拡散器

DT
燃料供給( He除去)

3He

3調整(除去)

添加
軽水素

クライオ？
ターボ分子？

R&D課題
l 燃料サイクルシミュレーター開発

ブ ラ ンケ ッ ト
三重水素回収ループ

l 炉内インベントリ評価（初期装荷トリチウム）

プラズマ排ガスパラジウム
拡散器

メイン燃料ループ

パラジウム
拡散器

l 6Li濃縮技術

三重水素
水

l トリチウム除染法の開発
l DT混合ペレット連続製造技術開発

SDS

三重水素 TEP
除去系 不純物転換系

サブ燃料ループWDS
ISSl 排気系設計10

安全性の検討、R&D課題
安全確保の考え⽅l 公衆及び従事者に放射線障害を及ぼす恐れがないように措置を講ずる
ü 公衆の実効線量を法的限度以下とともに、合理的に達成できる限り低減（ALARA)ü 公衆に過度の放射線被ばくを及ぼすおそれがないよう適切な設備により影響を緩和

圧⼒緩衝システムによる影響緩和l 熱クエンチによるダイバータターゲット部（冷却⽔圧⼒5MPa）の損傷後、垂直位置移動現象によるダイバータバッフル部（冷却⽔圧⼒15.5MPa）が損傷する事象解析 （MELCORコード）l 圧⼒緩衝システムの導⼊により、真空容器内の圧⼒は設計値(<0.5MPa)以内

放射化物の管理シナリオl 炉内機器であるブランケット及びダイバータ
は、運転数年後に保守交換
l 放射化物の特性に基づいて、運転終了までの管理処分シナリオを構築
l ⽣成される約1200核種から管理区分に該当しうる核種を分析
Ø 全ての放射化物は、低レベル放射性廃棄物として、浅地中処分できる⾒通し安全性の課題l 原型炉安全確保⽅針と整合する安全設計と安全規制法令の検討
ü 許認可に必要な安全評価コード群の整備ü 安全上の特徴整理
ü 事故事象解析、影響緩和機能評価
ü 安全設計要領の作成

11

遠隔保守の設計、R&D課題
遠隔保守⽅式の基本概念

保守設備関連のレイアウト

ホットセル

l 炉内機器は炉内から搬出してホットセルで保守する⽅式
l ブランケットとダイバータを独⽴に交換
l ブランケットモジュールの集合体（セグメント）として交換

ブランケット
セグメント
⽣体遮蔽

炉本体

エンド
エフェクター
ガイドレール

トロイダルムーバ（昇降機構付き）

解体物保管エリア

R&D課題

昇降機構

保守ポート

ダイバータ
⼀時保管エリア

炉本体

遠隔保守機器概念

ブランケット
⼀時保管エリア

牽引⾞

l 保守作業の合理化
ü キャスク設計、保守セル設計
ü 冷却配管（厚⾁溶接~30mm)の溶接／検査
l 遠隔機器の交渉やトラブル低減
ü エンドエフェクター⾒直し（落下防⽌）ü 耐放射線機器の設計・試作試験
l 再利⽤を考慮した炉内機器設計、ホットセル設計
ü ホットセル内作業の要求条件、保守シナリオ
整理
ü 取り合い部の構造設計
ü ホットセル内で使⽤する機器設計
l 実機⼤ 遠隔保守・保全技術開発（開発試験施設）

12

計測・制御の検討、R&D課題
計装制御の概念

計測器配置（例）••

分離した３つの制御系を統合
他の分布計測データを用いてプラズマの状態を詳細に認識（計測できない物理量は推測）
Ø 運転限界（MHD限界、密度限界、デタッチ）に対する距離を監視Ø 上位の制御指令（出力抑制、ソフトランディング、緊急停止、、、）

計測器の保守・交換
インターフェースの簡素化

ll

運転制御シミュレーター
トムソン
レーザー偏光計
ECE等、補完計測器

赤道面垂直ポート

上部ポート

上部ポート

中性子カメラ中性子カメラボロメーター

ボロメーター
赤道面接線ポートプラズマ平衡コントローラー

ダイバータポートダイバータ分光(Φ0.1m)
ボロメーター (Φ0.1m)

赤道面垂直ポート

CSコイル、PFコイル
NBCD、ECCDITERのポートプラグ＆Drawer 概念

可視制動放射接線レーザー干渉計

コア分光
ECE

レーザー偏光計

可視制動放射(Φ0.01m)
コア分光(Φ0.1m) 赤道面接線ポート
ECE (Φ0.1m)
前方トムソン散乱(Φ0.4m)
接線レーザー干渉計(Φ0.1m
レーザー偏光計(Φ0.1m)

磁気プローブ
ロゴスキーコイル
ダイバータポート

ペレット

プラズマ燃焼コントローラー

ダイバータ分光ボロメーター

NBI

NBI

中性子発生率

不純物、重水素ダイバータプラズマコントローラー
ダイバータ分光

プラズマ応答特性の評価（例）R&D課題
l 候補計測器の決定・開発
l 計測器の寿命評価、耐放射線機器の開発
l 原型炉の磁気計測環境下での平衡制御精度
l 運転基準点と運転許容範囲の同定
l 運転制御シミュレーターの開発・検証（オフライン、実時間）
l 学習・推定ツールの開発
à 計測・制御ワーキンググループ

13まとめl 産学連携の設計チームである原型炉設計合同特別チーム（総勢130名）では、ITERの技術基盤と産業界の発電プラント技術に加えて、共同研究を通じた⼤学等での研究成果により、原型炉の基本概念を構築。
l ⽂部科学省 核融合科学技術委員会による第１回中間チェックアンドレビューが⾏われ、⽬標は達成されていると判断された。
l 次のステップとして、原型炉の基本概念をベースに概念設計活動を推進。
ü プラズマ物理から材料・⼯学分野までの幅広い研究者の共通⽬標を設定
ü 将来の原型炉研究開発を担う⼈材育成
l 概念設計の完了に向けては重要な課題が残されており、今後も産業界との強⼒な連携と共同研究の枠組みを⽣かした⼤学等とのより⼀層の連携を促進する。

第14回全体会合@2021.9.10