J. Plasma Fusion Res. Vol.86, No.9 (2010)５３０‐５３５

小特集 燃焼・高ベータプラズマの実現に向けたプラズマ分布制御の課題

４．実時間制御実験の進展と課題
鈴木隆博
日本原子力研究開発機構（原稿受付：２
０
１
０年６月２
５日）

発電実証炉 DEMO における燃焼・高ベータプラズマの実現に向けて必要とされる実時間制御の検討がITER
および JT-60SA で進んでいる．それに先駆けて JT-60U では分布制御を含む実時間制御システムの開発を推進してきた．ここでは JT-60U の実験を例に実時間制御の進展の現状を概説すると共に ITER および JT-60SA で解決
すべき課題についてまとめる．
Keywords:
real-time control, current profile, safety factor profile, pressure profile, plasma rotation, bootstrap current, heating,current drive, neo-classical tearing mode, burning plasma, radiation

４．
１ はじめになずれに対して，物理量を正確に小さな誤差で時間遅れな

燃焼・高ベータプラズマにおいてはプラズマの物理パラ

く観測できることは重要であり，そのような計測器の開発

メータが空間的に連関性を持つと共に，パラメータ間で相が必須である．またずれを修正するための適切な手段（ア互にリンクすることで自律性の高い系となっていることがクチュエータと呼ばれる）の開発も必須である．

これまでの章で説明された．そのような自律性の高い燃

次に分布について考えてみる．プラズマの性質は０次元

焼・高ベータプラズマを実現するために必要と考えられるの巨視量で大まかには決まることが知られている．例えば

実時間制御についての最近の実験研究の進展および今後のトカマクプラズマではエネルギー閉じ込め時間はプラズマ
電流 ""に比例し，装置サイズの増加と共に長くなる．また

課題について本章で取り扱う．
自律性が高いということは，プラズマパラメータの時間

概略の安定性は規格化ベータ値 "! !"#!
"#!##で判断で""!

発展がそれ自身に強く支配されているということであり，き，高いほど不安定である．しかし一方で，これもよく知逆に外部からの入力（制御）は支配的ではなくなる．支配られているように，閉じ込め時間はプラズマ電流の分布次的でないものを使って支配的なプラズマパラメータの制御

第で長くすることができ（閉じ込め改善モードなど），安をするのであるから制御する側はうまく立ち回る必要が出

定性も圧力分布や電流分布次第で高くすることができる．

てくる．うまく立ち回るための鍵となるのが実時間分布制

しかも驚くことに両者とも場合によっては倍程度以上にで御であり，それに含まれる「実時間」と「分布」であるときることもある．０次元的な物理量は，様々なコストで決考えている．

まる装置の設計により制限を受けるが，１次元的な分布量

自律性が高いときプラズマはこちらが計画立てたとおり

は制御次第で最適化の余地が残っている．また，プラズマに振る舞ってくれるとは限らない．何らかの小さなきっか

全体の巨視量を変化させるコストに比べれば局所的に物理けで変化が生じて計画とずれた時に，当初の計画通りに動量を変化させるコストの方が低いであろうと考えられる．

いていてはずれは大きくなり続けるかもしれない．そのず

このように，分布制御はコストを抑えてプラズマを高性能

れを時々刻々実時間で観測し，好ましいずれなら補助し，化するために必須である．実際，近年のトカマクプラズマ

好ましくないずれなら修正していく必要がある．特に小さの性能向上の大きな部分はこの分布の最適化により達成さなずれは小さな外部入力で修正できるであろうから，実時れている．実時間で分布を制御することにより，従来は成間で状態を観測し制御を行っていくことは強い自立系の制りゆき（あるいは経験）により実現していた物理量の分布

御では重要になる．小さなずれに対してはプラズマの応答が再現性よく実現できることが期待される．高性能化のたを線形化できることが多く，その場合には線形の制御シス

めに分布を最適化する際，あるいは物理研究のためのパラテムで対応できると考えられる．線形の制御システムとしメータスキャンをする際の実験効率の改善が期待できる．

ては，例えば PID 制御（制御量をずれに比例（P）する項，

このように実時間制御さらに実時間分布制御はプラズマ

ずれの時間積分（I）に比例する項，ずれの時間微分（D）にの高性能化と物理研究に貢献することから，JT-60U では比例する項の線形結合として表す）がよく使われる．小さそれらの開発を推進してきた．以下，４．
２節では最近の4. Progress of Real-Time Control Experiments and Open Issues
SUZUKI Takahiroauthor’s e-mail: suzuki.takahiro@jaea.go.jp

５３０!2010 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Special Topic Article

4. Progress of Real-Time Control Experiments And Open Issues

T. Suzuki

JT-60U 実 験 を 例 に 実 時 間 制 御 実 験 の 現 状 と 進 展 を 述

右辺の４項はそれぞれオフセット項，比例項，微分項，

べ，４．
３節では DEMO 炉 に 向 け た JT-60SA お よ び ITER

積分項であり，!'，!%，!&は比例ゲイン，微分ゲイン，積における実時間制御の課題について述べることにする．

分ゲインと呼ばれる定数でここでは全て正である．例えば

４．
２ 実時間制御の現状と進展

中心部を加熱する NB のユニット数が減少することで中心

４．
２．
１ 実時間制御の経緯部のイオン温度を低下させ，実測値を目標値に近づける．

実測値が目標値より大きい時（#*"!），比例項は負になり実測値が目標値よりも小さい時も同様である．図１ではJT-60U では，これまで様々な実時間制御システムを開発し，それを活用することでプラズマ性能を向上させてき#*に対して NB の加熱パワーが変化して，目標値に追随した．最も重要な例として，中性子発生率の実時間制御によてイオン温度差を制御していることがわかる．図１の制御+0

る DT 等価エネルギー増倍率 "%($"!
#$の達成が挙げられ（keV/s），!&$
ゲ イ ン は !' $2 unit/keV，!% $0.8 unit/

る［１］．プラズマ電流立ち上げ中の安全係数最小値が有理2 unit/（keVs）である．比例ゲインの値は制御を行わない

数となり MHD 不安定性の発生しやすい条件においてプラ開ループの加熱実験で１keV の温度を上げるのに２ユニッ

ズマ圧力の指標である中性子発生率を制御し低く抑えることで不安定性を回避した．その後のフェーズでプラズマ電流をさらに高めることで負磁気シア配位での長い閉じ込め
時間の絶対値をさらに延ばしエネルギー増倍率の世界記録値を達成した．この不安定性を回避する制御では基本的にプラズマの特性は巨視量である中性子発生率で表し，それを実時間制御している．先に述べたように，コンパクトな
核融合プラズマに必要とされる非常に長い閉じ込め時間と高いプラズマ圧力を得るためには閉じ込め改善モードとそこでの高い安定性が必要であり，０次元の巨視量のみでなく１次元の内部物理量の空間分布の制御が必須である．以降，JT-60U で開発してきた実時間分布制御の代表的なものを取り上げる．ただし，電流分布の（実時間）制御については既に本学会誌の小特集［２］で取り上げているのであえて割愛した．詳細は文献［３，４］を参照いただきたい．また，巨視量ではあるが高ベータプラズマの安定性に関係するプラズマの回転制御の開発と，ITER での燃焼制御実験に先立ちそこでの課題を明らかにするための燃焼制御模擬
実験，核融合炉でのダイバータ熱負荷低減に欠かせない主プラズマ周辺部での放射パワー制御についても取り上げた．
４．
２．
２ イオン温度勾配の実時間制御［５］図１は実時間イオン温度勾配制御実験の放電波形である．実際は，イオン温度勾配（'#-）の代わりに２空間点でのイオン温度差（*#-%'#-#*&）を制御している．対象とするプラズマでは内部輸送障壁（ITB）があり，制御する
%&!
!
$），もう
２空間点のうち１点はITBの足位置付近（&#%&!
!
#$）である（図１（e））．イオン温
一点は ITB の中（&#
度は荷電交換再結合分光（CXRS）計測器により 2.5 ms 毎に測定し，イオン温度差 *#-を求める．計測ノイズに対す
る過敏な反応を抑制するために時定数 50 ms の CR タイプのフィルタを掛けている．このイオン温度差を 2 keV から
1 keV そして 3 keV へと制御するように目標値を設定して
い る．制 御 は 目 標 値（ref）と 実 測 値（obs）と の 差（#*$*#-1+,!*#-.)2）から中心部を加熱する NB のユニット

図１

数を以下の式で求め PID 制御により制御している．JT-60U
では１ユニットの NB は約２MW である．
$('')$$!"!/#*(
)
"!%

#*(
'
'
)
!#*(
!$'
)
'
$'
"!&! #*()$'
５３１

実時間イオン温度勾配制御の波形とイオン温度分布［５］．
（a）r/a~0.25 と 0.5 とのイオン温度差（目標値（太線），実測値（グレー線）と平滑化後の実測値（細線）
）
，（b）
制御用
NB 加熱パワー，（c）
制御用以外のベースの NB 加熱パワー，（d）
イオン温度（r/a~0.25 と 0.5），（e）
イオン温度分布の時間変化．黒塗りの点は実時間制御に使用した CXRS 計測点
である．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.86, No.9 September 2010

制御は以下のようにトロイダル回転速度の目標値と実測

トの NB が必要であったことから決められている．

値との差（#(##20)*!#2.'1）をプラズマ電流方向に運動量４．
２．
３ トロイダル回転速度の実時間制御［５］トロイダル回転速度 #2は導体壁の効果により壁無しのを注入する NB のユニット数により制御する．

安定性限界を超えたプラズマを実現する際に発生する抵抗

"%
'
'
&
#"!"!/#(%&

性壁モード（RWM）と呼ばれる不安定性を安定化する効果があり，核融合炉の高ベータ化に重要な物理量である．

"!$

CXRS 計測器はイオン温度と同時にプラズマのトロイダル

#(%
'
'
&
!#(%
!$'
&
'
$'
"!%! #(%&$'

回転速度を測定できる強力な計測ツールであり，ここでも先のイオン温度勾配制御と同様に，実測値が目標値を超実時間の計測に使用される．図２は実時間トロイダル回転えた（#("!）ときは NBのユニット数が減少しプラズマ電%$!
!
"#のトロイダル回転
速度制御の放電波形である．&#

流方向に注入される運動量が減少する．これによりプラズ

速度を制御し，目標値を−100 km/s からゼロへ，そして＋

マはプラズマ電流と逆方向のベースの回転に向かい目標値

50 km/s まで変化させている（プラズマ電流方向が正方（km/s），!$ #!
（km/s2），に 近 づ く．!& #4 unit/!
"unit/向）．プラズマに回転を与えるツールとしてはトロイダル（km）である．図２ではトロイダル回転速度の!%#1 unit/

方向に接線入射する NB を用い，ベースの回転がプラズマ

目標値がプラズマ電流方向に増えるに従い，プラズマ電流

電流と逆方向になるように一定の回転を与えている．

方向の運動量注入パワー（の時間平均値）が増え，実測値が目標値に追随していることがわかる．制御している位置%$!
!
"#だが，回転分布も空間的に滑らかに負から正は &#の回転へと変化している（図２（d））．抵抗性壁モードの安定化には，安全係数が有理数となる有理面のうち，比較的周辺部にある有理面位置での回転が重要であるが，そのような位置でも回転を制御できる可能性を示している．
４．
２．
４ 局所電流駆動による新古典テアリングモードの安定化［６，７］
新古典テアリングモード（NTM）は正磁気シアの高ベー
タトカマクプラズマにおいて局所的な自発電流の減少によって磁気島が形成され圧力が減少する不安定性である．
減少した磁気島内の自発電流を局所的な外部電流駆動により補うことで安定化できることが知られているが，プラズ
マ小半径に対して比較的小さな（数％から十数％）磁気島の中に電流駆動を行う必要がある．電子サイクロトロン（EC）波は電子のサイクロトロン共鳴位置付近で吸収され局所的に電流を流すことができる（ECCD）．また EC 波はアンテナ（ミラー）の向きによりプラズマ中の光線の軌跡
を比較的自由に制御できるため，ECCD による NTM 安定化の研究が世界的に進められてきた．JT-60U は世界に先駆けて，実時間で計測した磁気島位置で ECCD を行えるよう実時間でアンテナの向きを制御して NTM を安定化する
ことに成功した［６］．図３がその波形である．磁気島の位置は電子サイクロトロン輻射（ECE）計測による電子温度
揺動の空間分布測定から実時間で求める．回転する磁気島があるとき，空間的に固定位置で観測すると磁気島の O
点と X 点が交互に通過する．そのとき磁気島付近の電子温度分布は O 点通過時に平坦化し X 点通過時に急峻化する．
磁気島近傍では電子温度揺動が大きいのに対して磁気島中
心では電子温度揺動が局所的に小さくなる．つまり電子温度揺動分布の極小となる位置が磁気島の中心と考えられ

図２

実時間トロイダル回転速度制御の放電波形
［５］
．（a）
r/a~
0.25 でのトロイダル回転速度の目標値（破線）と実測値（実線）．正方向はプラズマ電流方向．
（b）
プラズマ電流方
向に運動量を注入する NB のパワー．（c）
制御用以外のベースの NB パワー．これによりプラズマ電流と逆方向に一定の回転を与えている．（d）
トロイダル回転速度の空間分布の時間変化．黒塗りの点は実時間制御に使用した CXRS 計測点である．

る．ECE 計測により実時間で同定したこの磁気島位置（図３（e）の $,+-）に相当する磁気面で電流駆動するように
ECアンテナの向きを実時間で制御した（図３（f））．この結果，NTM による磁場揺動（図３（b））は ECCD により減少
し，NTM の安定化によりプラズマの規格化圧力を上昇させることに成功した（図３（c））．NTMに関しては，この実
５３２

Special Topic Article

図３

4. Progress of Real-Time Control Experiments And Open Issues

実 時 間 NTM 安 定 化 実 験 の 放 電 波 形［６］．（a）NB 加 熱 パ
ワーおよび EC 波パワー，（b）
n＝２磁場揺動強度，（c）
規格
化圧力，（d）
線平均電子密度，（e）
ECE 計測の電子温度が極小となるチャンネル番号（Xmin），（f）
ECE 計測から計算した EC アンテナ角度の目標値（細線）と実測値（太線）．

図４

時間制御による磁気島中心への ECCD 以外にも，プラズマの回転に起因する磁気島の回転と同期して O 点 の みに

T. Suzuki

ELMy H モードにおける燃焼制御模擬実験の放電波形［８］．
#加熱模擬用 NB パワー，（b）（a）
中性子発生率，（c）
制御用
NB パワー，（d）
蓄積エネルギーの目標値（点線）と実測値
（実線）
，（e）
線平均電子密度．ハッチ領域で燃焼制御模擬を行った．

ECCD をするように EC 波パワーを変調制御することで低い EC 波パワーで効率的に NTM を安定化した成果もある

いものの，###!では制御マージンは大きくはないと考え［７］．

られる．同様の実験により，高閉じ込めを有する負磁気シ
アにおいては #"&!
'では安定に制御できるが #""$では

４．
２．
５ 燃焼制御模擬実験［８］アルファ加熱が増加を続けディスラプションに至るという燃焼制御は核融合炉の実現にとって最重要の課題であるが，現在の大型トカマク装置をもってしても燃焼が支配的

結果も得られている［８］．

な状況で制御を行うことはできず，現在建設中の ITER の４．
２．
６ 安全係数最小値とイオン温度勾配の複合実時間制
御［９］重要な研究課題であり使命となっている．JT-60U では制した燃焼状態の制御性

ここまでで高圧力プラズマの制御にとって重要な様々なを調べる実験を行った．すなわち，加熱 NB を二つのグ

物理量の制御の実例を示してきたが，それらを同時に独立

ループに分け，一つのグループの加熱パワー "+#) をプラズに制御できるのかは自明ではない．特にプラズマの閉じ込御手法を工夫し，実験的に模擬マからの中性子の発生率 $,に比例させてアルファ粒子加めと安定性にとって重要と考えられる電流分布と圧力分布熱を模擬し（比例係数 G によりエネルギー増倍率を変化さの制御は興味深い．DEMO に必要かつ十分な制御の描像はせる），他方のグループの NB（パワー "+*)
）を用いてこの

JT-60SA および ITER で明らかにされるものであるが，正のフィードバックのかかった系をプラズマの蓄積エネル

JT-60SA に先立ち JT-60U では電流分布を特徴付けるパラ

ギーが一定になるように "+*)の PD 制御を行った．DT 反応

メータである安全係数最小値と圧力勾配の主要な成分であであり "+#) ""+*)の場のエネルギー増倍率は##%
"+#)"
"+*)

るイオン温度勾配（イオン温度差）を複合的に制御するこ合は #"%に相当する．図４に ELMy H モード放電におけとに取り組んだ（図５）．この放電では &"5.5 s から 11 s

る時間帯毎に異なる ! での燃焼制御模擬実験の放電波形まで安全係数最小値を低域混成（LH）波電流駆動により一を示す．! を 0.8 から 1.4 に大きくすることで，アルファ加!
#"m
定値 1.5 に向けて制御すると同時に &"7-10.2 s で %"!

熱を模擬している NB パワー "+#) が増えている（図４（a））と 0.58 m の間のイオン温度差を NB 加熱パワーにより 1が，蓄積エネルギーを一定にするように外部加熱 NB パ

keV から 1.8 keV まで上昇させている．ただし，イオン温度

ワーを制御する（図４（c））ことで，中性子発生率（と #

計測用の NB が &"10.2 s で停止したために，イオン温度勾

加熱模擬用 NB パワー）をほぼ一定に制御 で き ている．

配制御はそこで停止している．安全係数最小値制御および

!
!"!
!
$の
(の フ ェ ー ズ で は #"%!(に 相 当 し，!""イオン温度勾配制御共に PI 制御である．電流のしみ込みにフェーズでは #""!!#!に相当している．ただし，&"13.6より安全係数最小値は一旦 1.5 を下回った後，周辺部でのs 付近では "+*)"!となっており，制御性は失われていな

LH 駆動電流の上昇により &#10.5 s までかけて 1.5 にゆっく
５３３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.86, No.9 September 2010

図５

安全係数最小値とイオン温度勾配の複合実時間制御の放電
波形［９］
．（a）
r = 0.31 m と r = 0.58 m におけるイオン温度，（b）
イオン温度差の目標値（グレー線）と実測値（黒線），（c）
イオン温度差制御用 NB 加熱パワー，（d）
安全係数最小値の目標値（グレー線）と実測値（黒線）
，（d）
安全係数最
小値制御用 LH 電流駆動パワー．

りと近づく．同時にイオン温度差は !!7−9 s まで一定値 1
keV に制御され，!!9 s 以降は目標値の上昇により NB
加熱パワーが増え，実測値も上昇していることが見てとれる．これら二つの制御を独立に適用しながら目立った干渉無しに働いたことには，安全係数最小値の制御に電流駆動

図６

効率が高いと同時にイオン加熱の小さな LH 波を選び，イ
オン温度勾配の制御には電流をほとんど流さないがイオンの加熱効率の高い垂直入射 NB を選んだことが大きく貢献している．また自発電流割合が比較的小さかった（ACCOME コードによると !!8 s で 26%，!!10 s でも 32％ 程度）ために，自発電流を介した圧力分布と電流分布の結合が強くなかったことも挙げられる．独立なアクチュエータ

Ar ガスパフによる主プラズマ周辺部での実時間放射パワー
制御の放電波形［１０］．（a）プラズマ電流と NB 加熱パワー，（b）
線平均電子密度，Ar ガスパフ速度，Ar14＋発光強度，（c）
Ar1＋発光強度（X 点，内外ストライク点），（d）
主プラ
ズマとダイバータでの放射パワー，（e）
主プラズマ周辺部の放射パワーの目標値（グレー線）と実測値（実線），（f）L
モード閉じ込め則に対する閉じ込め改善度 H89L と全放射パワーの吸収パワーに対する割合 frad．実時間放射パワー制
御は t = 15 − 25 s で実施．

が利用できない場合や圧力分布と電流分布の結合が強い場

ズマ閉じ込め性能の変化と共に理解することも重要であ合には相互の干渉を考慮した制御が必要になると考えられる．また，プラズマ温度・密度に対応して放射損失量の制る．特に後者は JT-60SA で期待される高圧力高自発電流割御に適した不純物種を選択すること，さらに ELM 特性の合のプラズマにおいて調べるべき課題である．

変化に伴う周辺部での不純物遮蔽効果の変化や，ダイバー

４．
２．
７ 主プラズマ周辺部での実時間放射パワー制御［１０］

タ・プラズマ特性の変化による SOL・ダイバータでの不核融合炉でのダイバータの熱負荷は非常に厳しく，ダイ

純物の輸送特性の変化など，比較的速い物理現象の変化へ対応することが必要である．

バータの熱負荷を軽減するためにはダイバータ部での放射冷却のみでなく主プラズマ周辺部においても不純物注入に

４．
３ 実時間制御の課題

より積極的に放射冷却を行う必要があると考えられている．図６に主プラズマへの Ar ガス注入により主プラズマ

ここまでで様々な実時間制御について概観してきた．広周辺部での放射パワーを制御した放電を示す．周辺部での範に及んでいるので読者の研究領域と関係した制御もあっ放射パワーはボロメータにより実時間で計測している．

たかと思う．しかし，実際のところ DEMO においてどのよ!!15−25 s で放射パワーの実時間制御を行い，!!16−25 s

うな制御が必要十分かについては現状ではわかっていな

で一定の目標値2.8 MWに向けて制御している（図６（e））．

い．プラズマの観点からは，DEMO で必要とされるほどに周辺部を含んだ主プラズマ全体とダイバータ部の放射（図高圧力で自律性の高い核燃焼プラズマを得られていないこ

６（d））を合わせると，NB 加熱によりプラズマに吸収されとがある．また高度な実時間制御は近年の計算速度の向上

たパワ ー の お よ そ 80−90％ を 放 射 冷 却 し て い る（図６と優れた計測器の開発により初めて可能になったため，研（f））．ダイバータ部での放射パワーの制御と組み合わせて究を行える実験装置が未だ限られていることや研究開発の両者を独立に制御して最適化することが望ましいが，現状

歴史が浅いことが挙げられる．一方で DEMO へ向けたはそこまでに至っていない．ダイバータおよび主プラズマ

ITER や JT-60SA の研究開発では，実時間制御の重要性が周辺部における放射損失や不純物輸送の物理機構を，プラ

今後ますます増大することは明らかである．また，ここで
５３４

Special Topic Article

4. Progress of Real-Time Control Experiments And Open Issues

表１
制御項目
位置形状
ELM
NTM
RWM
プラズマ回転不安定性全般
核燃焼
定常維持
立ち上げ
密度分布
放射冷却
燃料純度

T. Suzuki

実時間制御と DEMO に向けた課題および解決に貢献が期待される装置．

課題
超伝導装置における高非円形高圧力プラズマの位置形状制御手法．また位置制御用の容器内コイルの必要性．
ELM 熱負荷の最適な緩和手法の理解（共鳴磁場摂動（RMP），ペレットによるペースメーキン
グ，キック等）．小振幅 ELM の DEMO 領域での実現．
壁無しの安定性限界を大きく超えるプラズマでの NTM 安定化用 ECCD に必要とされるパワー．最適な安定化手法（ECCD，電流分布制御など）の理解．
RWM 安定化コイルの必要性．プラズマ回転制御の必要性．コイルが不可欠な場合，最小のコイル数と大きさ．プラズマ回転制御が不可欠な場合，核融合炉領域の低運動量注入条件での制御手法．
安定性や閉じ込め等の観点から，回転分布制御の必要性と制御手法．
不安定性発生領域の予測と，回避するための制御手法．
最適な核燃焼制御手法．完全非誘導電流駆動の定常炉に適合する核燃焼制御手法．
高閉じ込め・高自発電流割合プラズマの限られた外部加熱・電流駆動パワーによる定常維持．定常維持できる最大の自発電流割合の理解．
非誘導電流主体での電流立ち上げに必要な制御手法の開発と最低限必要な中心ソレノイド供給磁束の理解．
Greenwald 密度限界を超えた運転をするための適切な（おそらく中心ピークした）密度分布の実現と定常維持．
ダイバータと主プラズマ周辺部での安定した高パワー放射冷却の実現と，高閉じ込め・高パワー放射冷却のための両者の最適化．
ダイバータおよびプラズマ周辺部での放射冷却時にプラズマ中心部での燃料純度が低下しないような燃料純度分布（不純物分布）の制御．

貢献する装置JT-60SA/ITER
JT-60SA/ITER
JT-60SA
JT-60SA
JT-60SA
JT-60SAITER/JT-60SA
JT-60SA
JT-60SA
JT-60SA
JT-60SA/ITER
JT-60SA/ITER

説明してきた実時間制御はプラズマのある一面に着目した

DEMO を早期に実現する使命がある．現在，国内での JTものであり，ITER および JT-60SA の研究開発で必要にな-60SA の研究計画（リサーチプラン）を核融合エネルギーる実時間制御の要素研究にとどまっている．DEMO では核フォーラムの下で議論している．DEMO に向けた実時間制

融合炉に必要とされるあらゆる機能が実証されるべきであ

御開発のために多くの方のアイデアとご協力を読者の方々

り，コアプラズマのみでなくプラズマ周辺部からダイバーにお願いしたい．

タまでの整合性がとれ，またプラズマの着火から核燃焼状態の定常維持までが再現性よく安全に行え，そのための実

本原稿の執筆にあたりご協力いただいた日本原子力研究

時間制御システムは頑健である必要がある．最も重要なこ開発機構の吉田麻衣子，諫山明彦，竹永秀信，朝倉伸幸，各とは，プラントから取り出せる電気出力を最大化するため博士に感謝します．また，本小特集執筆者間での議論は原に，プラント内部での循環電力を減らすための最も効率の稿作成にあたり非常に有意義でした．

良い制御を核融合炉では採用しなければならない．
さらに，高い中性子束で長時間運転を行うDEMO炉への参考文献

適用を考えたときには，導線や絶縁材への中性子損傷の蓄［１］T. Fujita et al., Nucl. Fusion 39, 1627 (1999).
［２］鈴木隆博：プラズマ・核融合学会誌 83, 434 (2007).
［３］T. Suzuki et al., Nucl. Fusion 48, 045002 (2008).
［４］T. Suzuki et al., Proceeding of 20th IAEA Fusion Energy
Conference (2004) IAEA-CN-116/EX/1-3; http://wwwnaweb.iaea.org/napc/physics/fec/fec2004/datasets/EX̲1-3.html［５］M. Yoshida et al., Fusion Eng. Des. 84, 2206 (2009).
［６］A. Isayama et al., Nucl. Fusion 43, 1272 (2003).
［７］A. Isayama et al., Nucl. Fusion 49, 055006 (2009).
［８］H. Takenaga et al., Fusion Sci. Tech. 50, 76 (2006).
［９］T. Suzuki et al., JAEA-Review 2009-045, 92 (2010);
http://jolissrch-inter.tokai-sc.jaea.go.jp/search/servlet/
interSearch［１０］N. Asakura et al., Nucl. Fusion 49, 115010 (2009).

積から，プラズマ近傍にコイル等を設置することは非常に困難になる．また，トリチウム増倍率が低下しないように，
ブランケット設置面積を低減させるような大きな構造体や加熱用や計測用の大きな開口部を設置することは困難になる．小型で高性能の制御用機器と計測機器の開発が不可欠である．
最後に，実時間制御の主要な課題を表１に挙げた．一つ一つ説明していくだけの紙幅の余裕がないが，様々な実時間制御の開発が必要であると同時にこれらの統合制御が不可欠である．このようにDEMOへ向けた実時間制御の課題は大きく，やりがいのある仕事がたくさんある．課題の解決のために貢献が期待される装置としてJT-60SAの担う役
割は大きく，ITERを補うとともにITERの成果と合わせて５３５