J. Plasma Fusion Res. Vol.92, No.6 (2016)３
９３‐３９５

プロジェクトレビュー

ITER 計画の機器開発・製作の進展
Progress of ITER Project ― R&D and Manufacturing of Components

１．はじめに
1. Introduction
井 上 多 加 志，杉 本

誠，草 間 義 紀，奥 野

清，中 嶋 秀 夫，イーター日本国内機関

INOUE Takashi, SUGIMOTO Makoto, KUSAMA Yoshinori, OKUNO Kiyoshi,
NAKAJIMA Hideo and ITER Japan Domestic Agency＊

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（原稿受付：２
０
１
５年１
２月７日）

ITER 計画では，現在，南仏サンポール・レ・デュランスのサイトにおいて，建屋の建設が急ピッチで進められており，並行して参加７極では ITER の核となる機器の設計・製作が進展している．本プロジェクトレビュー
は，日本が物納調達の責任を有する機器，すなわち，トロイダル磁場（TF）コイル及び中心ソレノイド用超伝導導体，TF コイル，ブランケット遠隔保守装置，中性粒子入射装置（NB）用高電圧電源，電子サイクロトロン波（EC）システム，ダイバータ外側ターゲット，計測装置，雰囲気中トリチウム除去設備，及びテストブランケットシステムの開発と製作の状況を報告するものである．

・誘導運転において，エネルギー増倍率 !≧１０，３００〜

１．
１ ITER 計画の経緯と目標

５００秒間の核融合燃焼を達成（!!"!"#!の可能性をITER（国際熱核融合実験炉）計画は，核融合実験炉の建排除しない），

設から運転，解役までを含む大型国際協力プロジェクトである．図１に ITER 計画の経緯を示す．ITER 計画は１
９８５年

・誘導によらない外部電流駆動時に!≧５の定常運転実証をめざす，の米ソ首脳会談（レーガン−ゴルバチョフ会談）に端を発ことが設定され，また工学技術の目標として，し，概念設計活動（CDA，
１９８８年から３年間），工学設計活動（EDA，１
９９２年から６年間）［１］において建設に向けた装・核融合基盤技術の統合とその有効性の実証，置設計と主要な技術開発が実施された．その後 EDA を３・将来の核融合プラントのための工学機器試験，
・トリチウム増殖ブランケットモジュールの試験，年間延長し，JT-60 で得られた高閉じ込めモード［２］，ブーを実施することとされた．

トストラップ電流等の成果を取り入れて ITER の小型化検討を実施し，現在の ITER につながる工学設計［３］が固まっ上記の技術目標を達成するため，三大トカマク等の成果

た．EDA 終了後，建設サイトの共同評価委員会が設置されを基に ITER の装置主要諸元が表１のように決定された．

て２００５年に ITER 建設サイトがフランスのサンポール・

我が国では，原子力委員会によって策定された第三段階

レ・デュランスに決定し，日，欧，米（再加盟），露，中，核融合研究開発計画において，「国際協力による ITER 計

韓，印の参加が決定して２００７年に ITER 機構（IO）が発足

画を日本の実験炉計画として実現することが適当」とされした．初代機構長には池田ており，フランスに建設されている ITER が日本の核融合

要氏，第二代機構長には本島

実験炉という位置付けである．

修氏が就任し，２
０１５年３月からはベルナール・ビゴ氏が第三代機構長を務めている．

１．
２ ITER 建設の現状

ITER の目標は核融合の科学的・技術的実現性の実証でITER 建設サイトであるサンポール・レ・デュランスはあり，具体的な技術目標は ITER 参加極により議論・決定マルセイユから直線距離で約 60 km の内陸，南仏プロバン

された．その結果，プラズマ性能の目標として，＊現在の所属：国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構

corresponding author’s e-mail: inoue.takashi@qst.go.jp

３９３!2016 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016

図１
表１

これまでの ITER 計画の歴史．

ITER の主要諸元．

プラズマ大半径
プラズマ体積プラズマ電流
核融合熱出力重量（クライオスタット，真空容器，マグネット）

指定を受け，日本における ITER 計画の実施機関として，機器の調達，日本人のIO職員公募への窓口業務，日本人IO

6.2 m
840 m315 MA500 MW
23350 t

職員の生活支援，IO が募集する専門家，外部業務委託情報の日本国内への情報発信，国民の理解をより深めるための産官学と連携した ITER 事業全般の広報活動及び我が国からの意見集約等の活動を行っている．
ITER 計画では，どの参加極がどの機器を調達して IOに物納するかは，参加極の閣僚級会合で合意されており，ス地方に位置し，フランス原子力庁（CEA）のカダラッ

これに基づき各国実施機関（DA）は，IOとの間で詳細な技

シュ研究所と隣接している．

術仕様を含む「調達取決め」を取り交わして，DA がメー

ITER サイトでは，これまでに石灰岩の台地を掘削してカーから機器を調達して IO に「物納（in-kind）」する形態

プラットフォームとして平坦化し，２０１２年２月には，ポロを取る．日本の場合，原子力機構が，調達取決めに従って

イダル磁場コイル組立建屋が竣工，同年１０月にはIO本部ビ

ITER の要求事項，詳細技術仕様を含む調達機器の引合いル（地上５階，地下１階建）が竣工して，６００名以上の IO

仕様書を作成し，原子力機構から政府機関の入札要領に職員が建設に従事している．トカマク複合建屋の地下ピッ

従って，官報公示，興味を持つ企業を集めて意見招請等をト 内 に は，建 屋 基 礎 と な る 免 震 パ ッ ド が 据 え 付 け ら行った後に国際競争入札で受注者を決定する．受注者は仕れ，２０１３年９月から地下部分のコンクリート打設が進めら様書に従って機器を製作して原子力機構に納品するが，大れている．また，図２のように昨年９月には組立建屋（高型機器の ITER サイトまでの海上輸送を伴う場合，日本がさ 60 m）の棟上げが完了し，１０月にはトカマク複合建屋の担当するのはマルセイユ近郊のフォス港までとなってお中心部で生体遮蔽のコンクリート打設が開始されている［４］．

り，ITER サイトまでの約 100 km に及ぶ陸送はホスト国であるフランスが行う．

１．
３ ITER国内機関としての原子力機構と機器調達
１．
４ 機器開発・製作の進め方

日本原子力研究開発機構（原子力機構）は，２００７年１０

機器調達に際し，ITER 機構は３段階の設計進捗レベル，

月２４日，日本国政府から ITER 国内機関（JADA）としての

図２

ITER サイト建設状況．（左）組立建屋の棟上げ（２
０
１
５年９月）
，（右）生体遮蔽のコンクリート打設（２
０
１
５年１
０月）
．

３９４

Review Papers

1. Introduction

T. Inoue

すなわち，概念設計レベル，詳細設計レベル，最終設計レル及び CS 用超伝導導体，第３章では第２章の導体を巻線ベルを定義し，それぞれレベルに応じた仕様を調達担当

して構造物と一体化する TF コイルについて，現在までのDA に提供することになっている．概念設計レベルからの製作の進展状況を報告する．続けて第４章では ITER 真空

調達は機能仕様での調達と呼び，機器性能要求，概念設計

容器内の遮蔽ブランケットを取付け・取外しする遠隔保守

レベルの機器設計資料，仕様の範囲が DA に示され，この機器，第５章，第６章ではそれぞれ，中性粒子入射加熱装先の開発，設計，製作は DA が調達の一環として進めるこ

置及び高周波加熱装置を，第７章ではダイバータのうち日とになる．詳細設計レベルからの調達では，機器の要求性本が調達する外側垂直ターゲットの開発，設計及び製作状

能のみならず全ての設計要求が設計要求書の形で ITER 機

況を概説する．さらに第８章では計測機器，第９章では雰

構から提供され，さらに機器の ITER システムの中での配囲気中トリチウム除去設備，そして第１０章においては日本

置，取り合い条件も与えられ，堅固な設計基礎を確立したが ITER を利用して原型炉に向けた開発研究を行うテスト

う え で 機 器 の 開 発・製 作 を 進 め る こ と が 要 求 さ れ る．

ブランケットシステムの計画を概説する．

ITER 機構において機器の設計が最終設計レベルにあるも

以上，日本が調達する機器の工程は，ITER の全体工程のは，構造仕様（Build-to-Print）での調達と呼ばれ，基本を考慮して，必要とされる期日までにサイトに搬入できる的な図面及び設計資料のすべてが ITER 機構から提供さように調達取決めの締結から開発・設計と設計レビュー，れ，DA はこの図面をもとに製作に必要な開発を行い，製さらには製作の工程を機器毎に定めて調達を進めている．

作図面を起こして製作する．各設計レベルから次のレベル

したがって各機器によって進捗状況はまちまちであるが，に移行する際には ITER 機構が主催する設計レビュー会合

本稿ではこれまでの調達活動の進捗状況を機器毎に報告す（レベルに応じて，概念設計レビュー，予備設計レビュー，る．

最終設計レビューと呼ぶ）が開催され，上記の設計レベル

参考文献

が確立していることを確認したうえで次のステップに進むことになる．

［１］「ITER 設計報告」プラズマ・核融合学会誌 73 増刊
１
９
９
７年６月．
［２］S. Ishida and the JT-60 team, Nucl. Fusion 39, 1211 (1999).
［３］「ITER 工学設計」プラズマ・核融合学会誌 78 増刊
２
０
０
２年１月．
［４］ITER 機構ホームページ：http://www.iter.org/

図３に日本が物納する ITER 主要機器の調達分担を示す．日本は，トロイダル磁場（TF）コイル及び中心ソレノ
イド（CS）用超伝導導体，TF コイル，雰囲気中トリチウム除去設備といった ITER の中核をなす機器の調達を分担している．本プロジェクトレビューでは，第２章で TF コイ

図３

日本が分担している調達機器．

３９５

J. Plasma Fusion Res. Vol.92, No.6 (2016)３
９６‐４０１

プロジェクトレビュー ITER 計画の機器開発・製作の進展

２．ITER トロイダル磁場コイル用及び中心ソレノイド用超伝導導体の製作
2. Manufacture of Superconductors for Toroidal Field Coiland Center Solenoid in ITER
名 原 啓 博，諏 訪 友 音，尾 関 秀 将，布 谷 嘉 彦，礒 野 高 明，高 橋 良 和，奥 野

清

NABARA Yoshihiro, SUWA Tomone, OZEKI Hidemasa, NUNOYA Yoshihiko, ISONO Takaaki,
TAKAHASHI Yoshikazu and OKUNO Kiyoshi＊

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（原稿受付日：２
０
１
５年１
２月７日）

ITER トロイダル磁場（TF）コイルに用いる超伝導導体は ITER 参加国が分担して製作し，日本はその２５％を担う．中心ソレノイド（CS）に用いる超伝導導体の製作は全て日本が担当する．これら TF 用及び CS 用超伝導導体に使用する Nb3Sn 超伝導素線は，それぞれ長さ約 23,000 km と 26,000 km に及ぶ．TF 用のジャケット管は，極低温下での高い耐力と伸びを両立するため，低炭素化した SUS316LN を用いる．CS 用のジャケット管は，高い疲労特性も要するため，日本が特別に開発したJK2LBを用いる．Nb3Snを生成するための熱処理条件の最適化や，素線を撚る際の撚りピッチを短くするといった改善を施し，製作した超伝導導体は要求される超伝導性能を満たすことを試験によって確認した．TF 用超伝導導体は２０１４年に製作が完了し，CS 用超伝導導体は２０１５年１０月の時
点で約４０％の製作を終え，２０１７年に全製作を完了する予定である．
Keywords:
superconductor, Nb3Sn, cable-in-conduit conductor, toroidal field coil, center solenoid, ITER

２．
１ はじめにITER（国際熱核融合実験炉）の日本の国内実施機関として，日本原子力研究開発機構（原子力機構）は日本分担分であるトロイダル磁場（TF）コイル用超伝導導体の２５％と，中心ソレノイド（CS）用超伝導導体の１００％を製作する．これら超伝導導体は，１９８０年代から高性能化と量産化の研究開発を重ね［１‐３］，２００７年の調達取決めの締結後，本格的な製作を開始した．２０１５年１０月の時点で TF 用導体は全量を，CS 用導体は約４０％を製作しており，２０１７年に全製作を完了する予定である．

２．
２ 超伝導導体の製作方法と実績
TF 用及び CS 用の超伝導導体は，超伝導状態の高い安定性と大きな電磁力を支えるため，図１に示す強制冷却型のcable-in-conduit 導体の構造を取り，その製作は以下の４段階に分けられる．
１）超伝導素線の製作
２）超伝導撚線（ケーブル）の製作
３）ジャケット管（コンジット）の製作
４）超伝導導体の製作（撚線とジャケット管の一体化）
日本は，TF 用導体は長さ 760 m の導体を２４本と 415 m の導図１ （a）
TF 用超伝導導体と（b）
CS 用超伝導導体の外観と内部構造．

体を９本製作し，CS 用導体は長さ 918 m の導体を４２本と613 m の導体を７本製作する．
＊現在の所属：国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構

corresponding author’s e-mail: suwa.tomone@qst.go.jp

３９６!2016 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchProject Review

2. Manufacture of Superconductors for Toroidal Field Coil and Center Solenoid in ITER

２．
２．
１ 超伝導素線の製作

Y. Nabara et al.

ある．ただ，極低温下でのジャケット材や構造材との熱収

超伝導素線は，図２のように例えば直径 20 cm，長さ 1 m

縮差により，#!−0.7％ 程度の機械的歪みを受けることはのものを線引きして細くしていくと，最終的な直径が TF

避けられない．つまり，"!は #!0％ での値に比べて半分程

用素線で 0.82 mm，CS 用素線で 0.83 mm，長さは約 20 km

度に低下した状態で TF コイルや CS を運転することになになる．素線の内部は非常に緻密な構造を持っており，直る．コイル製作の難しさも考えると，今後の原型炉などに径が数 μm のフィラメントが約１万本あり，フィラメント間は，#に対する "!の低下が小さい Nb3Al などを利用できれにブロンズ，それら周囲に Sn 拡散防止用のバリア，その外ば，コイル製作がより容易になると期待できる．

側に安定化銅が存在し，素線表面にはCrメッキが施されてTF 用素線はトータルで長さ 23,000 km，CS 用素線は（超伝導状態で流せるいる．超伝導性能として，臨界電流 "!

26,000 km にも及ぶかつてない程の量産を行うため，品質上限の電流）
は高い方が，ヒステリシス損失 #（変動磁場に"管理が非常に重要となる．量産においては，ISO 規格に適よ る 発 熱 量）は 低 い 方 が 望 ま し い（仕 様：

合した品質保証計画の下で製作し，原材料の調達先も変更

５０℃程 度 で 熱 処 理 す る#""500 mJ/cm ）．こ の 素 線 を６

しない．それでも量産すると前述のように "!は 50 A 程度，と，Nb フィラメントとブロンズ中の Sn が反応し，超伝導［４］．したがっ#" は 100 mJ/cm3 程度のばらつきが生じる物質である Nb3Sn が生成される．このとき，Nb フィラメンて，素線性能などの管理項目は全てデータベースに登録

トが細い程，熱処理後に未反応のまま残存する Nb が少な

し，それらを統計的に管理し続けている．さらに，素線性くなり，"!は高くなる傾向にある．また，バリア材が Nb

能は原子力機構でもダブルチェックを行い，素線メーカー

3の場合，Ta に比べて柔らかく価格も安いため，歩留まりのの測定値の妥当性を検証している．

向上とコスト低減が可能である．ただし，フィラメントを２．
２．
２ 超伝導撚線の製作

細くすると#"も高くなる傾向があり，特にNbバリアはTa

超伝導素線と銅線は図４に示すように５段階で撚り合わ

バリアに比べてかなり高くなってしまうという欠点があせて撚線（ケーブル）化する［６，７］．例えば CS 用撚線の場

り，注意深く最適化条件を設定する必要がある．

合，まず２本の 超 伝 導 素 線 と１本 の 銅 線 を 撚 り ピ ッ チ
20 mm で撚り合わせて１次撚線を製作し，次に３本の１次

TF 用素線は歩留まり向上とコスト低減を重視して Nb
バリアを用い，フィラメント径を約 3 μm とし，"!は約 220〜250 A，#"は約 350〜450 mJ/cm3 を実現した［４］．一方，
CS 用素線は "!を向上するためにフィラメント径を約 2 μmまで細くし，#" を低減するために内側が Ta で外側が Nbの２層 バ リ ア と し た．こ れ に よ り，"!は 約 270〜330 A，#"は約 200〜300 mJ/cm3 を実現した．Ta は硬くて脆い上，融点が２９８５℃と極めて高いため素線の伸線中に焼鈍することもできず，長い間，歩留まりの低迷に苦労したが，改良を重ねて現在では約９割まで歩留まりを向上している．
一般に "!は磁束密度 !，温度 $，機械的歪み #に依存し，!!
$!
##の関数が定式化されている（上述の""!は!!12 T，!"［５］．図３に，$!4.2 K，#!−0.25％ に お け る 値 で あ る）!!12 Tにおける TF 用素線とCS 用素線の "
!!
$!
##特性を
!"
示す．ポロイダル磁場コイルに使われる超伝導物質の NbTi に比べ，Nb3Sn は高磁場下でも超伝導状態を維持できる利点があるが，#に対する "!の低下が大きい．したがって，
TF コイルや CS を製作する際，Nb3Sn の超伝導導体は熱処
理後に機械的変形を可能な限り加えないようにする必要が

図２

Nb3Sn 超伝導素線の製法（ブロンズ法）と内部構造．

図３ （a）
TF 用素線と（b）
CS 用素線の 12 T における臨界電流．

３９７Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016

図５
表１５次撚線の製作工程と発生し得る撚線のうねり．

冷間加工と熱処理を経たジャケット材の 4.2 K において要求される機械特性．

0.2% yield strength (MPa)Ultimate tensile strength (MPa)Elongation at failure (%)
Fracture toughness !"!(MPam1/2)

図４ （a）
TF 用撚線と（b）
CS 用撚線の５段階の製作過程と撚りピッチ．

TF jacket
＞９
５
０
−
＞２
０
−

CS jacket
＞８
５
０
＞１
１
５
０
＞２
５
＞１
３
０

取りを模している．６
５０℃×２００時間の熱処理は，前述の
撚線を撚りピッチ 45 mm で撚り合わせて２次撚線を，次にNb3Sn を生成するための熱処理を模している．一般にステ

４本の２次撚線を撚りピッチ 80 mm で撚り合わせて３次ンレス鋼ではこの温度領域で長時間の熱処理を行うと鋭敏撚線を，次に４本の３次撚線を撚りピッチ 150 mm で撚り化によって延性が大きく低下するため，６５０℃×２０
０時間の合わせて４次撚線を，最後に６本の４次撚線を撚りピッチ

熱処理を経た上での機械特性は重要である．

450 mm で撚り合わせて５次撚線を製作する．図２に示し

TF 用のジャケット管は SUS316LN を低炭素化したシー

た通り，超伝導素線は直径約0.57 mmのブロンズの中にNb

ムレス円筒管で，１本の長さは 13 m である［８］．CS 用のの極細フィラメント（直径約 2〜3 μm）が１万本以上も分

ジャケット管は極低温下での高い疲労特性と 0.2％ 耐力を散した非常に緻密な構造を持つため，撚り合わせる際に超両立する必要があるため，日本が特別に開発した JK２LB

伝導素線を過度に変形させてしまうと，超伝導性能を損なのシームレス角形円孔管を用い，１本の長さは 6 m である

う恐れがある．また，図５に示すように，１本が数百 m［９］．TF 用導体は通電時の電磁力を主に周囲の構造材にに及ぶ５次撚線を製作する中で，製作が適切でないと蛇行よって支持するのに対し，CS 用導体は主にジャケット管するようなうねりが生じる．その場合，２．
４節で述べる後工だけで支持する設計なので，ジャケット管は厚い（図１参程のジャケット管への引き込み時に摩擦が過大になって大照）．

きな引き込み力を要し，超伝導性能を損なう恐れがある．

導体内に流す冷媒のヘリウムは最小の単原子分子なの

撚線を製作する際，６本の４次撚線の各バックテンション

で，極めて小さな欠陥からも漏れ出てしまう．したがって，を均一に保ち，これら素線に過度の変形や撚線のうねりが欠陥を検出する非破壊検査が重要である［８，１０］．特に CS

生じないようにすることが非常に重要である．

は高い疲労特性が必要なので非破壊検査が非常に重要であ２．
２．
３ ジャケット管の製作

り，ジャケット管の外表面から超音波フェーズドアレイ検

超伝導導体は１本が長さ数百 m に及ぶが，そのジャケッ

査（PAUT）を，さらに内表面及び外表面から渦流探傷試

ト管は短尺のものを大量に製作し，次節で示すように溶接

験（ET）を行っている．

によって繋ぎ合わせ，長さ数百 m の１本のジャケット管に２．
２．
４ 超伝導導体の製作する．ジャケット管のステンレス鋼は化学成分や機械特性

超伝導撚線は所定の長さで製作するが，前節で述べた通を厳しく管理する必要があるため，そのインゴットは，まりジャケット管１本１本は短尺なので，溶接で接続してず１次溶解を電気炉で行った後，Ar-O2 精錬装置により脱１本の長尺なジャケット管（TF では 760 m または 415 m，

炭し，介在物を低減するために，２次溶解として電気スラ

CS は 918 m または 615 m）にする必要がある．溶接後，そグ再溶解（ESR）による精製工程を用いて製作する．TFの箇所に欠陥が無いことを浸透探傷試験（PT）と放射線透用及び CS 用のジャケット管に要求される機械特性の一例

過試験（RT）により確認する．また，溶接によってジャとして，冷間加工と熱処理（６５０℃×２００時間）を経た材料

ケット管の内面に溶接材が突出していると，後工程の撚線の，4.2 K における要求性能を表１に示す．冷間加工は，次の引き込み時に撚線の摩擦を増大させ，またコンパクショ

節で述べる後工程のコンパクションとソレノイド状の巻き

ン時に撚線にダメージを与えてしまう．したがって，ジャ３９８Project Review

2. Manufacture of Superconductors for Toroidal Field Coil and Center Solenoid in ITER

Y. Nabara et al.

ケット管内へのゲージの挿入試験や，CCD カメラによる目

想していなかったもので，撚線尾端に設置したセンサーで視検査を行って，溶接材の突出が無いことを確認する．さ測定したところ，回転数は数十回にも及ぶ．コンパクショ

らに，各溶接部の前後をバルーンで仮封止した状態で 3

ン中に撚線が回転する原因は，下記のように考えられる．コン

MPa のヘリウムを加え，溶接部からヘリウムがリークしな

パクションすると，TF 用 ジャケット 管は長 手 方 向に 6.0%，

いことを確認する［８］．

CS 用ジャケット管は 4.5％ 伸びるのに対し，撚線はほとん

次に，図６に示すようにワイヤーで撚線をジャケット管

ど伸びない．その結果，相対的にジャケット管が撚線表面の中へ引き入れる．両者の隙間は約 2 mm しかなく，撚線を滑って動くことになり，その摩擦によって撚線が回転すがうねっていると摩擦が大きくなって引き込み力が高くなると考えられる．このように，撚線が引き込みとコンパク

り，撚線の超伝導性能を損ね得る．したがって，図５の５ションの間に回転し，５次撚りピッチが伸長することは全次撚線製作時にうねり量を常時レーザー計測で管理していくの想定外の事象であり，最も製作が進んでいた日本で最る．製作当初は全く予想していなかったが，この引き込み

初に発覚したが，ITER 機構と共に試作・試験を繰返し，中に撚線が回転し，加えていた５次撚りが戻る（５次撚り

問題とならないことを他国に先駆けて明らかにした．

ピッチが伸びる）ことがわかった．図７（a）に示すように，

コンパクション後は，後工程のコイル製作の工場へ輸送

この回転は撚線先端に設置したセンサーで測定しており，できるように，直径 4 m のソレノイド状に巻き取る．そし回転数は数十回にも及ぶ．引き込み中に撚線が回転するのて，コンパクションと巻き取りの過程でジャケット管に欠は，主に引き込み力（TF 用撚線で最高約 37 kN，CS 用撚

陥が生じなかったことを確認するために，再び非破壊検査

線で最高約 30 kN）に起因すると考えられる．

を実施する．まず，全溶接部に対して PT を行う．さらに，次に，図７（b）に示すように，撚線とジャケット管をコ

導体全体を大型真空容器に入れて真空排気し，導体内部に

ンパクションローラーで圧縮成型して一体化する．撚線を3 MPa のヘリウムを加えて，ヘリウムが真空容器内に漏れ引き込む際にジャケット管との隙間を狭くしているのは，

出さないことを確認する［８］．一般にステンレス鋼は５００〜

この一体化工程でのジャケット管の変形量を極力抑えるた

８００℃の熱処理によって粒界に Cr23C6 が析出し，その分，めである．製作当初は全く予想していなかったが，このコ

Cr 含有量が低下する部分が生じ，そこが腐食され易くな

ンパクションの間にも撚線は回転し，加えていた５次撚り

る．前述の Nb3Sn を生成するための熱処理はこの温度範囲の撚り戻りが発生する．この撚り戻りも製作当初は全く予にある．特に CS 用ジャケット管である JK2LB は元々 Crの含有量が低いため，ジャケット管の溶接部等で応力腐食
割れ等を起こさないよう，上述の全工程及び後のコイル化の工程でハロゲン化物等を含む物を使用しないことが重要である．
導体の完成後，携帯型の X 線透過検査装置を行い，５次
撚りピッチの分布を導体全長に亘って調べた［１１］．その結果，撚線引き込み時の先端の５次撚りピッチが最も長く，TF は元々 420 mm が最長で約 470 mm まで，CS は元々
450 mmが約550 mmまで伸びたことがわかった．この撚り
ピッチの伸長を完全に防止することはできていないが，次節の超伝導導体の性能試験により，現状の 100 mm 程度の

図６

伸長では性能にほとんど影響が現れないことを確認していジャケット管への撚線の引き込み．

る．

２．
３ 超伝導導体の性能試験製作した超伝導導体が ITER の要求性能を満たすことを確認する必要があるので，導体製作後，その性能試験を行っている．導体の端部の余長から長 さ 約 4 m を 切 断し，その導体のサンプルとする．図８のように，２本の導体サンプルをジョイントで繋いで直状短尺導体サンプルとし，その超伝導性能をスイスにある SULTAN 試験装置を用いて試験する．SULTAN 試験装置は図８に示すように，印加磁場が均一な領域は "!0.5 m 近傍の幅約 0.5 mである．
この領域に電圧タップと温度センサーを設置して導体性能を評価する．性能を表す重要なパラメータとして分流開始
温度（!!"）（超伝導状態を維持できる最高温度）があり，!!"が高いほど運転上の裕度が大きいと言える．性能試験

図７ （a）
引き込みと（b）
コンパクション中に回転する撚線．

では，ITER の２
０年間の運転を想定し，導体サンプルに繰
３９９

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016

図９
図８

TF 用導体の繰返し通電に対する分流開始温度．

導体性能試験用サンプルの外観とセンサーの配置及び導体
長手方向の印加磁束密度分布．

返し通電を行った上で，"#$が合格基準を満たすことが求
められる．
２．
３．
１ TF 用導体の性能試験
TF 用 導 体 に 関 し て は，1,000 回 の 繰 返 し 通 電 の 間，
68 kA，11.8 T における "#$が 5.8 K 以上を維持することが要求されている．しかし実際に試験を行うと，一部の導体で合格基準を満足できないことが判明した．合格基準を満
図１０ 高磁束密度領域にあった性能試験後の（a）
TF 用導体の断面と（b）
TF 用撚線の側面．

たさなかった導体の試験結果の一例を，図９の三角で示
す．５０回の繰返し通電で 5.8 K を下回り，その後，繰返し通電に対してほぼ直線的に "!"が低下した．
"!"の低下原因を調べるために，試験後の導体サンプル

通電回数に対する"#$の低下率を−2.03×10−4 K/cycleからを分解した．高磁場領域（図８の #!0.5 m 近傍）にあった［１２］．これに−7.45×10−5 K/cycle に抑えることができた

導体の断面と撚線の側面の写真を図１０に示す．図１０（a）のより，1,000 回の繰返し通電の間，合格基準である 5.8 K

断面写真から，僅かに撚線が右側に偏っていることがわかを維持することに成功した．

る．これは通電中に各超伝導素線に電磁力（左から右の方

２．
３．
２ CS 用導体の性能試験

向）が加わったためである．また，図１０（b）の側面写真か

TF コイルは定常運転を行うので，性能試験での繰返し

ら，Side II は変形が見られないのに対し，Side I は大きく蛇

通電回数は 1,000 回であった．一方，CS はパルス運転を行行するように波打った変形が見られる．なお，低磁場領域

うため，性能試験の繰返し通電回数は６万回行うことが望（図８の #!2.0 m 近傍）では電磁力が小さいため，導体を分ましい．しかし，６万回の繰返し通電はスケジュール的に解してもこのような変形は見られなかった．図３に示した

困難なため，１万〜２万回の間に "#$が低下しなくなるこ通り，Nb3Sn は機械的な変形を受けると !
#が大きく低下すとが要求された．しかし実際に試験を行うと，図１１の三角る（導体の "#$も低下する）．この Side II での撚線の変形

で示すように，１万回の繰返し通電の間，"#$はほぼ直線的が，繰返し通電による"#$の低下の原因であることを，日本に低下した．また，この導体は４回の昇温・再冷却（4.2 Kが他国に先駆けて明らかにした．

の導体を室温まで昇温し，再び 4.2 K まで冷却すること）を経ているが，その際も "#$は低下した．

要求性能を満たさなかった導体の性能を向上するため，
Nb3Sn を生成するための熱処理条件の最適化を行った．

試験後の導体サンプルを分解したところ，やはり撚線のジャケットの機械特性や，TF コイルの製作時間短縮の観変形が見られた．この導体の断面と撚線の側面の写真を点から，熱処理時間は短い方が望ましい．したがって，元々は

図１２に示す．図１２（a）の断面写真から，撚線が右側に偏り，

２５０時間を上限として調査し，５７０℃で１５０時間の後，６５０℃で左側に空間が生じていることが明確にわかる．また，図１２

１００時間の熱処理が最適と分かり，図９の三角にはこの熱（b）の側面写真から，Side II は変形が見られないのに対し，処理パターンを施した．導体性能を向上するため，４５０時間

Side I は大きく蛇行するように波打った変形が見られる．

を上限として再調査した結果，５７０℃で２５０時間の後，６５０℃

これらの変形が図１０に比べて大きいのは，CS 用導体の繰で１００時間の熱処理の方がより高い性能になることがわ

返し通電回数が１０倍以上も多いためと考えられる．

かった．!
#は Nb3Sn の結晶粒界が多いほど高くなる傾向に"#$の低下を抑えるためには，この変形を抑える必要があり，低温の５７０℃の熱処理時間を長くすることで微細なある．そこで，低次（１次〜４次）の撚りピッチを短くす

結晶粒を多数生じさせることができたと考えられる．この最ることで素線同士の結びつきを強めれば，個々の素線が電適化した熱処理条件を施した場合の導体の試験結果を図９

磁力によって隙間に移動（変形）することを抑制できるとの丸で示す．"#$の初期値を 0.2 K 高めるとともに，繰返し考えた．原設計の１次から５次の撚りピッチは 45×85×
４００Project Review

2. Manufacture of Superconductors for Toroidal Field Coil and Center Solenoid in ITER

Y. Nabara et al.

はこれを再現できない．さらに，SULTAN 試験装置では最高磁束密度の領域が約 0.5 m と狭いことも懸念事項であった．そこで，長さ約 80 m の導体をソレノイド状にしたサンプルを製作し，２０１５年３月から４ヵ月余りかけて那珂核融合研究所の CS モデル・コイル試験装置を用いて試験を行った．本装置は数十 m の導体長に亘って最高磁束密度13 T を印加できる．その結果，16,000 回の繰返し通電と３回の昇温・再冷却を経ても，40 kA，13 T における #!#は設
計値（5.2 K）に対して1.5 K以上の大きな裕度があることを明らかにした．
図１
１ CS 用導体の繰返し通電回数に対する分流開始温度．

２．
４ まとめ
TF 用 及 び CS 用 の Nb３Sn 超 伝 導 素 線 は 合 計 長 さ
49,000 km と，これまでにない規模の量産を行う上で，品質管理は非常に重要である．!
!や ""などの素線性能は，素線メーカーと原子力機構で測定値が異なる場合があり，原因を調べるのに時間がかかった．また，撚線が引き込み中やコンパクション中に回転し，５次撚りピッチが伸長することは誰も想定していなかったため，初めて導体製作後に端部を分解検査して５次撚りピッチが伸びていることがわ
かった時は原因究明に苦労した．導体の性能試験では，
ITER の要求性能を満たさないことがあったが，熱処理条
件や低次の撚りピッチを変更することで克服できた．また，２０１１年３月の東日本大震災や２０１３年２月の雪害によって超伝導素線と撚線の工場が被災・崩壊し，製作に多大な影響を及ぼしたが，競合会社同士の助け合いもあって乗り越えることができた．今後の製作は CS 用導体の約６割を残すのみであり，予定通り２０１７年の完了をめざす．

参考文献［１］T. Tsuji et al., Nucl. Fusion 41, 645 (2001).
［２］K. Okuno et al., Nucl. Fusion 47, 456 (2007).
［３］Y. Takahashi et al., Nucl. Fusion 51, 113015 (2011).
［４］名原啓博 他：低温工学 47, 140 (2012).
［５］L. Bottura et al., IEEE Trans. Appl. Supercond. 19, 1521
(2009).
［６］礒野高明 他：低温工学 47, 147 (2012).
［７］Y. Takahashi et al., IEEE Trans. Appl. Supercond. 24(2014), Art. ID. 4802404.
［８］濱田一弥 他：低温工学 47, 153 (2012).
［９］K. Hamada et al., Cryogenics 47 174, Mar. (2007).
［１０］Y. Takahashi et al., IEEE Trans. Appl. Supercond. 25(2015), Art. ID. 4200904.
［１１］Y. Nabara et al., IEEE Trans. Appl. Supercond. 25 (2015),
Art. ID. 4200305.
［１２］Y. Nabara et al., IEEE Trans. Appl. Supercond. 24 (2014),
Art. ID. 6000605.
［１３］Y. Nabara et al., IEEE Trans. Appl. Supercond. 24 (2014),
Art. ID. 4200705.
［１４］T. Suwa et al., IEEE Trans. Appl. Supercond. 24 (2015),
Art. ID. 4201704.

図１
２ 高磁束密度領域にあった性能試験後の CS 用導体の断面とCS 用撚線の側面．
（
（a）
（
，b）
は原設計の撚りピッチ，（c）（，d）
は短い撚りピッチの導体）．

145×250×450 mm であったが，図４（b）に示した通り，20×45×80×150×450 mm と１次から４次の撚りピッ チ を約半分に短くした．その結果を図１１の丸で示す．２万回の繰返し通電と４回の昇温・再冷却を経ても，#!#が低下す
ることはなく，要求性能を満たすことに成功した［１３，
１４］．
試験後，この短い撚りピッチの導体を分解したところ，
図１２（c），（d）に示す通り，撚線の変形は見られず，予想通り，低次の撚りピッチを短くすることで変形を抑えられる
ことが示された．
なお，TF コイルの最高磁束密度である 11.8 T は SULTAN 試験装置で発生できるが，CS の 13 T は発生させることができない．また，CS はソレノイド状なので通電時にフープ力による機械的歪みが加わるが，図８の直状導体で４０１

J. Plasma Fusion Res. Vol.92, No.6 (2016)４
０２‐４０７

プロジェクトレビュー ITER 計画の機器開発・製作の進展

３．ITER トロイダル磁場コイルの製作
3. Manufacture of Toroidal Field Coil in ITER
辺見努，梶 谷 秀 樹，松 井 邦 浩，櫻 井 武 尊，井 口 将 秀，水 谷 拓 海，坂 口 香 織，
山 根 実，安 藤 真 次，中 本 美 緒，高 野 克 敏，中 野 俊 英，稲 垣 隆，
HWANG Se-Sub，田 中 信 彦，猪 野 昌 信，中 平 昌 隆，小 泉 徳 潔
HEMMI Tsutomu, KAJITANI Hideki, MATSUI Kunihiro, SAKURAI Takeru,
IGUCHI Masahide, MIZUTANI Takumi, SAKAGUCHI Kaori, YAMANE Minoru,

ANDO Shinji, NAKAMOTO Mio, TAKANO Katsutoshi, NAKANO Toshihide, INAGAKI Takashi,
HWANG Se-Sub, TANAKA Nobuhiko, INO Masanobu, NAKAHIRA Masataka and KOIZUMI Norikiyo＊

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（原稿受付日：２
０
１
５年１
２月７日）

ITER トロイダル磁場（TF）コイルは１９個が製作され，日本はそのうちの TF コイル９個と全数の TF コイ
ル構造物の製作を担う．TF コイルでは，D 型形状に巻線し，熱処理した巻線をラジアル・プレート（RP）溝に挿入するため，RP 溝と導体の隙間が２〜3 mm と小さいことから，導体長として 0.02％（１ターン約 34 m に対して 7 mm）で巻線長を管理する必要がある．この技術課題を解決するため，１）高精度巻線技術の確立，２）熱処理前後の導体伸びの予測，３）RP 組立時の RP 溝長の調整により，この技術的困難に立ち向かうこととし，その他の要素技術の開発も含めて実規模試作により，製作技術を実証するとともに，２
０１４年より実機 TF コイルの製作を開始した．
Keywords:
fusion, superconducting coil, Nb3Sn, winding, toroidal field coil, ITER

３．
１ はじめにズマ閉じ込めを行うとともに，超伝導コイルシステムの全国際熱核融合実験炉（ITER）の超伝導コイルシステム

体に作用する重量及び電磁力を支持する．TF コイルに作は，図１に示すプラズマを閉じ込めるためのトロイダル磁

用する電磁力は，向心力が約 400 MN，転倒力が約 50 MN場（TF）コイル，磁束変動によってプラズマ電流を誘起すにも達する．これらの巨大な電磁力に耐えるため，高強度るための中心ソレノイド（CS），プラズマの位置及び形状の構造物を有する構造となっている．

を制御するためのポロイダル磁場（PF）コイル，不整磁場

TF コイルは，図２に示すように，高さ 16.5 m，幅 9 m，

補 正 コ イ ル（CC），及 び 支 持 構 造 物 等 か ら 構 成 さ れ る

総重量約300 tで，これまでに製作経験のない大型超伝導コ［１］．これらのコイルシステムの総重量は，約 10,500 t に及ぶ．この中で，日本原子力研究開発機構（原子力機構）は日本の国内機関として，予備１個を含めた１９個の TF コイ
ルのうち９個のTFコイル，
１９個全数のTFコイル容器の製作を担当している．TF コイルは１９８０年代から設計活動及び研究開発を重ね，２
００８年に調達取決めを締結した．TF
コイルの製作工程を加速するため２メーカと契約し，これらの契約の中で，TFコイルの製作技術を確立するため，要素技術の開発及び実規模試作を実施するとともに，２０１４年３月より実機 TF コイルの製作を開始した．現在，実機 TF
コイルの第１〜３号機の製作を進めている．

３．
２ TF コイル［２］３．
２．
１ TF コイルの構造
図１

TF コイルは，ITER の骨格を成す主要機器であり，プラ

ITER 超伝導コイルシステム．

＊現在の所属：国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構
corresponding author’s e-mail: hemmi.tsutomu@jaea.go.jp

４０２!2016 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchProject Review

3. Manufacture of Toroidal Field Coil in ITER

T. Hemmi et al.

を巻き付けた導体を挿入し（導体絶縁），４）導体固定のため CP を被せ，CP と RP をレーザー溶接し（CP 溶接），５）DP 全体に絶縁テープを巻き付け（DP 絶縁），６）導体絶縁とDP絶縁を同時に樹脂で含浸して製作する．巻線部は，サ
イド DP（sDP）２枚と標準 DP（rDP）５枚の合計７枚のDP を積層し，絶縁，含浸して製作される．また，巻線部と並行としてコイル容器の４つのサブ・アセンブリを製作
し，巻線部とコイル容器を一体化することで TF コイルが
完成する．
３．
２．
３ TF コイルの技術課題
TF コイルの製作開始の時点では，以下に示す技術課題があり，これらを解決するための要素技術の開発及び実規模試作を実施する必要があった．
１）D型形状に巻線し，熱処理した導体をRP溝に挿入することから，導体長として±0.02％（１ターン約 34
m に対して±7 mm）の高精度で巻線長を管理する必要がある．
２）ITER の２
０年 間 の 運 転 に よ り 約 1022 n/m2 の 中 性子，10 MGyの放射線照射を受けるため，機械特性の
図２

劣化が生じない電気絶縁材料を開発し，DP 及び巻ITER TF コイル．

線部を絶縁する必要がある．
イルであり，Nb３Sn 超伝導線を撚り合わせた撚線とステン

３）rDP では，長さ約 1.5 km にわたって，sDP では上下レス鋼製の金属管で構成される TF 導体を巻線して含浸し面で非対称に約 400 m と約 200 m にわたって，CPた巻線部とコイル容器で構成されている．表１に TF コイ
ルの主要パラメータを示す．ITER の２
０年間の運転のため，
TF コイルでは，電気絶縁の機械的及び電気的信頼性を高めるおくことが求められる．このため，TF導体周りの絶縁材に他のターンの電磁力が重畳されないように，巻線して電気絶縁を施した TF 導体をラジアル・プレート（RP）と呼ばれる D 型の溝付きステンレス板に挿入し，カバー・プ
レート（CP）を被せて導体を固定する構造としている．
Nb３Sn を 生 成 す る た め に，熱 処 理 を 実 施 す る 必 要 が あり，Nb３Sn が脆性材料であることから，熱処理後に 0.1％ 以
上の曲げ歪を加えることができない．このため，D 型形状に巻線し，超伝導生成熱処理を実施した後，RP 溝に導体を
挿入する．
３．
２．
２ TF コイルの製作プロセス
TF コイルの製作手順のうち，ダブル・パンケーキ（DP）
は図３に示すとおり，TF 導体を製作する極から TF 導体を受け取り，１）TF 導体を D 型形状に巻線し，２）Nb３Sn
生 成 の た め，超 伝 導 線 メ ー カ 毎 に 指 定 さ れ た 熱 処 理（６５０℃，約２００時間）を行い，３）RP の溝に，絶縁テープ
表１

ITER TF コイルの主要パラメータ．

Outer diameter of conductor
Diameter of cableJacket material
Number of coils
Number of DPs
Conductor length in DP
Nominal current
Nominal field

43.7 mm
39.7 mm
SS３
１
６LN
１
８
7 (5rDPs + 2sDPs)
760 m / rDP, 415 m / sDP
68 kA
11.8 T図３

４０３

TF コイルの製作プロセス［４］．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016

溶接（レーザー溶接）を行い，CP 溶接による変形と付けたマーキングとのずれ量に合わせて，図５に示すよう

して DP の平面度は±2 mm 以下とする必要がある．

に，導体長を補正する方法を考案した．この 1/4 ターン補４）コイル容器及び RP 用の高強度厚肉完全オーステナ

正法は，曲げによる導体長の変化など，CCD カメラを通過

イト・ステンレス鋼板の製作技術の確立，及びこれした後に導体長が変化しても対応できる管理手法である．
開発した巻線システムを用いて，図６に示すダミー sDP

らの溶接技術の確立が要求されている［４］．
５）TF コイルは，高さ16.5 m×幅9 mの大型コイルであを含め，３回の実規模試作を実施した結果，図７に示すとるにもかかわらず，mm オーダーの公差が要求されおり，すべての巻線において導体長の管理目標 であるている．

±0.01％ 以下（各ターンのバラツキも±0.006％ 程度）とな
り，巻線時の導体長の管理目標を達成した．実機巻線にお３．
３ TF コイル製作技術の開発［３‐５］いても，図８に示すとおり，管理目標を達成していること最も困難と考えられた技術課題は，巻線を RP 溝に挿入を確認している．
３．
３．
２ 熱処理前後の導体伸びの予測［７］するために巻線長を±0.02％ で管理することである．これを解決するため，１）高精度巻線技術の開発，２）熱処理に直状の短尺導体及び数ターンの実規模サイズの巻線の熱よる導体伸びの予測，３）RP 組立時の RP 溝長の調整によ

処理結果から熱処理前後の導体の伸び量を予測し，ダミー

り，この技術的困難に立ち向かうこととした．これらの技

sDP の熱処理による TF 導体の伸び量のバラツキを評価し術開発について，実機 TF コイルの製作結果を踏まえつつ，た．その結果，伸び量は 0.061％±0.006％ であった．ターン

技術開発の成果について述べる．なお，実規模試作では，の違いによる伸び量のバラツキは±0.006％ であったこと一方の製作メーカがダミーrDPとダミーsDPと呼ばれる２個の実規模 DP を試作し，もう一方の製作メーカがダミー
rDP２と呼ばれる１個の実規模 DP を試作している．
３．
３．
１ 高精度巻線技術の開発［６］従来のエンコーダを用いた測定では，導体にローラを接触させ，その回転数を測定することでローラの円周と回転数から導体の長さを測定する．この方法では，エンコーダと導体との間に滑りが生じるため，長尺導体の場合，発生したエラーは蓄積され，大きな誤差となる．導体長の管理
目標を±0.01％ とするためには，新たな導体長測定方法が必要であった．そこで，図４に示す光学的測定法が開発された．これは，導体表面にレーザーでマーキングし，CCD
カメラを用いてマーキング間の距離を測定し，エンコーダで測定した導体長を補正するという方法である．この方法
では，エンコーダの誤差は蓄積されず，CCD カメラ間の距
離（3 m）で誤差を補正することが可能となる．加えて，曲げ開始前に 1/4 ターンに相当する導体長でマーキングし，
D 型形状に巻かれた TF 導体を置く架台上の正確な位置に
図５

図４

光学的測定法を用いた導体長の管理．

図６

４０４

1/4 ターン補正法．

巻線が完了したダミー sDP．

Project Review

3. Manufacture of Toroidal Field Coil in ITER

T. Hemmi et al.

図９

図７

熱処理炉に設置された巻線．

実規模試作における巻線結果．

図１
０ 実機巻線の熱処理結果．

図８

実機の巻線結果．

から，導体毎のバラツキも同程度と考えられ，伸び量の予測の目標とした±0.01％ を達成できる目途が得られた．
この成果をもとに，図９に示す熱処理炉を用いて，実機巻線の熱処理を実施した結果，図１０に示すように，試作結果と同様であることが確認された．なお，データの蓄積と

図１
１ RP の製作手順．

ともに予測値は修正を続けている．
３．
３．
３ RP 組立による RP 溝長の調整［８‐１０］

これは各ターンで同じ長さの余長で調整するものであるた

TF コイルに使用される RP は，高さ 13 m，幅 9 m，厚さ

め，各ターンの平均的な誤差に対する裕度である．また，

0.1 m の大型構造物であるにもかかわらず，７枚の DP を積RP 溝と絶縁された導体の隙間による±0.02％ の裕度は各層して，１体の巻線部を形成するため，DP の平面度としてターンのバラツキに対応できる裕度である．これまで述べ

4 mm が要 求 さ れ，CP 溶 接 に お け る 面 外 変 形 を 考慮した巻線，熱処理及び RP 製作による誤差を表２にまとめた．

て，RP 単体では平面度 1 mm，輪郭度 1 mm を達成する必

誤差＜裕度となっており，RP 溝に巻線を挿入可能である

要がある．RP 溝の軌跡は，寸法精度が比較的緩い曲線部でとの目途を得た．巻線のRPへの挿入では，図１２に示すよう輪郭度として 6 mm の裕度を作ることができ，これを利用に上下に開いた巻線間に知恵の輪のように RP を挿入し，して，RP 溝長が調整できれば，新たに導体長に対してRP の溝に TF 導体を挿入する．次に，RP の溝に挿入した±0.03％ の裕度を追加できる．そこで，ITER 計画における巻線の一部を取り出して，導体に絶縁テープを巻き付け，製作工程を満足しつつ，この裕度を確保するために，図１１

再び RP 溝に挿入する．図１３に示すように絶縁された巻線に示すように，RP を１０体のセグメントに分割して材料のを RP に挿入できることを確認し，最も困難と考えられた製作及び機械加工を実施した後，溶接で４分割まで RP を

巻線長の管理技術に関する一連の技術開発に成功した．

製作しておき，熱処理後の巻線の導体長に合わせて外側に

３．
３．
５ 耐放射線性電気絶縁テープの開発［１１‐１２］設けた余長を調整して組立てる方法を考案した．

ITER の２
０年間の運転中に，TF コイルの電気絶縁材は1022 n/m2 の中性子，10 MGy に放射線照射及び 19 kV の高３．
３．
４ 巻線の RP への挿入の実証

電圧に耐えることが要求される．TF コイルの電気絶縁材

RP 溝長の調整による導体長の裕度は±0.03％ であるが，
４０５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016

表２

導体長の裕度と誤差．
MarginAverage

Adjustment of the lengthof RP groove±0.03%

Deviation fromaverage

Gap between RP groove
and conductor±0.02%

Error
Winding±0.01%
Heat-treatment±0.01%
RP manufacturing±0.006%
Winding±0.006%Heat-treatment±0.006%

図１
３ RP 溝に挿入された導体絶縁後の巻線．

図１
４ 含浸・加熱硬化されたダミー rDP．

図１
２ 熱処理後の導体を RP に挿入する手順．

として用いられるポリイミドとガラス繊維は接着され，積層テープとして導体の周りに規則的に巻きつけられて樹脂を真空含浸で浸透させ加熱硬化することで形成される．これまで超伝導コイルに用いられてきた接着剤を用いた積層テープは放射線環境での性能が十分でなく，その開発が重要な技術課題であった．放射線に強い低温（１５０℃程度）で

図１
５ CP 溶接設備と CP 溶接されたダミー sDP．

硬化する樹脂は粘度が低いため，積層テープの接着剤に適さなかったが，低い硬化温度と高い耐放射線性を両立し，備のコミッショニングの後，ダミー rDP の溶接を実施し粘度を最適化した接着剤用の樹脂を新たに開発した．このた．その結果，レーザー溶接前後の溶接変形は平面度で

樹 脂 を 用 い た 積 層 テ ー プ を 用 い て 試 験 片 を 製 作 し，

0.55 mm となり，目標とした 2 mm を達成した．上下部の面

110 MGy の放射線照射を行っても TF コイルの要求値であ

内変形 1.7 mm が目標値を満足できなかったが，これは巻る65 MPaを満足するせん断強度を有することを確認した．

線部とコイル容器との隙間で吸収可能である．これより，開発した積層テープは，図１３に示すように実機でも電気絶

CP 溶接技術の検証が完了し，実機 DP の溶接を２
０１５年７月

縁材として適用されている．図１４は DP 絶縁後に真空含浸より実施している．

し，加熱硬化されたダミー rDP である．

３．
３．
７ コイル容器の製作技術の確立［１４，
１５］

３．
３．
６ CP 溶接技術の確立［１３］

TF コイル容器は完全オーステナイト・ステンレス鋼製

巻線を RP に挿入した後，CP を被せて，CP と RP 間をであり，最大 260 mm となる厚肉溶接が必要なため，大きレーザー溶接して接合する．図１５に示すように，CP 溶接設

な溶接変形が生じる．しかし，最も厳しい箇所で輪郭度

備は RP の中に 10 kW 出力の２つの溶接ヘッドを有するた

4.0 mm の公差が要求されるため，溶接品質を確保しつめ，２か所で同時に溶接することが可能である．CP 溶接設

つ，かつ厳しい公差が達成できる溶接変形制御方法の確立
４０６

Project Review

3. Manufacture of Toroidal Field Coil in ITER

T. Hemmi et al.

が必要であった．そのため，溶接変形の評価及び実規模試作を実施し，製作メーカの製作方法に合わせて各ステップの終了時における寸法管理値を決定した．
これらによって決定した製作方法を適用し，コイル容器の製作を，２０１３年４月から開始した．第２号機目以降の製作では，リスクを低減するために，この第１号機の製作結果を確認し，適切に製作方法に反映することとした．そのため，第１号機の各ステップの終了時に，溶接変形を寸法

図１
６ 製作中のインボード側コイル容器（第１号機）．

管理値内に制御し，かつ溶接品質に問題がないことを確認した後に次号機以降の溶接を段階的に開始することとして参考文献いる．これらの段階を経ることで，製作方法の技術的妥当性を確認している．現在製作中の第１号機のインボード側［１］N. Mitchell et al., Fusion Eng. Des. 84, 113 (2009).

コイル容器の写真を図１６に示す．

［２］小泉徳潔ら：低温工学 47, 135 (2012) .
［３］K. Matsui et al., IEEE Trans. Appl. Supercond. 24, 4203105(2014).
［４］K. Matsui et al., Procurement of ITER Toroidal Field coilin Japan", presented at ISFNT-12, P0369, (2015)［５］N. Koizumi et al., Progress in Procurement of ITER Toroidal Field Coil in Japan, presented at MT-24, 4OrCB, (2015)［６］松井邦浩ら：低温工学 47, 160 (2012).
［７］松井邦浩ら：低温工学 47, 166 (2012).
［８］高野克敏ら：低温工学 47, 178 (2012).
［９］高野克敏ら：TF コイル・ラジアル・プレートの実規模試作結果，２０
１
３春季低温工学・超電導学会予稿集 (2013)191.
［１０］高野克敏ら：ITER・TF コイル・ラジアル・プレート製作，２
０
１
３秋季低温工学・超電導学会予稿集 (2013) 45.
［１１］T. Hemmi et al., Adv. Cryog. Eng. 60, 154 (2014).
［１２］辺見 努ら：低温工学 47, 172 (2012).
［１３］小泉徳潔ら：低温工学 47, 186 (2012).
［１
４］井口将秀ら：低温工学 47, 193 (2012).
［１５］T. Sakurai et al., Development of manufacturing technology for ITER TF Coil Structure, presented at ISFNT-12
P0434, (2015).

３．
４ まとめ
TF コイルの主要技術課題の１つである D 型形状に巻線
し，熱 処 理 し た 導 体 を RP 溝 に 挿 入 す る こ と を 目 的 とし，１）高精度巻線技術の開発，２）熱処理前後の導体伸び量の評価，及び３）RP 溝長の調整，の３本柱を技術開発のターゲットに定め，技術開発を行うことにより，これに成功した．その他についても耐放射線性電気絶縁材の開発，
CP 溶接技術及びコイル容器の製作技術の確立など，段階的ではあるが，着実に技術課題を解決している．これらにより，開発した製作方法を適用し，TFコイルの実機製作を開始しており，１２個の巻線，７個の熱処理及び５個の RPの製作を完了している．現在，ITER 計画のスケジュールを堅持するべく，実機 TF コイルの製作を進めているとこ
ろである．

４０７

J. Plasma Fusion Res. Vol.92, No.6 (2016)４
０８‐４１３

プロジェクトレビュー ITER 計画の機器開発・製作の進展

４．ITER ブランケット遠隔保守機器の開発
4. Development of Remote Maintenance System for ITER Blanket
野 口 悠 人，丸 山 孝 仁，齋 藤 真 貴 子，武 田 信 和，角 舘

聡

NOGUCHI Yuto, MARUYAMA Takahito, SAITO Makiko, TAKEDA Nobukazu and KAKUDATE Satoshi＊

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（原稿受付：２
０
１
６年２月２
６日）

ITER では，供用期間中の構造上の機能（主には除熱）を確保するために，真空容器内機器（ダイバータ，第一壁など）の保守・交換を実施することによってプラントの安全で継続的な運転を維持する計画である．保守・交換対象機器の一つであるブランケット（第一壁と遮蔽ブロックからなる）を交換する遠隔保守機器（保守ロボット）は，放射線環境下（ガンマ線，250 Gy/hr）で大型・大重量（4 t）機器の高精度ハンドリングが要求される．原子力機構では，これらの要求を満足する保守ロボットに関わる調達取決めを２０１１年に ITER 機構との間で締結した．この取決めに基づいて，製作開始前の製作レビュー（Manufacturing Readiness Review）に向けた構造・機構に関する製作設計を実施している．加えて，最終仕様を明確にするための技術開発として，保守ロボットの操作性向上のためのヒューマン・マシン・インターフェース制御技術，内径４２mm の管内アクセス型溶接切断技術，保守ロボットに使用する耐放射線機器開発などを実施した．
Keywords:
ITER, remote handling, in-vessel maintenance, rad-hard component, human machine interface, laser welding,swage cutting

４．
１ はじめにいる．現在，こ の 調 達 取 決 め に 基 づ い て，最 終 設 計 レ

ITER（国際熱核融合実験炉）では，燃料となる重水素とビューに向けた設計を実施中である．

トリチウムの核融合反応によって 14 MeV の中性子が発生

本章では，保守ロボットの設計及び技術開発の進展につし，トカマク本体［１］を構成する大型・大重量の真空容器

いて報告する．最初に，保守ロボットの設計条件である内機器（ブランケット等）が放射化される．これらの容器

ITER 保守条件について整理する．次に，この保守条件を

内機器が故障や損傷した場合には，人のアクセスが不可能

満足する保守ロボットの概要及び製作仕様を明確にするたであり，遠隔保守機器（保守ロボット）による保守・交換

めに進めている以下の技術開発について示す．

が必要である．

１）ヒューマン・マシン・インターフェース（HMI）制核融合分野における従来の保守ロボットには，欧州 JET

御技術で開発された多関節ブーム型保守ロボットがある［２］．本

２）衝撃荷重の抑制

ブーム型ロボットは片持ち支持構造であるため先端での撓

３）耐放射線機器開発

みや，振動が大きく，ITER ブランケットのような大型・

４）ブランケット冷却配管の溶接切断技術開発

重量機器の高精度なハンドリングに適用することは困難で最後に設計の進展について簡単に触れることとする．

ある．これを解決するために，ドーナツ型真空容器内の全

４．
２ 保守要件てのブランケット領域にアクセス可能で，大型・重量物であるブランケットを狭い真空容器内で高精度にハンドリン

ITER 運転時の構造健全性の維持や，損傷時に運転（実グできるように，容器内に軌道を設置し，軌道上を移動可験）計画に与える影響を加味し，真空容器内機器は定期交

能な保守アームによりブランケットの交換保守を行う「軌換機器，不定期交換機器（損傷したら交換），メンテナンス

道走行ビークル型保守ロボット」が ITER 真空容器内のブ

フリー機器（ただし，万が一の故障を考慮し，交換のシナランケット遠隔保守方式に採用された［３］．

リオ検討だけは要求されている．
）の３つに分類されていITER 協定に基づいて本保守ロボットの本格的な製作をる．このうちブランケット［４］はプラズマからの高熱負荷進めるために，原子力機構は２
０１１（平成２３）年１２月に ITERを除熱する機能を有する第一壁と，プラズマから発生され機構（IO）との間で「ブランケット遠隔保守機器調達取決る中性子を遮蔽する機能を有する遮蔽ブロックから構成さめ」を締結し，日本が当該遠隔保守機器の調達を分担してれ，第一壁は定期交換機器として，遮蔽ブロックは不定期＊現在の所属：国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構
corresponding author’s e-mail: noguchi.yuto@qst.go.jp

４０８!2016 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchProject Review

4. Development of Remote Maintenance System for ITER Blanket

Y. Noguchi et al.,

交換機器として位置付けられている．ブランケットの主要能を著しく低減するように作用するため，その使用をな保守条件を以下に示す．

禁止している．

・ガンマ線線量率：250 Gy/hr

・保守時の温度：５０度以下４．
３ 保守ロボットの概要
前節の保守要件を満足する保守ロボットは，図１に示す

・雰囲気：乾燥空気あるいは窒素・磁場ように軌道（真空容器内にリング状に敷設），保守アーム

：1 mT 以下

（軌道上を走行可能），軌道支持機構（軌道の支持），真空・ブランケット重量‐ 第一壁：

最大約1t

容器内に保守アームなどを設置する軌道接続／展開装置か‐ 遮蔽ブランケット：

最大

約4t

ら成る．
（１）軌道・保守アーム・軌道支持

・ブランケットの最終設置精度：0.5 mm

軌道は，ブランケットの交換保守時にはドーナツ状の真（支持構造であるキーにより最終的に位置決めされる）

空容器内でリング状構造体となることが要求されるため，・ブランケットの個数：約４４０個

保守の最初の段階で軌道を直線状の保守ポートからドーナ・ブランケットの保守期間
全交換（４４０個）：２年以内

ツ状の真空容器内に展開する必要がある．このため，軌道１個：８週間以内は多関節構造を採用している．真空容器内に展開された後・ロボット構成部品の耐放射線強度：5 MGy（目標値）

は，軌道は大型・大重量ブランケットを高精度で取り扱う

この値を満足できれば，２年間の保守作業期間内でロための基準構造体となる必要があり，真空容器の赤道面にボットは連続運転が可能となる．

設置された４つの水平ポートから９０度ごとに軌道支持機構

・保守ロボットの可搬性能：最大により強固に支持される．保守アームは軌道を走行する以

4.5 t

・放射化ダスト（ベリリウム，タングステン）の除染性

外に軌道周りに回転可能な機構を持ち，最大 6 m の伸縮機

保守ロボットへの付着を考慮し除染しやすい単純構造

構とブランケットを把持するエンドエフェクタを備えてい（凹凸がない構造，交換しやすいユニット構造）

る（図１（a））［５］．

・グリース潤滑材の使用条件：真空容器に漏れ出さない（２）軌道接続展開装置
真空容器内へ保守アームや軌道を設置するために要求さように２重シール構造内でのみ使用（２重シール構造れる条件は，１）容器内の保守空間（高さ 11 m，幅 5.5 m）

適用できない場合はドライ潤滑材を使用）に比較し，狭隘な保守ポート（高さ 2.2 m，幅 1.7 m）を通・ハロゲン化物の使用禁止
ハロゲンを含有するケーブル等が万が一火災により燃過して炉内に保守アームや軌道を設置すること，２）保守

焼した場合には，発生するハロゲン化物が安全系の性

ア ー ム は キ ャ ス ク（長 さ：8.5 m，幅：2.5 m，高 さ：（a）軌道・保守アーム・軌道支持（b）軌道接続展開装置i）キャスク搬送可能なようにモジュール化
図１ii）モジュール化した機構を組み合わせて軌道の接続展開
保守ロボットの概要．

４０９

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016

3 m）によって自在に搬送できるサイズであることの２つ

この操作系機能を検証するために実機プロトタイプを使用である．これら２つの要求条件を満足するために，保守ロ

した遮蔽ブランケット模擬体（重量

ボットの主要な機構要素である軌道と軌道接続機構，展開証を行い，アーキテクチャ設計の一部である VR 機能の妥機構をモジュール化し分割した．モジュール単体では目的当性を確認した［７‐９］．

の作業は不可能であるが，作業目的に応じて機構要素であ（２）衝撃荷重の抑制

約４トン）の交換実る各モジュールを組み合わせて保守作業を実現する．分割

約 4 t の大重量ブランケットの取付け・取外し時の急負した軌道は軌道接続機構によって接続され，保守ポート内

荷・急除荷に伴って発生する衝撃力により，ロボットアーに直線状の姿勢を形成しながら，軌道展開機構によって真ムは大きな損傷を受ける可能性がある．この場合，保守の空容器内へ敷設・展開される．最終的には３６０度のリング

継続が困難となり，衝撃力を防止するための対策が必要と軌道となる（図１（b））
［６］．

なる．
急負荷・急除荷試験の結果からロボットアームの過渡的

４．
４ 遠隔保守ロボットの技術開発

応答は 1/100 秒のオーダーであることがわかっている．従

放射線環境下で大型・大重量ブランケットを高い精度で来の制振制御によりロボットアームを構成する減速機を含

ハンドリングするという要求性能を満足する保守ロボット

めた駆動機構を制御して衝撃時の振動を抑制するためにを調達するために，操作者にとって扱いやすい操作（制御）は，ロボットアーム先端での応答速度が 10 m/s 以上，すな技術やロボットを構成する部品の耐放射線開発，冷却配管

わち現状の減速機に比べ２５０倍以上の応答性能を持つ減速の溶接・切断技術などの開発を進め，最終設計仕様を明確機が必要となり，現実的な駆動機構を構成することは，ほにした．

とんど不可能である．そこで，動的な衝撃力を静的な制御（１）ヒューマン・マシン・インターフェース（HMI）制御技術で防止する方法を採用した．急負荷・急除荷時の保守ロ

ITER での保守作業はプラントの構造健全性維持のためボットへの負荷条件は，ロボットアームがブランケットをの定期交換，突発的な容器内の損傷あるいは試験条件の変把持している場合（負荷時）と把持していない場合（無負更に対応する不定期交換，ロボット自身の故障や保守作業

荷時）の２つである（図３）．この点に着目し，これらの２中のトラブル（ボルトの固着，溶接中の溶着など）への対

つの負荷条件を取付け・取外し時における負荷の急変直前

応など，多様な保守の形態に対応できる柔軟性を持つ必要に切り替えることにより，動的な問題を静的で単純な問題がある．このため，ITER 遠隔保守の操作機能（上位制御シに置き換えた衝撃防止法を適用することによって，ブランステム）に関するアーキテクチャは，図２に示すように，

ケット取付け・取外し時における急負荷・急除荷の発生要保守作業を管理する Task supervisor，ロボットのキネマ因を排除し，ロボットアームへの衝撃を防止できることをティクス解析や動力学解析，撓み予測のための静解析を行実証した（図４）［１０］．

う Virtual reality system（VR），保守作業を視覚的に補助（３）耐放射線機器開発

する Viewing system，ロボットの位置姿勢や力（モータト

保守要件である２年間の保守期間で保守ロボットを連続

ルク，グリッパからの反力など）を計測する Measuring

運転し，保守作業の稼働率を上げるためには，構成部品のsystem，保守作業中のトラブルや故障事象からリカバリー

信頼性を高くして故障確率を低減することが重要である．

するための情報を管理する Remote Diagnostics から構成

故障の支配要因は放射線による部品の機能劣化である．

し，多様な保守に対応可能な柔軟性を持つ操作系とした．

構 成 部 品 に 関 し 故 障 モ ー ド 影 響 解 析（FMEA: Failure
Mode Effect Analysis）を実施し，故障モードと致命度を明

図２

上位制御システム及び VR 機能の実規模試験．

４１０

図３

無負荷時と負荷時の２つの姿勢．

図４

保守アームへの衝撃荷重の抑制．

Project Review

4. Development of Remote Maintenance System for ITER Blanket

Y. Noguchi et al.,確にした．この結果に基づいて，耐放射射線機器開発を実施した（表１）．FMEA 結果から，故障頻度と，その故障が与える致命度の観点から，電気系の部品では電気絶縁材，機械系部品では潤滑材の耐放射線強度を上げることが故障率の低減に最も効果があるため，最初に潤滑材グリースと減速機の組合せによる機械特性評価試験，ロボットの動作源である低コスト耐放射線サーボモータの開発を重点的に実施した［１１］．
図５（a）グリースと減速機の組合せによる機械特性評価試験

グリースの混和ちょう度．

保守ロボットは小型化と高出力トルクを得るために最大２kW 程度の低出力 AC サーボモータと高減速率の減速機（ハーモニックドライブ減速，RV 減速機など）を組み合わせる設計としている．減速機の高速回転部はドライ潤滑などの適用が困難であるため，グリース潤滑を採用している．グリースは，潤滑機能である基油と，基油を保持する増ちょう剤から構成される．要求される耐放射線性能は，増ちょう剤の機能低下により基油が外に漏れ出さないこと，増ちょう剤硬化によりモータの回転負荷に影響を与え
図６

ないこと，である．これらの要求条件を満足する潤滑材とグリース充填した減速機の効率．

して，１）減速機用標準グリースである SK-2 グリース（増ちょう剤に石けん基，基油に精製鉱物油を使用），２）既にSK-2 では，初期の段階からグリース基油がシール部より漏耐放射線実績を持ち市販されているグリースGK-1（増ちょれ出していることが確認された．この結果から GK-1 は増う剤に特殊ベントナイト，基油にポリフェニルエーテル系

ちょう剤が硬化し，効率が下がるが，基油を強く保持して合成油を使用）を候補材とし，両者のちょう度（粘度）変油漏れを起こすリスクを抑えることができるため，候補材化と機械特性（モータに与える負荷）を比較する選定試験の一つとして選定できる．今後，潤滑油の保持剤の硬化をを進めた．図５にグリースの硬さを定義した混和ちょう度

抑制する処方検討を行う計画である．

と積算線量との関係を示した．積算照射量が大きくなると（b）低コスト耐放射線サーボモータ

SK-2 はちょう度が増加（軟化）し，GK-1 は逆にちょう度が同期電動機型モーターと回転検出器であるレゾルバを組低下する（硬化）傾向にある．図６は，グリースのちょう

み合わせて位置制御を可能としたモーターがサーボモータ

度変化（硬化あるいは軟化）の影響が減速機の効率（＝出である．基本的な構成部品は，磁石，ケーブル，軸受け，ブ力／入力）に与える影響を示している．積算線量が増加すレーキからなる．このため，表１に示す通り，放射線強度るに従い SK-2，GK-1 ともに効率は低下し，目標積算線量でを高めるために，FMEA 結果に基づいて部品選定を行ある 5 MGy での効率は GK-1 で約５０％ほどである．加えて，い，コスト低減の観点から市販品サーボモータのケーブル
電気絶縁材と潤滑剤を，それぞれ，ポリイミド材と，前項

表１

保守ロボットの耐放射線機器開発．

で潤滑剤として使用した GK-1 グリースに交換し，耐放射

部品

許容積算線量線性試験を実施した．その結果，積算照射量 8 MGy において電気機械性能の判定基準である電気絶縁抵抗１
０MΩ 以

潤滑剤

GK-1 グリース（市販品，耐放射線性）
10 MGy増ちょう剤：特殊ベントナイト（カタログ値）
基油：ポリフェニルエーテル系
合成油

モータ̲1（特注，高価）
絶縁材：セラミククス（SiO2）
潤滑：ドライ潤滑
AC サーボモータ
モータ̲2（市販品改良，安価）
絶縁材：ポリイミド被覆
潤滑：グリース潤滑
シー ス：耐 燃 性 架 橋 ポ リ オ レフィン
絶縁体：PEEK
絶縁体：グラスファイバー
多芯コネクター
強化ポリエステル
撮像管（市販品）
カメラ
ハロゲンフリーケーブル

ペリスコープ
（潜望鏡）

鉛ガラス等

上，回転部の回転トルク 0.05 N-m 以下を満足し，目標の５MGy を越える性能を得ることができた．
（４）ブランケット冷却配管の溶接切断技術

50 MGy

冷却配管の溶接と切断に共通する技術要件は，狭隘な
42 mm 内径配管の内側からアクセス可能な溶接切断ツー
ルヘッドを技術開発することである．

8 MGy

溶接においては，中性子照射による再溶接時のへリウム
バブル生成を抑制するため，低い入熱量で溶接が可能な
3.2 MGy

レーザー溶接を主案に技術開発を進めた．レーザー溶接の4.5 MGy（2.5 kW）を受ける光学部品（ミラー，レンズ）を配置せざ

2 MGy（カタログ値）
20 MGy照明 8500 lx

るを得ず，これらの部品に溶融金属（火花）であるスパッ

技術課題は，内径 42 mm の狭隘空間に高い熱エネルギー

タや金属蒸気であるヒュームが付着することを避けられな
いため，溶接回数ごとに出力が低下し，１０回程度で溶接が不可能となることであった．この問題を解決するため，①
４１１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016

スパッタ低減のために金属溶融面に与えるレーザーの熱衝

満足したことから切断方式として選定した（図８）［１３］．

撃を抑制するためのレーザー出力の最適化と，②ヒューム

４．
５ 製作設計の進展（金属蒸気）を回収する吸い込み流路と流量の最適化を行い，妥当性検証試験を行った．この結果，スパッタの発生

製作設計の一環として，保守要件である地震荷重（設計低減とヒューム回収の２つの効果により，５０回以上の溶接

地震加速度は真空容器ポート部で約 46 m/s2．この加速度に成功し，配管内アクセス型レーザー溶接の溶接条件や光で保守アームに負荷される荷重は９トン程度）に耐える構

学設計仕様を明確にした（図７）［１２］．

造設計及び，保守ロボット自体の故障に対応するレス

切断においては，容器内の高真空を運転時に維持するた

キュー設計を実施した．前者については，参考文献［１４］をめに，保守時には厳しい防塵管理が行われる．この管理条参照されたい．一方，後者については，放射線環境である

件に従えば，冷却配管の切断に溶融金属を吹き飛ばすレー

ため人手によるレスキュー作業は困難である．これを解決

ザー溶断などは使用できない．このため，切り屑の発生がする設計について以下に示す．

無い機械式切断方式として，配管内面にカッタ刃を押し込

従来の故障時のレスキュー設計はモーターやケーブルなみ塑性変形させ，カッタ刃の回転により連続的に円周方向

どの二重化が主流である．一方，多自由度ロボットでは二に塑性変形を発生させるディスクカッター型切断機構を開重化によりサイズや重量増加になり，作業性が著しく低下発した．塑性変形を発生させるカッタ刃押し込み機構は小する．これを避けるためにFMEAに基づいた機構設計を実型化のために「くさび」機構を適用した．検証試験の結果，施し，外部から故障した駆動系にアクセスして，故障軸を切り屑の発生が無く，再溶接可能なきわめて良好な切断面駆動するレスキュー設計を採用している．

（表面あらさ 0.03 μm 以下）となり，真空容器の防塵要求を人間が近づけない放射線環境下で保守作業を行う保守ロ
ボットにとって，保守ロボットを構成する部品の想定外故
障はリカバリーに多大な時間を要し，プラントの運転稼働率を著しく低下させるため致命的な事象である．故障は，部品の信頼性を高め，保守／点検による予防保全を講じれば故障確率を小さくできるが，その確率がゼロにはなりえない．よって，想定外故障がないように，起こり得る故障
事象とその原因を評価し，保守ロボット自身の故障に対す
るレスキュー法を技術的に確立する必要がある．
保守ロボットは，機能（機構）別に見ると，保守アームによる容器内機器搬送機能，保守アームや軌道を容器内に設置する機能，冷却配管の溶接切断機能に大別され，全体で１００軸以上の自由度（モータ駆動機構）から構成される．
ここでは，基本的な考え方を確立するために，ブランケッ
トを交換する保守アームに主眼を置いて，FMEA に基づく致命度分類と故障事象に対する具体的なレスキュー方法について述べる．
（a）故障モードと致命度（Failure Criticality）の同定

図７

冷却配管レーザー溶接技術．

故障モードと致命度の同定には，機器の故障を体系的に解明するFMEAを適用した．信頼性ブロック線図から保守
アームの機器構成を分類すると，機械系部品としては重量物の負荷に耐えうる強度部材，減速機やベアリングのような駆動系部品，電気系部品としてはサーボモータ／エンコーダーやケーブル／コネクターが挙げられる．これらのメカトロニクス部品の故障モードは，機械系部品の場合，摺動部分を有する駆動系に集中し，故障原因としては，焼き付き，摩耗（凝着摩耗，アブレシブ摩耗，疲れ摩耗：ピッ
チング，フレーキング）等が考えられる．また，電気系部品の場合は，絶縁劣化が故障モードの支配的な因子として同定できる．以上の結果から，致命度を分類すると以下のようになる．
!

Catastrophic：機器の機能を全く果たせない．
・構造部材の破損

図８

ディスクカッタ機械切断．

・歯車などの焼き付き，疲労破損
４１２

Project Review!

4. Development of Remote Maintenance System for ITER Blanket

Y. Noguchi et al.,Critical：機器の機能がほぼ失われる．
・歯車などのピッチング，スポーリング，スコーリング
・電気系部品の絶縁劣化"

Marginal：機器の機能は保たれるが不完全・軽度の凝着摩耗やアブレシブ摩耗，疲れ摩耗（b）故障時のレスキュー設計
前項（a）の評価結果と耐放射線性試験結果を考慮すると，放射線環境下で最も起こり得る故障事象は，電気系部品の絶縁劣化（致命度 !）によりモーターが動作しないという故障事象である．よって，致命度!の故障に重点をおいた設計を行った．
この致命度!の場合，モーターを含めた駆動系は外力を加えれば回転できることに着目し，モーターを両軸（通常，回転伝動軸は片側のみであるが，回転伝動軸を長くして，
モーター内部を貫通させ，両側に回転伝動軸を持つ構造）構造として，モーター前部を減速機への回転力入力側，モーター後部を故障時の回転力導入側とした．これにより，保守アームのモーターが故障した場合，図９に示すよ
うに，レスキューマニピュレータが，故障モーター後部の回転力導入軸にアクセスし，レンチにより回転導入軸を回転することによって，保守アームを回収する収納姿勢にする．第４．
４節の HMI 制御技術である三次元モックアップを
図９使用した VR 機能により，ブランケット交換時の全ての保故障時のレスキュー設計．

守アーム姿勢について，レスキューマニピュレータのアクセス性に関するキネマティクス解析を実施し，レスキュー

DLC（Diamond Like Carbon）によるドライ潤滑などの先アーム設計の妥当性を確認した［１５］．

進材料開発や視覚情報を得るためのカメラ等の技術開発を行う計画である．

４．
６ まとめ
ITER ブランケット遠隔保守ロボットの設計及び技術開参考文献

発の進展についてまとめた．保守ロボットの一部である保［１］http://www.naka.jaea.go.jp/ITER/index.php［２］A.C. Rolfe, Fusion Eng. Des. 36, 91 (1997).
［３］K. Shibanuma and T. Honda, Fusion Eng. Des. 55, 249(2001).
［４］M. Merola et al., Fusion Eng. Des. 85, 2312 (2010).
［５］S. Kakudate et al., Fusion Eng. Des. 83, 1850 (2008).
［６］M. Nakahira et al., Fusion Eng. Des. 84, 1394 (2009).
［７］D. T. Hamilton and A. Tesini, Fusion Eng. Des. 87, 1611
(2012).
［８］N. Takeda et al., Fusion Eng.Des. 83, 837 (2008).
［９］A. Aburadani et al., Fusion Eng. Des. 88, 1978 (2013).
［１０］吉見 卓 他： 大重量を扱うマニピュレータのための制御システム ，日本ロボット学会誌 19, 90 (2001).
［１１］M. Saito et al., Fusion Eng. Des., in press, (2016).
［１２］H. Tanigawa et al., Fusion Eng. Des. 87, 999 (2012).
［１３］S. Shigematsu et al., Fusion Eng. Des. 87, 1218 (2012).
［１４］Y. Noguchi et al., ICONE-23 proceedings (DVD)(2015).
［１５］丸山孝仁 他： ITER遠隔操作ロボットの故障における復旧 計測自動制御学会第１５回システムインテグレー
ション部門講演会 10, 3405010 (2014).

守アームは製作に着手している．一方，制御システムや冷却配管溶接切断ツールについては，２０１８年後半の最終設計
レビューを経て，本格的な製作に着手する予定であり，製作仕様を明確にする技術開発を進めている．この技術開発の一つとして，放射線環境下で大重量構造体を高精度でハ
ンドリングするための上位制御システム（操作系）及び衝撃荷重抑制技術について紹介した．今後，これらの技術を統合し，故障時のレスキュー技術も含めた制御システムの実証試験を実規模プロトタイプにより行う計画である．
加えて，ITER 保守ロボットに使用される構成部品の耐放射線機器開発は，これまでの照射試験データに基づいて，FMEA 手法により故障モードと，その故障が保守の稼働率に与える影響を評価するとともに，放射線による故障要因となる材料を特定して開発を進めている．今後，ロボット構成部品の耐放射線強度の目標値である５MGy を満足する事が難しい部品（材料）については，交換を前提とした交換容易性に重きを置いたユニット構造などの設計を実施するとともに，例えば，グリース潤滑の代替として

４１３

J. Plasma Fusion Res. Vol.92, No.6 (2016)４
１４‐４１９

プロジェクトレビュー ITER 計画の機器開発・製作の進展

５．ITER NBTF 電源高電圧機器の製作
5. Manufacturing of the ITER NBTF Power Supply Components
渡 邊 和 弘，前 島 哲 也，柏 木 美 恵 子，戸 張 博 之，柴 田 直 樹，
山 中 晴 彦，照 沼 勇 斗，梅 田 尚 孝，大 楽 正 幸，花 田 磨 砂 也
WATANABE Kazuhiro, MAEJIMA Tetsuya, KASHIWAGI Mieko, TOBARI Hiroyuki,
SHIBATA Naoki, YAMANAKA Haruhiko, TERUNUMA Yuto, UMEDA Naotaka,
DAIRAKU Masayuki and HANADA Masaya＊

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（原稿受付：２
０
１
６年１月１
３日）

ITER 計画の下，実機と同一性能の ITER 中性粒子入射装置（NBI）
実機試験施設（NBTF）
をイタリア・パドバの RFX 研究所に建設している．この計画では直流 1 MV，60 A，１時間連続出力の NBI 電源システムの製作を原子力機構と EU で分担している．原子力機構は直流 1 MV の超高電圧電源の主要機器を担当しており，これまでに200，400，600 kV 部の直流発生器の製作を完了した．また，全長が 100 m におよぶ 1 MV トランスミッションライ
ンの８０％を完成させた．これらを第１便として RFX 研に輸送し，２
０１５年１２月から据付け工事を開始した．
Keywords:
ITER, neutral beam, NB, NBTF, 1 MV dc ultra-high voltage, 1 MV insulating transformer, power supply

５．
１ はじめに順次 ITER 機構において最終設計レビューを行い ITER 機ITER（国際熱核融合実験炉）プラズマの加熱と定常維持構の承認を経て機器の製作を進めてきた．

のためのプラズマ電流駆動装置の一つである中性粒子ビー

これまでに， 試験用電源（TPS 1.3 MV， 10 mA 連続），ム入射装置（NBI; Neutral Beam Injector）には，これまで

直流 1 MV の超高電圧発生器を構成する機器の一部であるのトカマク装置に必要とされたビームのエネルギーの２倍３台の直流発生器（DCG），及び1 MVの出力をビーム源まにあたる 1 MeV という高エネルギーで，かつ中性粒子ビーで送電する伝送ライン（TL：トランスミッショ ンライ

ムの一次粒子である負イオンビームも単機あたり 40 A，そン）全長約 100 m の内８０％の製作と工場試験を完了させして発生パルス幅が３６００秒のほぼ定常動作に等しい高い性

た．２０１５年１０月時点で，日本が担当している超高電圧電源能が要求されている．このような NBI 装置に先立って，イ

機器１４基のうちの６基の製作が完了し，２０１５年１０月に第１タリア・パドバのコンソルツィオ RFX 研究所に実機と同便として日立港からイタリア・パドバへ輸送し，１２月から

一性能のNB実機試験施設（NBTF）を建設することが２
００９

現地での据付けを開始した．

年１２月の ITER 理事会で承認された．日本原子力研究開発

本章では，NBTF 電源システムの概要と原子力機構の分機構（原子力機構）は，ITER 機構や NBTF 建設サイトで担機器について説明し，機器の性能や工場での試験結果のある RFX 研究所と機器の要求性能やインターフェース条

主要なものを紹介する．

件の協議を進め，調整合意しながら ITER 機構，EU と共同

５．
２ NBTF 電源システムの構成と特徴

で機器の統合設計報告書を取りまとめた．これを受けて，

図１に NBTF 電源装置の全体図を示す．図面右端に各段

日本と ITER 機構の間で２０１２年２月に調達取決めを締結した．

直流 200 kV 出力の昇圧変圧器と整流器から構成される直NBTFは日本とEUで分担して製作する試験施設［１］であ流発生器（DCG）５台が設置される．これら DCG からのり，原子力機構は 装置 の 中 で も 主 要 な 部 分 で あ る直流

200，400，600，800，1000 kV の出力は，過電圧抑制とリッ

1 MV の超高電圧機器の製作を担当し［２］，EU は電源の低プル低減のためのフィルターコンデンサ
（DCF）
に接続さ

電圧側や制御系，ビームライン，ビーム源（負イオン源及れる．安定化された出力は，伝送ライン（TL1，2）によっび加速器）を担当する．原子力機構は日本の国内機関としてビーム源まで伝送される．伝送ラインは，DCG の整流器て，機能仕様を定めた調達取決めに従い，メーカと設計・部から DCF を通して各段 200 kV の電圧差毎の導体を内部製作の契約を２０１２年１０月に締結した．その後，機器毎に最に有しており，絶縁ガスである六フッ化硫黄（SF６）ガス

終設計報告書を作成して２０１３年７月から２０１４年１０月までに0.6 MPa（絶対圧力）で満たされ各導体の絶縁がなされる．

＊現在の所属：国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構
corresponding author’s e-mail: watanabe.kazuhiro@qst.go.jp

４１４!2016 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchProject Review

5. Manufacturing of the ITER NBTF Power Supply Components

K. Watanabe et al.

ビーム源にて負イオンを生成して引き出すための電源は，内部絶縁体（多層油浸紙絶縁体）である絶縁紙と絶縁油の図１中央の箱型の静電シールドで覆われた高電位デッキ１間の電圧分担が静電容量によって決まるのに対し，長時間（HVD1）内に設置される．HVD1 の調達は EU が担当するの直流印加時には，数千秒の時定数で多層油浸紙間の静電が，これに電力を供給する 1 MV 絶縁変圧器は日本が供給容量による電圧分担から抵抗値による電圧分担に移行すする．HVD1 は，負イオンを−1 MV の高電位上で発生してる．このため直流長時間の電圧印加時には抵抗値の高い絶接地電位まで加速するために，直流−1 MV の絶縁がなさ

縁紙に高い電圧が掛かるようになる．この時間変化によるれた構造であり，絶縁支柱で地面から絶縁される．供給す

絶縁紙への電圧の集中を防止し絶縁破壊を防ぐため，直流る電力も接地電位から絶縁する必要があり，直流 1 MV 絶

長時間の変化を考慮して絶縁層の寸法や構造を決定した．

縁変圧器が不可欠となる．この絶縁変圧器は，一次−二次

さらに二次巻線出力の電位は−1 MV であり，引き出し

巻線間で直流 1 MV を３６００秒の長時間絶縁することが必要

ブッシングは対地との絶縁が必要である．交流 1 MV を絶であるが，これまでに製作実績が無いため電源機器製作に縁できる碍子製コンデンサブッシングは既に開発されていおける大きな開発課題の一つであった．そこで NBTF 実機

るが，本電源に必要な直流 1 MV の長時間絶縁に使用する変圧器の製作設計の前に ITER 機構から受託研究を受けてためには，碍子の大きさが直径約 2 m，高さ約 10 m となり試作試験を実施した［３］．

（図２左図），これまでに無い巨大な碍子が必要となるとと交流（または直流短時間）の電圧印加時には，変圧器の

図１

図２

もに，構造の改善も必要となり製作には多大な困難が予想

ITER NB 実機試験施設（NBTF）の概要図．

従来型ブッシングと新たに開発した複合型ブッシングの比較．

４１５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016

縁破壊による加速器の損傷を防ぐことが必要である．加速された．
そこで，小型の碍子製コンデンサブッシングに繊維強化器の損傷は，絶縁破壊時に流入するエネルギーや電流に依

プラスチック（FRP）絶縁円筒を被せた碍子／FRP の二重存するため，それらを抑制することが必要である．このた

複合型ブッシングを考案し，新たに開発した（図２右図）．

めに，電源の浮遊静電容量を小さくすることで流入エネル

FRP（図中（a））の内側には絶縁ガスである SF6 ガスを充填

ギーの素を小さくすること，さらに，流入エネルギーを吸する（b）．絶縁変圧器の二次巻線出力（d）は碍子製ブッシン

収して，加速器の損傷を防ぎ絶縁破壊が発生したとしてもグ（c）の下端と油絶縁領域で接続され，碍子製ブッシング

耐電圧の低下が無い，つまり絶縁破壊が連続して起らないの頂部端子は SF6 ガス中でFRP製絶縁円筒の頂部出力端子ようにすることが NBI 電源に課された大きな課題である．

と接続される．FRP 絶縁円筒の内部は SF6 ガス，外側は大NBTF 電源設備において加速器への流入エネルギーを吸気（e）で絶縁される．大気側については，FRP 表面の沿面収するために，コアスナバーが TL2 の終端部に設置される絶縁距離を十分に取る構造とした．このようにコンデンサ

が，従来のフェライトコアでは飽和磁束密度が低いためブッシングで油‐ガス絶縁を行い，FRP 絶縁管でガス‐大に，必要なコアが膨大となる．また，周波数特性が悪く

気絶縁を行うように役割を分担する二重複合ブッシング構

MHz の高周波では透磁率が低下して必要な性能が得られ造として，さらに電界解析を実施して可能な限り一様な電ない．そこで，MHz オーダーの高周波サージにおいても界分布となるように構造詳細を決定した．その結果，内部サージ抑制に必要とする透磁率や電圧時間積（V・s）を持たの碍子製コンデンサブッシングは，直径1 m以下，高さ4 m

せることが可能なファインメット!コアを用いている［５］．

以下となり，重量は 1 /10 程度まで小型化を実現した．このTL2 の終端部でビーム源の手前には，ビーム源に純水冷

ように，1 MV の直流超高電圧に使用できる絶縁ブッシン

却水を絶縁して供給するためのウォータチョークとガス導グを技術的に実証するだけでなく，同時に大幅な低コスト入系を内蔵する HVD2 が接続される．純水冷却系の中には化と軽量化に成功した［３］．図３に開発した直流 1 MV 絶縁

イオン源の電極を高温に保つために１５０℃の高温水を1 MV

変圧器の写真を示す．下部が絶縁変圧器本体タンクであの高電位部に供給する必要がある．純水は温度上昇によっ

り，垂直に取り付けられているのが複合型ブッシングであて導電率が上昇するが，１００℃以上の高温領域では十分なる．

データが無く，暗電流の過剰な増加やそれに伴う絶縁性のHVD1 内に有る負イオン生成と引出しのための電源出力低下などが懸念された．そこで，セラミック管による絶縁は，EU が担当する HVD1 の絶縁ブッシングを介して対地体モデルを使用して高温高圧水を流し，１
８０℃までの高温絶縁を保って TL2 内の 1 MV 電位の導体に導入される．

領域について，抵抗率と耐電圧性能を確かめ設計に反映さ

HVD1 の電源出力導体・ケーブル等及び DCG からの中間

せた［６］．

電位導体の配置は，電界解析を行い TL2 の限られた空間のSF6 絶縁ガスが満たされている TL 終端部と真空領域で中でも電界集中が起らない様各導体を最適配置にした．

あるビーム源との間には原子力機構が供給する HV ブッシ

直流高電圧が印加される加速器で絶縁破壊を完全に抑制

ングが接続される．これは，−1 MV電位にある種々の導体することが困難なため，NBI の設計では従来から絶縁破壊と 200 kV 毎の電位差のある５段加速器への電圧をそれぞが発生することを許容する設計としている．つまり，絶縁

れ絶縁して，ガス絶縁領域から真空領域へ導入する隔壁型破壊が発生して電源の負荷端が短絡してもそれを故障とはブッシングである．なお，ブッシングの絶縁体は内側つませず，短絡電流を数百マイクロ秒で高速に遮断し，一定時り真空側が大型のアルミナセラミック円筒，外側つまり間経過後に電圧を再印加してビーム入射を継続する機能がSF6 ガス側が FRP 円筒絶縁体で構成されている［３］．その要求されている．絶縁破壊の連続発生を抑制するには，絶中間層には圧縮した乾燥空気を流す．これは，中間層を設けることによりトランスミッション側の SF６ガスがイオン源真空側に流入することを検出し防止するためである．

５．
３ 電源機器製作の状況
５．
３．
１ DCG の製作と試験
直流発生器（DCG）には EU が用意する 150 Hz のイン
バータによる三相高周波交流が供給される．DCG の昇圧変圧器の三相交流出力は変圧器の上部に設置された三相全波整流器に接続され直流 200 kV が出力される．
図４に昇圧変圧器（400 kV 部用）の耐電圧試験の様子を示す．耐電圧試験は，DCG 全体としては困難なため昇圧変圧器と整流器に分けて実施した，変圧器の二次出力部に試験電圧印加用のブッシングを取り付けて実施し，規定の値
すなわち定格の１２０％である 480 kV，１時間保持を確認し
図３た．整流器部についても，図５に示すように変圧器への接直流１MV 絶縁変圧器試作器．

続ブッシング部を介して試験電圧480 kVを印加し，絶縁を
４１６

Project Review

5. Manufacturing of the ITER NBTF Power Supply Components

確認した．

K. Watanabe et al.

る．NBTF ではこのような形状の DCG を５台設置してまた，これら昇圧変圧器と整流器を組み合わせての直流

1 MV 電源を構成する．
５．
３．
２ トランスミッションラインの製作と試験

出力動作試験を実施し，150 Hz インバータ電源から供給した高周波交流が整流されて正常に出力することを確認し

1 MV，60 A，３
６００秒の電源の出力を負荷であるビーム

た．図６に昇圧変圧器と整流器を組み合わせた写真を示

源まで安定安全に送電するのがトランスミッションライン

す．大型の整流器を支えるために支持構造体を用いてい（TL）である．図７にトランスミッションラインの一部の直流耐電圧試験の様子と断面構造を示す．左側の写真は，電源機器の製作で機器の耐電圧試験に使用するための直流高電圧試験装置（TPS：最高電圧 1300 kV，10 mA 連続出力）にトランスミッションラインの10 m分を接続して試験を実施している様子である．トランスミッションラインとTPS 内部には，耐電圧が最も厳しい条件である絶縁ガス圧
力，すなわち NBTF 運転条件における最低ガス圧と同様に

図４

図５

昇圧変圧器の耐電圧試験．

DCG 整流器部の耐電圧試験．

図７

図６DCG として組み立てた様子．

トランスミッションラインの耐電圧試験と内部構造．

４１７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016

図９

図８

HV ブッシングの外部構造．

HV ブッシング断面構造．

SF6 絶縁 ガ ス 0.55 MPa を 封 入 し た．各 中 間 電 位 導 体 には，TPS の出力部に設けてある抵抗分圧器によりそれぞれ

図１
０ HV ブッシング内部．

200 kV 毎の異なる電圧を発生させ同時に印加可能である，試験の結果，ITER で要求される 1200 kV，１時間の安定

５．
３．
４ 輸送及び現地据付け工事の開始

な電圧保持を確認した．さらに，NBTF 電源システムの異常時に発生する過電圧を想定した試験である印加電圧変動

製作試験の完了した電源機器は，順次４回に分けてパド試験を実施した．この試験では，定格運転電圧 1000 kV

バまで輸送する．第一便の主要な機器は，200 kV，400 kV，から過電圧の 1265 kV に数秒間で上昇させ１分間保持した

600 kV の DCG とトランスミッションライン１，さらにト後定格電圧に戻し，これを５回繰り返し絶縁破壊等の異常

ランスミッションライン支持構造体を中心とする大型機器の無いことを確認した．その後，トランスミッションライ

である．図１１に RFX 研究所に到着した DCG の昇圧変圧器

ンの残りの部分の耐電圧試験を継続した．

の写真を示す．予定通り１２月中旬から機器の据付工事を開５．
３．
３ HV ブッシングの製作始した．図１２にトランスミッションラインの一部の据付けの様子を示す．

HV ブッシングはトランスミッションラインの終端部に取付けられ，各種の電源出力導体の絶縁と SF6 ガス領域と

５．
４ まとめ

真空領域を分離するものである．図８に断面構造図を示す．これまで，大型セラミックの開発を初めとし，大面積

1 MeV，40 A，３
６００秒の負イオンビームを発生させる

多層構造の真空中電極の耐電圧特性を明らかにするなど，

ITER NB 実機試験施設（NBTF）用高電圧電源機器の製作

R&D と設計を重ねて実現したものである．

を実施している．日本での製作試験完了に従い，イタリ

図９に，製作した HV ブッシングの外側面（SF6 領域側）

ア・パドバ RFX 研究所に４回に分けて輸送する．第１便の構造を示す．５段に重ねた絶縁リングと各電位のビーム

は，200，400，600 kV の直流発生器と全長 100 m の伝送ラ

加速電極部に供給する冷却水配管が取り付けられている．

インの８割であり，２０１５年１２月初旬にRFX研究所のNBTF

図１０には HV ブッシングの真空側から見た写真を示す．各

サイトに到着した．中旬から予定通り据付け工事を開始し電位を分担し，冷却水をビーム源に導入する配管をサポー

た．

トし，電圧を保持するためのスクリーン電極の端部が見える．今後，１MV の耐電圧性能を確認した後，パドバのNBTF サイトへ輸送する計画である．
４１８

Project Review

5. Manufacturing of the ITER NBTF Power Supply Components

K. Watanabe et al.

参考文献［１］V. Toigo et al., Fusion Eng. Des. 88, 956 (2013).
［２］前島哲也 他： １９‐０
９６ ITER中性粒子入射装置用電源の超高電圧絶縁設計と開発 第１０回核融合エネルギー
連合講演会（つくば，２０１４）．
［３］H. Tobari et al., Proc. Symposium on Fusion Engineering(SOFE) May 31-June 4, 2015, in Austin, Texas USA.
［４］K. Watanabe et al., Nucl. Fusion 46, S-332 (2006).
［５］K. Watanabe et al., Rev. Sci. Instrum. 69, 4136 (1998).
［６］山中晴彦 他： 純水の高温領域における抵抗率変化特性の測定 ，JAEA-Technology 2014-037.
図１
１ イタリア・パドバ RFX 研究所に到着した DCG 昇圧変圧器．

図１
２ トランスミッションラインの据付け．

４１９

J. Plasma Fusion Res. Vol.92, No.6 (2016)４
２０‐４２６

プロジェクトレビュー ITER 計画の機器開発・製作の進展

６．ITER 電子サイクロトロン波加熱・電流駆動システムの開発
6. Development of ITER Electron Cyclotron Heating and Current Drive System
池 田 亮 介，小 田 靖 久，梶 原 健，小 林 貴 之，寺 門 正 之，高 橋 幸 司，森 山 伸 一，坂 本 慶 司
IKEDA Ryosuke, ODA Yasuhisa, KAJIWARA Ken, KOBAYASHI Takayuki, TERAKADO Masayuki,
TAKAHASHI Koji, MORIYAMA Shinichi and SAKAMOTO Keishi＊

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（原稿受付：２
０
１
６年１月１
３日）

ITER（国際熱核融合実験炉）における電子サイクロトロン波加熱・電流駆動（EC H&CD）システムは，２
４
本の 1 MW ジャイロトロンを核として，最大 20 MW のミリ波ビームをプラズマに入射しプラズマの初期立上げ，主加熱，中心・周辺電流駆動，新古典テアリングモードなどの電磁流体不安定性制御を行うシステムであり，
ITER のファーストプラズマの着火も担うことが期待されている．１
９９０年代のジャイロトロン開発において多くの開発課題を克服し，現在は，ITER の要求を満足する 170 GHz，1 MW ジャイロトロンの実現に目処がつき，その調達に向けて実機製作を開始したところである．また，コルゲート導波管を中心としたミリ波伝送技術開発の進展と共に，ミリ波ビーム入射系であるランチャーの開発や，中性子遮蔽機能を有する構造物設計も進展し，
ITER の水平ポート及び上ポートに取り付けるランチャーの最終設計が進められようとしている．本章では，最近の ITER EC H&CD システム開発の進展と日本の調達の現状について紹介する．
Keywords:
ITER, gyrotron, launcher, transmission line, millimeter wave, control system

６．
１ はじめにH&CD はプラ ズ マ 初 期 立 上 げ に 用 い ら れ る こ と か ら，ITER（国際熱核融合実験炉）における電子サイクロトロ

ITER ファーストプラズマに唯一必要とされる加熱システ

ン波加熱・電流駆動（EC H&CD）システムの要求性能仕ムとして期待されている．図１にITER EC H&CDシステム

様は，プラズマ中に170 GHzのミリ波ビームを20 MW入射の構成を示す．大電力ミリ波発振源であるジャイロトロンするというものであり，主加熱，中心・周辺電流駆動，新［１，２］，そのミリ波ビームを真空容器近くまで伝送するコ

古典テアリングモード（NTM）などの電磁流体不安定性制

ルゲート導波管などにより構築される伝送系，そして，御を目的として使用することが計画されている．特に，EC

20 MW のミリ波ビームパワーをプラズマへ入射するラン

図１

ITER EC H&CD システムの構成と調達極．

＊現在の所属：国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構
corresponding author’s e-mail: ikeda.ryosuke@qst.go.jp

４２０!2016 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchProject Review

6. Development of ITER Electron Cyclotron Heating and Current Drive System

R. Ikeda et al.

チャーから成る．ジャイロトロンは，日本とロシアがそれている．ITER の要求を満足する 1 MW/８００秒運転（図３）や，ぞれ８本，欧州が６本，インドが２本で計２４本を調達し，

ITER における一日の運転状況を模擬した 800 kW/６
００秒

それぞれのジャイロトロンは，別途，欧州とインドによっ

ショットの繰り返し運転を２週間にわたって行い，ITERて調達される高電圧電源により駆動される．ジャイロトロ

における過酷な運転条件下でも信頼性が確保できることを

ン出力は，米国が調達する伝送系に結合し，最終的に真空実証した［１２］．また ITER ジャイロトロンは，NTM 抑制

容器ポートに設置するランチャーへと結合される．日本はを目的に最高５kHz までの高速パワー変調が要求されてい水平ランチャーを１基，欧州は上ランチャーを４基，それるが，原子力機構では変調技術の開発も進めた［１３］．日本

ぞれ調達する．

が調達する ITER ジャイロトロンは，三極管電子銃を持つ

１９９０年代のITER工学設計活動におけるR&Dのひとつと形式となっており，アノードとカソード間の電位によってして，100 GHz 帯ジャイロトロンの開発が進められ，それ電子ビーム電流を制御することが可能である．特に，アと共に大電力ミリ波伝送技術やミリ波ビームパワーの入射アンテナであるランチャーの機器開発や設計も順調に進展してきた．日本原子力研究開発機構（原子力機構）における ITER ジャイロトロン開発においては，コレクター電位降下（CPD : Collector Potential Depression）を用いたエネ
ルギー回収技術による総合効率５０％の達成［３］，高次体積モード発振による 170 GHz，1 MW 発振の成功［４］，ジャイ
ロトロンへの人工ダイヤモンド窓の搭載［５‐７］などにより様々な技術課題が克服され，1 MW／８
００秒という ITERの要求を満足する長パルス運転を実証している
［８，
９］．２０
１３年９月には，日本は ITER 機構と調達取決めを締結し，２０１５年１月に最終設計を確定して，機器の製作を開始している．ランチャーについては，中性子遮蔽構造を必要とし，かつ 20 MW という大電力を限られた空間内で取り扱うという JT-60U や DIII-D などの核融合実験装置におけるランチャーとは別次元の性能を有することが求められている．そのような要求性能仕様に基づく，要素機器設計・開発が着実に進展し［１０，
１１］，今まさに最終設計をスタートする段階にある．本章では，原子力機構において進めてきた ITER 用ジャイロトロン，ランチャーの開発・設

図２

170 GHz 1 MW ジャイロトロン外観．

計，及び調達の現状を報告する．

６．
２ ITER ジャイロトロンの開発・調達の現状
ITER EC H&CD システムにおける大電力ミリ波の発振システムは，1 MW 級ジャイロトロン２４台，同数の超伝導
コイル，伝送系と取合う準光学整合器やジャイロトロン用架台などの付属機器，冷却水マニホールドなどよって構成
される．
６．
２．
１ ITER ジャイロトロン開発の現状
図２に日本の ITER ジャイロトロンの外観写真を示す．
ジャイロトロンは磁場中でサイクロトロン運動をする電子
ビームと電磁界が相互作用するサ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振管である
［１，
２］．ジャ
イロトロンは，発振周波数が磁場により決定されるため，共振器における発振モードに高次モードを選択することが可能で，ミリ波帯のような短い波長に対しても比較的大きな共振器を使用することができるという特徴があり，特にミリ波帯の大電力発振を得意とする．現在，ジャイロトロ
ンは，１０〜300 GHz の領域で，数百 kW から 2 MW までの出力を実現している．
すでに ITER ジャイロトロンの基本要求性能を実証して図３いることから，ITER における運転条件の実証試験を進め
４２１

ジャイロトロンの長パルス運転波形［９］．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016

ノードとカソード間を短絡させることにより，電子ビーム

国 General Atomics 社と共同で進め，伝送機器開発の進展を完全に停止させることができる．数十 A におよぶ電子に貢献した［１４］．EC H&CD システム伝送系のトリチウム

ビーム電流を主電源で制御する方式に比べて，アノードと境界を担うダイヤモンド窓ユニットの大電力試験について

カソード間の短絡回路にはわずかな電流しか流れないためは，原子力機構独自の開発計画として，またドイツ・カー

半導体ベースのスイッチ回路が適用でき，簡略なシステム

ルスルーエ中央研究所との共同研究として，大電力試験をで変調運転を実現することができる．

行い，MWレベルで１００秒以上の長パルス伝送を実証し，実原子力機構では，図４に示すアノードスイッチを用いた機設計 の 完 遂 に も 大 き く 貢 献 し た［１５‐１７］．こ の ほ か，

変調システムを導入し，ITER ジャイロトロンの高速パ

ITER ジャイロトロンのプロトタイプは，トカマク環境下

ワー変調の実証実験を行ってきた．数 kHz の高速変調の場

での運転実証試験を目的として，KSTAR の EC H&CD シ合，各パルスの発振時における競合モードを抑制すること

ステムのミリ波源として韓国に 貸 与 さ れ，２０１５年 に はが重要となる．そこで，図５に示すように，電圧の立ち上

0.65 MW で５０秒間のプラズマ入射を行い，電子加熱・電流

がり遷移時間を制御することによって競合モードの発振時駆動実験を行った［１８］．

間を数 μ 秒まで抑え，高速パワー変調を大電力で長パルス

６．
２．
２ ITER ジャイロトロン調達の現状維持することができるようにした．これにより，1 MW

日本における ITER ジャイロトロンの調達活動は，２０１３

ピーク出力にて 5 kHz でのパワー変調の６０秒運転に成功

年９月に ITER 機構と原子力機構の間で調達取決めを交わし，ITER で要求される運転条件を満足する変調運転を達して開始された．ITER ジャイロトロンの要求性能は調達成した［１３］．

極に関わらず表１のように統一されている．その調達範囲

ITER ジャイロトロンのプロトタイプ，並びに原子力機は，ジャイロトロン本体に加え，ジャイロトロンの発振に構の試験設備は，EC H&CD 機器の大電力試験のミリ波源

必要な磁場を発生させる超電導マグネット，出力を伝送系として活用されている．例えば，ITER EC H&CD 伝送系のに結合するための準光学整合器，制御システム，架台，各ためのコルゲート導波管や偏波器などの伝送機器開発を米種補助電源類，冷却水マニホールドなどを含んでいる．これらの各機器は製作後，原子力機構において受入れ試験として，コンディショニング及び性能試験を行い，ITER 機
構に納入後，現地据付け・試験を実施する計画となっている．原子力機構の ITER ジャイロトロン製作に関わる調達取決めにおいては，この工場試験，並びに据え付け後の現地試験完了までが調達責任範囲となっている．
これまでに，ジャイロトロンを構成する絶縁セラミック
及びダイヤモンド窓の製作，並びに超電導マグネットの製作が進められ，２０１６年度よりジャイロトロン本体の製作が開始される．２０１６年末に実機 ITER ジャイロトロンの第１号機が納入され，２０１７年より原子力機構において試験を実施し，ITER への輸送に備えることとなる．
この試験に向け，原子力機構のジャイロトロン試験設備
は ITER の電源構成を模擬したシステムへの更新を進めて
おり，ITER で予定される運転シーケンスでの運転をめざ

図４している．特に，この試験設備の制御システムに ITER 制

ITER 用ジャイロトロンの電源システムの概略．

御・データ収集・情報伝達（CODAC）システムに準拠した制御システムを導入し，ITER ジャイロトロンの運転
シーケンスを実装して各運転シナリオを事前に模擬運転・
表１

図５

ITER ジャイロトロンの要求性能仕様．

要求性能項目
定格出力
周波数
パルス幅
運転デューティ
信頼性
パワー効率
出力ミリ波ビーム特性
HE１１モード純度
0〜1 kHz 変調
1〜5 kHz 変調

変調運転の運転波形［１
３］
．

４２２

性能仕様
0.96 MW（準光学整合器出力にて）170±0.3 GHz
３
６
０
０秒
２
５％
９
５％
５
０％（CPD 運転にて）＞９５％（63.5 mm!導波管）
１
００％パワー変調
５０％以上パワー変調

Project Review

6. Development of ITER Electron Cyclotron Heating and Current Drive System

R. Ikeda et al.

試験することにより，ITER における実システムへの円滑

ブランケットは，１４個のモジュールから成り，ミリ波ビー

な統合をめざしている［１９］．

ムパワーを放射する３つの開口部を有する．各モジュールには，電磁力低減のための縦方向スリットが導入されてい以上のように，調達のための製作が進んでおり，他極がる．

調達する機器とのインターフェースの整合性などの調整を平行して進めている．また日本が調達する ITER ジャイロ

ポートプラグ内に設置されるミリ波伝送路は上・中・下

トロンの加速電源（アノード電源・ボディ電源）は調達極

段モジュールに分かれ，各モジュールとも８本の導波管が確定していなかったが，日本が調達を担当する方向で調と，固定及び回転可能な２枚のミラーから構成され，それ整を進め，２０１６年１月を目標に調達取決めの改正を行っ

ぞれのモジュールから可動ミラーを回転させることによて，日本の調達機器とする予定である．これにより，原子り，±１０°の範囲で所定方向に 6.7 MW のミリ波ビームパ力機構で試験を進めていた ITER に向けたジャイロトロン

ワーを入射する設計である．上・下段モジュールからは順と加速電源を一体とした開発の成果を最大限に反映するこ方向電流駆動が，中段モジュールからは逆方向電流駆動がとが可能となり，ITERサイトでの5 kHz高速変調運転が達可能となる方向にミリ波ビームパワーを入射することがで成できる見通しである．

きる．この他に，プラズマからの高エネルギー熱流束，及びミリ波損失，核発熱などによる機器の発熱や瞬時のプラ

６．
３ ITER 水平ランチャー開発・設計の現状

ズマ崩壊時に誘起される電磁力に対する構造健全性，中性

ITER EC H&CD システムのランチャーは，真空容器の１子に対する遮蔽も不可欠で，さらに，真空容器や冷却シス

つの水平ポート，及び４つの上ポートのそれぞれに設置さテム，遠隔保守機器などの周辺機器との取合いにおける整れる予定で，水平ポートからは 20 MW，上ポートからは１

合性も念頭に要素機器設計・開発を 進 め て き た．ラ ン

ポートあたり 8 MW のパワーを入射する設計要求となってチャーの後部は伝送系機器であるコルゲート導波管と取りいる［１０，
１１］．水平ポートランチャーは日本，上ポートラン

合い，ランチャー内のコルゲート導波管は真空・トリチウ

チャーは欧州が調達する予定である．

ム境界である圧力閉止板を貫通する．その導波管前方に設

６．
３．
１ トロイダル可変水平ランチャーの設計［１０，１１］置する固定ミラーは，対面にある可動ミラーより後方に約

当初，ランチャーのミリ波性能要求仕様は，１）20 MW

20 cm 下げる上に，固定ミラーの前側に遮蔽体を設置して入射，２）ポロイダル入射方向は０°に固定，駆動電流制御

中性子遮蔽性能を向上させる設計とした．この構造条件を目的として，３）トロイダル入射角可変（順方向：２０°〜で，基本波（HE11 モード）のみの伝送を仮定し，ミラー形

４０°，逆方向：−４０°〜−２０°）であった．また，将来予定し状やプラズマ内のミリ波吸収位置でのビームサイズなどをているパワーアップグレードを考慮し，ミリ波伝送ライン

パラメータとして，高効率伝送を達成すべくミリ波設計を１本あたり 1.8 MW のパワー伝送（トータル 40 MW 入射）

進めた．その結果，導波管出口からランチャー出口までのを可能とする要求となっていた．図６に，トロイダル可変

伝送効率９９％，１ビームラインあたりのパワーを 1 MW

水平ランチャーの鳥瞰図を示す．高エネルギー中性子やプとした場合の可動ミラー上の最大熱負荷は，2.1 MW/m2

ラズマからランチャー内機器を保護するために遮蔽ブランとなり，高効率伝送性能を維持したまま，ミラー上で低熱ケット（BSM : Blanket Shield Module）を前方に設置し，そ負荷を達成できる基本設計（図６）を確立した．

の後方に配置したポートプラグと呼ばれるケースの内部

この基本設計に基づき，図７に示す水平ランチャーのミに，ミリ波伝送機器や遮蔽構造物などが格納される．遮蔽

リ波伝送モックアップ（１モジュール分，順方向入射）を製作し，基本設計の有効性確認を目的とした大電力ミリ波伝送実験を行った．前節で記述した ITER ジャイロトロン
プロトタイプと ITER で想定しているコルゲート導波管などの伝送系機器により構築したシステムをモックアップと接続し，100 kW 程度のミリ波ビームパワーをモックアッ
プに結合させた．モックアップ前方には，プラズマ吸収位置に相当する位置にミリ波吸収体スクリーンを設置してモックアップから放射されるミリ波ビームの放射分布を測定した．その結果を図８に示す．上から順に，放射設定角度を２０°，３０°，４０°とした時のミリ波ビーム強度分布である．ほぼ設定角度通りに放射されることが確認できた．本
実験では歪んだ放射分布が観測されたが，放射分布の位相再構成によるミリ波伝播モード評価により凡そ３０％程の高次モードが混在していたことが確認できており，放射分布の歪みは高次モードの影響であることも判明している．こ

図６の結果は，ジャイロトロンからランチャーまでの間をでき

ト ロ イ ダ ル 可 変 水 平 ラ ン チ ャ ー．遮 蔽 ブ ラ ン ケ ッ ト（BSM），可動／固定ミラー，導波管等を格納するポートプ
ラグから構成される．

る限り高い割合（９０％〜９５％）で基本波モードを維持して伝送させることが重要であることを意味している．原子力
４２３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016

機構では，まずミリ波ビーム中の伝播モード成分の割合を考慮した設計を進めた．BSMの代表的な形状の設計におけ位相再構成計算によって定量化する手法を考案し，ジャイ

る熱流動解析としてプラズマからの輻射熱，及び想定されロトロンから出力されるミリ波ビームを伝送系（導波管）

る核発熱（体積発熱率）を入力条件として計算した結果，に入射角度 0.2°以内，かつオフセット 2 mm 以内で結合さ構造内部で冷却チャンネルから遠い領域で３００℃強，モせる必要があることを明らかにした［２０，２１］．さらに，ジャジュールコーナー部で２００℃程度の温度となることが明ら

イロトロンからランチャーまでの伝送系（導波管やマイかとなり，十分な除熱性能を確認できた．こうした詳細設

ターベンド）機器を据付ける際の高精度な軸合わせが必要

計に基づいた水平ランチャー用遮蔽ブランケットプロトタ

であることを明らかにした．

イプ（図９）を製作し，製作性を考慮した最終設計に向け

この他にも，BSMやポートプラグについても除熱性能とて，製作の条件や手順などのデータを取得した．
６．
３．
２ ポロイダル可変ランチャーへの設計変更［２２］耐電磁力，製作性（HIP 接合，TIG 溶接，接合検査など）を

前項のように，ミリ波ビーム入射のトロイダル方向可変
水平ランチャーの設計を進め，基本設計を確立した．とこ
ろが，ミリ波ビーム入射方向をポロイダル方向可変とする!
!#!
!
!，!：プラズ"#
ことにより，プラズマ周辺部（"!!
マ 小 半 径）に お け る 電 子 サ イ ク ロ ト ロ ン 波 電 流 駆 動（ECCD）効率が倍増することが欧州の研究者らにより明らかにされ［２３］，２０１３年９月にミリ波ビーム入射可変方向
をトロイダル方向からポロイダル方向へ変更する設計変更
要求が ITER のベースライン設計に組み込まれた．これに基づき，現在の水平ランチャー要求性能仕様は，表２に示

図７

図８トロイダル可変水平ランチャーのミリ波伝送モックアッ
プ．上：CAD，下：モックアップ写真．

水平ランチャーモックアップからの放射ビーム分布．放射
角度（a）
２
０°
，（b）
３
０°
，（c）
４
０°
．

４２４

図９

水平ランチャー用遮蔽ブランケットプロトタイプ．

表２

ITER ポロイダル可変 EC ランチャーの要求性能仕様．

要求性能項目伝送パワー＆周波数
伝送効率
固定ミラー熱負荷
可動ミラー熱負荷
ポロイダル角度可変範囲

性能仕様
1.5 MW/line & 170±0.3 GHz
９９％（HE11＝１０
０％）"5.0 MW/m２"3.0 MW/m２
Top：−１０°〜＋１０°，counterMiddle：−５°
〜＋３
０°
，co
Bottom：＋１
０°
〜＋３
０°
，co

トロイダル角度

Top：−２０°
Middle/Bottom：＋２
５°

Project Review

6. Development of ITER Electron Cyclotron Heating and Current Drive System

R. Ikeda et al.

すようにポロイダル方向可変に変更された．それ以降は，効率，横軸は伝送位置を表し，例えば，M1 と M2 はそれぞ

ポロイダル方向可変水平ランチャー設計の確立に向け，ミれ固定ミラーと可動ミラーの設置位置，BM1〜3 は遮蔽ブ

リ波伝送モジュールや遮蔽ブランケットなどの設計改良をランケット開口部の入／出口を示している．導波管の設置進めている．

角度と各ミラーの形状を調整して導波管出口からラン

図１０に改良設計中のポロイダル可変水平ランチャーの鳥

チャーの出口に相当する BM3 までの伝送効率が９９％とな瞰図を示す．３つのミリ波伝送モジュール構造コンセプト

るミリ波設計が得られている．コルゲート導波管内を伝播は維持し，かつ各モジュール８本のコルゲート導波管と，してくるミリ波ビームの伝送モードは，基本波（HE11 モー

固定及び回転可能な２枚のミラー構成も維持した設計としド）を１００％としている．また，この設計条件で，導波管内ている．一方，ミリ波ビーム入射方向については，上段モで伝播してくる可能性のある最も代表的な高次モード

ジュールからは逆方向電流駆動を可能とするトロイダル固（HE21 モード）を１０％考慮して伝播させた場合の伝送効率

定角度を−２０°とし，中・下段モジュールからは順方向電低下は，２％以内に収まることが明らかとなった．この伝流駆動を可能とするトロイダル固定角度を２５°とする設計

送効率低下分のパワーは，ランチャー内部でミリ波が散乱に変 更 し た．ミ リ 波 設 計 手 法 は，ト ロ イダ ル 可 変 ラ ン

し，ビームダクトを形成する内部遮蔽体や BSM で熱化す

チャー時と同様に，遮蔽ブランケット開口部サイズやミるため，積極的な冷却構造を有する設計とする必要がある

ラー形状・サイズ，導波管設置角度，プラズマ内のミリ波ことを示している．

吸収位置におけるビームサイズなどをパラメータとしてミ遮蔽ブランケットの設計改良については，図１０に示すよ

リ波伝播計算（設計）を進めた．例として，上段モジュー

うに，ポロイダル方向可変ミリ波ビーム入射を実現するた

ル設計のミリ波伝送特性を図１１に示す．縦軸はミリ波伝送

めの縦方向開口を構成するモジュール配置設計を進め，有限要素解析により耐電磁力性を評価した．その結果，トロ
イダル可変ランチャーと同様の縦方向スリットを有する構造を維持することで，全ての BSM の回転モーメントが設
計許容値以下となることを確認した．また，図１０から明らかのように，中・下段モジュールから放射されるミリ波
ビームは，共通の遮蔽ブランケット開口部を通る．このように遮蔽ブランケットの設計を工夫し，ビーム開口面積を縮小して中性子遮蔽性能の向上が期待できる．実際，核解析の結果から，ランチャー後方部における停止後線量率がトロイダル方向可変ランチャーより約２０％低減できることも判明している［２４］．
以上のように，ミリ波ビームパワー入射可変をトロイダ
ル方向からポロイダル方向へ変更するという大きな設計変更が示されつつも，最も重要であるミリ波伝送要求を満足するミリ波設計の見直しや，中性子遮蔽性の向上を目指し

図１
０ ポロイダル可変水平ランチャー．

たランチャーの改良設計を進めており，ランチャーの最終設計確定に向けて着実に進歩を遂げている．

６．
４ まとめ
ITER 用 170 GHz ジ ャ イ ロ ト ロ ン 開 発 に お い て は，
1 MW/８００秒，及び総合効率５０％以上を達成し，さらに，
1 MW ピーク出力での 5 kHz パワー変調運転に成功し，ITER で要求されている運転条件を全て満足するジャイロ
トロン開発が進展した．この結果を受けて，ジャイロトロ
ン本体やジャイロトロン用超電導コイルの製作が開始され，ジャイロトロン本体の第１号機は，２０１６年１２月に完成予定である．
ITER 用水平ポートランチャーについては，２０１２年までに入射ミリ波ビームをトロイダル方向可変とする基本設計を確立すると共に，要素機器開発を進め，最終設計に向けて必要な機器製作の条件や手順などのデータを取得した．

図１
１ 上段モジュールミリ波設計におけるミリ波ビーム伝送効
率．（a）
＋１
０°
放 射，（b）−１
０°
放 射．M1/2：固 定／可 動 ミ
ラー，BD1〜2：ミラー間ビームダクト，BM1〜3：BSM
開口部，Pl：プラズマターゲット．

現在は，２０１３年９月に承認された ECCD 効率向上を目的とした入射ミリ波ビームをポロイダル方向可変とする設計変更要求に基づくミリ波設計の見直しや，中性子遮蔽性能向４２５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016

［１２］K. Kajiwara et al., Plasma Fusion Res. 4, 006 (2009).
［１３］K. Kajiwara et al., Nucl. Fusion, 53, 043013 (2014).
［１４］R.W. Callis et al., 23rd IAEA Fusion Energy Conf., Republic of Korea, ITR/P1-09 (2010).
［１５］K. Takahashi et al., Fusion Eng. Des. 88, 85 (2013).
［１６］J. Doane et al., Fusion Eng. Des. 93, 1 (2015).
７］S. Schreck et al., Fusion Eng. Des. 96-97, 593 (2015).
［１［１８］J.H. Jeong et al., Fusion Eng. Des. 88, 380 (2013).
［１９］小田靖久 他：プラズマ・核融合学会誌 90, 365 (2014).
［２０］Y. Oda et al., J. Infrared Millim. Terahertz Waves 31, 949(2010).
［２１］Y. Oda et al., Fusion Sci. Technol. 61, 203 (2012).
［２２］K. Takahashi et al., Fusion Eng. Des. 96-97, 602 (2015).
［２３］D. Farina et al., Phys Plasmas 21, 06154 (2014).
［２４］K. Takahashi et al., 23rd International Conference on
Nucl. Eng., Chiba Japan, Proc of ICONE-23 (2015).

上をめざした改良設計を進めており，ランチャーの最終設計確定に向けて着実に進展している．

参考文献［１］F.A. Flyagin et al., IEEE Trans. Microw. Theory Tech.
25, 514 (1977).
［２］A.A. Andronov et al., Infrared Phys. 18, 385 (1978).
［３］K. Sakamoto et al., Phys. Rev. Lett. 73, 3532 (1994).
［４］K. Sakamoto et al., J. Phys. Soc. Jpn. 65, 1888 (1996).
［５］O. Braz et al., Int. J. Infrared Millim. Waves 18, 1495 (1997).
［６］A. Kasugai et al., Rev. Sci. Instrum. 69, 2160 (1998).
［７］K. Sakamoto et al., Rev. Sci. Instrum. 70, 208 (1999).
［８］K. Sakamoto et al., Nat. Phys. 3, 411 (2007).
［９］A. Kasugai et al., Nucl. Fusion 48, 054009 (2008).
［１０］K. Takahashi et al., Nucl. Fusion 48, 054014 (2008).
［１１］K. Takahashi et al., Fusion Sci. Technol. 67, 718 (2015).

４２６

J. Plasma Fusion Res. Vol.92, No.6 (2016)４
２７‐４３２

プロジェクトレビュー ITER 計画の機器開発・製作の進展

７．ITER ダイバータ・ターゲットの開発
7. Development of ITER Divertor Target
江 里 幸 一 郎，鈴 木

哲，関

洋治

EZATO Koichiro, SUZUKI Satoshi and SEKI Yohji＊

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（原稿受付：２
０
１
５年１
２月２
８日）

日本原子力研究開発機構（原子力機構）は ITER（国際熱核融合実験炉）計画実施の国内機関（JADA）として，国内メーカと協力し，２０１２年から ITER 用タングステン（W）
・ダイバータの製作技術開発に着手した．開発
プログラムの第二段階として，２０１４年にダイバータ受熱部であるプラズマ対向ユニット（PFU）の実機長プロト
タイプを製作し，試験した．本プロトタイプ製作を通じて PFU 製作性並びに超音波探傷といった非破壊検査による検査手法の適用性を実証した．PFU プロトタイプの寸法計測により，PFU への寸法要求が組み立てとギャップ制御の改善により達成可能な見通しを得た．製作した PFU プロトタイプは，ITER機構（IO）立会のもとロシア・
エフレモフ研究所において高熱負荷繰返し試験を実施し，ダイバータ中最も高い熱負荷に曝されるターゲット部
において熱負荷要求条件 20 MW/m2・１０秒での設計サイクルの３倍以上に相当する１０００サイクルに耐えることを実証した．
Keywords:
ITER, Divertor, Plasma-Facing Unit, Tungsten

７．
１ はじめに必要があり，ITER ダイバータ製作上最も困難な挑戦の一ITER（国 際 熱 核 融 合 実 験 炉）ダ イ バ ー タ（図１）はつである．

ITER 計画参加７極のうち，日本，欧州（EU），ロシアの３

これまで原子力機構は，PFU 下部領域の表面保護材料候

極が機器（外側，内側ターゲット，ドーム（リフレクター

補 で あ っ た 炭 素 系 複 合 材 料（Carbon-fiber composite，

プレートを含む））を各々分担して製作し，製作した機器

CFC）を用いた強制冷却型ダイバータの開発を進め，国内を EU がカセットボディに組み込み，ITER真空容器内に装実施機関（JADA）として，２００９年に外側ターゲット調達

荷する計画となっている［１］．ITER ダイバータは真空容器
下部に設置される．内側及び外側ターゲットは炉内機器の中で唯一磁場と交差するため，定常運転時の熱負荷として最大 20 MW/m2 に１０秒間耐えることが要求されている．この高い熱負荷を除去するため，ターゲットは高速の冷却水（4 MPa，７０℃，〜10 m/s）を銅合金（CuCrZr）製冷却管に流す強制冷却機器である．プラズマからの粒子負荷及びディスラプションや Edge Localized Mode
（ELM）といった
過渡的熱負荷による各種損傷（表面損傷や溶融）を防ぐた
め，銅合金製冷却管はブロック状の表面保護材（炭素系複合材料やタングステン製で，モノブロックと呼ばれる）に
冶金的に接合されている．ITER ダイバータ外側ターゲッ
ト（Outer Vertical Target，OVT）では，約 2 m の冷却管に１４０‐１５０個のモノブロックを接合する必要があり，ダイ
バータカセット１基あたり，２２流路（このポロイダル方向の各冷却要素を プラ ズ マ 対 向 ユ ニ ット（Plasma-Facing
Unit，PFU）という）が設置される．ITER ダイバータは５８
図１ （a）ITER タングステンダイバータの概要及び（b）
支持構造体への W モノブロック固定構造．

カセットが真空容器内に装荷されるため，OVT 全体では予備も含めて約２０万個のモノブロックを冷却管に接合する＊現在の所属：国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構

Corresponding author’s e-mail address: ezato.koichiro@qst.go.jp

４２７!2016 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016

契約を IO と結び，実機長プロトタイプ製作に着手した

し，IO立ち会いの下RFDAが高熱負荷試験を２０１５年秋に実［１］．し か し な が ら，ITER 計 画 の 見 直 し の 一 環 と し施した．

て，２０１１年，ITER 機 構（IO）は 科 学 技 術 諮 問 委 員 会（STAC）および運営諮問委員会（MAC）において，これま

７．
３ 実規模プロトタイプによる実証

でのターゲット部の表面保護材料として炭素繊維複合材料

７．
３．
１ 実機長 PFU プロトタイプの製作とタングステン（W）を用いた設計に変更し，ITER 初期運JADA は実規模 PFU プロトタイプ７本を異なる国内

転から，すべての表面保護材料をWとするフルWダイバー

メーカ２社（PFU 製作社）と協力して製作した．このう

タ・ターゲットの使用を提案した．ITER 理事会（IC）は２

ち，６本は IO の品質保証管理下において製作し，残り１本

年間のフル W ターゲットに関する研究開発を了承し，２０１３を予備として製作した．この実規模 PFU プロトタイプは，

年中にダイバータ表面（アーマ）材料の最終選定を行う事

図２に示すように最も高い熱負荷を受けるターゲット部を決定した．これを受けて，JADA と IO は R&D タスク契（直線部）に５６枚，バッフル部（湾曲部）に９０枚，合計１４６

約（フル W ターゲットの認証プログラム）を結び，JADA

枚の W モノブロックが銅合金（CuCrZr）製冷却管に冶金

は日本産業界との協力のもと，ITER ダイバータ用フル W

的に接合されている．これらの W モノブロックは JADA

ターゲットの開発に着手した［１，２］．７．
２で述べる小型試験の管理の下，IO 材料仕様［１，３］に従って製造された圧延 W

体の結果及び IO による設計・検討結果を合わせた最終設

板から製作され，W 製造メーカにより W モノブロックと計レビュー会合が２０１３年６月に行われた．欧州製 W モノブ

CuCrZr 冷却管接合に必須の無酸素銅（Cu）緩衝層（肉厚

ロックに巨視的な割れが頻発していたことから，別途 W

1.3 mm）を接合されたものを PFU 製作社に支給したもの

材料特性を詳細に調べる R&D プログラム［３］を立ち上げるである．

ことなどを条件に W ダイバータの設計が了承され，２０１３年

タ ー ゲ ッ ト 部 の W モ ノ ブ ロ ッ ク の 寸 法 は，幅１１月に IC は ITER 初期運転からダイバータにおけるすべて

27.8 mm，高さ 28 mm，軸方向厚さ 12 mm であり，冷却管の表面保護材料を W とする決定を行った［４］．本章は，本頂上から W ブロック表面までの肉厚は 7.7 mm である．

認証プログラム概要および実機長プロトタイプ製作およびバッフル部寸法は幅のみが 0.5 mm 刻みで 27.8 mm から加熱試験の結果を報告する．

31.5 mm まで段階的に増加する．本 PFU プロトタイプにおける W モノブロック表面は，熱負荷試験を主眼とするた

７．
２ W ダイバータ認証プログラム［５，６］め，リーディング・エッジでの W ブロック端部の溶融を防本認証プログラムは２０１２年初めにIOが計画し，以下の２ぐのに必要とされる，角の面取りやトロイダル方向の傾斜段階で構成される．

は再現されていない．

（１）要素技術開発及び確証：本段階では小型試験体を用い

W モノブロックと Cu 緩衝層の接合技術は W 製作メーカ

たフル W ダイバータ用 PFU の W モノブロックと冷却管のにより異なるが，これまで共同で直接鋳造法，高温等方加接合技術開発とその加熱試験による確認及び W モノブ

圧（HIP）法 お よ び 単 軸 拡 散 接 合 法 を 開 発 し て き た

ロックの OVT 支持構造体への接続部の荷重試験を実施し［１，
２］．これまでの試験結果で は，前２者の接合方法がた［２］．

ITER 要求を満足できる見通しを得ている．単軸拡散接合

JADA は，W モノブロック５個が CuCrZr 製冷却管に接方法に関しては，より接合強度を高めるよう開発を続行し合された小型試験体を６体製作した．これらの試験体に対ている．これらの W/Cu 接合部は W 製作メーカにより超音

し，ロシア・エフレモフ研究所（RFDA）に設置された電波探傷を行い，欠陥のないものをPFUプロトタイプへの組

子ビーム加熱装置（ITER Divertor Test Facility，IDTF）

み立て・接合に使用した．CuCrZr 冷却管は外形 15 mm，［７］において，IO 主導・立会のもと繰り返し高熱負荷試験

内径 12 mm であり，内表面の平滑度は Ra<1.6 μm である．

が実施された．その結果，JADA が製作した６体の試験体の全ての W ブロック及びそれらの接合部が 10 MW/m2・
１０秒・５０００サイクルかつ 20 MW/m2・１０秒・１０００サイクルの熱負荷に耐えることが実証された［２，５，６］．この結果は
IC によるダイバータ表面材料決定の一役を担い，JADA
は認証プログラムの第二段階に進み，２０１４年よりPFU実機
長プロトタイプの製作に着手した．
（２）実機長プロトタイプの製作及びその高熱負荷試験による技術実証：本認証プログラムの中で最も厳しい要求は，設計熱負荷に対する熱・機械疲労性能をプラズマ対向ユニット（PFU）実規模プロトタイプにより実証することである．実証目標は加熱条件を１０秒加熱・１０秒冷却として，設計熱負荷である 10 MW/m2 に対して５０００サイクル及び20 MW/m2 に対しして３００サイクルに耐えることである．

図２

JADA は国内メーカと協力して PFU プロトタイプを製作
４２８

実規模長フル・タングステン・プラズマ対向ユニット・プ
ロトタイプの概要．

Project Review

7. Development of ITER Divertor Target

K. Ezato et al.

CuCrZr は析出強化型銅合金であるため，その機械的特性て，UT を実施する．その結果を７．
３．
２．
２で紹介する．

は熱処理に大きく依存する．そのため，ITER 用 PFU 冷却

その他，耐水圧試験（圧力 7.15 MPa）や真空リーク試験管に使用する CuCrZr 管は W モノブロック接合後において（許 容 リ ー ク 率：1×10−10 Pa/m3/s）を 実 施 す る．そ の

機械強度および結晶粒径に関する IO 仕様［１］を満たすよう後，除熱性能を高めるため，ねじりテープ（Cu 製）を冷却に銅合金メーカと共同で開発したものである．

管に挿入し，固定する．

PFU の組立・接合工程の概略は以下のようなものである．

今回の PFU プロトタイプの製作では７本のプロトタイ

１．CuCrZr 管の両端にステンレス製支持構造体に接続すプを製作し，W モノブロックと Cu 緩衝層の接合法として，るためのステンレス配管を溶接する．ただし，CuCrZr

単軸拡散接合と HIP を採用している．表１に示す試作したはステンレス系材料との直接溶接が難しいため，Ni

プロトタイプの U013，U014 及び U017 は前者の接合方法

基合金（ここでは Alloy 625）を介して溶接する．溶接を，U015，U016，U018 及び U019 は後者の接合方法を使用

部は放射線探傷検査（RT）や浸透探傷検査（PT）の非した．

破壊検査を行い，溶接品質を確保する．

７．
３．
２ 熱処理後の PFU プロトタイプ試験検査結果
７．
３．
２．
１ 熱処理後の CuCrZr 管の機械強度

２．全１４６個中３０個の W モノブロックに特殊ステンレス
XM-19［１］製ブロックを，Cu 緩衝層を介して HIP やロ

前述のように CuCrZr は析出硬化型銅合金の一種である

ウ付けにより接合する．接合部に対して超音波探傷検ため，その機械特性は熱処理状況（保持温度・時間・冷却査（UT）を行う．検査に合格した XM‐１９製ブロック速度）に影響を受ける．そのため，接合熱処理後の CuCrZr

部は図１，図２に示すような支持脚最終形状に加工さの機械特性がIO要求値を満たしているか，確認する必要がれる．

ある．表１はPFUプロトタイプのロウ付け・時効処理と一

３．W モノブロックに予め接合されている Cu 緩衝層内部

緒に熱処理された CuCrZr 管の室温と２５０℃における機械にロウ材と CuCrZr 冷却管を挿入する．ロウ材は，中特性の計測結果を示す．左のカラムはPFUプロトタイプの性子により蒸気圧の高い元素に核変換されることを防識別番号を示しており，U013〜U016とU017〜U019は別々

ぐため，銀・金を用いない Ni-Cu-Mn 合金系箔を使用の PFU 製作社で製作されたものである．U014 と U015，

する．W モノブロック間のギャップはスペーサを挿入

U018 と U019 の組はそれぞれ，同じ熱処理バッチでロウ付することにより管理する．W モノブロックの管軸方向けされたものである．U013 と U016 を製作した際に熱処理

厚さは公差内のバラツキがあるため，ギャップはス

した試験片において，0.2％ 耐力が若干 IO 要求値を下回っ

ペーサ厚みを変えて調整する必要がある．ロウ付け熱ている他は，引張強度，伸びともに IO 要求値を満たしてい処理後のギャップ測定結果は７．
３．
２．
３で紹介する．

る．この 0.2％ 耐力の要求値は，ロウ付け温度保持からの冷４．バッフル部に相当する W モノブロック９０枚に挿入さ却速度が速い U016 及び U018/U019 の熱処理バッチで満足れている CuCrZr 冷却管を，専用ジグを用いて所定のできているため，今後の熱処理では冷却速度を増加させる

曲率になるよう曲げる．

予定である．
７．
３．
２．
２ 接合部の超音波探傷試験（UT）

５．組み上げた PFU プロトタイプを真空炉で熱処理する．
熱処理は CuCrZr の溶体化温度にあわせたロウ付け温W/Cu/CuCrZr の接合部は，冷却管内を水で満たし，UT

度９８
０℃に保持した後，ガス冷却する．さらに CuCrZr

プローブを管内部で挿引・回転させてこれら２箇所の接合の時効処理温度４８０℃で再加熱・保持した後，ゆっく面を同時に試験する．UT プローブの検査能力は各接合面りと冷却する．ガス冷却速度 は約１℃/s を 目指し，において直径 2 mm の人工欠陥（機械加工した平底穴）を

W/Cu/CuCrZr の健全な接合と CuCrZr 管の強度回復有する較正用サンプルを用いて，検証している．図３（a）はを両立させている．熱処理の際，CuCrZr 管のサンプ試験の一例として，接合欠陥を有する PFU プロトタイプ

ルを同時に熱処理し，製作熱処理後の CuCrZr 管の強（U013）における UT 結果（接合部の超音波反射波強度を二度を確認する．今回のPFUプロトタイプ製作後に測定次元で示した C スキャンマップ）を示す．図では周方向角

した，CuCrZr 管の機械特性を次節で紹介する．

度を縦軸（受熱面を１８０度縦軸中心），管軸方向位置を横軸

６．熱 処 理 後 の W/Cu，Cu/CuCrZr の 全 接 合 部 に 対 しにそれぞれ取り，各接合面における反射波強度（欠陥があ表１

ロウ付け熱処理後の CuCrZr 管の機械試験結果（表中 Hv はビッカース硬さを表す）．

IO 要求値

−

引張強度
［MPa］
２
８
０

U013
U014, U015
U016
U017
U018, U019

１
０
２
１
２
３
１
１
２
１
０
４
１
０
６

３
２
５
３
４
５
３
２
６
３
８
０
３
７
７

プロトタイプ番号

Hv300 g

室温0.2％ 耐力
［MPa］
１
７
５

伸び［%］

１
６
６
１
８
３
１
６
７
２
２
６
２
２
０

４２９

２
５
０℃
0.2％ 耐力
［MPa］
１
５
０

伸び［%］

１
５

引張強度
［MPa］
２
２
０

３
１
３
１
３
３
２
８
２
８

２
４
２
２
５
２
２
３
８
２
８
２
２
７
９

１
４
５
１
５
１
１
４
０
１
８
８
１
８
３

２
８
３
０
２
８
２
６
２
５

１
４

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016

図３

PFU プロトタイプ U0013 のターゲット部（直線部）に対する UT 結果（a）と赤外サーモグラフィー（b）の比較．

る箇所では他の接合箇所と比較して反射波が強くなる）をる欠陥の検出は無く，検査は全数合格であった．

表示している．図では３段階に色分けし，黒色部は接合欠

７．
３．
２．
３ PFU プロトタイプの寸法計測結果

陥が存在している箇所を示している．図３（a）の結果では，完成後のPFUプロトタイプに対して，２種類の寸法検査

ターゲット（直線）部のタイル番号１，２０，４５のタイルにを行った．一つはノギスやメジャーを使ったPFU単体の長おいて受熱面側に W・Cu 接合面に欠陥が検知されている．

さ，曲率，並びに W モノブロック間ギャップ及び支持脚間

この UT 結果を除熱の観点から検証するため，赤外サー距離を計測したもの，もう一つは ITER ダイバータ支持構

モグラフィー試験［８］を実施した結果を図３（b）に示す．本

造体の表面形状を模擬した高熱負荷試験用支持架台に，製試験では，PFU プロトタイプ冷却管内に温水（９５℃）を通作したPFUプロトタイプを設置し，Wモノブロックの表面

水することにより，W モノブロックを加熱し，その表面温輪郭度に対して光学式３次元計測を行ったものである．

度が温水温度となったところで，冷水（５℃）を急に通水PFU プロトタイプは実機と同じ寸法／形状の加工が施さした際の W モノブロック温度変化を赤外カメラで計測し，れた溝付き支持脚を有し，試験架台の表面に設置された凸

その挙動から欠陥の有無を推定する方法である．除熱性能部（プラグ）に嵌め合わせ，貫通開口部にアルミナ青銅製に影響を及ぼす接合欠陥がある場合，冷却速度が相対的にのピンで機械締結される．これらの溝幅，プラグ幅，貫通遅くなるため，その W モノブロックは赤外カメラで検知で開口部の直径，ピン外径の加工公差は厳しく管理するもの

きる．図３（b）は冷却開始３秒後の PFU プロトタイプ受熱の，実際に製作して組み合わせるられるか，さらに W モノ

面の赤外熱画像を示す．UT で欠陥有りと示された W タイ

ブロックの表面輪郭度要求（全ての W モノブロック表面位

ル１，２０，４５は他のタイルより高温のタイル（周囲より色置が±0.3 mmの範囲に収まること）を満たせるかを確認すの薄いタイル）として検知されている．両者は良い一致をることも本 PFU プロトタイプ製作の大きな目的の一つで示しており，管内プローブによる UT が W モノブロック形

ある．

状に対して，信頼しうる欠陥検知能力を有することを確認

図４（a）
から図４（f）
はPFUプロトタイプ単体の寸法測定することができた．同様の比較は，バッフル（湾曲）部に

結 果，す な わ ち タ ー ゲ ッ ト（直 線）部 長 さ（設 計 値：

対しても既に行い，同様の結果を得ている．

694.4 mm），バッフル（湾曲）部曲率（同：632.4 mm），W

W/Cu 接合界面は W 製作メーカにおいて，W/Cu 接合後

モノブロック間ギャップ（同：0.4 mm（ターゲット部）おに実施された UT を合格したものであるから，これらの欠よび 1.1 mm（バッフル部），支持脚ピン挿入用孔中心距離

陥発生は，冷却管への接合時，すなわち溶体化処理を兼ね（同：61.4 mm（ターゲット部））をまとめたものである．

たロウ付け熱処理及び時効熱処理を経て強度が回復した

PFU プロトタイプのターゲット部長さは設計値と比較しCuCrZr の収縮に W/Cu の接合強度が耐えられなかったもてプラス 1.8 mm，マイナス 2.9 mm の範囲内に分布しておのと考えられる．現在，この欠陥が生じた W/Cu 接合方法

り，設計値との誤差は 0.5％ 未満である．バッフル部曲率は（前述の単軸拡散接合）の改善に W 製作メーカと取り組ん

２グループ（U013〜U016，U017〜U019）に分かれている．

でいる．一方，W/Cu 接合に直接鋳造法を用いた W モノブ

これらの違いは PFU 製作社におけるバッフル部曲げ工法

ロックを接合した PFU プロトタイプ４本では，５８４枚（１４６やギャップ管理の違いに起因するものである．それぞれのブ ロ ッ ク／PFU×４本）に お い て，W/Cu，Cu/CuCrZr

グループにおいて，曲げ加工および熱処理後，設計曲率にの全接合面において UT および赤外サーモグラフィーによ

対して数 mm の範囲内でほぼ一定であることから，PFU
４３０

Project Review

7. Development of ITER Divertor Target

K. Ezato et al.

のバッフル部曲率を設計値に更に近づけることは十分に可

験架台側壁の加工した孔とし，計測結果は CAD モデルと能であると考えられる．同様のことは，W モノブロック間比較して表示した．図中の濃淡分布は実物の表面位置とギャップや支持脚ピン挿入孔位置間隔の計測結果について

CAD データと比較した結果，具体的 に は，プラ ス側がも言える．実機シリーズ製作の際，PFU 組立・接合工程にCAD データより凸となっている箇所，マイナス側は凹と関して改善の余地は残されているものの，上述したようななっている箇所を示す．図５右側は，PFU プロトタイプの

PFU 形状の寸法管理は十分に達成可能である．

ターゲット部の拡大を示している．ターゲット部において

図５は６本の PFU プロトタイプを熱負荷試験用試験架

ほとんどの W モノブロック表面は CAD データと比較して台に載せたもの（テストアッセンブリという）の外観とそ

プラス側 0.25 mm の範囲内に入っている．また，バッフルの状態での W モノブロック表面輪郭度，特に最も高い熱負部では，図５中央に示されているように，W モノブロック

荷を受けるターゲット部に対する表面輪郭度の計測結果を

表面は CAD データより下側に位置している．これは，試験示したものである．PFU プロトタイプの熱負荷試験は電子架台の製作途中に変形が生じたためであり，プロトタイプ

ビームで行うことから，架台の過熱を防ぐため，テスト

本体の変形によるものではない．今回製作したPFUプロト

アッセンブリには銅製ダミーユニットを PFU プロトタイ

タイプの３次元計測結果から，ITER ダイバータ外側タープの両脇に２本ずつ載せている．３次元計測の基準点は試ゲットにおける W モノブロックの表面輪郭度に対する IO

図４PFU プロトタイプの寸法計測結果（a）
ターゲット（直線）部の長さ，（b）
バッフル（湾曲）部の曲率，（c）
ターゲット部の W モノブ
ロック間ギャップ，（d）
バッフル部の W モノブロック間ギャップ，（e）
ターゲット部の支持脚間隔および（f）
バッフル部の支持脚間隔．

図５

高熱負荷試験用テストアッセンブリとテストアッセンブリ状態における PFU プロトタイプ表面の三次元測定結果．
三次元計測結果は CAD データからの PFU プロトタイプ表面の変位を示している．

４３１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016

７．
５ まとめ

要求値達成は実現できる見通しを得た．

原子力機構は PFU プロトタイプ製作を通して，PFU 製

７．
４ PFU プロトタイプの高熱負荷試験

作性並びに超音波探傷といった非破壊検査技術の適合性をPFU プロトタイプは上記の計測の後，小型試験体と同様実証した．製作した PFU プロトタイプの寸法計測により，RFDA の IDTF に送付され，IO 立会のもと繰り返し加熱試

PFU への寸法要求が組み立てとギャップ制御の改善によ験を行った．本試験は調達各極の技術能力を確認する為のり達成可能な見通しを得た．

ものであり，試験実施は各機器製作担当極ではなく，IO

実機支持構造体を模擬したテストフレームに設置されたとロシア側試験担当者による製作側から独立した認証試験

PFUプロトタイプ外形を光学式３次元計測の結果，Wモノである．冷却条件は ITER ダイバータと同じ 4 MPa・７
０℃

ブロックの表面輪郭度は CAD データからプラス側（凸方の冷却水を各 PFU に流速約 10 m/s で供給する．加熱条件

向）に 0.25 mm の範囲内に納められていることを確認しは熱流束 10 MW/m2 及び 20 MW/m2（ターゲット部のみ）

た．これは W モノブロック端部の溶融防止のため，ITER

を１０秒間照射，１０秒間冷却を繰り返す．熱流束は W モノブ

ダイバータ実機外側ターゲットに課せられている輪郭度のロック表面への入射熱流束ではなく，冷却水の温度上昇か

厳密な公差要求±0.3 mmを満たすものである．本プロトタら算出される吸収熱流束で定義される．合格条件はそれぞ

イプは 10 MW/m2・５０００サイクル，20 MW/m2・１
０００サイ

れの加熱条件において５０００及び３００サイクルの試験期間中，クルの高熱負荷試験において，W モノブロックの接合部のW モノブロック表面に巨視的な溶融が発生しないこと，冷接合劣化に伴う表面温度上昇，W モノブロックの巨視的な却管からの水漏れが無いこと，周囲の正常な W モノブロッ

割れや溶融，冷却管からの水漏れは発生せず，IO が実施し

ク表面温度から温度上昇が３０％以下であること，加熱試験

た認証試験に合格した．

前後の各ブロック表面温度変化が２０％を越えないことであこれらの結果は JADA および製作メーカの PFU 製作にる．20 MW/m2 の条件に対しては JADA の要望により，合関する技術的な成熟度が ITER ダイバータ機器の製作に着

格条件の３倍以上である１０００サイクルまで試験を継続し手可能なレベルに到達していることを示すものである．

た．試験装置の都合上，すべての W モノブロックを一度に参考文献

加熱することができないため，プロトタイプを幾つかの領域に分割し，領域毎に試験が行われた．本試験は２０１５年１１［１］鈴木 哲：プラズマ・核融合学会誌 87, 607 (2011).
［２］K. Ezato et al., Fus. Eng. Des. 98-99, 1281 (2015).
［３］T. Hirai et al., J. Nucl Materials 463, 1248 (2015).
［４］M. Merola et al., Fusion Eng Des. 96-97, 34 (2015).
［５］T. Hirai et al., Fusion Eng. Des. 88, 1798 (2013).
［６］T. Hirai et al., Phys. Scr. T159, 014006 (2014).
［７］V. Kuznetsov et al., Fusion Eng. Des. 89, 955 (2014).
［８］Y. Seki et al., Fus. Eng. Des. 85, 1451 (2010).

月末に完了し，PFU プロトタイプは日本へ返還されている．
図６にターゲット部の加熱領域と 20 MW/m2・３００サイ
クル及び１０００サイクル後の W モノブロック表面の様子を示す．W モノブロック/Cu 緩衝層の接合を直接鋳造法で行った PFU プロトタイプ４体（U015，U016，U018 及び U019）の W モノブロック５枚×PFU4 本＝２
０枚が１領域，W
モノブロック６枚×PFU4 本＝２
４枚が４領域（図６白枠内）の合計１１６枚すべてが試験合格条件を満たした．

図６

PFU プロトタイプの繰り返し加熱試験領域（ターゲットに対する 20 MW/m2 を照射した領域のみ，白枠内）及び 20 MW/m2・300
サイクルおよび１０００サイクル照射後の W モノブロック表面の様子．

４３２

J. Plasma Fusion Res. Vol.92, No.6 (2016)４
３３‐４３９

プロジェクトレビュー ITER 計画の機器開発・製作の進展

８．ITER 計測装置の開発
8. Development of Diagnostics for ITER
伊 丹 潔，河 野 康 則，波 多 江 仰 紀，杉 江 達 夫１），小 川 宏 明，石 川 正 男，北 澤 真 一，
今 澤 良 太，谷 塚 英 一，小 野 武 博，竹 内 正 樹，山 本 剛 史，嶋 田 恭 彦，丸 山 敏 征，太 田 彰
ITAMI Kiyoshi, KAWANO Yasunori, HATAE Takaki, SUGIE Tatsuo, OGAWA Hiroaki, ISHIKAWA Masao,
KITAZAWA Sin-iti, IMAZAWA Ryota, YATSUKA Eiichi, ONO Takehiro, TAKEUCHI Masaki,
YAMAMOTO Tsuyoshi, SHIMADA Takahiko, MARUYAMA Toshiyuki and OHTA Akira＊

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構，"日本アドバンストテクノロジー１）（原稿受付：２
０
１
６年３月８日）日本が開発を進めている５つの ITER 計測装置は，設置ポートの設計統合を担当する ITER 機構，EU 及び米国と連携をとりながら，ITER 全体の工程に従って詳細設計を進めている．先行して調達取決めを締結したマイクロフィッションチェンバーの真空容器内機器は，詳細設計を終えて最終設計段階に進み，ITER に設置される計測機器として初めて真空容器内信号ケーブルの製作を開始した．ポロイダル偏光計は２０１５年１１月に予備設計レ
ビューを行い，周辺トムソン散乱計測，ダイバータ不純物モニター，ダイバータ赤外サーモグラフィーについて
も，２０１６年に予備設計レビューを開催する予定である．
Keywords:
ITER, Fusion Plasma, Plasma Diagnostics, Port Plug８．
１ はじめにポートプラグ内の計測機器のメンテナンスやリモートハ

ITER プラズマ計測装置は，「トカマク機器の保護のた

ンドリング機器を設置する際にポートプラグを引き抜く場めに必要な計測」，「トカマク・プラズマの基本的な制御に

合，ポートセル後部の扉からギャラリー（Gallery）に，必要な計測」，「先進的なプラズマ制御に必要な計測」，「プポートセル内の計測機器，インタースペースの計測機器を

ラズマ物理研究に必要な計測」を目的として，プラズマの順次引き出す．その後キャスクをインタースペースに挿入

挙動と性能を正確に測定するため，５８の計測システムが設し，ポートプラグを引き抜き，キャスク内に収納する．

置される．大別すると磁気計測系，中性子計測系，光／赤

ポートプラグを収納したキャスクはギャラリーを経てホッ外線計測系，ボロメータ系，分光／中性粒子計測系，マイ

トセル建屋に運ばれ，メンテナンスを受ける．

クロ波計測系，プラズマ対向機器／運転監視計測系から構成される．
ITER 計測装置は，トカマク建屋（Tokamak Building）内にトーラスを取り囲む形で，上部ポート，水平ポート及び下部ポートに対応する３階層（L2，L1，B1 レベル）に設置される．図１に，トカマク建屋（点線の右）と計測建屋（点線の左）の L１レベル平面図を示す．水平ポート（EQ＃1）
から反時計廻りに番号が付けられている．レーザー計測装置，中性粒子計測及び真空紫外分光計測装置は，計測建屋側のポートに割り当てられている．
プラズマを見込む計測機器は，中性子遮蔽機能を有するとともに真空及びトリチウム境界を構成するポートプラグに組込まれる．真空窓と生体遮蔽（Bio Shield）の間のインタースペース（Interspace）では，建屋からの張り出しス
テージ上に中間計測機器が設置される．生体遮蔽の外側のポートセル（Port Cell）と呼ばれる小部屋には，計測制御

図１

水平ポート階層のトカマク建屋と計測建屋平面図．

機器や検出器が設置される．
＊現在の所属：国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構
corresponding author’s e-mail: itami.kiyoshi@qst.go.jp

４３３!2016 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016

計 測建屋（Diagnostic Building）の 計 測 室（Diagnostic

ダル方向上下２箇所に設置する．検出器を除いて，MFCHall）には，レーザーや分光器等の大型計測機器及び信号の真空容器内機器は，真空容器の組立直後に設置されるた処理・データ収集用のキュービクル（ITER 用計装制御盤）

め，他の計測装置に先駆けて詳細設計を進めている（図２が設置される．収集された計測データは，中央制御・デー

参照）．

タ収集・情報通信設備（CODAC: Control, Data Acquisition

MFC 検出器は真空容器内に恒久的に設置されるため，and Communication）に転送され，プラズマの実時間制御

冗長性を確保する観点から１箇所につき２本の検出器が設に利用されるとともにデータベース化される．

置される．また，信号参照用として U235 を含まないダミー

ITER 計測装置は，プラズマによる輻射熱，ディスラプ

検出器が１本設置される．MFC 検出器は，真空容器によるションによる電磁力と振動，電磁ノイズ，機器への放射線減衰を受けることなく中性子の計測が可能なため，真空容

影響，核発熱等の負荷に対して健全性を維持するだけでは器外に設置する他の計測装置よりも精度よく中性子計測がなく，原子力安全の観点から，放射線遮蔽と停止後線量率，可能であるという長所がある．検出器は，軽水炉で使用さ事故時のトリチウム閉じ込め境界の維持，原子力規格に基れてきた小型の U２３５核分裂計数管を設計の基本とするが，づく構造設計等に関して多岐に渡る厳しい要求を満足しな

真空容器温度の上昇に伴う第一壁ブランケット間の間隔のければならない．そのため ITER 計測装置は，厳格な品質変化により熱中性子スペクトルが変化し，測定誤差が大き保証計画により詳細設計，最終設計を行い，それぞれの設

くなることが解析により明らかになった．そこで熱中性子計段階の終わりに ITER 機構の予備設計レビュー（PDR:

を吸収する 1 mm 厚のカドミウムを検出器に巻いて，高速Preliminary Design Review），最 終 設 計 レ ビ ュ ー（FDR:

中性子を主に計測する設計改良を行った［２］．

Final Design Review）を受ける．さらに実機の製作前には，検出器の信号は，検出器から上部ポートの真空導入端子

製 作 準 備 レ ビ ュ ー（MRR: Manufacturing Readiness Re-

までは，粉末状及び繊維状の二酸化ケイ素（SiO2）を絶縁

view）
を受け，承認された設計に基づいて製作が行われる．

材とし，内皮にアルゴンガスを封入した２重絶縁構造の３日本は，ITER 計測装置のうち工学設計活動開始時の価軸 MI（Mineral Insulated）ケーブルで伝送される．真空容値（クレジットという）で 15.4％ に相当する５つのプラズ

器外は，３軸ケーブルでポートセルに設置した前置増幅器

マ計測装置と上部ポート及び下部ポートのポート統合機器

を経て，計測室のデータ収集系に伝送される．なお，検出の調達責任を有する［１］．マイクロフィッションチェン

器はファーストプラズマ後に接続部で既設ケーブルと接続バーについては ITER 機構との調達取決めを２
０１２年４月にされる．

締結し，詳細設計を開始した．このうち真空容器内機器にMFC 真空容器内機器の詳細設計とは，大きく以下の四ついては最終設計段階にある．ポロイダル偏光計，周辺ト

つに分けられる．第一に ITER 機構によるケーブル敷設を

ムソン散乱計測装置，ダイバータ不純物モニター，ダイ可能にするための設置ルートの設定，ケーブル固定方法の

バータ IRサーモグラフィについては，
２０１３年８月に調達取

設計．第二に，敷設したケーブルが，ディスラプションに決めを締結し，詳細設計段階である．ポロイダル偏光計による電磁力と振動，核発熱による高温等，ITER の過酷な関しては，２０１５年１１月に予備設計レビューを開催した．残

使用環境に耐える構造設計．第三に，ITER の過酷な使用

る３つの計測装置についても２０１６年内に予備設計レビュー

環境でも MI ケーブルが長期的に絶縁耐圧特性，真空特性，を開催する予定である．これに加えて，日本はポロイダル

インピーダンス特性等を維持できることを実証するための偏光計を設置する上部ポート＃１０及びダイバータ不純物モ

熱サイクル試験，振動試験，高温試験，また検出器から前ニターを設置する下部ポート＃２の統合設計及び上部ポー

置増幅器までのシステム全体のノイズ耐性を実証するため

トプラグ及び下部ポート計測支持構造体の製作を含む調達のノイズ試験等の各種試験．第四に，信号を真空容器外に取決めを２０１７年に締結する予定である．

取り出す真空導入端子の設計である．真空導入端子は，
ITER の真空境界であるだけでなく，放射性物質であるト

ITER 全体スケジュールでは，大半の計測装置の詳細設
計が２０１７年までに，最終設計が２０１９年までに終わる予定になっており，日本の計測装置もそのスケジュールに沿って設計が行われている．本章では，日本が調達を分担している計測装置の開発の現状を報告する．

８．
２ マイクロフィッションチェンバー
ITER 計画が目標とする核融合出力 500 MW の燃焼プラ
ズマの制御に最も重要な計測装置として，マイクロフィッ
ションチェンバーを含めて６種類の中性子計測装置が設置される．
マイクロフィッションチェンバー（MFC:Micro Fission
Chamber）は，小 型 の U２３５核 分 裂 計 数 管（!14 mm×
図２ （a）
MFC 検出器の位置．（b）
真空容器内における信号ケー
ブルの配置．

200 mm）を MFC 検出器として，ブランケットモジュールと真空容器の間の空間に，トロイダル方向２箇所，ポロイ
４３４Project Review

8. Development of Diagnostics for ITER

K. Itami et al.

リチウムの閉じ込め境界を形成するため，ITER の安全重ける．M1はプラズマに対面する第一ミラーであり，ガス駆要機器に指定されている．この要求を満足するために，真動方式のシャッターにより保護される．M3 と M5 はトロイ

空導入端子周囲に二重の境界を設け，第一境界で真空漏洩

ダルミラーであり，M1 から M4 までは，水冷する必要があ

度の要求基準を，第二境界において，真空境界及び冷却水

る．M6 までのミラーは，計測遮蔽体（Diagnostic Shieldの漏洩や火災時の温度上昇等の事故発生時にもトリチウム

Module）に固定される．（図４（b）参照）一つの水平ポー閉じ込めを維持する設計を考案した．

トプラグには，３つの計測遮蔽体が収納される．計測遮蔽

２０１４年の予備設計レビューにおいて上記の詳細設計が承体の前面には，計測第一壁（Diagnostic First Wall）が取付

認 さ れ，MFC の 真 空 容 器 内 機 器［３］の 開 発 は 最 終 設 計

けられ，その開口部を通してプラズマを計測する．計測遮フェーズに移行した．このうち MI ケーブルについては，最終蔽モジュールの光路以外の部分は，核発熱を除去する水冷設計レビュー，製作準備レビューが承認され，ITER に設

パイプを埋め込んだ中性子遮蔽体である．ETS の運転停止

置される計測装置として初めて，実機の製作が開始された．

後の線量率への寄与は，15 μSv/h を大きく下回る．

８．
３ 周辺トムソン散乱計測装置

ファイバー束の端面に集光され，計測室のポリクロメー

集光された信号は，真空窓を経てインタースペースで光周辺トムソン散乱計測装置（ETS: Edge Thomson Scat-

ターで分光計測される．トムソン散乱計測装置の標準的なtering）は，水 平 ポ ー ト＃１０に 設 置 さ れ，小 半 径

較正手法であるレーリー散乱の機会は限定されるため，メ

#"
!!!
!
$#より外側のペデスタルからスクレイプオフ層のンテナンス時に，シャッターの裏面に較正用の光を照射し領域における電子温度，電子密度を５mm の位置分解能，て，集光光学機器と分光光学機器の較正を行う．加えて，

10 ms の時間分解能で計測する．トムソン散乱計測では，

ルビーレーザー（#!694.3 nm）を YAG レーザーと同軸にレーザー光の電子による散乱スペクトルの計測であり，散入射して，ショット中にスペクトルチャンネル間の較正を乱断面積が非常に小さい．そのためプラズマへの大強度の行う［７］．

YAG レーザー（#!1064 nm）光の入射，迷光の最小化及び

８．
４ ポロイダル偏光計

大口径の光学系による散乱光の集光が必須である．
これまで２系統レーザーの同時入射によるエネルギー

ITER における電流分布計測には，先進的プラズマの実

7.66 J，繰り返し 100 Hz，パルス幅 30 ns の原型 YAG レー!
#，2 及びプ
時間制御の観点から，プラズマ安全係数 "!"ザーを開発した［４］．日韓協定により，韓国 KSTAR におい

ラズマ安全係数極小値の規格化半径位置，プラズマ物理研て原型 YAG レーザーを用いてトムソン散乱計測を行い究の観点から "分布を１０％の精度で計測することが，ポロ（図３（a）），このレーザーの信頼性を確認した．ITER 用

イダル偏光計とモーショナル・シュタルク効果計測（米YAG レーザーの最新の設計では，１系統あたり 5 J，50 Hz国）に求められている．

のレーザー光を交互に入射して，10 ms の時間分解能を実現する２系統の構成としている．１系統のレーザーが故障した場合でも残りの１系統のレーザーで運転できる冗長性を確保するためである．第一壁からの反射による迷光を時間差で排除するため，レーザーパルスを 4 ns 程度にすることを目標に開発を進めている．２系統のレーザー光の合成
は，それぞれ垂直偏光させたビームと水平偏光させたビー
ムを，各レーザーパルスと同期して回転する半波長板を用いて同軸化することで行う（図３（b））［５］．
各プラズマ計測装置の先端部光学系が設置されるポート

図３ （a）KSTAR での YAG レーザー運転．（b）
ビーム合成の基礎
実験結果．２０
０：１の純度の偏光が得られた．

プラグは，文字通りポートを塞いで，中性子遮蔽する役割がある．そのため，先端部光学系は，迷路構造を形成する
複数の曲面ミラーと平面ミラーで構成されるミラー光学系
であり，それ以外のスペースには遮蔽体を組み込み，必要な遮蔽性能を得る設計である．閉止フランジ背面において
炉停止１０６秒後の線量率を 100 μSv/h 以下にするため，それぞれの計測装置の寄与としては，15 μSv/h 以下を目標に３次元モンテカルロコードである MCNP を用いた遮蔽設計を行っている．大口径の光学系を必要とするトムソン散乱
計測では，特に設計条件が厳しくなる［６］．
550 nm から 1100 nm までの波長領域においてプラズマ
周辺部で 5 mm の空間分解能をほぼ満足する光学設計に基

図４ （a）
ポートプラグ内集光光学系のミラーとシャッターの配置．（b）
遮蔽の配置．M1 に対面する M2 は隠れている．

づく，ポートプラグ内の光路を図４（a）に示す．本章ではプラズマに近いミラーから順番に M1，M2，M3…と番号をつ
４３５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016

ポロイダル偏光計（PoPola: Poloidal Polarimeter）
では，上築が可能になることであり［１０］，原型炉に向けた計測とし部ポート＃１０及び水平ポート＃１０から，１０視線の遠赤外ても期待される計測手法である．偏光計測方式について，

レーザー光をプラズマに入射し，第一壁に埋め込まれた回

JET において干渉計をベースとした実績があるが，ITER

帰反射鏡で反射して戻って来たレーザー光の偏光状態の方ではポートプラグ内の先端ミラー光学機器の精密な光路調

位角 #と楕円率角 "を計測し，トモグラフィーの原理で磁整を常時行うことは困難であるため，干渉の原理を用いな場分布を再構築し安全係数分布を求める［８，９］．

い回転波長板方式を採用して，開発試験を行っている［１
１］．

偏光計測用のレーザーは，プラズマによる偏光状態の変

ITER 機構で２
０１５年１１月に開催された予備設計レビュー化が大きいこと，５０ミクロン帯に比べ伝送路の水蒸気によでは，上記の詳細設計に基づき，１０本の視線で，#と "をそる吸収が小さいこと，高速の検出器が利用できること等か

れぞれ，0.5°と 0.7°の精度で計測することにより，標準シ

ら，実績が豊富な波長 119 μm 波長の遠赤外レーザーの開

ナリオにおいて，ITER ポロイダル偏光計だけで，１０％の発を進めている．

精度で安全係数分布が計測できることが示された（図７参上部ポート階層（L2 レベル）の計測室に設置した２本の照）．

遠赤外レーザー装置から，それぞれ上部ポート測定用の４ビームと水平ポート測定用の６ビームが分岐される．各
レーザービームは，伝送ミラー機器（ポートセル），入射ミ
ラー機器（インタースペース），真空窓，先端ミラー機器（ポートプラグ内）を経てプラズマ中に入射される．レー
ザービームはプラズマ第一壁に設置した回帰反射鏡で反射して逆の経路で，計測室に戻る（図５参照）．レーザー光軸の調整は，遠赤外レーザーと同軸の可視あるいは CO2 レー
ザー光を用い，ポートセルの可動ミラー（M6）とインタースペースの可動ミラー（M3）及び真空窓の外枠に設置した
光軸調整用回帰反射鏡により，真空窓の中心にレーザー光を調整する．さらに，計測室に戻ってくるレーザー光の信図５号が最大になるように M3 と M6 を調整することで，レー

ポロイダル偏光計の機器構成．

ザー光を回帰反射鏡の中心に入射する．
上記の光学設計及び中性子遮蔽設計を基に，ITER で想定される，核発熱，放射熱，ディスラプション時の電磁応
力等の負荷条件を満足する光学機器の機械設計を行った．
図６に，真空容器内ミラー光学機器設計を示す［６］．
光軸調整が正しく行われるとともに，窓の厚みや光学伝
送路内の湿度が設計通り実現されれば，計測室の検出器には各視線あたり 175 μW のパワーが検出される．
従来は，Faraday 効果による方位角の変化 !#!#" !"$!$##
Cotton-Mouton 効果による楕円率角の変化 !"
図６ （a）〜（c）
はポートプラグ内に設置するミラー．（d）
はダイ
バータに，（e）
はブランケットに設置する回帰反射鏡．将来の拡張性のため，最大１３視線分用意．

!"" !"$!#"##
をそれぞれ独立に計測してきたが，ITER の測定条件では独立ではなく，厳密には，#と"の間にストークス方程式で表されるカップリングが存在するため，プラズマによる偏光状態の変化はプラズマ入射前の偏光状態に依存する．
PoPola では，プラズマ入射前の偏光面を，Cotton-Mouton
効果が最大となる #!45°，"!!°になるように調整し，検出器では方位角 #と楕円率角 "の絶対値を計測する．厳密解を用いる利点は，安全係数の計測精度の向上だけでな
く，ITER あるいは原型炉のような高温プラズマにおいて，
カップリング項の相対論効果による電子温度依存性を利用

図７

して，電流分布や密度分布に加えて，電子温度分布の再構
４３６q 分布計測と計測精度．

Project Review

8. Development of Diagnostics for ITER

８．
５ ダイバータ不純物モニター

K. Itami et al.

（a）

ダ イ バ ー タ 不 純 物 モ ニ タ ー（DIM : Divertor Impurity
Monitor）は，分光的な手法でダイバータプラズマを２次元的に高空間分解能で計測する．ダイバータ不純物モニ
ターは，金属不純物（Be や W 等）
，注入ガス不純物（Arや Ne 等），燃料比，ヘリウム排気，イオン温度，電離フロ
ント位置（Ionization Front）の計測を通じ，プラズマ運転やダイバータプラズマ制御に重要な役割を果たすとともに，ダイバータプラズマ物理研究に大きく貢献する．
ダイバータ不純物モニターは，上部ポート＃1，水平ポー
ト＃１，下部ポート＃２の３つの光学システムにより，プラズマを観測する．!!分布のシミュレーション計算に，３つの光学システムの視線を重ねたものを図８（a）に，ドーム
下 光 学 系 の 視 線 方 向 の 信 号 強 度 分 布 を 図８（b）に 示 す［１２］．
上部ポート光学システムは，ダイバータを見下ろす光学系（７１視線）を有する．水平ポートシステムはトロイダル
接線方向を向いた光学系（７１視線）を有する．下部ポート（b）

システムは，ダイバータカセットの隙間からプラズマを見込む２つの光学系（１４２視線）とダイバータードーム下から
内外ダイバータターゲットを見込む光学系（８０視線）を有する．各光学系で集光された光のうち紫外光（200 nm−
450 nm）はポートセル内の紫外光分光器で，可視・近赤外光（400 nm−1000 nm）は光ファイバーで計測建屋内の計測室に伝送され可視光分光器で波長分解能 0.01−1 nm，時間分解能 1 ms−10 ms で測定される．
各ポートの光学系は，視野角と方向，他の計測機器との取合いによる利用可能空間の制限が異なるので，光学機器
構成は大きく異なるが，基本的に先端部光学系，リレー光学系，結像光学系の３つで構成される．ファイバー結像面
からの光線追跡では，各ポートの光学系においてダイバー
タ付近で 2−10 mm の像となり，要求される空間分解能（20−40 mm）より十分に良い性能が確保できる［１３］．また，ベーキングによる測定系の移動量と ITER への設置に

図８ （a）
プラズマの D!発光分布と視線．（b）
ドーム下光学系の
視線方向の D!発光分布（電離と再結合の寄与）．

関わる組立手順の検討から，光軸調整方法の検討を行った．
一例として，上部ポートの光学機器配置を図９に示す．
ポートプラグ先端部に固定された４枚の金属ミラーにより，ダイバータ付近の像を光路上に投影する．このうちM1と M2 は平面ミラー．M3 は軸対称の非球面ミラー，M4
はトロイダル ミ ラー で あ る．入 射 瞳 近 傍 に 第 一 ミ ラー
（M1）を保護するガス圧駆動シャッターを設置する．プラズマからの光 は，こ の 先 端 部 光 学 系 か ら 真 空 窓 を 通して，６枚の金属ミラーと色収差補正のための２群のレンズから構成されるリレー光学系に送られる．リレー光学系ではチルト機構，R（大半径）方向のシフト機構及び Z（垂直）方向のシフト機構を有する可動ミラー群を駆使して光軸調整を行う．また結像光学系では，ファイバー結像面を R方向に移動して焦点調節を行う．金属ミラーの材質は，第一ミラーは中性粒子によるスパッタリングに強いモリブデ
ン，それ以外は反射率特性の良いアルミニウムを用いる．

図９

４３７

上部ポート光学系の光学機器配置．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016８．
６ ダイバータ IR サーモグラフィー
複数のトロイダル箇所から広角カメラでプラズマ対向壁
全域を監視する水平ポート赤外／可視カメラ（EU）及び上部ポート赤外／可視カメラ（米国）計測システムとともに，ダイバータ IR サーモグラフィ ー（IRTh: IR Thermography）［１４］は，ダイバータターゲットの温度分布と熱流束分布を測定する主要計測システムである．ダイバータ IRサー
モグラフィーは，内側及び外側ダイバータの限定された領域 を，タ ー ゲ ッ ト 上 で 3 mm と い う 高 い 空 間 分 解 能で，２００℃か ら１０００℃の 表 面 温 度 分 布（0.1−2.5 MW/m2の定常熱流束分布）を時間分解能 2 ms，１０００℃から３６００℃の表面温度分布（0.02−0.5 GW/m2 の非定常熱流束分布）を時間分解能 20 μs で計測する こ と が 求 め ら れ ている．
ディスラプション及び ELM の物理研究への貢献が期待さ

図１
０ ダイバータ IR サーモグラフィーの光学系の側面図，上面図及び内側及びダイバータを見込む赤外カメラ視野．

れる．
ダイバータ IRサーモグラフィーは，水平ポート＃１７から
トロイダル右方向に外側ダイバータを見込む外側ダイバー

IR サーモグラフィーにおいてその場較正が可能であるこタ光学系と内側ダイバータ光学系の２つの光学系を有するとが明らかになった［１５］．

（図１０参照）．それぞれの光学系は，ポートプラグ先端部光

８．
７ ポート統合設計と計装制御学系，真空容器外のリレー光学系，ポートセル内の検出光学系から構成される．このうち，ポートプラグ先端部光学

一つの計測用ポートには，最大で３つの ITER 参加極が系とリレー光学系は全て金属ミラーで構成される．ポート

調達する７種類の計測装置が組込まれる．そのため，ポー

プラグ先端部光学系先端部には，透過率較正用の熱源を内トプラグ（下部ポートでは支持構造体），インタースペー

蔵したシャッターとミラークリーニングシステムを設置す

ス，ポートセルにおける各計測装置間及び ITER 他設備とる．光軸調整は，リレー光学系のクランク構造部分の可動の空間取合い，機械設計，遮蔽設計等のポート統合設計は，ミラーを用いて行う．リレー光学系によりポートセルに伝原則としてそのポートで主要な計測装置を調達する参加極送された光束は，検出光学系のカセグレンミラー光学系でがポートマスターとして担当する．また，ポート統合設計

結像され，検出系の 3 μm 帯赤外カメラ，5 μm 帯赤外カメに基づいてポートプラグ（下部ポートの場合は計測支持構

ラ及び赤外分光カメラの３つの赤外カメラ（６４０×５
１２ピク造体）と計測遮蔽体の調達を行う．日本は，ポートマス

セル）により計測される．

ター（Port Master）である EU，米国，ITER 機構と連携をダイバータターゲットの赤外カメラによる温度計測を行とりながらテナント（Tenant）であるポートの計測装置のう上で最も重要な課題は，ターゲット材（タングステン）

詳細設計を行っている．一方，下部ポート＃2 のポートマの放射率の評価である．プラズマ壁相互作用により ITER

スターとして，ロシア，中国と空間取合いの検討を開始し

プラズマ運転とともに，表面状態が変化することが予測さた［１６］．

れるため，実験運転期間でも放射率の較正が欠かせない．

ITER の運転においては，各設備，装置をプラントシス

予め，放射率の比率を較正値として持ち，放射率が変化しテムの集合体として，CODAC，中央インターロックシスても比率が一定であるとすれば，3 μm 帯赤外カメラ とテム及び中央安全システムの３つの独立した計装制御系が5 μm帯赤外カメラの信号比を測定することにより，正確な各プラントシステムの機能を統括制御する．日本の計測装温度計測が出来る．赤外分光カメラは，プリズム分光器に置も，それぞれ独立したプラントシステムとして，各計装より，視野内の代表的な１００点について波長スペクトルを制御系を PCDH（Plant Control Design Handbook）に準拠測定する．この測定データにより，放射率の空間依存性として設計することが求められる．このうち計測機器の制

波長依存性を補正した温度分布の計測が可能となる．

御，監視，データ収集等の大部分の機能は，CODAC との詳細設計と並行した基礎実験により，表面粗さが異なる

通信により実現される．計測用レーザー発振時の入室管理

タングステン材について，0.1−0.2 μm 幅のバンドパスフィに関わる機能及び安全境界を貫通するレーザー光路上のルターを用いた赤外カメラ計測と熱電対計測により波長シャッターバルブ開閉操作時の原子力安全に関わる機能

3 μmから4.7 mにおける放射率の波長依存性を，
４００℃からは，中央安全システムにより統括制御される．日本の計測

１０００℃の温度領域で測定を行った．その結果，放射率の波装置の開発にあたっては，ITER 機構と密接に連携しつつ長依存性は小さいが，表面粗さが 0.3 μm から 5.9 μm まで変計装制御系の設計及び試作試験を進めており，ダイバータ

化すると，放射率が 0.2から0.6に変化することがわかった．

IR サーモグラ フ ィ ー で は，ITER 機 構 か ら 貸 与 さ れ た

また，赤外レーザー（波長 3.2 μm）によるその場較正実験

キュービクル（ITER 用計装制御盤）を用い，赤外 TV カメ

では，赤外レーザーの赤外カメラと同視線で入射した赤外

ラの制御及びデータ収集を行う CODAC 計装制御ソフト

レーザーの後方散乱光を計測することにより，ダイバータ

ウェアを開発した．
４３８

Project Review

8. Development of Diagnostics for ITER

８．
８ まとめ

K. Itami et al.

参考文献

ITER 計画において日本が調達を分担している計測装置［１］Y. Kawano et al., Proc. 24th IAEA Fusion Energy Conference,
ITR/P5-35 (2012).
［２］M. Ishikawa et al., Fusion Eng. Des. 86, 417 (2011).
［３］M. Ishikawa et al., Plasma Fusion Res. (2016), in press.
［４］T. Hatae et al., Rev. Sci. Instrum. 83, 10E344 (2012).
［５］E. Yatsuka et al., JINST 11, C01006 (2016).
［６］E. Yatsuka et al., JINST 8, C12001 (2013).
［７］E. Yatsuka et al., J. Plasma Fusion Res. SERIES 9, 12(2010).
［８］R. Imazawa et al., Nucl. Fusion 51, 113022 (2011).
［９］今澤良太 他：プラズマ・核融合学会誌 90, 743 (2014).
［１０］R. Imazawa et al., Rev. Sci. Instum. 83, 123507 (2012).
［１１］R. Imazawa et al., Rev. Sci. Instum. 87, 013503 (2016).
［１２］A. Iwamae et al., Plasma Phys. Control. Fusion 53, 045005(2011).
［１３］S. Kitazawa et al., Fusion Eng. Des. 101, 209 (2015).
［１４］M. Takeuchi et al., Plasma Fusion Res. 8, 2402147 (2013).
［１５］M. Takeuchi et al., Fusion Sci. Tech. 69, 655 (2016).
［１６］S. Kitazawa et al., Plasma Fusion Res. 10, 3402044 (2015).

の開発の現状を述べてきた．ITER 計測装置における開発の方法論は，従来の核融合プラズマ実験装置におけるそれと，大きく異なっている．ITER 計測装置の性能の根拠となる計測要求（Measurement Requirement）は核融合プラ
ズマ研究の観点から定義されたが，核融合実験炉の１シス
テムとして ITER 計測装置を機能させるため，プラズマ計
測性能だけでなく，機器の健全性，信頼性，安全性，冗長性等について原子力機器としての品質保証が求められるか
らである．そのため，段階的な設計レビューにより，多角的な観点からの設計検証が行われ，厳密な品質管理の元でITER 計測装置の製作が行われる．このプロセスに則って，
日本はマイクロフィッションチェンバーの真空容器内機器である信号ケーブルの製作を開始した．ポロイダル偏光計
は２０１５年１１月に予備設計レビューを行った．その他，周辺
トムソン散乱計測，ダイバータ不純物モニター，ダイバー
タ IRサーモグラフィーについても，順次予備設計レビューを開催する．

４３９

J. Plasma Fusion Res. Vol.92, No.6 (2016)４
４０‐４４３

プロジェクトレビュー ITER 計画の機器開発・製作の進展

９．ITER トリチウムプラントの開発
9. Development of Tritium Plant for ITER林
巧，中 村 博 文，岩 井 保 則，磯 部 兼 嗣，枝 尾 祐 希，寺 田 誠 二，
倉 田 理 江，山 田 正 行，鈴 木 卓 美，佐 藤 克 美，冨 山 善 実，山 西 敏 彦
HAYASHI Takumi, NAKAMURA Hirofumi, IWAI Yasunori, ISOBE Kanetsugu, EDAO Yuki,
TERADA Seiji, KURATA Rie, YAMADA Masayuki, SUZUKI Takumi, SATO Katsumi,
TOMIYAMA Yoshimi and YAMANISHI Toshihiko＊

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（原稿受付：２
０
１
６年１月１
３日）

ITER（国際熱核融合実験炉）のトリチウムプラントの概要と，日本が調達責任を有するトリチウム除去系に関する設計の現状と課題について紹介する．ITER トリチウムプラントは大きく分けて６系統のシステムで構成
され，ITER 機構の他，日，欧，米，韓の４極の間で調達が分担されている．日本は ITER 機構とともにトリチウム除去系を担当する．トリチウム除去系は安全重要機器（Protection Importance Component）であるため，異常時に確実にトリチウムを除去可能なよう多重性を有する設計となっている．本章では，トリチウム除去系のトリチウム除去技術とトリチウム除去系の性能確証に向けた取組みを紹介する．
Keywords:
Fusion, Tritium, Detritiation System, Safety Component, Licensing,ITER

９．
１ はじめに

１．トカマク排ガス処理設備

ITER（国際熱核融合実験炉）では，本格的な重水素（D）/（Tokamak Exhaust Processing System: TEP，分担

トリチウム（T）燃焼運転を実施するために，トリチウムを

極：米国）

最大 4 kg 程度保有する計画で有り，DT 燃焼は３００〜５００秒

プラズマ排気ガス中の水素同位体ガスをパラジウム

放電または３，
０００秒放電（Duty２５％）といったパルス運転

合金透過膜拡散器（PD）により精製，残った不純物ガ

ではあるものの，定常的に約 1 kg のトリチウムを循環処理

ス中のトリチウムは触媒反応（分解，化学交換など）して使用する計画である．トリチウムプラント［１］は，主とにより化学的に水素ガスに変換して PD で回収するシしてこれら燃料循環処理に必要な設備と，数kgのトリチウ

ステム．現在，詳細設計段階．

ムを安全に取り扱うための設備で構成されるもので，図１２．水素同位体分離システムにその概念系統構成を示す．固体水素またはガスで真空容（Isotope Separation System: ISS，分担極：欧州）

器内に注入された DT 燃料は，プラズマ状態で核融合反応

TEP で精製回収した水素同位体ガスを深冷蒸留分を起こすが，その多くは未燃焼のまま真空排気される．そ離法（液体水素の蒸留）により同位体分離を行い，重のプラズマ排出ガスから未燃焼の燃料を精製回収し，D や

水素，トリチウム成分のみを回収するシステム．現在，

T 燃料を分離し，貯蔵設備を経由して燃料ガスの成分を調概念設計段階．

整後，再注入する設備が燃料循環処理設備である．DT 燃

３．トリチウム水処理システム

料回収後の排出ガスは，僅かに残るトリチウム成分をトリ（Water Detritiation System: WDS，分担極：欧州）

チウム除去系にて酸化しトリチウム水蒸気を回収除染後，ITER で発生したトリチウム水を液相化学交換塔に排気塔から排出するが，回収したトリチウム水は化学交換

より同位体分離し，電気分解（高分子電解膜）法を組塔で処理され，トリチウムを燃料循環系に戻す．このようみ合わせて，トリチウム成分を水素ガスとして回収すにトリチウムプラントでは，多くの設備の有機的な連動運るシステム．現在貯留タンクは ITER サイト納入済，

転が必要不可欠である．本図に記載の通り，上記各設備を

それ以外は詳細設計段階（一部概念設計中の機器もあ

４つの極（日，欧，米，韓）及び ITER 機構（IO）が分担しり）．

て調達する．トリチウムプラントの主要機器の例とその調

４．トリチウム貯蔵システム

達分担極について以下に示す．

（Tritium Storage &Delivery System: SDS，分担極：韓国）＊現在の所属：国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構
corresponding author’s e-mail: hayashi.takumi@qst.go.jp

４４０!2016 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchProject Review

9. Development of Tritium Plant for ITER

図１

T. Hayashi et al.

ITER 燃料循環処理システム概念系統構成図．

トリチウム等の燃料を劣化ウランに吸蔵させ金属水

トカマク本体が収納されるトカマク複合建屋雰囲気の異素化物の形で貯蔵，各種実験ガスを含め供給するとと常時のトリチウム除去を行うとともに，平常時のポート

もに，貯蔵されているトリチウムの崩壊熱を測定しトセルや中性粒子入射装置（NB）セル等の段階的負圧維持

リチウムの計量を行うシステム．現在，詳細設計段階．

及びトリチウムプラントからの排気ガスの処理を行うシ

５．トリチウム除去システム

ステム．

（Detritiation System: DS，分担極：IO／日本）

２．ホットセル建屋トリチウム除去系（HCF-DS）

建屋内に漏洩したトリチウムを雰囲気中から除去，

機器のメンテナンスを実施するホットセル建屋雰囲気のまた各種トリチウムシステムから排出されたガス中の平常時及び異常時のトリチウム除去を行うシステム．

トリチウムを除去し，トリチウムの環境漏洩を防止・

３．グローブボックス（GB）トリチウム除去系（GB-DS）

緩和する安全システム．現在，最終設計段階．

トリチウムプラント機器が内包されるグローブボックス

６．分析測定システム（Analytical System: ANS，分担極：内雰囲気のトリチウム除去を行うシステム．

IO）

４．サプレッションタンク負圧維持系（ST-VS）

トリチウムプラントの各系統におけるトリチウム分析

トカマク真空容器内への冷却水漏れなどの異常時においを行うシステム．現在，詳細設計段階．

てその圧力を抑制するサプレッションタンク内雰囲気の前述のように，日本はトリチウム取扱安全上，最も重要負圧維持を行うシステム．なお，本システムの排気ガス

な，雰囲気トリチウム除去系（DS）を分担している．以下，は TC-DS に送られる．

本章では，フランスの安全規制要件を踏まえて日本が分担

上記の中でも，TC-DS と HCF-DS は最終閉じ込め障壁をする ITER DS の設計の現状及び課題を整理すると共に，構成しており，以下の要求が課されている．

今後予定している確証試験や共同調達活動計画（IO と日本

１）機能については，下記の４つの要求を満たす必要がある．

で５０％：５０％の分担予定）について紹介する．

①通常運転時の全てのトリチウム使用機器からの排ガス中のトリチウム除去，

９．
２ フランスの安全規制の要件を踏まえた ITER
DS の設計の現状：②保守時の真空容器，各種 GB やセル等の雰囲気トリチ

トリチウムは多重閉じ込めにより安全に取扱管理する③定常汚染の可能性がある区画等の段階的負圧維持及びウム濃度制御，が，それぞれの閉じ込め障壁は，物理的障壁である真空容

排出ガスのトリチウム除去，器や気密容器，グローブボックス（GB）やセル，部屋や建④異常時のトカマク複合建屋及びホットセル建屋の負圧屋などと，機能障壁である DS を組み合わせて構成する

維持及び排出ガスのトリチウム除去．

［２，
３］．

２）DS のトリチウム除去性能は，設計値で 99.9％ とし，実DS の構成は，トリチウム除去対象の建屋毎，あるいはト際に，非火災異常時で９９％，火災時で９０％を最低限満たす

リチウム除去の対象毎に分類されており，主として以下でことが要求されている．ITER では，１つの火災ゾーンと構成される．

一致するトリチウム隔離区画（例えばトリチウム貯蔵ベッ

１．トカマク複合建屋トリチウム除去系（TC-DS）

ド１基など隔離弁で隔離できる区画）について，最大 70 g
４４１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016

以下のトリチウム貯蔵・滞留量に管理する．安全評価上，発生するガス（主として，メタン，エチレン，プロピレン

火災時に，１つの火災ゾーンにあるトリチウムが全て当該など）共存下や一酸化炭素・二酸化炭素共存下でトリチウ区画に放出されたとしても，９０％はDSで除去され，環境へ

ム酸化性能を確証した［４］．
上記のように新規技術を利用した ITER の DS に関しての影響は敷地境界で 1 mSv 以下に緩和されると評価されている．

は，ITER の安全を監督するフランスの原子力規制当局も３）DS の処理要求量は，通常時は上記の①②③の合計値，関心を寄せており，２０１２年に ITER の建設が許可された省

異常時は上記④の中の最大容積区画の負圧維持量で決ま令（ITER Creation Decree: Decree No.2012-1248 9 Nov.

3

る．ITER では，トカマクギャラリーが 72,000 m で最大容2012）においては，DS の性能に関する Qualification が求め積区画 で あり，100 vol%/day の 気 密 度 か ら，3,000 m3/h

られた．さらに２０１３年に決定された Technical Prescriptionの処理量が要求される．実際には，この要求に，停電，DS（ASN Decision No. 2013-DC-0379）において，SC 塔，酸化の保守，DS の火災，及び異常時の単一故障の重ねあわせな

触媒の有効性の確証やこれらの組み合わせ統合システムとどの複合事象を考慮する．例として，現状のトカマク複合

しての有効性の確証等の６項目の技術的要求が求められて建屋の DS の系統構成を図２に示す．

おり，原子力機構の TPL においてトリチウムを使用した●通常時用のDSは，実績から触媒酸化・水分吸着方式（乾DS の性能確証試験を分担して実施する予定である．

燥塔），1,600 m3/h の処理量で１系統．常時運転．

具体的には，上記のDS性能確証試験の他，調達に係る品●異常時用の DS は，長期運転の信頼性＊１から［３］，触媒酸

質確証試験の一環として，LTR や SC 塔の単体機器として化・向流型水‐水蒸気交換方式（スクラバー塔：SC 塔），の実用運転要求条件下での確証試験を継続するとともに，

1,400 m3/h の処理量で６系統．３系統毎に１系統の非常DS システムとしての以下の統合性能確証試験を，日本で用電源を配置する．通常時は，待機運転を基本とする．

実施する予定である．

●なお，DS で回収したトリチウムは，トリチウム水として① SC-DS の実用条件運転試験及び Aging 試験：上記 1/5-

水処理システムに送られ燃料循環系に戻る．（図１参照）

SC 塔を ITER における実用条件での運転（断熱増湿運
転）試験用に整備して，性能実証を行うとともに，長期

９．
３ DS の課題と今後の統合性能確証試験：

間データを蓄積して経年変化の有無を確認．

上記のように長期運転時の信頼性向上の観点から，異常②ミッション試験：①の 1/5-SC 塔を TPL の既設のトリチ

時の DS には SC 塔が採用されている．SC 塔は，多くの化

ウム除去設備と連結し，長期間，実際のトリチウム施設

学プラントなどで実用されており，有害ガスの除去性能はの DS としての運転実績を蓄積．

実証されているがトリチウム水蒸気の除去性能は実証され③ SC-DS 統合試験：標準設計に基づき，適切な規模の触媒ていなかった．そこで，ロシアでの基礎試験を経て，日本

塔及び SC 塔を製作して連結し，SC-DS モジュールシス

原子力研究開発機構（原子力機構）のトリチウムプロセス

テムとしての統合トリチウム除去性能の実証．

研究棟（Tritium Process Laboratory:TPL）で実機の約 1/5

９．
４ DS の調達活動：のパイロット規模での実証試験を実施し（２００９〜２０
１３年），
最も保守的な飽和水蒸気条件にてトリチウム水蒸気の除去

２０１４年１２月に，IO と日本国内機関（JADA）で共同で調性能を確証した．また，触媒酸化反応塔（LTR 等）の触媒

達活動を行うための取決めを締結した．この取決めの下についても，基礎試験を実施し，電源ケーブルの火災時にで，現在，DS の本格的な調達活動の開始に向け，共同チー

図２

ITER トカマク複合建屋用雰囲気トリチウム除去系の系統構成．

＊１：水分吸着方式（乾燥塔）は，長期運転時には乾燥塔の吸着容量が限られているため，複数の乾燥塔の切替運転が必要で，切り替え時の弁等の故障確率を評価すると，除去系としての信頼性が低くなり，切り替えのない連続運転が可能なスクラバー塔方式が採用された．

４４２

Project Review

9. Development of Tritium Plant for ITER

T. Hayashi et al.

参考文献

ムを発足させ設計作業を進めている．DS 調達に関しては，全体を共同調達チームが管理するが，主として最終設計［１］M. Glugla et. al., Fusion Eng. Des. 82, 472 (2007).
［２］D. Murdoch et al., Fusion Eng. Des. 83, 1355 (2008).
［３］S. Beloglazov et al., Fusion Eng. Des. 85, 1670 (2010).
［４］T. Hayashi et al., Fusion Sci. Technol. 67, 365 (2015).

（２０１９年完了予定）や実機の調達活動（２０２５年据付完了予定）は IO 側主導で，統合性能試験対応（２０２０年頃まで）は日本側主導で実施していく予定である．２
０１５年９月に DS調達に関する第１期の調達取決めが発効し，日本における統合性能試験が開始された．

４４３

J. Plasma Fusion Res. Vol.92, No.6 (2016)４
４４‐４４７

プロジェクトレビュー ITER 計画の機器開発・製作の進展

１
０．ITER テストブランケット計画
10. Test Blanket Program in ITER
河 村 繕 範，廣 瀬 貴 規，西宏，谷 川 尚，中 島 基 樹，
権 暁 星，宮 田 訓，竹 村 真，山 西 敏 彦
KAWAMURA Yoshinori, HIROSE Takanori, NISHI Hiroshi, TANIGAWA Hisashi,
NAKAJIMA Motoki, GWON Hyoseong, MIYATA Satoru, TAKEMURA Makoto and YAMANISHI Toshihiko＊

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（原稿受付：２
０
１
６年１月１
３日）

テストブランケットモジュールは，参加極が各々の計画に基づき ITER の核融合環境を利用して実施す
る，原型炉に向けたトリチウム増殖ブランケットの試験に用いる機器であり，ITER の調達機器ではない．日本は固体増殖水冷却テストブランケットシステムの実施極として，２０１４年１１月に ITER 機構と取決めを結び，本格的にテストブランケット計画の実施に向けた活動を開始した．２０１５年２月の概念設計レビューで指摘された解決が必須な課題３件は，解決の見通しが得られる所まできた．今後，概念設計の承認を得て詳細設計へ進むが，原型炉とは異なる ITER 環境での試験において，どのような結果が得られれば原型炉への見通しが得られるのかを考慮し，そのための機能，性能への要求を満たすように設計を詳細化する．さらに実機製作に向けたフランス規制対応を進める．
Keywords:
ITER, Test Blanket Module, DEMO, tritium, ceramic breeder, neutron multiplier, pressurized water

１０．
１ はじめに通気するなどして取り出し，精製して燃料として用いる．

増殖ブランケットは，真空容器内壁にブロックあるいは箱を構成する構造部材には冷却材の流路が設けられ，核反タイルのように取り付ける複数のモジュールで構成され，応に伴う発生熱を冷却材の流通によって取り出し発電に用

中性子遮蔽，エネルギーの取り出し，燃料トリチウムの製いる．

造の役割を担い，発電を行う核融合炉では重要な機器であ前章までに紹介されてきた機器は，ITER（国際熱核融合

る．図１に示すようにモジュールは箱構造をしており，中実験炉）の構成機器で，日本が ITER 機構（IO）に物納し，に中性子増倍材並びにトリチウム増殖材が充填され，核融ITER運転時の所有権はITER機構にある．これに対してテ合中性子との核反応で生成するトリチウムは不活性ガスをストブランケットモジュール（TBM）は，ITER を利用して「発電のための高品質な熱の取り出し」，「燃料トリチウ
ムの自己補給」を実証する計画（TBM 計画）のための試験機器で あ っ て 物 納 品 で は な く，所 有 権 は ITER 参 加 極（ITER Member: IM）にある．各 IM は各々の原型炉設計に基づくブランケットモジュールを ITER に設置（EU２
機，日中韓印各１機，米露０）して試験を行う．ITER の達成目標の一部は TBM 計画を通してのみ実証できるものであり，国内でもTBM計画が原型炉の工学設計移行，建設判断の指標となるなど，重要な位置づけとなっている．
本章では，日本の TBM 計画の経緯と現状について紹介する．

１０．
２ TBM 計画の経緯と詳細
日本をはじめ核融合先進国は独自のブランケットを開発している．その中で，ITER 機構発足前の１９９４年１２月にテ
図１

ブランケット概略図．

ストブランケット作業部会（TBWG）が設置され，TBM＊現在の所属：国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構
corresponding author’s e-mail: kawamura.yoshinori@qst.go.jp

４４４!2016 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchProject Review

10. Test Blanket Program in ITER

Y. Kawamura et al.

計画の技術的な調整を開始した．国内では２０００年８月の核

日本は，国内機関（JADA）である日本原子力研究開発

融合会議［１］，２００５年１０月の原子力委員会核融合専門部会

機構が TBM 計画に基づく業務を実施することとし，２０１４［２］等で，ITER を用いた TBM 試験が我が国の方針として

年１１月に JADA が ITER 機構との間で TBMA に署名し，日明示 さ れ た．２
００６年 に は ア ド ホ ッ ク グ ル ー プ（ADHG/

本の TBM 開発は，ITER のスケジュールと整合するようにTBM）が設置され法的枠組，コスト分担の議論を開始し活動する段階に入った．
（２０１５年３月のインドの署名をた．常設委員会の設置も提案されて，２
００８年１１月の ITER

もって TL 極全てが TBMA を締結しており，米国とロシア理事会で TBM 計画委員会（TBM-PC）の設置が承認され，は TL 極では な く TBMA を 用 意 し て い な い．
）TBM はTBM 計画は ITER 協定に基づく活動として承認された．

ITER のプラズマ試験計画に合わせて複数機を持ち込んでTBM 計 画 は TBM リ ー ド（TL）極，ポ ー ト マ ス タ ー

試験する予定であるが，現在締結している TBMA は最初（PM）極，TBM パートナー（TP）極によって実施される．

の運転段階である H-He フェーズに試験する１号機及び補TBM は ITER 水平ポートのうちの３つに２台ずつ計６台

機の設計，製作，輸送までを規定しており，それ以降につが設置される．TL 極は，TBM 開発，製作，試験，廃棄にいては最終設計レビュー後に改訂して対応する．

責任を持つ．PM 極は，ポートを共有す る 別 の TL 極の先述のように全ての TL 極はプラズマ試験計画に合わせTBM との技術的調整を行う．TP 極は TL 極と取決めを締て最大４機の TBM を準備する．H-He 期の電磁力モジュー

結して，その TL 極の計画に協力・参加する．我が国は，核ル（EM-TBM），DD期の熱核モジュール（TN-TBM），DT

融合エネルギーフォーラムと核融合ネットワークが合同で

短パルス期の中性子／トリチウム／熱機 械 モ ジ ュ ー ル

組織した TBM 作業会 で 協 議 し，２００９年３月 の TBM-PC（NT/TM-TBM），DT 長パルス期の統合モジュール（INT

にて，固体増殖水冷却 TBM の TL 極となること，当該ポー-TBM）である．DD 期が短いことから，日本は TN-TBM

トの PM 極になること，固体増殖水冷却以外の概念についと NT/TM-TBM を合理化して１機とした３機案を提案しては TP 極として参加することを表明した．TBM-PC で合ている．TBM の交換時期は定められており，交換時は韓国意された実施体制を表１に示す．

の TBM と共に，フレームに取り付けたポートプラグごと

TL 極は，TBM 計画の実施にあたり，開発から廃棄まで取り扱うため，不具合が生じたTBMを自由に取り出す，あITER機構との間で取決めを締結する．これはITERの調達

るいは取り出した TBM を再利用することはできない．

取決め（PA）に相当するが，権利義務関係が異なることか

TBM の数と交換時期を一致させる必要がある点は日韓双ら TBM 取決め（TBMA）と称する．TBMA の特に重要な方理解しており，詳細設計開始と共に本格的な計画の調整

項目は以下の三点である．

を開始する．

!知的財産について

２０１５年５月の TBM-PC では，安全にかかる部分以外の設計レビューは各 TL 極が事前に国内で行うという提案が行

ITER のサイトで得られた知見は共有．それ以外は所有

われ，国内でのより確実な設計が求められている．

権を持つ TL 極の財産とする．サイト外での照射後試験による知見は共有を推奨するが，拒否は可能．
!賠償責任について

１０．
３ TBM 研究開発の展開と技術的課題

ITER 機構に引渡した時点で，TL 極は所有物に対する責TBM１号機の ITER への据付けは，初プラズマ後に炉内任（例えば修理や交換）のみを負う．それ以外の全ての責機器を設置する組立第２期（Assembly Phase II）に設定さ任を ITER 機構が負う．核的災害に対する責任は ITER 機

れており，据付前に ITER 機構で受入試験を行い，韓国の構が負うことを確認した．

TBM と共に共通フレームに組み込まれ，リークテスト等!廃棄物についてを行った上で据え付けることになる．１号機は，概念設計，

TL極はTBMの運転及び運転後に発生する廃棄物の処理

詳細設計，最終設計を経て製作発注し，製作設計，製作をに責任を持ち，それに伴う費用を負担する．フランスでの経て国内受入試験を行った後に，ITER 機構へ輸送する．

処 分 を 想 定 し，ITER フ ラ ン ス（Agence ITER France,

日本が ITER 機構へ持ち込む機器は，TBM と遮蔽体から

ITER のホスト機関），ITER 機構との三者間の取決めにつ成る TBM セット，水冷却システム（WCS），トリチウム回

いて協議する．

収システム（TES）等の補機システム並びに補機ユニット（AEU）で，テストブランケットシステム（TBS）と総称す

表１

TBM 試験計画の実施体制．

ポート
１
６

PM 極
EU

TL 極と概念

１
８

２

EU
固体増殖
He 冷却（HCPB）

EU
液体（LiPb）増殖
He 冷却（HCLL）

日本

日本
固体増殖
水冷却（WCCB）

韓国
固体増殖
He 冷却（HCCR）

中国

中国
固体増殖
He 冷却（HCCB）

インド
LiPb 固体増殖
He 冷却（LLCB）

る．図２に TBS 構成機器の配置と外観を示す．TBM は低放射化フェライト鋼 F82H で作られるが，遮蔽体はステンレス製である．表面熱負荷並びに中性子壁負荷はそれぞれ
0.3 MW/m2 と 0.78 MW/m2 である．機能材は，トリチウム
増殖材としてチタン酸リチウム（Li2TiO3）微小球（直径1 mm），中性子増倍材として金属ベリリウム（Be）微小球（直径 1 mm）を２号機から充填する．よって２号機以降はTBM 内にトリチウムが生成するので，ヘリウムガスを通気して取り出す．ヘリウムガス循環システムである TESの系統圧は１気圧を超えないよう制御し，増殖材からのト４４５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.92, No.6 June 2016

図２

TBS 構成機器の配置並びに補機系の外観図．
表２

リチウムの放出を促すために水素をヘリウムに添加し，濃度を 0.1％ 程度に制御する．TESは，室温並びに液体窒素温

WCCB-TBS の主な仕様．

Structural Material
Dimensions (TBM)
Surface Heat Flux
Neutron Wall Load
Breeder
Li2TiO3
MultiplierBe
Coolant
Water
Flow Rate

度の合成ゼオライト充填塔，及びパラジウム拡散器で構成され，グローブボックスに収納される．トリチウムを含む
水素同位体をヘリウムから吸着除去し，除去したトリチウ
ムを計量システム（TAS）で計量後，トリチウムプラントに 送 る．TBM の 除 熱 は WCS で 行 う．冷 却 水 運 転 圧 力
15.5 MPa，温 度 は TBM 入 口 並 び に 出 口 で 各 々２
８０℃と

F82H
H 1.67 m × W 0.462 m × T 0.6 m
0.3 MW/m2
0.78 MW/m2
37 kg
200 kg15.5 MPa, 280−325 ℃
3.59 kg/s

３２５℃で，加圧水型原子炉に類似する．WCS は溶存酸素濃度の調整や放射化腐食生成物の除去機能も有する．冷却水の実効線量，計測機器の一部が配置されるポートセルにおは定期的に交換し，冷却水中のトリチウムは ITER のトリ

けるシリコン（電子機器の集積回路を想定）の吸収線量をチウムプラントの一部である水処理システムで処理する．

評価し，必要とされる放射線量の低減の程度を明らかにしTBM から取り出した熱 は ITER の２次 冷 却 水 系 である

た．緩和策を具体的に反映するのは詳細設計からになる．

CCWS-1 に放出するが，DT 長パルス期間には発電実証を

図２のように TBS は小規模ながらプラントと言って良計画している（水冷却式を選択した日本のみが実証可能）．

い．そのため ITER 本体との取合いは多い．概念設計ではTBS の主な仕様を表２に示す．

認識だけで済まされた取合い部分の設計も，詳細設計では２０１５年２月に韓国と共に ITER 機構が開催する概念設計

より具体化・詳細化する必要がある．また，ITER 並びにレビュー（CDR）を受審した．このレビュー で は主に，TBM 計画の目標達成と，原型炉につながる技術の実証をTBS の設計が ITER の安全要求を満 た す か 否か，ITER

主張するには，ITER と TBM という制限された環境で何を本体との取合いを考慮あるいは認識しているか否かを審査

どう実験・評価すべきなのか精査し，反映させる必要があされた．このレビューで３件の解決すべき重要課題が指摘る．

された．これまでにすべての課題について解決策を提示し実機製作に向けて動き始めた TBM 開発は，設計活動にており，承認されれば概念設計活動が完了する予定であ

加えて規制対応を進めるべき段階にある．各 TL 極が独自る．水冷却式であるために，ITER の運転とともに冷却水の低放射化フェライト鋼の開発を掲げるなかで，圧力容器が放射化して N-16，17 同位体が生成し，これらが放射するの構造基準への登録に着手しているのは EU のみである．

放射線の遮蔽が問題となる．WCS 本体を設置する Level 4

日本の F82H 鋼については，ASME 圧力容器設計規格に登４４６

Project Review

10. Test Blanket Program in ITER

Y. Kawamura et al.

１０．
４ まとめ

録済みの Grade91 鋼との比較により特性を明らかにすることで，合理的に材料認証の特例を受けることができると考TBM 計画はこれから詳細設計活動に移行する．原型炉

えている．また，TBM の冷却材は圧力が高くトリチウムをブランケット設計に見通しを得るために，ITER の限られ含むため，フランス原子力圧力容器規制の要求が課せられた環境でどのようなデータを取得すべきか，現在の技術基る可能性が高い．規制により設計等に課せられる要求事項

盤の合理的な外挿の中で TBM が満足すべき具体的性能をを満たしつつ，試験目標を達成するのは容易でないと予想

定量的に定義する段階にある．

され，材料の規格化と合わせて認証機関を巻き込んだ圧力容器規制をクリアする TBM の設計作業が必要である．ま参考文献

た，これら活動と並行して，実規模モックアップなどを製［１］核融合会議計画推進小委員会，核融合会議第三期科学技術基本計画「核融合炉ブランケットの研究開発の進
め方」２
０
０
０
（平成１
２）
年８月．
［２］原子力委員会核融合専門部会「今後の核融合研究開発の推進方策について」２
０
０
５
（平成１
７）
年１
０月．

作する．これは製作性検証に加えて，安全性確証試験に供用するため必須であるが，実規模モックアップの試験環境は国内に存在せず，その整備が喫緊の課題である．

４４７

J. Plasma Fusion Res. Vol.92, No.6 (2016)４
４８‐４４９

プロジェクトレビュー ITER 計画の機器開発・製作の進展

１
１．おわりに
11. Summary
井 上 多 加 志，イーター日本国内機関１）
INOUE Takashi, and ITER Japan Domestic Agency＊

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（原稿受付日：２
０
１
６年３月 16 日）

ITER 計画における日本の機器開発と製作の現状を報告て，電子ビームによる高熱負荷繰返し照射試験を行した．その概要を表１にまとめて示す．本原稿を執筆，取い，ITER の要求性能を満足することを実証して，りまとめている間にも開発・製作に大きな進展があった．

ITER 機構の性能確証試験に合格．

具体的には，
冒頭にも述べたとおり，日本が調達する機器の工程は，!）トロイダル磁場（TF）コイル導体の製作完了に続いITER の全体工程を考慮して，必要とされる期日までにサて，サンプル試験において良好な超伝導特性が確認

イトに搬入できるように機器ごとの工程を定めて設計・製される等，調達取決めに定めた全ての仕様を満足す

作を進めている．これまでの説明の通り各機器によって進ることを ITER 機構が認定し，TFコイル導体の調達

捗状況は異なるが，各機器の原子力機構担当者は，製作を完了．

メーカーからの技術提案，ITER 機構からの取合い要求等"）TF コイルの製作において，実機 TF コイルのインを受けて技術協議を重ねる毎日である．２０１５年の１年間に

ボ ー ド 側 構 造 物 本 体（全 長 16.5 m）２機 分 が 完

おける調達に関わる技術協議は５００件以上，参加者総数延成．図１に示すように，ITER の巨大な TF コイル実べ約１８００人に上った．

機のサイズを実感できる構造物が完成した．

そんな中，概ね順調に設計・製作を進めることができて#）伊・パドバで建設中の中性粒子入射装置実機試験施いるのは，原子力機構にとどまらず，大学，研究機関等で設（NBTF）において日本が調達した１MV 電源高

行われてきた研究・開発の知識と経験が産業界に蓄積され電圧部の据付け作業が進展．

ていることが大きい．いわば日本におけるこれまでの全て$）170 GHz ジャイロトロン用超伝導マグネット，ダイの核融合研究開発の成果の集大成として，ITER 機器の製

アモンド窓等を製作中であり，ジャイロトロン本体

作が進んでいると言っても過言ではない．

の製作にも着手．

今後，NB 加熱電流駆動装置実機用高電圧電源，HV ブッ%）フルタングステンダイバータ外側垂直ターゲットのシング（各２式）と 1 MeV 加速器（１機），ブランケット遠モックアップを製作，露・エフレモフ研究所におい隔保守装置，ダイバータ外側垂直ターゲット，計測装置

図１

完成した全長 16.5 m の ITER TF コイルインボード側構造物本体．

＊現在の所属：国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構
corresponding author’s e-mail: inoue.takashi@qst.go.jp

４４８&2016 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion ResearchProject Review

11. Summary

表１

T. Inoue and ITER Japan Domestic Agency

日本の ITER 機器開発と製作状況のまとめ（２
０
１
６年３月１
０日現在）
．

機器・システム名
トロイダル磁場（TF）コイル導体
トロイダル磁場（TF）コイル

開発・製作状況
備考
製作完了
２
０
１
６年２月，ITER 機構が調達取決めの要求を全て満足することを確認し，調達完了．
製作中
１号機巻線，熱処理を完了し，ワインディングパックとする樹脂含浸施工準備中．
インボード側構造物本体（全長 16 m）２機分を完成．

中心ソレノイド（CS）導体
中性粒子入射装置（NB）
実機試験施設用電源高電圧部

製作中
製作中

中性粒子入射装置（NB）
実機試験施設用
高電圧ブッシング
高周波加熱電流駆動装置

製作中
製作中

（うち水平ランチャー）
ブランケット遠隔保守装置
マニピュレータ，ビークル，軌道，軌道支持装置
軌道展開装置，制御装置，ツール類
ダイバータ外側垂直ターゲット

確証試験完了計測装置
マイクロフィッションチャンバー真空容器内機器／真空容器外機器及び検出器（うち MI ケーブル）

最終設計中
詳細設計中
製作完了

ポロイダル偏光計
周辺トムソン散乱計測器
ダイバータ不純物モニタ
赤外サーモグラフィ
ポート統合
雰囲気中トリチウム除去設備（ADS）
テストブランケットシステム

全体で４９本のうち２５本を製作完了，うち１９本を米国に出荷済み．
約 2/3 の機器の製作を完了．約 1/3 の機器を伊・パドバの NBTF
サイトに搬入し，据付工事中．
全体を組み上げ，工場内で最終耐電圧試験中．
超伝導マグネット，ダイアモンド窓など製作中．２
０
１
６年１月
ジャイロトロン製作着手．

最終設計中
最終設計中

最終設計中
詳細設計中
詳細設計中
詳細設計中
最終設計中
概念設計中

フルタングステンダイバータへの設計変更を受け，日本が他極に先駆けて確証試験に合格．

全計測装置に先駆けて，実機の製作を完了．
２
０
１
５年１
１月予備設計レビュー開催．
２
０
１
６年度予備設計レビュー開催予定．
２
０
１
６年度予備設計レビュー開催予定．
２
０
１
６年度予備設計レビュー開催予定．
２
０
１
７年調達取決め締結予定．
ITER 機構と共同調達を行うための共同チームを発足．
概念設計レビューを受審し，抽出された課題に対応中．

ポート統合，ADS 及びテストブランケットシステムといっ

仰紀，小川宏明，北澤真一，石川正男，及川聡洋，今澤良

た多岐にわたる工学機器の製作が本格化する．これらの分

太，谷塚英一，竹内正樹，小野武博，山本剛史，竹山茂治，野は，特に国内の大学，研究機関，産業界でも研究開発が

嶋田恭彦，丸山敏征，石垣芽衣子，花田磨砂也，柏木美恵

進められてきた分野でもあり，今後より一層の御理解，御子，渡邊和弘，戸張博之，大楽正幸，梅田尚孝，山中晴彦，指導をいただくとともに，日本の核融合研究開発計画にお前島哲也，秋野 昇，藻垣和彦，佐々木駿一，根本修司，

ける核融合実験炉という位置付けである ITER の運転開始

関 則和，清水達夫，遠藤安栄，照沼勇斗，小島有志，阿部にオールジャパン体制で臨めるよう，今後とも御支援，御宏幸，柴田直樹，平塚淳一，小田勇樹，川又亮一，笠間瑠

協力を賜りたい．

菜，吉田雅史，錦織 良，市川雅浩，高橋幸司，寺門正之，
小田靖久，池田亮介，坪田直明，大島克己，青木貴志，磯１）

イーター日本国内機関（２０１６（平成２８）年３月現在）：

崎正美，林原正志，阿部岩司，設楽弘之，池田幸治，森山

草間義紀 ， 杉本 誠 ， 井上多加志 ， 奥野 清 ， 中嶋秀夫 ，伸一，小林貴之，澤畠正之，平内慎一，日向 淳，和田健次，

吉田 清 ， 礒野高明 ， 河野勝己 ， 下野 貢 ， 海老澤 昇 ，

佐藤文明，横倉賢治，星野克道，河村繕範，西 宏，廣瀬貴

佐藤 稔，尾関秀将，齊藤徹，川崎 勉，宇野康弘，西野克規，谷川 尚，中島基樹，鈴木由紀，権 暁星，宮田 訓，竹己，山崎 亨，山崎敬太，名原啓博，諏訪友音，高橋良和，村 真，若佐厚至，根本美聖，林 巧，中村博文，岩井保則，

押切雅幸，堤 史明，渋谷和幸，!村 淳，中瓶子伸二，小磯部兼嗣，山田正行，倉田理江，冨山善実，枝尾祐希，佐泉徳潔，中平昌隆，松井邦浩，辺見 努，井口将秀，梶谷秀

藤克美，近藤亜貴子，今野 力，佐藤 聡，太田雅之，権 セ樹，櫻井武尊，!野克敏，山根 実，稲垣 隆，水谷拓海，島ロム，布谷嘉彦，佐藤和義，齋藤真貴子，西野 徹，竹田恵

根秀夫，清水辰也，安藤真次，田家美恵子，田中信彦，中吾，中村 薫，伊藤雄一，野尻 浩，寺田誠二，猪野昌信，後野俊英，坂口香織，Hwang Sesub，松井ゆかり，高橋美月，

藤寿子，會澤久美子，中山裕子，閨谷 譲，大原比呂志，岩角舘 聡，武田信和，小坂 広，竹川俊彦，椛澤 稔，丸山孝

間康志，森山節子，後藤 誠，佐藤 学，西野 肇，太田 彰，仁，野口悠人，小舞正文，井上隆一，林 孝夫，佐々木裕太，

片山賢治，日座泰紀，望月千佳，奥川龍太郎，中本美緒，住鈴木 哲，江里幸一郎，関 洋治，横山堅二，平山智之，石谷まゆみ，柴田奈津美，鈴木菜々

井和宏，田邊貴光，山田弘一，伊丹 潔，河野康則，波多江

４４９