Journal of Plasma and Fusion Research Vol.100, No.2 February 2024

インフォメーション

幅広いアプローチ活動だより（107）
1．第 37 回 BA 原型炉設計活動タスク会合の開催
幅広いアプローチ活動（BA）の国際核融合エネルギー
研究センター（IFERC）事業の原型炉設計活動（DDA）
では，2023 年 11 月 7，8 日に第 37 回 DDA タスク会合が開催され，5 つの設計タスク（プラズマシナリオ開発，
ダイバータと熱排出，安全性等）の進捗が報告されました（図 1）．日欧双方において，ブランケット設計を共同で実施することの重要性が改めて強調されるとともに，トリチウムインベントリ計算についても今後共同で実施
することが提案されました．
また，2025年 2 月までとなっている現在の調達取り決め期間を延長する際に各タスクにおいてどのような活動にさらに注力すべきかの検討を開始しました．先行して議論が進んでいるブランケット
設計（タスク 3）の検討状況を共有し，原型炉 R&D 活動
におけるタスクも含めて重複や協力して活動すべきトピックが出てきていることから，2024 年 3 月に開催される予定の DDA 技術調整会合までに関係者間でこれらを整理することとしました．また，そのほかのタスクについても欧州から見直し案が提示され，日本側関係者も含めた調整を技術調整会合までに進めることとなりました．

図 2 2023 年 12 月の JET ITER-Like Wall 分析に参加した
日欧の関係者．

れ，
原型炉 R&D 棟にて日本の研究者と連携して分析を行いました（図 2）．タングステン材表面近傍の残留トリチ
ウム量の定量評価に関する新しい分析手法を実施し，初期データの取得に成功しました．これら分析では，茨城大学の学生らによる主体的な貢献があり，若手育成にも寄与しました．
構造材料開発（タスク 2）では，現在，ブランケット
構造材料の共通データベース整備を継続し，例えば低放射化フェライト鋼 F82H の引張強度における中性子照射
影響の評価を進めております．新たに照射の影響を無視できる臨界条件を開発中のベイズ予測モデルに組み込
み，統計的信頼性を持つ設計指標を提示しました．また，クロムジルコニウム銅合金に関する研究では，初めて 5 dpa*1 までの中性子照射試験データを取得し，同材料の優れた耐照射性を初めて明らかにしました．
同時に，
核融合中性子照射データベースの整備に向けて，材料モ
デリング・シミュレーション研究を進めています．例えば，被照射材料内部における空孔の形成挙動に対するヘリウム効果に関する実験結果を元に，同効果をより精緻に再現可能な改良モデルを構築しました．また，大学との共同研究を通じて，構造設計における電磁力問題，多軸負荷問題，脆性・延性破壊ルール，予寿命診断，非破壊検査技術などに焦点を当てた研究開発も進めていま
す．
増殖機能材料開発（タスク 3）では，ベルギーの原子炉 BR2 での照射後試験用の実験と，カザフスタンの原子
炉 WWR-K でのトリチウム放出試験を新たに計画し，具体的には照射試験体の概念検討や安全性評価，照射リ
グ*2 の製作を進めています．同時に，先進中性子増倍材であるベリリウム金属間化合物（ベリライド）ブロック
の焼結条件を最適化し，
これまでに焼結温度 1200℃程度
で理論密度に近いベリライドを製造することに成功しま

2．BAフェーズⅡにおける原型炉R&D活動の進展
BA 活動フェーズⅡにおける原型炉 R&D 活動では，欧州と連携して，4 つのトピックスについて課題解決に向けた研究開発を進めております．
トリチウム技術開発（タスク 1）においては，原型炉
燃料サイクル内トリチウム挙動とトリチウム滞留量・必要初期トリチウム装荷量を評価するトリチウムサイクル
シミュレーターの開発に向けて，トリチウム保持量の大
きい水素同位体分離系についてのモデリングコードを整理しました．炉内のトリチウム蓄積モデリングに向けては，英国 JET 装置の ITER-Like Wall 実験キャンペーンで使用されたバルクタングステンダイバータ試料に対し，
欧州から 2 名の共同研究者が量研六ヶ所研究所に来所さ

図 1 第 37 回 BA 原型炉設計活動タスク会合の様子（2023
年 11 月，Web 会議にて開催）．

*1 dpa（displacements-per-atom）：原子あたりの弾き出し数であり，放射線の照射量の単位．
*2 照射リグ：多重に計装を施した被照射材料をひとまとめにして収納容器に格納したもの．

105

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.100, No.2 February 2024

した [1]．機械的特性評価では，例えば 1200℃で焼結したベリライドの引張強度が 1050℃で焼結した同材料の引張強度よりも高くなる傾向があることを明らかにし，この成果をもとに空孔率と最小引張強度の関係を実験的に整理しました．また，常温試験だけでなく，320℃，640℃などの高温での特性変化を系統的に調査し，ベリライドの特性データベース構築に寄与しました．
材料腐食データベース開発（タスク 4）では，低放射化フェライト鋼 F82H 及びダイバータ用銅合金を対象に，高温高圧水による腐食データベースの拡充を進めていま
す．特に，核融合環境を模擬した水の放射線分解による過酸化水素の影響評価や，磁場環境下での腐食挙動，水質の違いによる影響評価などを継続しています．これまでに限られた条件ですが，耐食性に寄与する金属界面の酸化物に有意な磁場影響がないことが明らかになるなど，重要な知見を得ています [2]．

図 4 JT-60SA 用ダイバータモジュール．

3．サテライト・トカマク（JT-60SA）計画の進展
那珂研究所では，日欧で協力して進めてきた JT-60SAの統合試験運転を 2023 年 12 月 15 日に終了し，プラズマ加熱実験に向けた増力期間に入りました．
2023 年 10 月 23 日（月）にプラズマ電流 0.13 MA，パルス幅〜 0.5 秒の初トカマクプラズマを達成しました（図3）．その後，低プラズマ電流値での制御に適したプラズ
マ中心制御（PCC）とコーシー条件面（CCS）を利用したフィードバック制御を用いることで，プラズマの着火からプラズマ電流ランプダウンまで安定な放電を開発することができました．プラズマ電流～ 1.0 MA で 3.0 秒間
ダイバータ配位の維持を実現するとともに，ダイバータ
配位でプラズマ電流～ 1.2 MA まで到達することができました．その他，プラズマの制御性，壁洗浄，MHD 安定性
領域等を検証しました．今後詳細な解析を進めていきます．
増力期間が始まり，関連する機器の整備が進んでいます．JT-60SA の真空容器内の下部にはダイバータを設置します．
JT-60SA のダイバータはトロイダル方向に 10 度ずつ，全 36 体のモジュール構造となっていて交換ができ

図 5 JT-60SA 用ダイバータモジュールの組立の様子．

るようになっています．1 体は完成済みで，残り 35 体の組立を順調に進めています（図 4）．ダイバータにはプラ
ズマ閉じ込め磁場の磁力線が横切る部分があり，この部
分ではプラズマと接触するために熱負荷が高くなります．
局所的に熱負荷が高くなることを防ぐために，この部分では±1 mm 以下という高い組立精度が要求されます．
そこで，レーザートラッカーとワイヤレスプローブを用いて 0.1 mm 以下の精度で測定することにより，要求精度を満たすように組立を行っています（図 5）．
[1] T. Hwang, J. Kim, Y. Sugimoto, Y. Akatsu, S. Nakano,Tensile properties of beryllium-titanium intermetallic
compounds, Fusion Eng. Des. 191 (2023) 113739.
https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2023.113739.
[2] M. Nakajima, T. Nozawa, Effect of Magnetic Field on
High-temperature and High-pressure Water Corrosion
Property of F82H, Plasma Fusion Res. in press (2024).

（量子科学技術研究開発機構 量子エネルギー部門）

図 3 初トカマクプラズマの可視カメラによる画像．

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インフォメーション

幅広いアプローチ活動だより（108）
1．第 34 回 IFERC 事業委員会の開催
2024 年 3 月 22 日（金）に青森県六ヶ所村の量子科学技術研究開発機構（量研）六ヶ所フュージョンエネルギー研究所（令和 6 年度より名称を変更，六ヶ所研）において，第 34 回 IFERC 事業委員会がテレビ会議形式にて開催されました．2020 年 4 月から開始された BA フェーズ
II において第 8 回目の事業委員会であり，日本側からは委員 3 名と専門家 15 名，欧州側からは GONZALEZ DE
VICENTE 議長を含む委員 3 名と専門家 16 名，これに矢木事業長，中島副事業長，KAMENDJE 副事業長を含む事
業チーム員 5 名と書記 1 名の計 43 名が参加しました（図1）．原型炉設計，原型炉 R&D，ITER 遠隔実験センター，
計算機シミュレーションセンターについて状況報告を受け着実な進捗を確認しました．また，IFERC 事業の 2023
年年次報告，調達取り決めの状況及び計画，IFERC 事業
計画の更新案，2024 年作業計画の更新案，及び，IFERC
事業チームと統合事業チームの更新案が報告されまし
た．審議の上，これらを第 33 回 BA 運営委員会（BASC，2024 年 4 月 18 日（木）開催予定）に提出して承認を求めることが同意されました．主な報告・審議事項は，以下のとおりです．
●●●

原型炉設計活動では，8 つの設計タスク（プラズマシ
ナリオ開発，ダイバータと熱排出，安全性等）の進捗
や，日本・欧州の原型炉開発の近年の進展や今後の共同設計活動について議論を行った内容について報告されました．本活動では，日欧の技術責任者を中心と●したウェブ会議を行い，特にダイバータ設計とブランケットの分野において共同活動が推進されていることが報告されました．また，欧州と日本の原型炉ロード
マップにおける ITERの役割と増殖ブランケット戦略について集中的に検討されており，その結果は 2025
年以降の調達取り決めの内容に反映されることも併せて報告されました．
原型炉 R&D 活動では，4 つの日欧共通タスク（トリチ
ウム技術開発，原型炉コンポーネント用ブランケット
構造材料開発，増殖機能材への中性子照射実験，材料
腐食データベース開発）の活動が引き続き良好に進捗していることが報告されました．特に，トリチウム技
術開発における JET-ILW 分析では，化学エッチング
によるバルクタングステン内部におけるトリチウムの深さ方向分布の分析が世界で初めて実施され，分析手法の確立と初結果の取得に成功したことが報告されました．増殖機能材中性子照射実験においては，ロシ
ア・ウクライナ情勢に端を発した照射施設に関する問題が解決したことが報告されました．
ITER 遠隔実験センター（REC）活動では，ITER 機構
CODACセクションとの共同研究が計画通りに実施されており，CODAC が開発している各種アプリケー
ションに関連する次の試験を準備中であること，
IFMIF/EVEDA 事業との協力では，欧州から LIPAc への遠隔実験参加を促進するために，スペインの F4Eに設置されている LIPAc遠隔サーバーの改良が実施されたこと，及び，LIPAc 運転フェーズにおける遠隔実
験参加方法を決定するための試験が実施されたこと，並びに，サテライトトカマク計画事業との協力では，
JT-60SA の遠隔実験参加システムの構築に向けた会
合が開催されたことなどが報告されました．
計算機シミュレーションセンター（CSC）活動では，六ヶ所研のスパコン JFRS-1 が 2024 年度も運用され，計算資源の一部が引き続き CSC活動に提供されること，JFRS-1を利用しているシミュレーションプロジェ
クトの研究分野及び ITER等の貢献についての分析結
果の概要，
JFRS-1 を利用する 2024 年度のシミュレー
ションプロジェクトの公募結果，ITER におけるディ
スラプションのモデリングのプロジェクトとITERのエッジ・SOL・ダイバータプラズマシミュレーションのプロジェクトにおいて ITERシナリオ構築にとって重要な結果が得られたこと，ITER との協力と関連して 2024 年作業計画において 2 つの新規分野が提案されていることなどが報告されました．

次回の事業委員会は，六ヶ所研において 2024 年 10 月
23 日（水）に開催される予定です．
図 1 第 34 回 IFERC 事業委員会における現地及びオンライン参加での様子．

（量子科学技術研究開発機構
六ヶ所フュージョンエネルギー研究所）

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Journal of Plasma and Fusion Research Vol.100, No.4 April 2024

ポロイダル方向の高周波入射角度可変機能を備えたランチャーや長パルス運転に対応した伝送路機器の据付等，装置整備を進めていきます．
計測装置の整備も本格化しています．プラズマ中の電子温度と密度の空間分布を計測するトムソン散乱計測装置のうち，プラズマ周辺部の散乱光を集光する集光光学系やそれを支える架台，ポートプラグ等は欧州が調達することになっています．その調達分の立会い試験を令和6 年 2 月にルーマニア国立研究所にて実施しました．集
光光学系を格納する長尺のポートプラグに治具をマウン
トし，ポートプラグ取付けのための動作確認を行いました（図 4）.このポートプラグは，JT-60SA の斜め下のポートから真空容器に向かって挿入されます．ポートプラグ
先端部に固定される集光光学系は，プラズマ側で高強度
パルスレーザーによって散乱された光を集光するもので，実験中でも動作するレーザー光軸位置に焦点を当てるた
めのアライメント機構の調整後に日本への輸送が開始される予定です.

2．サテライト・トカマク（JT-60SA）計画の進展
那珂フュージョン科学技術研究所（令和 6 年度より名称を変更）では，日欧で協力して進めている JT-60SA のプラズマ加熱実験に向けた装置増強期間に入っていま
す．
統合試験運転で使用した機器の解体作業を進めており，真空容器を大気開放して容器内作業が始まりました．
容器内の様子を図 2 に示します．まずは，初めてのプラ
ズマ運転にて使用した機器の健全性を確認し，その後，保護リミターなどを撤去して，加熱実験に向けた機器の据付の準備を進めます．真空容器外では，プラズマの着火や加熱に使用した導波管ランチャー及び傾斜架台，伝送路機器等の高周波加熱装置の機器撤去を完了しました．その時の写真を図 3 に示します．今後，トロイダル・

図 4 ポートプラグとそれを駆動する治具．
図2

JT-60SA 真空容器内の様子．

(量子科学技術研究開発機構
那珂フュージョン科学技術研究所）

図 3 導波管ランチャーをクレーンで運搬する様子．

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Journal of Plasma and Fusion Research Vol.100, No.6 June 2024

インフォメーション

幅広いアプローチ活動だより（109）
カプラ（高周波を RFQ 空洞に導入するための機器）の更なる改良の必要性が明らかとなりました．
この対応に時間を要することから，カプラの対応と超伝導リニ
アックの組み立てとを並行に行い，スケジュールへの影響を最小化することとしました．
●核融合中性子源の設計活動については，リチウム純化系試験装置の製作や工学設計活動などが予定通り進捗しています．

1．第 33 回 IFMIF/EVEDA 事業委員会の開催
2024 年 3 月 21 日(木)～ 22 日(金)に青森県六ヶ所村の量
研六ヶ所フュージョンエネルギー研究所において，第33
回 IFMIF/EVEDA（国際核融合材料照射施設による工学
実証・工学設計活動）事業委員会が開催されました．参加者は Carin 事業長と，欧州側が委員 2 名と専門家 6 名，
日本側が林議長を含む委員 3 名と専門家 6 名，これに関係者 33 名の計 51 名で，六ヶ所の現地に加えリモート接続を併用した開催となりました（図 1）．
今回の事業委員会では，2023 年作業計画に基づく事業の進捗状況を確認し，
IFMIF/EVEDA事業計画の更新案について審議しました．審議結果を踏まえ，第 33 回 BA 運
営委員会に対する勧告をまとめるとともに，IFMIF/EVEDA事業計画の更新案を BA運営委員会に提出するとの事業長の提案が同意されました．事業委員会での主な報告事項は，以下のとおりです．

次回の事業委員会は 2024 年 10 月 23 日(水)～ 24 日（木）に量研六ヶ所フュージョンエネルギー研究所で開催する
こととしました．

2．ITER 遠隔実験センター（REC）活動の進捗
六ヶ所フュージョンエネルギー研究所にある国際核融合エネルギー研究センター（IFERC）の ITER 遠隔実験センター（REC）では，BA 活動のフェーズ II として，ITER機構（IO）との協力，IFMIF/EVEDA 事業との協力，サテライト・トカマク計画（STP）との協力の 3 つを柱とした研究活動を展開しています．
IO との協力では，IFERC 事業と IO の協力に関する作業計画に基づき，ITER 制御計測セクション（CODAC:
Control, Data Access and Communication）が開発を進めるソフトウェア試験が継続して進められました．2023 年
4 月に，ITER 主制御室においてオペレータが使用するソ
フトウェアであるオペレータインタフェース（OPI）が，六ヶ所の遠隔実験センターに構築された CODACターミ●高周波 4 重極リニアック（RFQ）でのコンディショニ
ング（ビームのない状態での大電力高周波による空洞の清浄化プロセス）では，定格電力における 27％のデューティサイクル*まで達成しました．
● RFQ のビーム試験では，デューティサイクル 1.5％まで到達しました．パルス幅は最長 2 ミリ秒を実現し，
令和 4年度の試験で 0.1ミリ秒であったものから 20倍伸張することができました．
● RFQのコンディショニングやビームの高デューティ化試験の結果，定常運転（デューティ 100％）実現には，

図 1 第 33 回 IFMIF/EVEDA 事業委員会における現地及びリモートでの参加者．

* デューティサイクル：繰り返しパルス運転において，パルス幅をtp，パルス周期をtwとすると，tp/twで定義される値．デュー
ティサイクル100％は連続運転に対応する．

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Journal of Plasma and Fusion Research Vol.100, No.6 June 2024

ナル上で利用可能となり，現地主制御室と同等の情報がほぼリアルタイムで得られる環境が稼働を開始しました．
その後，この OPIの機能検証と更新を IOとの協力のもとで継続して進め，2023 年秋には新たに現地とのアラーム共有機能が追加されました（図 2）．これにより，遠隔実験参加者は現地制御室と同じように ITER 設備の状況に関するアラームを共有できることになり，実験中に現地でいま何が起きているかを把握できるようになりました．
OPI 試験と並行して，ITER 実験データへアクセスする
ために CODAC が開発しているソフトウェア（UDA:
Unified Data Access）試験に向けた，UDA システムの六ヶ所への部分構築・試験を進めました．UDA が備える機能のうち，
データファイルの所在管理機能（IndexDB）の六ヶ所 RECへの構築と，そこへデータを登録する機能の検証試験を行い，
六ヶ所 REC側でデータ新規登録が問題なく動作することを確認できました．これにより，ITER から転送・複製した実験データを六ヶ所 REC の UDA IndexDBに登録して管理することが可能であることが実証されました．また試験を通じて発見・解決されたバグは IO へ
フィードバックされ，UDA次回リリースで改善されることになりました．引き続き，リクエストされたデータをIndexDBを参照してユーザに提供する部分の機能実証試
験を進める計画です．
IFMIF/EVEDA事業との協力では，
これまで構築を進めて来た IFMIF 原型加速器（LIPAc）の遠隔実験参加環境（LIPAc DMZ）に関して，各サーバのメンテナンス・ソ
フトウェアアップデートを行うための仕組みが構築されました．これにより LIPAc DMZ は実運用で必要とされる機能が一通り完成し，IFMIF 事業進捗に不可欠なインフラとして安定稼働に入りました．欧州側からの評判も上々であり，LIPAc データへのスムーズかつセキュアな遠隔データアクセスを実現する，事業に不可欠な研究開

図2

ITER オペレータインタフェース（OPI）による遠隔アラーム共有試験の様子．

発基盤として，日欧実施機関から活発に利用され続けています．
STP との協力では，2024 年 1 月に JT-60SA の遠隔実験
参加システムの構築に向けた会合が開催されました．今後，2026 年までの JT-60SA の増力改修期間を利用して，
JT-60SA遠隔実験参加環境構築に向けた協力を本格化する計画です．また STP-REC の協力として，JT-60SA の遠隔データバックアップを六ヶ所で行うことも合意されました．

(量子科学技術研究開発機構
六ヶ所フュージョンエネルギー研究所）

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Journal of Plasma and Fusion Research Vol.100, No.8 August 2024

インフォメーション

幅広いアプローチ活動だより（110）
靭性評価に注力しております．これまで困難であった予き裂の導入に成功し，ASTM に準拠した試験に一定の見通しを得るなど，試験法開発が進展しました．核融合中性子照射影響に関する材料モデリング・シミュレーショ
ン研究では，例えばボイド核生成現象のより正確なメカニズムを導入した物理モデルを構築し，計算機シミュレー
ションを実施しました．その結果，ボイドスエリング現
象の照射場依存性を明らかにすることが可能となり，ス
エリング予測技術の精度向上に寄与することができました．また，構造解析における負荷の多軸影響や電磁力影
響の取り込み，欠陥診断のための非破壊検査技術の開発などについても大学との共同研究を活用して取り組んでおります．
増殖機能材への中性子照射実験（タスク 3）では，ベルギーの原子炉 BR2での照射後試験用の照射試験が開始されるとともに，カザフスタンの原子炉 WWR-K でのト
リチウム放出試験におけるモックアップ照射試験を完了
し，そこから取得したデータを反映した照射リグ製作を進めています．また，共同研究の一環として，ドイツのKIT（カールスルーエ研究所）とのラウンドロビン試験を実施し，先進中性子増倍材であるベリリウム金属間化合物（ベリライド）ブロックの焼結条件の最適化を図り，その条件で製造したベリライドブロックの圧縮強度と圧
縮試験温度の関係を実験的に整理することで，原型炉設計に不可欠であるベリライドの機械的特性に関するデー
タベース構築が進展しました．
材料腐食データベース開発（タスク 4）では，低放射化フェライト鋼 F82H及びダイバータ用銅合金を対象に，高温高圧水による腐食データベースの拡充を進めていま
す．特に，核融合炉運転中に発生する磁場が腐食特性にどのように影響するのかについて詳細な検討を進めています．これまでに磁場の方位が酸化物の表面への付着挙動に影響することを実験的に明らかとしており，今後の放射性腐食生成物の管理に関わる検討にとって重要な知見を得ております．

1．原型炉 R&D 活動の進捗
原型炉 R&D 活動では，4 つの日欧共通タスク（トリチ
ウム技術開発，原型炉コンポーネント用ブランケット構
造材料開発，増殖機能材への中性子照射実験，材料腐食
データベース開発）を柱とした研究活動を展開しています．
トリチウム技術開発（タスク 1）では，原型炉燃料サ
イクルにおける水素同位体ガス組成の有力な分析手法であるラマン分光法を用いた遠隔リアルタイムガス分析シ
ステムの開発を進めています．現在開発している多重反射機構を採用した光学系では，構成するミラー等の部品の一部を水素同位体ガスが流れる光学セルの内部に設置します．
これらは全て金属あるいは酸化物の材料ですが，これまでトリチウム環境下で使用した実績が無いため，
トリチウムを用いた試験に先立ちそれらの材料の試験片をトリチウムガスに曝露し，トリチウム環境下での使用に問題がないことを確認しました．図 1 に曝露試験装置の概略と写真を示します．
対象となる材料は，アルミコー
トしたミラー，光学アルマイト処理（表面にポーラスな酸化物層が形成）を施したアルミ片等で，装置内には約34 GBqの純トリチウムガスを導入しました．曝露による変化の有無をビューポートから観察し，反射防止材をコーティングしたサファイア窓については，レーザー光を透過させ，その透過強度の時間変化を観測しました．
40 日間の曝露で，試験片やレーザー光の透過強度に変化はなく，これらの材料がトリチウムガスの遠隔リアルタ
イムガス分析に使用できることが確認できました．
原型炉コンポーネント用ブランケット構造材料開発（タスク 2）では，低放射化フェライト鋼 F82H の溶接部の 50dpa までの中性子照射試験データを得るなど，構造設計において重要な知見を得ております．また，実環境を想定した磁場下での強度特性評価を進めるなど新たな課題にも取り組んでおります．ダイバータ用タングステ
ンについては，き裂進展挙動の理解が重要であり，破壊

図 1 トリチウムガス曝露装置の構成（左）と装置の写真（右）．

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Journal of Plasma and Fusion Research Vol.100, No.8 August 2024

図 2 第 12 回 BA 原型炉設計活動タスク調整会合の様子（2024 年 3 月）．

2．BA 原型炉設計活動タスク調整会合の開催
幅広いアプローチ活動（BA）の国際核融合エネルギー
研究センター（IFERC）事業の原型炉設計活動（DDA）
において，第 12 回 BA 原型炉設計活動タスク調整会合を
3 月 5，6 日に量子科学技術研究開発機構六ヶ所研究所（現六ケ所フュージョンエネルギー研究所）にて開催しました．本会合には日本側から 16 名，欧州側から 10 名
（合計 26 名）が参加しました（図 2）．
今回の会合では，BA DDA における 8 つの設計タスク（プラズマシナリオ開発，ダイバータ設計，増殖ブランケット設計，遠隔保守，安全性，システムコード，超伝導マグネット，及びプラントシステム）の内，特に日欧共同で進めている 5 つの設計タスク（プラズマシナリオ
開発，ダイバータ設計，増殖ブランケット設計，遠隔保守及び安全性）について，2025 年 2 月までが期限となっている BA DDA調達取り決めの延長に関する議論を行いました．日欧の各タスク責任者から，延長した場合にどのような課題に取り組むかについて事前に検討した結果が報告され，おおよそ適切な内容であると判断されました．延長については本年秋に開催される IFERC 事業委員
会及び BA 運営委員会で承認されてから実施することか
ら，追加の検討が必要と判断された内容については継続
してタスク責任者間で議論することになりました．
また，増殖ブランケットの設計や品質保証に関する議論を集中して行い，設計において詳細解析が必要と考えられる項
目や製造したブランケットが想定通りの性能・安全性などを確保しているかを評価する方法などについて積極的な意見交換が行われました．
(量子科学技術研究開発機構
六ヶ所フュージョンエネルギー研究所）

図3 （上）P04LOポート吊り込みの様子，（下）P04LO
ポート挿入後（真空容器管台部）．

真空容器ポートの組立が開始されました．図 3（上）は本体室において，P04 斜め下ポート（P04LO）に取り付けるポートと組立治具を吊り上げている様子です．既設装置の隙間からトカマク本体の斜め下にある P04LOポート部に挿入し，ポート管台部と溶接して真空容器に固定します．図 3（下）は真空容器に接続中の P04LO ポートの様子です．今後，加熱増強期間中に，水平，斜め下及
び斜め上の合計 23箇所においてポートを組立てる予定です．
容器内コイル電源の整備も本格化しています．増強後には, 高性能なプラズマの制御に用いるため，
誤差磁場補
正コイル
（EFCC），
高速プラズマ位置制御コイル（FPPCC）

3．サテライト・トカマク（JT-60SA）計画の進展
那珂フュージョン科学技術研究所では，日欧で協力して進めている JT-60SAのプラズマ加熱実験に向けた装置増強工事が本格化しています．
本体室では，増強される加熱装置や計測器を設置する

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Journal of Plasma and Fusion Research Vol.100, No.8 August 2024

及び抵抗性壁モード制御コイル（RWMC）の 3 種類の容器内コイルを設置します．
これらの容器内コイルに用いる電源は，欧州が調達を担当し，これまでに調達が完了しています．また，据付・試験を日本が担当し，FPPCC
電源の据付・試験はこれまでに完了しています．今回新たに，量研が実施する EFCC 電源の現地据付が令和 6 年
4 月に完了しました．その後，設計・製作を担当した欧州の技術者の立会の下，模擬負荷を用いたEFCC電源の受入試験を量研が実施し，
令和 6 年 6 月に予定通り受入試験を完了しました．図 4（上）は据付した EFCC 電源，
図 4（下）は日欧の担当者による EFCC 電源受入試験の様子です．今後，残る RWMC 電源の据付・試験を進めるとともに，真空容器内へのコイル本体の据付，コイルと電源を接続するケーブルの敷設等の整備も進めていきます．
（量子科学技術研究開発機構
那珂フュージョン科学技術研究所）

図4 （上）据付されたEFCC電源，（下）日欧担当者によるEFCC電源受入試験の様子．

382