J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.7 (2020)３
２７‐３３０小特集

超伝導トカマク装置 JT-60SA にみる大型核融合装置の機器製作と装置組立の核心
The Core of Component Manufacturing and
Device Assembly of Large Fusion Devices:Superconducting Tokamak JT-60SA as a Typical Example

１．JT-60SA プロジェクトとは
1. The JT-60SA Project鎌田裕

KAMADA Yutaka
国立研究開発法人 量子科学技術研究開発機構（原稿受付：２
０
２
０年４月２
０日）

JT-60SA 計画は，日欧の幅白いアプローチ活動（BA 活動）のサテライト・トカマク計画と，わが国のトカマ
ク国内重点化装置計画の合同計画である．その目的は，核融合装置技術開発と核融合プラズマ研究開発を融合しつつ，ITERの技術目標達成のための支援研究と，原型炉に向けたITERの補完研究（高圧力プラズマの定常維持）を行うこと，これらによって ITER・原型炉開発を主導する人材を育成することである．
Keywords:
fusion, ITER, DEMO, research plan, project１．
１ はじめに計画と，わが国のトカマク国内重点化装置計画の合同計画

JT-60SA は，２００７年の日欧の幅広いアプローチ（Broaderである．量子科学技術研究開発機構（QST）那珂核融合研

Approach: BA）
活動（BA 活動）開始以降，建設が順調に進究所の臨界プラズマ試験装置 JT‐６０を，日欧が製作した機

み，２０２０年３月に装置が完成した．

器を用いて超伝導装置に改修し，!）ITER の技術目標達成

本小特集では，超伝導コイル，真空容器，電源，冷凍機のための支援研究と，"）原型炉に向けた ITER の補完研究などの主要機器を中心に，この国際熱核融合実験炉 ITERを行うこと，これらによって#）ITER・原型炉開発を主導に次ぐ大型超伝導トカマク装置JT-60SAの機器製作と装置する人材を育成することが目的である．ITER の支援では，組立について，要求される高精度の理由と，その目標達成

臨界プラズマ条件クラスの高性能プラズマを長時間に向けた施策を述べる．同時に，工程遵守をどのように実（１００秒程度）維持する実験を，ITER に先行あるいは並行現させてきたかについても述べていく．また，国際共同でして実施し，その成果によって ITER 計画を効率的に進め一つの装置システムを完成させるための要諦を記す．これる．ITER の補完では，ITER では行うことの難しい「原型らは，各国の原型炉の設計活動に資するとともに，特にト炉に必要な高出力密度を可能とする高圧力プラズマの長時

カマク本体の組立に向かう ITER に大きく貢献するもので間維持」を実現し，コンパクトで経済性の高い定常（パルある．

ス運転でない）原型炉の運転領域と制御手法を確立する．
図１に，JT-60SA 装置の位置付け，図２に JT-60SA がめざ

以下，本小特集の第１章として，JT-60SA プロジェクトの概要を記す．

す高圧力プラズマ領域を示す．
JT-60SA の初プラズマ（２０２０年秋予定）は，ITER の初プ

１．
２ JT-60SA 計画の目的

ラズマ（２０２５年１２月予定）よりも５年早い（図３）．このた

JT-60SA 計画［１，２］は，BA 活動のサテライト・トカマク

め，JT-60SA の装置の組立や統合コミッショニングの経験

National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology, Naka, IBARAKI 311-0193, Japanauthor’s e-mail: kamada.yutaka@qst.go.jp

３２７$2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.7 July 2020

JT-60SA に関しては，BA Phase I で装置が完成し，Phase II
で，いよいよ統合コミッショニング（プラズマ運転を含む），装置増強，実験を進めていく．実験開始後は，国内研
究者２００−３００名，欧州を中心とする外国研究者２００−２５０名程度が実験に参加することが想定される．さらに，日欧の大学のオンサイトラボラトリーを那珂核融合研究所に設置していく（２０２０年４月時点で，東大，名大，九大と取り決めを調印し，筑波大，京大と手続きを進めている）．これらによって，JT-60SAは，大型国際研究拠点として，活動を開始
図１

する．

ITER 及び原型炉に貢献する JT-60SA の位置付け．

１．
３ JT-60SA 装置の特長
JT-60SA 装置の特長は，超伝導大型トカマク，高いプラ
ズマ形状ファクター，高パワー・長時間かつ多彩なプラズ
マ加熱・電流駆動・運動量注入，高いプラズマ安定制御性
能，そして，高い熱・粒子制御性能等である．
JT-60SA のプラズマの大きさは，ITER の約 1/2（体積では約 1/8）の 130 m3，プラズマ電流 !
"の最大値は ITER の約
1/3 の 5.5 MA であり，ITER の完成までは世界で１番大きなトカマク装置となる．表１に代表的な装置パラメータ，
図４に世界の超伝導トカマク装置のプラズマ断面を示す．
プラズマの形状は，高圧力プラズマの安定性を向上する
図２

ために，ITER と比べてずんぐりとしたドーナツ状（プラJT-60SA の高圧力プラズマ長時間維持の目標領域．

ズマ大半径と小半径の比 R/a が小さい）で，プラズマ断面
は ITER に大きく貢献する．さらに，JT-60SA の運転で明の楕円度や三角度を大きくしている．これらの形状をまとらかにする「トカマクシステムとしての工学評価」によっめた形状ファクターは，ITER の 4.3 に対して JT-60SA はて，設計や製作の妥当性や裕度，あるいは改善・合理化の表１

分析を行い，ITER や原型炉に貢献する．JT-60SA で高パ

JT-60SA プラズマの主要パラメータ．

ワーでの加熱実験が始まるのは２０２３年であるが，これもITER のプラズマ加熱実験開始（２０２８年）より５年早い．この間，JT-60SA を用いて，ITER のリスク低減（ディスラプ
ション回避・緩和や ELM 緩和など）あるいは効率的な運転に必要な研究を行う．ITER の加熱実験開始後は，ITERと JT-60SA は相互に協力しながら，ITER の DT 運転や原型炉の設計に必要な研究を行っていく．そして，このような研究を進めていくための，ITER と JT-60SA との研究協
力協定が２
０１９年１１月に締結された．また，この研究スケ
ジュールは，我が国の核融合研究開発ロードマップに従ったものである．
２００７年 か ら 開 始 さ れ た BA 活 動 は，そ の 第 一 期（BA
Phase I）を完了し，２０２０年４月から「BA Phase II」として新たな段階に進むことが日欧両政府によって決定された．

図３

ITER，JT-60SA，原型炉のスケジュール．JT-60SA は実験と装置増強を行いつつ ITER および原型炉へ貢献していく．

図４

３２８

世 界 の 超 伝 導 ト カ マ ク の プ ラ ズ マ 断 面．SST-1（印），EAST（中），KSTAR（韓），WEST（仏）は稼働中．

Special Topic Article

1. The JT-60SA Project

Y. Kamadaる．欧州は，F4E（Fusion for Energy）
が実施機関となり，その 下 に CEA（フ ラ ン ス），ENEA（イ タ リ ア），CNR-RFX（イタリア），CIEMAT（スペイン），KIT（ドイツ），CENSKN（ベ ル ギ ー）の６つ の 国 立 研 究 機 関 が 参 画 し て いる．日本の実施機関は量子科学技術研究開発機構（QST）である．機器製作の日欧分担を図６に示す．
このような構成機器の製作にあたっては，まず各機器が，その要求性能・機能を満足することが大切であり，それらは皆達成された．その上で，大型超伝導トカマク装置
として，コイルや真空容器などの本体機器に重要であった
ことは，機器の製作精度と設置精度である．特に，プラズ
マの MHD 安定性の要請から，誤差磁場を 10−4 程度に抑え
図５

プラズマ制御のための真空容器内機器群．

ることが求められる．このため，JT-60SA の本体機器の大きさは約 10 m であることから，その 10−4 オーダーである

7.0 であり，図１の高い圧力指数の達成を可能としている．

１〜数 mm を追求すべき製作・設置誤差とした．勿論，本プラズマ加熱は合計 41 MW×１００秒間の高パワー・長パ

体機器間の取り合いや支持を工夫し，超伝導コイル冷却時

ルス入射であり，世界のトカマク装置の中で最も多彩な加や通電時，高加熱パワー長時間運転時などの様々な状態

熱・電流駆動・運動量注入が可能 で あ る．そ の 内訳は，で，機器相互の干渉が無いことも必要条件である．このよ

500 keV・10 MW の負イオン源中性粒子ビーム（NB）（プ

うな要求の下，例えば中心ソレノイドは限られた空間の中でラズマ電流順方向接線入射），85 keV・合計 24 MW の１２ユ最大の磁束が得られるようにパンケーキ間の接続の工夫を行

ニットの正イオン源 NB（順方向接線入射 4 MW，逆方向接い，真空容器は電磁力に強く且つ誘導電流を抑える高抵抗

線入射 4 MW，垂直入 射 16 MW），及 び 入 射 角 度 可変・を両立させる二重壁構造とする工夫を行った．一方，超伝２周波数可変（110 GHz+138 GHz）
・7 MW の電子サイク導コイルの運転に不可欠な冷凍機システムは，大型である

ロトロン加熱である．これらの組み合わせを変えることことに加えて，大きな変動熱負荷を平準化制御する工夫をで，「加熱分布」，「運動量注入分布」，「電流駆動分布」を行った．超伝導コイルを駆動する電源では，プラズマ着独立に制御できる高い制御性を獲得している．

火・立ち上げ用と位置形状制御用の２種類の電源を複合し高圧力プラズマを安定に制御するため，JT-60SA の真空たシステムを構築するなど，様々な最適化を図っている．

容器内には様々な機器を設置する（図５）．まず，プラズマ

第２章以降，このような様々な特徴を持つ JT-60SA の機の不安定性を受動的に抑制するための安定化板（導体製で，器とそれらの組立に関して，超伝導コイル（第２章），低温

そこに流れる渦電流で磁場揺動の成長を抑える）を設置す

冷凍機（第３章），電源設備（第４章），真空容器及び容器

る．また，高速位置制御コイル，誤差磁場補正コイル，抵

内機器（第５章），組立（第６章），プロジェクト管理（第抗性壁モード制御コイルなどの真空容器内コイル群を用い７章）の順に紹介していく．

て，プラズマの位置や磁場の乱れを能動的に高速制御する．

１．
５ JT-60SA の炉心プラズマ研究

プラズマから出てくる熱や粒子を受けとめる主役のダイバータ部は，遠隔保守による脱着が可能なカセット方式をJT-60SA は，ITER 及び原型炉を「飛躍無く予測できる」

採用しており，高熱流束下での熱・粒子制御を可能とする

臨界プラズマ条件クラスのプラズマ領域で研究開発を進め

W 型構造である．ダイバータ材料は 15 MW/m2 の高熱流束る装置である［２］．即ち，プラズマ現象を決定する主要なに耐える炭素（CFC）製水冷却でスタートして幅広い実験領域を確保する．そして，実験の進展を踏まえて，２０３０‐
２０３３年頃に ITER や原型炉と同様のタングステン材に取り替える計画である．
JT-60SA で は 三 重 水 素 を 用 い ず に 重 水 素 で 実 験 を 行
う．ITER は重水素と三重水素を用いた燃焼プラズマの実
現を最大のミッションとする失敗のできない計画であるために，様々な設計が保守的となっているが，JT-60SA は先進的で挑戦的な研究を進める役割を持っている．このような将来へ向けた柔軟性を持たせていることもJT-60SAの特
長である．

１．
４ 装置の製作と組立
JT-60SA は，日欧各々が製作した機器を那珂核融合研究
図６

所に持ち寄り，１台の超伝導トカマク装置として組み立て
３２９JT-60SA 装置の日欧機器製作分担．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.7 July 2020

１．
７ 日欧の運営体制

３つの無次元量（規格化ラーマ半径，規格化衝突周波数，
規格化プラズマ圧力）で，ITER 及び原型炉級のプラズマ

JT-60SA 事業は，日本側実施機関である QST，欧州側実を研究することができる．これは，図４に示した各国の装施機関である F４E，及び両者を調整する事業チームが，日置の中で，唯一JT-60SAのみが満足する条件である．また，欧の研究機関等と協力しつつ，「統合プロジェクトチーム」

プラズマの維持時間（典型的には１００秒間）は，プラズマ内を形成して運営している（図８）．その役割は，１）機器製部での電流拡散時間やプラズマ対向壁での粒子リサイクル

作と装置の組立，及び装置増強とメインテナンス，２）装置

時間等，炉心プラズマの振る舞いを決める最も長い時定数のコミッショニングと運転（責任は日本側実施機関），３）

よりも十分長く設定している．

実験，の実施である．これまでの BA Phase I では，１）が主要な役割であったが，２０２０年４月以降の BA Phase II でさて，核融合炉では，多くのプラズマ性能を全て同時に

は，２）と３）を含めた運営となる．

満たさなくてはならない．即ち，高い閉じ込め性能で所要事業の円滑な推進に最も必要な事柄は，この「統合プロの核融合出力を得，プラズマに面する第一壁への熱流を許容範囲に保ちつつ，高い出力密度でコンパクトな炉心とジェクトチーム」の一体感である．２００７年の事業開始以来

し，且つ小さな循環電力で定常的にプラズマを維持する必

２０２０年３月時点までの間に，事業調整会議（マネジメント

要がある（図７）．このためには，エネルギー閉じ込め改善を含む総合調整．２‐３週毎の TV 会議）を２
３０回，技術調整度，規格化プラズマ圧力，自発電流割合，非誘導電流割合，

会議（年３回程度で日欧交互開催，主要メンバー全員参加）

規格化電子密度，燃料純度，加熱パワーに対する放射パを３４回，研究調整会合（年１回那珂研で開催，日欧研究コ

ワー割合の７つの要素に関して十分高い値が必要である．

ミュニティの専門家が参加．上記リサーチプラン活動や日

しかし，原型炉で要求されるこのような高い総合性能はこ

欧研究協力の総括）を８回開催している．様々な技術情報れまで実現されたことがない．この，「定常原型炉に必要や実施要領などを全員がデータとして共有しつつ，このよな炉心プラズマ総合性能」の達成をめざすのが，JT-60SA

うな多くの会話を通じて，日欧相互の信頼が醸成され，事である．そして，このような高い総合性能を，信頼性の高業の目的・意義，進展，課題をチームが共有することがでい現実的な運転で定常的に維持する手法を開発していく．

きている．

一方，ITER への貢献に関しては，ITER と相似のプラズ
マ形状，ITER と同じ制御手法等を用いて，主に ITER の標

参考文献

準運転（H モード）を対象とする研究を進め，ITER が目的［１］P. Barabaschi et al., Nucl. Fusion 59, 112005 (2019).
［２］Y. Kamada et al., Nucl. Fusion 53, 104010 (2013).
［３］研究最前線「JT‐６０SA リサーチプラン」吉田麻衣子
他，プラズマ・核融合学会誌 88, 650 (2012).
［４］JT-60SA Research Plan - Version 4.0, Sept. 2018, http://
www.jt60sa.org/pdfs/JT-60SA̲Res̲Plan.pdf

を効率良く達成するための支援を行っていく．その際，ITER の軽水素・ヘリウム，重水素，重水素−三重水素の各運転期に必要なデータを ITER に先行して取得すること，また，ITER の実験で生じた課題に迅速に対応することが大切な役割である（図３）．特に，ディスラプションが発生した際に，壁への瞬間的な熱流やプラズマを囲む構造
物での電磁力の発生などを緩和する「ディスラプション緩和」手法の確立が重要である．

１．
６ JT-60SA リサーチプラン
JT-60SA の研究計画は，「JT-60SA リサーチプラン」として公開されている［３，４］．２０１０年以降，国内及び欧州の研究コ ミ ュ ニ テ ィと の 幅 広 い 共 同 検 討 体 制 を 構 築 し て，
JT-60SA リサーチプラン Ver.4 が２
０１８年９月に完成した．
共著者数は，４３５名で，日本１７４名（１８研究機関），欧州２６１名（１４カ国，３３研究機関）である．このリサーチプランは，

図７

炉心プラズマに求められる性能．

最近改訂された ITER のリサーチプラン，日本の核融合原型炉研究開発ロードマップと整合させつつ，JT-60SA を用いてどのような研究を進めていくかについて，運転領域開発，安定性，閉じ込め，ダイバータ等の８つの専門研究領
域毎に，JT-60SA の実験研究を担う若手研究者を中心に企画・提案したものである．これら各章の日本側代表者はQST（当時 JAEA）
１名，大学１名である．その人選にあたり，２０１０年の活動開始時のQST代表者は３０代前半から４０歳程度とした．それから１０年を経た現在，これらの人材が，大型国際研究拠点としてのJT-60SAの研究活動をリードす
図８る役割を担っている．
３３０

JT-60SA 事業の運営体制．

J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.7 (2020)３
３１‐３３５

小特集 超伝導トカマク装置 JT-60SA にみる大型核融合装置の機器製作と装置組立の核心

２．長時間プラズマ生成の世界最大級超伝導コイル
2. The World’s Largest Class of the Superconducting Coilsfor the Long Duration Plasma Operation
土屋勝彦
TSUCHIYA Katsuhiko
国立研究開発法人 量子科学技術研究開発機構（原稿受付：２
０
２
０年４月２
０日）

JT-60SA のプラズマ性能に大きく影響を与える超伝導コイルは，１８個のトロイダル磁場（TF: Toroidal Field）
コイル，６個のプラズマ平衡磁場（EF: Equilibrium Field）コイル，そして４つのモジュールから成る中心ソレノ
イド（CS: Central Solenoid）から構成される．これらの超伝導コイルは日欧で分担して調達し，TF コイルは欧州
が，EF コイルと CS は日本が担当した．２０１９年までに，極めて精度の高い製作公差（１０m 以上のサイズに対し大きくても 1.3 mm）を実現して全ての超伝導コイルの製作を完了し，本体に組み込んだ．
Keywords:JT-60SA, superconductor, TF coil, CS, EF coil２．
１ 概要［１‐３］２．
２ 超伝導導体
２．
２．
１ 諸元［４］

JT‐６０SA 装置において使用される超伝導コイルは，D型形状を持つ１８個のトロイダル磁場（TF）
コイルと，これ

超伝導線材は，TF コイルと EF コイルがニオブ・チタ

ら TF コイル群を囲むように設置される６個の円形のプラン，高磁場環境下で使用する CS はニオブ・スズを採用しズマ平衡磁場（EF）
コイル，装置中心に設置されプラズマている．図２に各コイルに用いられている導体断面図を示に磁束を供給するための４つのモジュールから成る中心ソ

し，表１に諸元を示す．

レノイド（CS）から構成されている（図１）．これらのコイ

いずれのコイルも強制冷却型のケーブル＝イン＝コン

ルは日欧で分担して調達し，TFコイルは欧州が，ポロイダ

ジット導体を採用している．これは，ジャケットと呼ばれ

ル磁場コイル（EF コイルと CS）は日本がそれぞれ担当しるステンレス製の矩形管で撚線を覆い，この管の中に冷媒た．

である超臨界圧ヘリウムを流すことで効率よく超伝導撚線を冷却できるものである．特に，電流値が時間とともに変動するパルス型コイルである CSとEFコイルに用いている
撚線には，中心に撚線の無い空間（ステンレス鋼製中心ス
パイラル管）が通っており，パルス運転によって生じる
AC ロス等によって発熱した際に冷媒の流れが阻害されないよう常に冷却できるようにしている．また，EF コイル用

図１

JT-60SA マグネットシステム概観と各コイルの位置（TF
コイルは１セクタのみ示す）．

図２

超伝導導体断面とサイズ．

National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology Naka, IBARAKI 311-0193, Japanauthor’s e-mail: tsuchiya.katsuhiko@qst.go.jp

３３１!2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.7 July 2020

表１

超伝導導体諸元．

TF
最大通電電流値（kA） 25.7
最大経験磁場（T）
5.65
ジャケット材質
SS316L
超伝導素線
NbTi
超伝導素線数
324
銅線本数
162
総導体長（m）
24,600素線の総長（km）
8,000

CS
EF-H
EF-L
20
20
20
8.9
6.2
4.8
SS316LN SS316LN SS316LN
Nb3Sn
NbTi
NbTi
216
450
216
108
0
108
12,1007,500
20,000
2,610
3,380
4,32０

導体には，コイルを設置する場所に応じて低磁場用と高磁場用の２種類を採用し，例えば低磁場用の導体の超伝導材を少なくするなど，超伝導材の物量を最適化している．
２．
２．
２ 製作
図３

CS と EF 両コイル用の導体は，素線および撚線工程まで
いずれも古河電工製である．ジャケットは CS 用が丸穴矩

TF コイル構造概念図と実物の写真（重力支持脚は別途用意されるので，写真にはない）．

形型で EF コイル用は丸管であるが，後者は撚線と一体化

電磁力に耐えうる支持構造体となるためである．装置内側する時に角型に成形している．この撚線とジャケットの一の直線部にはウェッジを設けており，TF コイル自身が発体化は，量研（当時，原子力機構）那珂研究所内に，約生する電磁力（向心力とフープ力）によって隣接するコイ

700 m におよぶ直線状の製作ラインを含む導体製作棟を新ル同士を支えあう支持方法を採用している．また，装置外たに製作し，一本 13 m（EF コイ ル 用）な い し 7 m（CS側には，ポロイダル磁場コイル通電時に生じる転倒力によ用）のジャケットを必要な長さだけ芋継ぎし，その中に撚る「倒れ」に対する支持となる OIS が設置されている．こ線を通して導体を製作し，スプール状に巻き取った（複合の OIS はコイル本体とは別部品となっており，EF2 コイル化）．導体の複合化にあたっては，ジャケット内に撚線を台座真下とリンク機構でつながっているが，コイルケース

通しやすくするように，完成時のサイズよりも大きめにの側面と OIS の間には表面が滑らかなパッドが当てられて作っておき，撚線を通した後，縮径（コンパクション）工いるだけであり，転倒力によるトロイダル方向変位に対し程にて全体を引き絞り，必要な断面を得ている．丸管の EFては OIS に力が伝わるが，フープ力による径方向変位につコイル用導体は，この工程時に矩形成形も行っている．TF

いては力が伝わらない構造である．これにより，コイル間コイル用の導体製作工程も同様で，ニオブ・チタン素線をを引きはがす力となるフープ力を OIS から縁切りさせるこ撚り合わせる工程からジャケットとの複合化はイタリアのとができるので，OIS 間をつなぐボルトに生じるせん断力

導体製作メーカで行われた．この TF コイルに用いられてを低減させ，構造を簡素化することができた．

いるニオブ・チタン素線は日本の古河電工製で，素線の状

重力支持脚（GS: Gravity Support）は逆 V 字構造となっ態でイタリアまで送られている．つまり，JT-60SA の超伝ており，脚部途中にサーマルアンカーを設け，超伝導コイ

導材は全て日本製である．

ルシステム唯一の室温接触部となる脚の底部からの熱の侵

２．
３ トロイダル磁場コイル

２．
３．
２ 実機製作入を防いでいる．
２．
３．
１ 基本構造と諸元［５］TF コイルは欧州のフランス，イタリア両国のコイル

JT-60SA 装置の TF コイルは D 型の形状を持ち，コイル

メーカにより，スペアコイルを含め各１０個ずつ製作された．

ケースに格納された巻線，支持構造体であるコイルケー

超伝導素材はニオブ・チタンを用いており，イタリアのス，並びに外側コイル間支持構造物（OIS: Outer Intercoil

メーカで製作された導体を伊仏両国のコイルメーカ（イタStructure）から構成されている．図３に概要と実物の写真

リア＝ASG 社，フランス＝GE 社（旧アルストム社））に送を示す．

られ巻線の製作を行っていた．

巻線は６層のダブルパンケーキコイルから成り，全体でまず導体を D 型に巻きつつガラステープでターン間絶縁

７２ターン，通電電流は最大 25.7 kA である．
１８個の TF コイを施工してダブルパンケーキ（DP: Double Pancake）コイ

ルは直列で通電（６個のコイルで一組となる，計３つの回ルを製作した．そして６つのダブルパンケーキコイルを積路を形成している）され，起磁力は 6.66 Tm であり，いわ層したのち，パンケーキコイル間を電気的に接続するジョ

ゆる標準シナリオと呼ばれるプラズマ電流 5.5 MA 運転時

イントを設置した．その後，真空含浸により巻線全体を絶におけるプラズマ中心磁場は 2.25 T となる．

縁した．この完成した巻線は，地絡のないことを確認する

この巻線はコイルケースという強固なステンレス鋼製のパッシェンテストを実施した後コイルケースに格納し，容器に格納されている．これは，本コイルの周辺にEFコイ

ケースと巻線の間に絶縁材を充填して硬化してから，外部

ル，CS といったポロイダルコイル群が取り付けられるこ業者にて外形の最終加工を実施した．配管作業及び試験はとから，自分自身に加え，これらのコイルが生成する高い

最終加工より戻ってからコイルメーカにて実施した．
３３２

Special Topic Article

2. The World's Largest Class of the Superconducting Coils for the Long Duration Plasma Operation

K. Tsuchiya

コイル構成部品であるコイルケースと OIS はイタリアとび出ている構造であるのに対し，CS は導体端部面同士をフランスのメーカがそれぞれ全量製作した．重力支持脚は付け合わせて融着しコイル本体に巻き込む構造としている

全量フランスのメーカで製作され，コイルとは別にメーカ

ため，限られた空間でコイル径を可能な限り大きくでき，

から直接日本に送付された．

供給磁束も大きくすることが可能となった（図４）．

２．
３．
３ 検査と精度

４つのモジュールは，タイプレートと呼ばれる支持構造

コイル本体部は，イタリア，フランスの各コイルメーカ

物によって一体化されている．図５に全体の写真を示す．

において，巻線と絶縁，そしてコイルケースへの格納と冷一体化にあたっては４つのモジュールに対して鉛直方向に媒管の設置まで行い，全てフランスの原子力・代替エネル

予荷重を与えることができる構造としている．この予荷重

ギー庁（CEA）サクレー研究所に送られ，冷却および定格

印加は必須な操作で，コイル運転に伴う冷却時において，での通電試験などを実施して基本的性能が満たされている

支持構造物に対し巻線の方がより大きく収縮することかことを確認したのち，同研究所内にて OIS と一体化（スペら，収縮差によるギャップをなくすために常温の状態におアを除く）された．完成後，搬出港であるベルギーのゼー

いて予め荷重をかけ，冷却後でもギャップが生じないよう

ブルッヘまで陸送され，本港から日本（茨城港日立港区）にしておくものである（プレコンプレスと呼称）．実際にまで海上輸送された．那珂研究所までは最寄りの港より陸送され，研究所において受入検査を実施し，日本への移送中に異常（変形，地絡，冷媒管の詰りなど）が発生していないことを確認してから本体に設置した．
製作精度については，トカマク中心側となる D 型の直線部においてより高い精度が求められ，要求値±2 mm（設置精度含む）に対し，概ね±1.5 mm で製作された．数個のコ
イルのみ若干逸脱したが，後述する TF コイルの設置時にこれを吸収することで，要求値を満足した．

２．
４ 中心ソレノイド
２．
４．
１ 基本構造と諸元［６，７］
CS は４つのソレノイドモジュールで構成され，単体モ

図４ジュールのサイズ（直径，高さ）やターン数は全て共通であり，いずれも高さ約 1.6 m，直径約 2 m，ターン数は５４９でCS と EF コイルのジョイント構造比較．コイル円筒表面の外に出張る部分が小さいCSの方が，周辺との干渉が少ない（＝空間を広くとれる）ことを示す．

ある（表２）．装置上の配置に関しては，冷却後の装置中心に対して４つのモジュールが上下対称となるよう，CS２モ
ジュールと CS３モジュールの間に装置の中心が来るように位置づけられている．また，４つのモジュールはそれぞれ別個の電源で制御され，時々刻々電流の変化するパルスコイルである．最大電流は 20 kA で，プラズマ着火時に供給される磁束は 44 Wb である．最大経験磁場は 9 T 近くになることから，超伝導線材はニオブ・スズを採用している．１つのモジュール当たり，オクタ（８重）パンケーキ（OP: Octa Pancake）コイル６つとクアッド（４重）パン
ケーキ（QP: Quad Pancake）コイル１つから構成されている．各パンケーキコイルの接続（ジョイント）部は，TF
コイルや後述する EF コイルではコイル巻線の側面から飛表２
コイル ターン数

CS，EF コイル諸元．

最大経験 運転温度 直径
磁場（T） （K） （m）

CS1-4

549

8.9

5.5

2.0

EF1
EF2
EF3
EF4
EF5
EF6

142
154
247
353
152
180

4.8
4.8
6.2
6.2
4.8
4.8

4.8
4.8
5
5
4.8
4.8

12.0
9.6
4.4
4.4
8.1
10.5

導体長 パンケーキ（km） コイル構成
6 OP
2.8+ 1 QP
5.2
12 SP
4.5
12 SP
3.0
7 DP
4.3
10 DP
3.7
7 DP
5.7
14 SP

図５

３３３

CS 全体の写真（本体設置直前の状況）．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.7 July 2020

は，CS 間の電磁力によるギャップ生成要因も含まれるの加えて，一体化時において，モジュールを一個積み上げでこれも考慮して一体化作業を行っている．

るごとに傾斜や位置を計測および調整することで，４つの一体化された CS は，TF コイル底部において，EF4 コイ

モジュールの電流中心のばらつきを直径 1.1 mm の円筒内ルと共通の支持座により固定されており，全部で９脚の重に収めることができた．これは，すべてのモジュールが幾力支持脚を持 つ．装 置 底 部 に あ る こ の 支 持 脚 だ けで約

何的にほぼ同一線上に並んでいることを意味する．これに１００トンもの重量物を支えていることから，地震荷重が加より，位置制御の精度向上だけでなく，全てのモジュール

わるとCS頭頂部が大きく揺らぎTFコイルに衝突しかねなに定格電流を流すプラズマ着火時において１つの巨大なソ

いため，振れ止め器具を CS 頭頂部全周にわたり，９か所配

レノイドとして振る舞い，精度の高い磁束供給ができると置している．

考えられる．

２．
４．
２ 実機製作２．
５ 平衡磁場コイル

CS は製作メーカ内で，全てのモジュール巻線製作と一２．
５．
１ 基本構造と諸元［８，９］体化施工を実施した．ニオブ・スズは６５０℃の熱処理を行わないと超伝導の性質を持たないので，まず巻線成形をしEF コイルは６つの円形のコイルから構成されており，

たのち熱処理を行い，ターン絶縁のためのテーピングを実それぞれのコイルが個々別々のターン数およびサイズを施した．テーピング実施時には，パンケーキコイル間の層持っている．図６，図７に各コイルの写真を示す．表２に間をテーピング装置が通過できるように空間を開けねばな

諸元を CS とともにまとめた．

らないが，ニオブ・スズは歪みに対して非常に弱いため，

前述のとおり，EF コイルには高磁場用と低磁場用の超伝導性能の劣化が生じない程度の歪みに相当するだけ層２種類の導体が用いられ，前者は EF3，EF4 の２つのコイをほぐしてテーピング装置の通れる空間をつくり，慎重にルに，後者は残りの４つのコイルに使用されている．最大電絶縁施工を行った．パンケーキコイル積層後は，真空含浸

流はいずれの EF コイルも 20 kA（正負とも）で，CS 同様

によってモジュール全体を絶縁硬化することで対地絶縁施

電流値が時間的に変動するパルス型コイルの一種である．
巻線は，製作可能な導体長の制約により，比較的直径の工を行った．
４つのモジュールはタイプレートが設置されている９箇所

小さい EF3，
4 および EF5 コイルは TF コイルと同様にダブに置いた油圧ラムで全体を約 37.5 MN の力でプレコンプレ

ルパンケーキ（DP）コイルを，EF1，
2，6 コイルはシングル

スし一体化した．製作工場（三菱電機：神戸市和田岬）か

パンケーキ（SP: Single Pancake）コイルを，それぞれ１本らは，一旦全体を横倒しにした状態で茨城港日立港区までの導体から巻線し，これらパンケーキコイルの積層後ジョ海上輸送の上，TF コイルと同様に那珂研究所まで陸送した．
２．
４．
３ 製作精度ポロイダルコイル共通の要求事項として，磁場のトロイダル非対称性に起因するプラズマ不安定性を発生させない
ように，真円に近い形状で製作することが挙げられる．巨
視的不安定性低減の観点から許容される誤差磁場分布より，CS で求められる許容非円形度は 4 mm とされている（表３）が，最大 0.3 mm で非常に精度よく製作できている．
これは，CS 用の導体の丸穴部が必ずしも同じ場所に位置しないために最薄部の厚みが長手方向の位置によって異な
り，導体の剛性に強弱ができるので，巻線機のベンダーが曲げる力を一定にしても導体の曲率が一定にならない現象があったことから，導体を送り出す方向を逆転できる巻線機を採用し，最初の曲げにおいて設計値からの差が生じて

図６

クライオスタット底部に仮置きされた EF4，
5，
6 コイル．

図７

超伝導コイル巻線棟にて搬送待ちの EF1，
2，
3 コイル．

も導体の送り方向を往復させて調整し，理想の曲率まで調整できるように工夫したことが主因である．
表３

各 CS，EF コイルにおいて要求される公差（真円度）と製作実績との比較．

コイル
CS
EF1
EF2
EF3
EF4
EF5
EF6

直径（m）
2.0
12.0
9.6
4.4
4.4
8.1
10.5

実現公差（mm） 要求公差（mm）
!4.0
0.3
!8.0
0.3
!7.0
0.4
!6.0
0.2
!6.0
0.6
!7.0
0.6
!8.0
1.3

３３４

Special Topic Article

2. The World's Largest Class of the Superconducting Coils for the Long Duration Plasma Operation

K. Tsuchiya

イントを接合してからプリプレグテープで対地絶縁を施し，最終的な形状を得ている．
全ての EF コイルは TF コイルの周辺に設置されるため，
TF コイルとつながる部分には，巻線を挟むようにして設置するクランプ構造の支持金具を配置している．TF コイ
ル上には台座を設けており，これらの台座と EF コイルの支持金具の間に支持脚を介して固定される．EF コイル運
転時に生成する自分自身のフープ力はもちろんのこと，自分自身が通電されていなくても TF コイル単独通電時にはTF コイルからのフープ力を受けるため，これらの電磁力によって生じる EF コイル支持と TF コイル台座間の相対変位を吸収できるように，支持脚は板バネ構造を持っている．巻線を挟むクランプ板間には，CS ほどではないが冷却時と運転時に巻線と支持金具との間にギャップが生じうる
ので，これを打ち消す分の予荷重をかけている．
２．
５．
２ 実機製作図８

EF コイルのうち，EF4，5，6 各コイルは TF コイルに位置することから，TFコイルはもちろんのこと，真空容器が大型 EF コイル搬入状況（貫通口を通過し建屋内に入ったところ）．

本体に設置される前に先行して製作し本体に仮置いておく

きを小さくできたことと，（イ）真円からの凸凹が生じて非必要があった．そのうえ，EF コイルは最大直径が約 12 m

円形度を高めることがジョイントの近傍で生じうるが，こあることから，製作メーカの工場からの輸送は困難であっのジョイント部をあるセクションに集中させることなく，たため，JT-60SA 計画の比較的早期の２００８年に，那珂研究

パンケーキコイルごとにジョイントの位置をトロイダル方所の敷地内にコイル製作のための建屋である超伝導コイル

向（円周方向）に散らす構造としたことで誤差が平均化さ

巻線棟を建設した．最初に製作した EF4 コイル（直径が小れたこと，これら（ア），（イ）２つの工夫を実施したことにさいことから，巻線まで完成された状態で製作メーカからよるものである．

輸送可能であった）以外の５つのコイルは，この超伝導コ以上の結果，誤差磁場を非常に小さくでき，高い精度でイル巻線棟において，コイル製作メーカの協力を得て製作のプラズマ制御が可能であることが期待できる．

された．また，１号機である EF4 コイルも，最後の工程で

２．
６ まとめ

ある支持構造物と冷媒配管の設置は超伝導コイル巻線棟で世界的に類を見ない大きさを持つ超伝導コイルの集合体実施した．
超伝導コイル巻線棟にて完成したコイルは，那珂研究所

である JT-60SA 超伝導コイルシステムについて，別章で述

敷地内を移動して本体室へと運び込まれるが，外から本体

べる組立工程に支障なく高い精度での製作を完遂すること室内へ通常使用される搬入口はコイルのサイズに比して狭ができた．これは，導体製作より１０年以上の年月にわたっ

く，そのままでは搬入できない．そこで，既設の搬入口のて日欧各拠点の各方面の多大なる協力を得ることで達成し

脇に幅 2.4 m，高さ約 14 m の縦長の貫通口を設け，コイル

た画期的な成果であると言える．今後の実稼働フェイズにを一旦起立させてこの貫通口を通し，本体室に入ったとこて想定の性能を実現できることを期待するものである．

ろで再度横置きにするという方法を採った（図８）．この

参考文献

ために使用する運搬治具の設計・製作も並行して進め，問
題なく作業することができた．

［１］K. Yoshida et al., Physica C 470, 1727 (2010).
［２］K. Yoshida et al., IEEE Trans. Appl. Supercond. 22,4200304 (2012).
［３］Y. Koide et al., Nucl. Fusion 55, 086001 (2015).
［４］K. Kizu et al., Fusion Eng. Des. 86, 1432 (2011).
［５］V. Tomarchio et al., IEEE Trans. Appl. Supercond. 20, 572(2010).
［６］H. Murakami et al., IEEE Trans. Appl. Supercond. 28,
4200705 (2018).
［７］H. Murakami et al., IEEE Trans. Appl. Supercond. 30,
4200805 (2020).
［８］K. Tsuchiya et al., Fusion Eng. Des. 88, 551 (2013).
［９］K. Tsuchiya et al., IEEE Trans. Appl. Supercond. 30,
4202705 (2016).

２．
５．
３ 製作精度EF コイルはプラズマ平衡磁場コイルという名の通りプ
ラズマ形状と位置を制御するコイルであるため，誤差磁場を発生させないよう真円に近づけるよう製作する必要があ
る．各EFコイルに求められる非円形度は，比較的サイズの小さい EF3，4 コイルでは 6 mm 以内，10 m を超える大きな EF1，6 コイルでは 8 mm 以内と評価されている（表３）が，実機における電流中心の非円形度は，大きくても要求値の 1 /6 である 1.3 mm，コイルによっては 0.2 mm 程度と一桁以上小さく製作することに成功した．この高精度の製作を実現できたのは，（ア）パンケーキコイル巻線後の絶縁硬化までの工程まで同じ治具を使用して量産したため，一つのコイルを構成する複数のパンケーキのサイズのばらつ
３３５J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.7 (2020)３
３６‐３４０

小特集 超伝導トカマク装置 JT-60SA にみる大型核融合装置の機器製作と装置組立の核心

３．超伝導コイル冷却のための超大型極低温冷凍機システム
3. Large-Scale Helium Refrigerator System to Cool Superconducting Magnets
濱 田 一 弥，夏 目 恭 平
HAMADA Kazuya and NATSUME Kyohei
国立研究開発法人 量子科学技術研究開発機構（原稿受付：２
０
２
０年４月２
０日）

JT-60SA では，超伝導コイル，クライオポンプ（Cryopump）及びサーマルシールド（Thermal shield）
を冷却するために，極低温ヘリウムを供給する必要があり，4.5 K で 9 kW の冷凍能力を有する超大型極低温ヘリウム冷凍システムを建設した．本冷凍システムの特徴は，１）これまで経験のない，2.1 kg/s という大量の超臨界ヘリウムが供給可能であること，２）トカマク型核融合装置では，プラズマを制御するために超伝導コイルは変動する電流で運転が行われるため，交流損失による変動熱負荷が生じ，冷凍機の安定運転のためにこれを平準化する制御機構を有すること，である．本章では，極低温ヘリウム冷凍機システムの概要と性能試験結果について解説する．
Keywords:
plasma, fusion, helium refrigerator, supercritical helium, superconducting magnet

３．
１ はじめに適用規格，法令に関しては，参考文献［１］に詳しく記述され極低温ヘリウム冷凍機システム（以下，冷凍機システム）ている．

は，超伝導コイル（4.4 K），サーマルシールド（80 K）およ３．
２ 冷凍機システムへの要求と変動熱負荷への対策

びク ラ イ オ ポ ンプ（3.7 K）を 冷 却 す る こ と を 目 的と して，欧州が調達を担当して建設された．冷凍機システムは
２０１５年から模擬ヒーターを用いた試験を実施し，所定の冷冷凍機システムは，１８個のトロイダル磁 場（Toroidal

凍性能を有することを確認し完成した．冷凍機システムのField: TF）コイル，６個の平衡磁場（Equibirium Field: EF）

大きな特徴は，JT-60SA の超伝導コイルが変動電流で運転

コイル，４モジュールで構成される中心ソレノイド（Cen-を行うため，被冷却体で発生する熱負荷も変動し，これをtral Solenoid: CS），高温超伝導電流リード，ダイバータ用自動制御で平準化して，冷凍システムを安定に運転できるクライオポンプ及び 80 K サーマルシールドを冷却するたことである．熱負荷の平準化は，ITER においても冷凍機めに用いられる．表１に各被冷却体の重量や冷却条件をまの安定な運転を行う上で重要な課題であり，JT-60SA でのとめる［２］．超伝導コイルには，0.5 MPa に加圧した液体

コイル冷却の経験は ITER の運転において重要な知見となヘリウム（超臨界ヘリウム）を合計 2.1 kg/s を供給するこることが期待される．本解説では，冷凍機システムの概要とが要求される．コイルで発生する熱負荷は時間的に変化と試運転の結果としてパルス熱負荷時の冷凍システムの挙し，平均で 3.7 kW である．超臨界ヘリウムを供給するため動について説明する．なお機器の据付や冷凍設備としてののポンプの圧縮仕事により，2 kW の熱負荷が発生する．合表１
Magnets
TF coilNo. of units

定格運転時の非冷却体の冷却条件．
Weight18

Cooling condition during
plasma operation
Total 876 g/s at 4.4 K
Averaged heat load: 1.8 kW

22 ton (TF coil + Coil case + outer intercoil structure)/per coil, Total 396 ton.
EF coil
6
Total: 128 ton
Total 960 g/s at 4.4 K
Average heat load: 1.9 kW
CS coil
4
Total: 113.5 ton (4 CS modules+strcutures)
Cold circulator
2 units for magnets, total heat load: 2 kW at 4.4 K
Cold compressor
400g/s , heat load: 〜0.8 kW
High temp. superconducting current leads 13 pairs, flow rate: 25 g/s, temperature: 50 K
Diverter cryopump
Flow rate: 270 g/s, heat load: 84 W, inlet temp.: 3.7 K at 0.47 MPa
80K thermal shield
Weigth: 96 ton, flow rate: 404 g/s, heat load: 42 kW, inlet temp.: 80 K

National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology, Naka, IBARAKI 311-0193, Japancorresponding author’s e-mail: hamada.kazuya@qst.go.jp

３３６!2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Special Topic Article

3. Large-Scale Helium Refrigerator System to Cool Superconducting Magnets

K. Hamada and K. Natsume

計の熱負荷は，4.5 K 換算で 6.5 kWである．先に述べたよう脱することになる．その場合，タービン膨張機はインターに，JT-60SA の運転はパルス的に行われる．CS，EF コイル

ロックが働き，停止する可能性がある．また，室温圧縮機

は，プラズマに電流を誘導して加熱するとともに，プラズは戻り流量の増加に自動的に対応するよう，バイパス弁をマの位置を制御するため，変動電流による運転が行われ閉めて流量を増やそうとするが，能力を超えた流量増加のる．そのため，CS，EF コイルや TF コイル構造物では，交場合には，入口圧力は上昇し，運転範囲を逸脱するとイン流磁場による渦電流で，変動する熱負荷が発生するため，

ターロックが動作し停止することになる．一旦圧縮機が停

これを除熱する必要がある．図１に超伝導コイル用冷凍機

止すると，復帰には数日を要し，プラズマ実験の効率を著システムを単純化したものを示す．冷凍システムは，ヘリ

しく低下させるため，変動熱負荷に対する対策が必要とな

ウム冷凍機と超臨界ヘリウムを循環するためのポンプとヘる．このように，4 K で動作する超伝導コイルを使用する

リウムを冷却する熱交換器と液体ヘリウムタンクから構成

トカマク型核融合炉において，へリウム冷凍機を安定に運される．コイルに送られたヘリウムは熱負荷で温度が上昇

転できるよう変動熱負荷を制御することは重要であり，し，ポンプに戻る際に熱交換器で熱交換して液体ヘリウム

ITERにおいても同様である．JT-60SA冷凍システムは，変を蒸発させるので，冷凍機や圧縮機への戻り流量が一時的

動熱負荷を積極的に平準化するために，（１）冷凍機へ戻るに増加する．このため，冷凍機内部の熱交換器の温度は低低温ヘリウムの流量を液体ヘリウムタンクの圧力をモニ下し，精密機械であるタービン膨張機の運転温度範囲を逸ターして PID 制御で自動制御する，（２）コイルを循環する
ヘリウムの流量を低減して，コイルで発生する熱をゆっくりと回収する，という方法を採用した．冷凍機システムの性能試験ではこの平準化機構を模擬熱負荷で確認したので，後でその結果を説明する．
80 K サーマルシールドは 80 K の加圧ヘリウムガスで冷却され，室温からコイルへの輻射を防止するために使用され，熱 負 荷 は 42 kW で あ る．JT-60SA プ ロ ジ ェ ク ト では，ヘリウム冷凍システムは欧州が調達して，日本に設置することとなっており，Airliquide 社製のヘリウム冷凍機
システムが採用された．

３．
３ ヘリウム冷凍システムの概要
図２に冷凍システムの全体配置を示す．システムは，主に，ヘリウムガスを供給する室温圧縮機，4.5 K で 9 kW
相当の冷凍能力を有する冷凍機コールドボックス（Refrigerator Cold Box: RCB）と超伝導コイル及びクライオポンプに加圧した液体ヘリウム（超臨界ヘリウム）を循環供給す
図１

るための補助コールドボックス（Auxiliary Cold Box: ACB）

単純化したヘリウム冷凍機システム．

図２から構成されている．ACB には，熱交換器を有する 7 m３のJT-60SA 極低温冷凍機システムの鳥瞰図．

３３７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.7 July 2020

液体ヘリウムタンク及び２台の低温ヘリウム循環ポンプ

3.6 K ヘリウムタンク内を 0.05 MPa まで減圧して飽和温度（Cold circulator）と液体ヘリウムタンク内を 0.11 MPa までを下げる．このため室温で動作する３台の真空圧縮機が用減圧して飽和蒸気圧を下げて，液体ヘリウム温度を 4.3 K

いられる．

にするための低温ヘリウム圧縮機（Cold compressor）を装

高温超伝導電流リードについては，低温端は 4.5 K の超備する．冷凍システムを簡略化したプロセスフローを図３

臨界ヘリウムで冷凍機から供給されて冷却される．高温端に示す．ヘリウムガスは，室温圧縮機で 1.55 MPa に圧縮さには 50 K の加圧したヘリウムガスが供給される．

れ，定格運転時には，約 680 g/s が RCB に供給される．所

80 K サーマルシールドには，80 K の加圧したヘリウムガ

要電力は約 2 MW である．RCB では，液体窒素を用いてヘスが供給され，サーマルシールド通過後，冷凍機で冷却さリウムガスを 80 K まで冷却し，３台のタービン膨張機を用れ，補助コールドボックスで液化される．

3

いて 5 K まで冷却したのち ACB 内の JT 弁で 7 m の液体ヘ

３．
４ 冷媒分配系

リウムタンクに液化する．液体ヘリウムタンクは，被冷却体からの急激な熱負荷を緩衝し，被冷却体に送る冷媒の温RCB と ACB から供給される低温ヘリウム（80 K，50 K，度を安定化させる役割を持ち，Thermal Damper と呼ばれ4.5 K，3.7 K）は，低温集合配管（Main cryogenic transfer

る．ACB は，TF コイル，CS/EF コイル，クライオポンプline）を通じてクライオスタットへ送られる．図４はクラに以下のように冷媒を供給する．

イオスタットのカット図である．低温集合配管から連絡さ超伝導コイル冷却系においては，２台の低温ヘリウム循

れた配管は，クライオスタット内で分岐し，周囲に設置さ環ポンプが Damper 内部の液体ヘリウム熱交換器を通しれたバルブボックス（Valve Box: VB）に接続される．VBて，0.5 MPa，4.5 K の 超 臨 界 へ リ ウ ム を 約 1.8 kg/s（約内部の配管には測温素子，オリフィス板，導圧管を備え，

354 m /hr に相当）の流量で TF コイル及び CS/EF コイルに冷媒の温度，流量，圧力を計測し，バルブで各系統の流量循環供給し，除熱する．コイルから戻る暖かいヘリウムは，を調節するために使用される．VBからの配管は，再びクラダンパー内の熱交換機で冷却され，蒸発したダンパー内ヘイオスタット内部に戻り，超伝導コイルやサーマルシール

リウムはコールドコンプレッサーを介して，冷凍機に送らドなどの被冷却機器に接続する．被冷却機器からの戻りのれ，高圧側のヘリウムガスを冷却しながら室温に戻り，室経路も同様に VB を経由して，低温集合配管を通じて冷凍

温コンプレッサーで再度圧縮され冷凍機に供給される．コ機システムに接続される．

イルが通電中に超伝導状態から常伝導に転移（クエンチ）

１８個 の TF コ イ ル，６個 の EF コ イ ル と４個 の CS モ

した場合，系内の圧力が上昇するので，圧力に応じて，ジュールはそれぞれ並列に冷媒が流れる．図５に簡略化さ250 m3 のクエンチタンクにヘリウムガスを放出し，ヘリウ

れた TF コイルの冷媒系統図を示す．TF コイルでは，室温

ムガスを大気に放出することなく，ヘリウム冷却系の圧力からの冷却過程（クールダウン）の時と冷却完了後の通電を制御する．

運転の時とで，一部の流路が異なる．流路の変更には，低ダイバータ・クライオポンプにおいては，冷凍機から供温集合配管に設置された２つのバイパス弁を用いる．コイ

給される低温ヘリウムを 3.7 K に冷却するため，ACB 内のルケースは巻線に比して大きな熱容量を持つため，クール
ダウン時には，超伝導導体の長く狭い巻線流路をバイパスし，圧力損失が小さいコイルケースに冷媒を多く流すことで除熱を促進する．巻線はコイルケースからの熱伝導に

図４
図３

冷凍システムのプロセスフロー図．

３３８

バルブボックス及びコイルターミナルボックスを有するク
ライオスタット内部の配管の様子．

Special Topic Article

3. Large-Scale Helium Refrigerator System to Cool Superconducting Magnets

K. Hamada and K. Natsume

ルの通電は行わないために，コイルへの超臨界ヘリウ
ムの流量は，60 g/s に下げて低温状態（20 K−40 K）
を保持し，電流リードとクライオポンプの冷却は停止す
る．

３．
６ 冷凍機の性能試験［３，４］性能試験においては以下の項目について，正常に動作す
ることを確認した．
! インターロック，アラーム警報機能試験! バルブ，計測機，制御装置の動作確認! 温度，流量測定試験! 各回転機器（圧縮機，タービン，循環ポンプ，コール
ドコンプレッサー）の単体性能試験
図５

冷媒分配系の冷却系統図．

! 自動制御プログラム試験! 変動熱負荷試験! 非常停止状態から想定される復帰運転法の確認試験

よっても冷却される．一方で通電運転時には，コイル巻線における発熱を速やかに除去するため，バイパス弁の開閉

これらの中で，変動熱負荷試験は，プラズマ実験においを冷却過程時とは反対にすることで，コイル巻線流路に最て冷凍機システムを安定に運転することを確認する上で重大限の冷媒を流す．超伝導コイルに電流を供給する高温超要であることから，次節で詳しく説明する．

伝導電流リードや超伝導給電線（フィーダー）には，低温

３．
７ 変動熱負荷試験

集合配管からコイルターミナルボックス（５台）へ，4.5 K

冷凍機システムの性能試験は，被冷却体が完成する前にと 50 K の冷媒配管を分岐して，冷媒を分配する．

実施する必要があり，TF コイル，EF コイル／CS 及びクラ

３．
５ 制御システム［３］イオポンプの熱負荷を模擬するために，図３に示す ACB

冷凍システムの制御システムに，Siemens 社製の制御シ内でヘリウムの循環系統をバイパス弁で短絡し，バイパスス テ ム PCS７を 採 用 し，圧 縮 機 運 転，ヘ リ ウ ム 精 製 運

弁下流に取り付けた電気ヒータで熱負荷を発生させ，自動転，クールダウン，ヘリウム循環ポンプによる定常運転及制御がうまく動作するかを確認した．また，80 K サーマル

び実験後の昇温等一連の運転を自動制御にて行う．クール

シールドについても同様にバイパス系統に取り付けた電気

ダウンについては，マグネットやサーマルシールド内部のヒーターで熱負荷を発生させ，冷凍機システムが安定に動温度差による熱応力を極力少なくするため，温度計測値を作するかどうかを確認した．

から冷媒供給温度を設定して冷却する．JT-60SA では，コ

図６はプラズマ実験中にコイル及びクライオポンプでのイル及びサーマルシールドの入口出口の温度差は 40 K 以発生が予想される熱負荷である．プラズマ電流は 5.5 MA

下 と し，100 K 以 上 で は−2 K/hr 以 下，100 K 以 下 で はで１００秒間保持され，その制御のため，CS，EF コイルは変5 K/hr 以下の冷却速度を管理しながら自動での冷却を行

動電流での運転が行われる．コイルで発生した熱は超臨界

う．TFコイルに関しては１８個あり，それぞれ圧力損失が異ヘリウムの流れとともに，ACB に戻り，熱交換機で冷却さなることから，クールダウン前には流量バランスを確認すれる．ピーク時には，冷凍機の定格の冷凍能力 6.5 kW に対る．また，EF/CS コイルについては，冷却が均一になるよ

して，超伝導コイルから約 8 kW の熱負荷が ACB に戻るた

うに，重量配分に応じて冷媒の供給量を決定する．

め，熱負荷の平準化が必要となるので，冷凍機システムのプラズマ実験中については，以下の自動運転モードによって実験が行われる．
! 通 常 運 転（Normal operation mode）：プ ラ ズ マ 運 転
モードと運転後定常状態になるまでの保持期間（Dwell モード）から構成される．
! 短期保持運転：夜間，週末の減量運転モードである．
コイルへの流量は通常運転の約 1/6 である 300 g/s とし，最小限度の冷凍機電力で被冷却体を低温に保持する．
! ベーキング運転：真空容器を２
００℃に昇温するベーキング運転を約３週間行う．この時，80 K サーマルシー
ルドの熱負荷 は，定 常 運 転 時 の 42 kW か ら 135 kWへ増加する．これは，3.4 m３/hr の液体窒素消費量に相
図６

当する．4 K での冷凍能力が限定されることや，コイ
３３９

TF，CS，EF，クライオポンプで想定される予想熱負荷の例．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.7 July 2020

性能試験ではこの変動熱負荷の状態を電気ヒーターで模擬した運転を行った．図７にその結果を示す．０秒はプラズ
マの運転開始である．図７上側のグラフは，コイル熱負荷を模擬して，電気ヒーターを用いて１８００秒毎の変動熱負荷を３回繰り返して加えた様子を示している．図７の下側の図の通り，電気ヒーターで発生する熱をゆっくりと ACB
内のダンパーで回収するために，TF/構造物の冷却系統のヘリウム流量を 879 g/s から 451 g/s に自動的に減少させた．RCB に戻るヘリウムの量は，ダンパー内の圧力上昇率を計測しながら，低温ヘリウム圧縮機の流量をコントロー
ルした．戻り流量は冷凍機の温度バランスや室温圧縮機の運転範囲に影響がないような範囲でコントロールされていることが分かる．ダンパー内の圧力は，戻り流量を絞ることにより 0.05 MPa まで上昇してピークに達し，圧力の時間変化からピークを検出して，今度は冷凍機への戻り流量が

図７

減りすぎないように，低温ヘリウム圧縮機の流量を増やす

電気ヒーターによる模擬変動熱負荷（下）と低温循環ポン
プと低温圧縮機の流量コントロール及びダンパー内圧力．

制御を自動的に行った．以上の通り，変動熱負荷の冷凍機
本冷凍機システムの運転の経験や熱的な挙動は，ITERへの影響を低減できる自動制御方法を実証した．

の冷凍システムの制御や運転においても役立つことが期待

３．
８ おわりにされる．

JT-60SA 極低温冷凍機システムの概要と性能試験結果を紹介した．ヘリウム冷凍機と超伝導コイルを用いる磁場閉

参考文献

じ込め核融合装置では，安定な運転のために変動熱負荷の［１］吉田 清 他：低温工学 50, 575 (2015).
［２］F. Michel et al., AIP Conf. Proc. 1434, 78 (2012).
［３］C. Hoa et al., IOP Conf. Series: Mater. Sci. Eng. 278, 012104(2017).
［４］K. Kamiya et al., J. Phys. Conf. Ser. 897, 012015 (2017).

平準化制御が重要である．本冷凍機システムは，模擬の熱負荷を用いて，その制御が可能であることを示した．２０１５
年に完成したシステムは，定期的な運転を通じて，運転員の訓練や制御プログラムの改良を進めており，２０２０年に開始される統合コミッショニングに向けての準備は整った．

３４０

J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.7 (2020)３
４１‐３４６

小特集 超伝導トカマク装置 JT-60SA にみる大型核融合装置の機器製作と装置組立の核心

４．超伝導コイルへ給電するための大型電源設備
4. Large-Scale Power Supply System for Superconducting Coils
島 田 勝 弘，森 山 伸 一
SHIMADA Katsuhiro and MORIYAMA Shinichi
国立研究開発法人 量子科学技術研究開発機構（原稿受付：２
０
２
０年４月２
０日）

超伝導トカマク装置 JT-60SA では超伝導トロイダルおよびポロイダル磁場コイルに対し，プラズマ制御で必要となる直流電力を供給および制御する電源設備が必須となる．本設備は，既設の臨界プラズマ試験装置 JT-60
用電源設備を有効に再利用し，新規製作した電源と組み合わせた大型電源設備である．本章では，超伝導コイルへ給電するための大型電源設備の全体構成や特徴およびそれを構成する各電源機器について紹介する．
Keywords:JT-60SA, large-scale power supply system, thyristor converter, switching network unit (SNU),
quench protection circuit (QPC)

４．
１ はじめに電力を供給し，当該電源は超伝導コイルに必要な直流電力

超伝導トカマク装置 JT-60SA では，１００秒を超える長パを給電する．
４．
２．
１ 交流電源システムの構成

ルス放電を実現するために超伝導コイルを採用する．最大
2 GJ の磁気エネルギーを蓄える超伝導コイルに必要な電力

JT-60SA の交流電源系統の概略を図１に示す．那珂核融を供給する電 源 設備 は，既 存 の 臨 界 プ ラ ズ マ 試 験装置

合研究所は，所内に変電所を有し，商用 電 力 系 統 か ら

JT-60 用電源設備を最大限活用し，新規製作した電源を組

275 kV の超高圧で受電する．受電した電力は各系統で降圧み合わせて構成し，約 250 MVA（水力発電所一基分相当）

して各設備に送電している．JT-60SA のようなトカマク型の大電力を制御する．本電源設備は，核融合エネルギーの核融合装置のコイルへの給電では，非常に大きな電力を瞬早期実現のための幅広いアプローチ（BA）活動の一環とし時に変化させる必要があるため，商用電力系統から見るとて，日本の実施機関である量子科学技術研究開発機構と欧大きな変動負荷となる．電圧降下や周波数変動等による商州の実施機関である Fusion for Energy（F4E）が物納貢献

用電力系統への悪影響を考慮すると，直接商用電力系統かにより共同で進める国際事業［１］により，２
０１１年に設計製ら給電することは難しい．そのため，JT-60SA では JT-60

作を開始し２０１８年に機器据付および各電源機器の単体試験で使用してい た２台のフライホイール付き電動発電機が完了した．現在，ファーストプラズマおよび実験運転に（H-MG，M-MG）を再利用し，運転に必要なエネルギーの向けた本電源設備の試運転が進行中である．本章では，大部分を回転体の運動エネルギーとして蓄積しておき，コ

JT-60SA の超伝導コイルへ給電する大型電源設備の全体構

イルへの給電時に必要な電力を取り出して供給する．これ

成およびそれらを構成する各電源機器について紹介する．

らの電動発電機は，１枚 106 ton のフライホイールが H-MGに は３枚，M-MG に は６枚，発 電 機 の 回 転 子 に 接 続 さ

４．
２ 電源設備全体構成

れ，非常に大きな運動エネルギーを蓄積することができ

JT-60SA では，円環の周方向に磁場を生成するトロイダ

る．なお，発電機の放出エネルギーは，H-MG で 2.6 GJ，ル磁場（Toroidal Field: TF）コイルと，断面方向に磁場をM-MG で 4 GJ となり，M-MG については世界最大級のフラ生成するポロイダル磁場（Poloidal Field: PF）コイルが超伝イホイール付き電動発電機である［２，３］．

導化されている．TF コイルは全１８個の同一のコイルの直上記の交流電源システムから供給する交流電力は，各直列接続で構成し，これらコイルに対し１台の直流電源によ

流電源に給電され，直流電力に変換して超伝導コイルに給り必要な電力を供給する．PF コイルは４つの中心ソレノ

電する．TF コイル電源は，容量が 2.2 MVA と小さく，かイド（Central Solenoid: CS）モジュールと６つの平衡磁場つ連続運転であるため商用電力系統から所内変電所を介し（Equilibrium Field: EF）コイルで構成し，各コイルに対して 直 接 受 電 す る．一 方，PF コ イ ル 電 源 は２２０秒 通 電／て独立の直流電源を有する．上記直流電源には，既存設備

１８００秒周期のパルス運転であり，図２に示すように，プラを有効に再利用して整備された交流電源システムから交流

ズマ着火・立上げ時に必要な電力が合計で 230 MVA に達National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology, Naka, IBARAKI 311-0193, Japan
Corresponding author’s e-mail: shimada.katsuhiro@qst.go.jp

３４１!2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.7 July 2020

図１

JT-60SA 交流電源システム構成図．

し，かつ１回の運転に必要な合計エネルギーは約 1.2 GJとなる［４］．電力変動が非常に大きいため，PF コイル電源
は，容量 400 MVA，放出エネルギー 2.6 GJ を有する H-MGから給電する．また，M-MG についてはプラズマの外部加熱装置である中性粒子ビーム入射（NBI）装置への給電に用いる予定である．
４．
２．
２ トロイダル磁場コイル電源の回路構成
TF コイル電源の回路図を図３に示す．TF コイル電源
は，連続定格の１台の直流電源（サイリスタ変換器）と，３台のクエンチ保護回路（Quench Protection Circuit: QPC）
で構成する．これらの機器は欧州が調達した新規製作機器である．なお，各電源機器の詳細については第４．
３節にて紹
介する．
TF コイルは，定格電流 25.7 kA であり，プラズマ中心で
図２

典型的な PF コイル通電における有効電力，皮相電力およびエネルギー消費量．

図３2.25 T の周方向（トロイダル）磁場を発生させることがで

TF 電源回路構成図．

３４２

Special Topic Article

4. Large-Scale Power Supply System for Superconducting Coils

K. Shimada and S. Moriyama

きる．超伝導トロイダル磁場コイルの抵抗はほぼゼロであり，かつ磁場は一定に制御されるため，電源から見ると定常時には電流は一定でかつ電圧をほとんど必要としない．
したがって，TF コイル電源の定格出力電圧は８０V（無負荷時）と比較的低く設計された．そのため，TF コイルの励磁または減磁に約２５分を要する．TF コイルは実験当日の朝に励磁し，実験当日の夜に消磁する運転パターンを想定している．
TF コイル電源回路には，次節で紹介するポロイダル磁
場コイル電源回路と異なり，QPC が３台あり，TF コイル
６本に対し１台ずつ配置した．これによりQPC動作による対地電圧上昇を 1/3 に抑えることができ，コイルの絶縁設計の観点から優位となる．
なお，電路の途中に設置されている極性切換器を操作することにより，トロイダル磁場の方向を反転する実験を行うことができる．
４．
２．
３ ポロイダル磁場コイル電源の回路構成
第４．
２．
２節で紹介した TF コイルは電流一定の連続運転であるのに対し，PF コイルは実験シーケンスに従った
２２０秒通電（３０分周期）のパルス運転となる．PF コイルは，
主にプラズマの着火立ち上げを含むプラズマ平衡制御で用

図４CS4 電源回路構成図．

図５EF6 電源回路構成図．

いるため，コイル電流が常に変化する運転となる．この運転を実現するため，１０個のPFコイルに対し，それぞれ独立の電源を設置した．一例として，中心ソレノイドモジュー
ル CS4用および平衡磁場コイルEF6用電源回路を図４および図５に示す．これらの機器はブースター電源と受電用変圧器を除き新規製作である．なお，各電源機器の詳細については第４．
３節にて紹介する．
超伝導コイルを用いたトカマク型核融合装置では，プラ
ズマ着火／立ち上げ時のみ高電圧を必要とし，それ以外の期間では，低電圧で十分である．そのため，当該電源は，プ
ラズマ着火／立ち上げ期間のみ運転する高電圧発生用機器（スイッチング・ネットワーク・ユニット（Switching Network
Unit: SNU）
，ブースター電源）と定常的に運転する低電圧電源（ベース電源）で構成した．加えて，超伝導コイルがクエンチ（超伝導から常伝導に遷移する現象）した場合に，コイルを保護する QPC を各コイルに設置した．
表１に各 PF コイル電源の機器構成とその定格を示す．
高電圧発生用機器として，CS モジュールとプラズマ中心より内側の EF3 および EF4 コイルでは SNU を，プラズマ
中心より外側の EF1，EF2，EF5 および EF6 コイルでは，
ブースター電源を用いる．SNU は急激にコイル電流を減衰させて電磁誘導による周回電圧でプラズマを着火させることを目的とし，ブースター電源はプラズマ着火／立ち上げ
時の磁場分布制御を目的としている．TF コイル電源と異４．
３ 主要直流電源機器の構成および特徴

なり，PF コイルでは電流を正負に流す必要があるため，

４．
３．
１ PF/TF コイル電源（ベース電源）［５，６］

ベース電源および QPC は両極性である．また，TF コイル

TF コイル用直流電源は，４並列の単極性サイリスタ変と同様に，PF コイルにも極性切換器が設置されており，反換器で構成した（図３）．この変換器の交流側電圧は，同一転磁場での実験が可能である．

仕様の２台受電用変圧器から給電するため同位相となるので，直流側のリアクトルを省略することができる利点がある．PF コイル用のベース電源（図６）は，４並列の両極性
サイリスタ変換器で構成した（図４，５）．一部の EF コイ
３４３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.7 July 2020

表１
PF コイル

ベース電源

CS1
CS2
CS3
CS4
EF1
EF2
EF3
EF4
EF5
EF6

±1.0 kV / ±20 kA±1.3 kV / ±20 kA±1.3 kV / ±20 kA±1.0 kV / ±20 kA±1.0 kV / +10 〜 −20 kA±0.97 kV / +10 〜 −20 kA±0.97 kV / ±20 kA±0.97 kV / ±20 kA±0.97 kV / +10 〜 −20 kA±1.0 kV / +10 〜 −20 kA

各 PF コイル電源の構成と定格．

高電圧発生用機器［スイッチング・ネットワーク・ユニット（SNU）/ブースター電源］
SNU
SNU
SNU
SNU
ブースター
ブースター
SNU
SNU
ブースター
ブースター

0 to −5.0 kV / ±20 kA
0 to −5.0 kV / ±20 kA
0 to −5.0 kV / ±20 kA
0 to −5.0 kV / ±20 kA±5.0 kV / +4.0 〜 −14.5 kA±5.0 kV / +4.0 〜 −14.5 kA
0 to −5.0 kV / ±20 kA
0 to −5.0 kV / ±20 kA±5.0 kV / +4.0 〜 −14.5 kA±5.0 kV / +4.0 〜 −14.5 kA

クエンチ保護回路（QPC）±3.8 kV / ±20 kA±3.8 kV / ±20 kA±3.8 kV / ±20 kA±3.8 kV / ±20 kA±3.8 kV / ±20 kA±3.8 kV / ±20 kA±3.8 kV / ±20 kA±3.8 kV / ±20 kA±3.8 kV / ±20 kA±3.8 kV / ±20 kA

できなくなり常伝導状態に転移（クエンチ）した場合に，発生する熱により超伝導コイルを損傷してしまう問題がある．そのため，クエンチが発生した場合にコイル内部に蓄積された磁気エネルギーを速やかに外部で放出させる必要があり，その保護装置として QPC を各コイルに設置した（図７）．JT-60SA 電源設備の QPC は，超伝導コイルに対し直列に接続した（図３，４，５）．QPC は，圧縮空気で動作する機械式スイッチと電力用半導体素子 IGCT で構成されたハイブリッドの直流電流遮断スイッチ，コイルの磁気エネルギーを消費する放電抵抗器および直流遮断スイッチのバックアップ装置として，爆薬により電路を遮断するパイ
ロブレーカ（爆発型ヒューズ）で構成した．コイルがクエンチした場合には，ハイブリッドの直流電流遮断スイッチ
図６により電流を遮断し，放電抵抗器に電流を転流させ，コイ

ベース電源（EF2，EF3 用）．

ルの磁気エネルギーを急速に消費する．万が一電流遮断失ル用電源（EF1，EF2，EF5，EF6）を除き，順方向と逆方

敗した場合には，パイロブレーカにより電流を遮断するこ

向 の サ イ リ ス タ 素 子 を 逆 並 列 接 続 し た Back-to-Backとができる．なお，QPC による電流遮断は，QPC が動作開（BTB）方式の変換器が採用され，正負両方向の電流を流始指令を受信してから 350 ms 以内に完了する．

すことができる．この方式の特徴として，制御が複雑にな

QPC は，直流電流遮断スイッチを機械スイッチと電力用るが，受電用変圧器の利用率を上げることができ，かつ変半導体素子で構成したハイブリッドスイッチを採用し，高換器を小型化できる利点がある．また，コイル電流ゼロク

価な電力用半導体素子を短時間定格仕様にすることで，コロス（極性反転）時には，各変換器の出力端に設置されたスト低減を図ることができた．

リアクトルを介して変換器間に循環電流（2 kA）を流すことにより円滑に運転することができる．TF コイル用直流電源および PF コイル用ベース電源どちらにも，出力端にクローバ回路を並列に接続した．クローバ回路は，電源の故障やコイルクエンチ発生など緊急に電源を停止する必要がある場合に，電源出力端子を短絡して交流側と直流側を切り離し，安全に電源を停止させる機能を有している．なお，本回路は，高速動作（動作時間：約 1 ms）のサイリス
タと低速動作（動作時間：約 50 ms）の機械式投入器で構成した．
ベース電源は，表１に示すように多少仕様が異なるが，すべての電源をサイリスタ変換器４台の並列接続で構成
し，盤列および盤内機器構成を同一に標準化することで，コスト低減を図った．
４．
３．
２ クエンチ保護回路（QPC）［７，
８］
超伝導コイルは，常伝導コイルに比べ平均電流密度を高図７くできる利点があるが，何らかの要因で超伝導状態を維持
３４４

QPC（EF3 用）．

Special Topic Article

4. Large-Scale Power Supply System for Superconducting Coils

K. Shimada and S. Moriyama

４．
３．
３ スイッチング・ネットワーク・ユニット（SNU）［９‐１１］

して，ベース電源，SNU および QPC で構成された CS３電スイッチング・ネットワーク・ユニットは，プラズマの源回路の通電試験結果を図１０に示す．本試験では，時刻

着火／立上げのための高電圧（最大 5 kV）を発生する短時

t=−40 sからベース電源による通電を開始し，t=0 sでSNU

間定格の電源機器である（図８）．SNU は，直流電流の遮動作，t=63 s で QPC 動作を実施した．

断のための機械式スイッチ（ByPass Switch: BPS）と電力

図１０に示す結果から，$!ベース電源が指令値どおりに電用半導体素子 IGCT を用いた静止型遮断器（Static Circuit

流を制御でき，$"時刻 t=0 s で SNU が動作し，ハイブリッ

Breaker: SCB）で構成するハイブリッドスイッチと複数台

ドスイッチにより主回路電流が抵抗に転流され 5 kV の電の放電抵抗器で構成した（図４）．放電抵抗器 R1 は抵抗値

#時刻 t=63 s にて模擬指令にて圧を模擬負荷に印加でき，$の異なる４つの並列抵抗器 R11，R12，R13，R14 で構成さ

QPC を動作させ， ハイブリッドスイッチにより主回路電れ，全１５通りの抵抗値を選択できる．同様に，放電抵抗器

流を放電抵抗に転流させ，電流を急速に減衰できたことがR2は抵抗値が等しいR21とR22の２つの並列抵抗器で構成わかる．したがって，本試験結果から，CS3 の各電源機器され，全２通りが選択可能である．実験放電前に次回プラが設計どおり動作できることが確認できた．

ズマ放電シナリオに従い上記抵抗器を選択しておき，プラ

４．
５ まとめおよび今後の予定・展望

ズマ着火／立ち上げ期間にプラズマ周回電圧を発生させる

本章では，JT-60SA の超伝導コイルへ給電するための大ための高電圧を超伝導コイルに印加することができる．なお，SNU も QPC と同様に直流電流遮断スイッチとしてハイブリッドスイッチを採用することで，コスト低減を図る
ことができた．
４．
３．
４ ブースター電源
ブースター電源は JT-60 の垂直磁場（V）コイル電源［２］を再利用して構成した（図９）．計１６台のサイリスタ変換器で構成された JT-60 V コイル電源を４分割し，２直列２逆並列サイリスタ変換器として再構成し EF1，EF2，EF5，
EF6 コ イ ル 用 の 高 電 圧 発 生 用 電 源 に 割 り 当 て て い る（図５）．本電源は±5 kV が出力可能な短時間定格電源機器であり，主にプラズマ立ち上げ時の形状制御に用いる．
ベース電源と同様に，電流ゼロクロス領域を滑らかに運転するために，変換器間に循環電流を流す．なお，ブース
ター電源は短時間定格であるため，不使用期間では並列に接続された機械式スイッチ（BPS）を閉じて，主回路電流

図９ブースター電源．

を本スイッチに流す．

４．
４ 電源機器組合せ通電試験
第４．
３節で紹介した各電源機器の性能を評価するために，
各コイル電源回路において，模擬負荷（インダクタンス：
7.64 mH）を用いた通電試験を順次実施中である．一例と図８

SNU（CS3 用）．

図１
０ CS3 電源通電試験結果．

３４５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.7 July 2020

型電源設備の全体構成や特徴，およびこれを構成する各主備での経験が，ITER を含む将来のトカマク型核融合炉用

要な電源機器について紹介した．これらの電源は，各コイ電源の設計製作および運転に貢献できれば幸いである．

ル電源回路において模擬負荷を用いた電源機器組合せ試験を実施中であり，その後，ファーストプラズマおよび実験

参考文献

運転に向けた超伝導コイルを用いた通電試験を実施予定で［１］Y. Kamada et al., Nucl. Fusion 53, 104010 (2013).
［２］R. Shimada et al., Fusion Eng. Des. 5, 47 (1987).
［３］K. Miyachi, J. Plasma Fusion Res. 73, 427 (1997).
［４］K. Shimada et al., Plasma Sci. Technol. 15, 184 (2013).
［５］L. Novello et al., Fusion Eng. Des. 98, 1122 (2015).
［６］P. Zito et al., 27th IEEE Symp. Fusion Engineering (SOFE
2017) (2017).
［７］E. Gaio et al., Nucl. Fusion 58, 075001 (2018).
［８］A. Maistrello et al., IEEE Trans. Appl. Supercon. 24,
3801505 (2014).
［９］F. Burini et al., Proc. 40th Annual Conference of the IEEE
Industrial Electronics Society (IECON 2014), 5035 (2014).
［１０］A. Lampasi et al., Fusion Eng. Des. 98-99, 1098 (2015).
［１１］A. Lampasi et al., Energies 11, 996 (2018).
［１２］https://www.iter.org/

ある．
な お，本 電 源 設 備 に は，プラ ズ マ 性 能 向 上 の た め に
JT-60SA 真空容器内に設置される予定の３種類の容器内コイルである高速プラズマ位置制御コイル，抵抗性壁モード
抑制コイルおよび誤差磁場補正コイルに給電するための電源機器を将来追加配備する計画である．加えて，本格稼働
するNBI装置に給電するための交流電源機器の整備などを予定しており，さらに大規模な電源設備へと増力する計画
である．
最後に，JT-60SA 用電源設備の直流電源機器構成は，現在建設中の国際熱核融合実験炉 ITER［１２］と類似しており，先行して据付調整試験を行っている JT-60SA 用電源設

３４６

J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.7 (2020)３
４７‐３５５

小特集 超伝導トカマク装置 JT-60SA にみる大型核融合装置の機器製作と装置組立の核心

５．先進的プラズマ用の真空容器及び容器内機器
5. The Vacuum Vessel and In-vessel Components for Advance Plasma Research
芝 間 祐 介，武 智

学

SHIBAMA Yusuke and TAKECHI Manabu
国立研究開発法人 量子科学技術研究開発機構（原稿受付：２
０
２
０年４月２
０日）

真空容器は，プラズマが生成される超高真空の空間を提供する容器である．超高真空を維持するベーキング
運転が可能で，プラズマ着火を阻害する誘導電流を低減する高抵抗な薄肉構造が望まれる．プラズマ実験運転時
では，ダイバータ機器等の容器内機器を支持すると共に，超伝導コイルの核発熱を低減するために放射線を遮蔽する必要がある．実験運転中に作用する電磁力に健全であると共に，ベーキング運転時の熱変位を吸収する構造が望まれる．
Keywords:
double wall, vacuum vessel, magnetic sensor, in-vessel components

５．
１ 真空容器

４）地震に健全な構造（地表 200 gal）

真空容器は，プラズマが生成される超高真空の空間を提

５）中性子遮蔽
５．
１．
２ 設計

供する容器である．超高真空を維持するために，真空容器を加熱して容器表面に吸着した水分などの不純物を取り除

真空容器は超高真空を維持するベーキング運転が可能

くベーキングが必要である．プラズマの着火を阻害する誘で，設計荷重に健全かつ高抵抗な薄肉の二重壁構造として導電流を低減するために高い電気抵抗の薄肉構造が望まれ設計された．製作では，溶接入熱を制限する部分溶込み溶るが，運転中に作用する電磁力や地震に対して健全な構造

接を採用して形状寸法を確保した．

は肉厚が必要である．プラズマ実験運転時には，生成され

５．
１．
２．
１ 容器の設計た中性子による核発熱で，超伝導コイルの超伝導状態が常外径 10 m のトーラス型の真空容器をポロイダル方向の伝導状態に戻ることがないように遮蔽する．また，プラズ

リブで内外壁を接続する二重壁構造とした（図２）．超伝マの近くに設置されるダイバータ機器，第一壁，制御コイ

導コイル内の核発熱を抑制するために，必要な遮蔽水の厚ル等の容器内機器を支持する．

さが 140 mm と算出され［１］，この壁間隔以上でトロイダル

JT-60SA 装置では，供用期間を１０年間とし，プラズマ実方向の一周抵抗 15 μΩ 以上［２］を満足する板厚 18 mm の

験運 転 を１
８０００回，ベ ー キ ン グ 運 転 を２
００回 で 計 画した．

オーステナイト系ステンレス鋼 316L で二重壁を構成した．

JT-60U で使用した建屋，加熱や排気設備を再利用するた実機では，ガンマ線源となるコバルト含有量を 0.05 w％以め，真空容器を JT-60U と同様に１８セクタ（２０度セクタ）で下に制限した 316L 材を用いた．

構成し，既設設備と各セクタのポートでの取合を可能にし超高真空を維持するベーキング温度を２００℃に設定し，た．プラズマが生成される真空空間を JT-60U の倍以上に二重壁間に高温の窒素ガスを循環させてベーキング運転を相当する 290 m3 とし，図１に示すように，外径 10 m，高さ6.6 m のトーラス型の真空容器を製作した．ここでは，真空容器に要求される性能と，製作する前に構築した設計，実際の製作については１０体に分割したセクタの製作までを説明する．セクタの現地組立とその結果については，第６章で説明する．
５．
１．
１ 真空容器への要求
真空容器は，以下の性能を満足する必要がある．
１）超高真空空間の生成（10−5 Pa）
２）高抵抗の薄肉構造（15 μΩ）

図１３）電磁力に健全な構造（鉛直 7.5 MN，水平 2.5 MN）

JT-60SA 装置と真空容器．

National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology, Naka, IBARAKI 311-0193, Japancorresponding author’s e-mail: shibama.yusuke@qst.go.jp

３４７!2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.7 July 2020

する［３］．プラズマ実験運転時には，発生する中性子を遮出された．真空容器の総重量と支持構造が設計され，ボル蔽するために５０℃の遮蔽水を充填する．

ト構造で支持される真空容器の応答周波数も減衰率５％とプラズマ実験中に作用する最大電磁力については，プラ

し て 約 6 Hz と 算 出 さ れ る．電 磁 力 の 作 用 す る 時 間 は

ズマ電流 5.5 MA が崩壊する場合として算出し，この電磁数十 ms と短いため，真空容器と支持脚が減衰振動により力に耐えるために二重壁のポロイダルリブを 22 mm で強１回のプラズマ崩壊で被る疲労損傷も決まる．

度に必要な本数を配置した（図２）．これらの電磁力で実荷重条件を表１に整理する．いずれの設計荷重も全事象

験運転中に点検する必要がないように，通常運転で起こり頻度が１万回以下と低サイクル疲労の領域で供用される得る事象として構造の安全率を設定した．

［４，
５］．
５．
１．
２．
３ 設計と製作

設計では震度６弱の地震に対しても，健全性を維持する設計としている．

通常の容器に比べ内壁と外壁を接続する二重壁構造の溶

５．
１．
２．
２ 重力支持脚の設計

接長は長く，さらに，外径 10 m のトーラス型の複雑な開口

重力支持脚を，トロイダル磁場コイルとポロイダル磁場を有する容器に対し板厚 18 mm の材料は薄く，材料への入コイルの隙間を最大限に利用する台形断面の上部構造と，熱に起因する溶接ひずみが全体寸法の精度を確保すること

径方向に鋼板を積層した板バネ部で構成し，クライオス

を難しくすることは当初から懸案であった．このため，製

タット架台へ絶縁材を介してボルト締結する（図３）．

作精度を保つために溶接量の削減が不可欠になる．

上部構造の容器側を M210 のボルトとし，現地でねじ込

これまでの核融合試験装置で採用されてきた応力基準でむ構造とした．上部構造と板バネは現地での溶接により一設計することが望まれた．応力基準では，無欠陥を想定し体化する．板バネの板面の法線を装置中心に配置するととて供用中に疲労破壊を生じないよう，構造の各部材に十分

もに，径方向に剛性が低いことを利用することにより真空な安全率を採用する．真空容器にこの設計手法をそのまま容器のベーキング中の熱変位を吸収する．トロイダル方向踏襲すると，以下の理由で合理的ではない．

に高い剛性を利用して地震等の水平荷重に抵抗する．

・ 内壁及び外壁は，壁間に遮蔽水が充填されるため，耐容器内への垂直アクセスを偶数セクタに集中させ，重力圧部材であり圧力境界である．しかし，リブは耐圧部

支持脚を９基で構成し奇数セクタ下部に配置した．

材ではない．

真空容器の重量は，充填される遮蔽水（６５トン）と容器

・ トーラスの外径10 mに対し，二重壁構造の内外壁の板

内機器（１４５トン）を合わせて供用中の重量が４００トンと算厚が 18 mm と薄いため，溶接変形が容器形状の確保を困難にする．
・ ７２のポート開口が二重壁構造を貫通して設置される．
既存の設備に合わせるために形状が複雑で，溶接量も多くなる．
例えば，強度的には，内外壁とリブの接続部に融合不良
なく完全に溶込んだ（完全溶込み）溶接にする必要はない．
非溶着部を有する部分的に溶込んだ（部分溶込み）溶接にして溶接量の低減を図ると，溶接変形を抑制できるが非溶
着部が残る．この健全性の保証が設計荷重に対して要求される．健全性が確保されれば，リブは両壁と必ずしも完全

図２

溶込み溶接である必要はない．

真空容器４
０度セクタと二重壁構造．

さらに，二重壁構造では閉止溶接が必要である．しかし，閉止部の壁間（流路）側へのアクセスができないため，非破壊検査（NDT）が制限される．フィルムの挿入が不可能であるために放射線透過探傷法による欠陥の検出が困難であり，また，材料がステンレス鋼であるために超音波探傷法による欠陥の寸法評価も困難である．溶接する材料の裏
表１
運転状態
メンテナンス
ベーキング
通常

荷重分類

運転時の荷重条件．
容器温度 発生頻度 設計回数［℃］ ［n］

自重

２
０

２
０
０

２
０
０

総重量４
０
０トン

２
０
０

２
０
０

２
０
０

窒素ガス圧0.38 MPa

壁間水圧
５
０

TF高速減磁図３

重力支持脚（左）と製作中の部材（右）
．

３４８

備考

壁間気圧

プラズマ実験 プラズマ崩壊
緊急

［n］

地震

２００
（５０）

２
０
０

２
０
０

３
０
０

３
０
０
０

２
０
０

２
０
０

１

１
０

プラズマ実験運転
設計回数１
８
０
０
０回
水平0.6 G，鉛直0.4 G

Special Topic Article

5. The Vacuum Vessel and In-vessel Components for Advance Plasma Research

Y. Shibama and M. Takechi

側の溶け込みを確認できない箇所については，部分溶込みで組み立て，最後のトロイダル磁場コイルと，残りの真空溶接として非溶着長を定義して設計する必要がある．

容器と真空容器熱遮蔽体を一体として組み込む設計にし溶接部に非溶着部の存在を前提とする設計を採用する場

た．このため，最終２
０度セクタに隣接する２セクタを３０度合，有効な非破壊検査が適用できない溶接部に欠陥が存在セクタとし，全部で１０体のセクタを製作することにした．

しても，供用中に大規模な破損（崩壊，破断等）が生じな

二重壁構造を製作する方法と手順，溶接に伴う変形，拘いように設計する必要がある．供用中に想定する設計荷重

束治具を長手約 1 m の部分試作で検証して，２０度セクタのは，回数としては低サイクル疲労側にある．真空容器の破上半分を試作（図５）した．試作の結果から，以下の点が損は，以下の理由から局所的な領域に限定される．

明確になった［４］．

・ プラズマ崩壊により真空容器に生じる応力分布は，ポ・ 同じ形状のセクタを複数製作するため，溶接品質の安ロイダル方向，トロイダル方向のいずれの方向にも不定性と変形を抑制するためにロボットによる溶接を計均一である．作用する領域の周辺では応力勾配が急峻画した．溶着金属の積層を優先する MAG 溶接と溶接である．また，遮蔽水圧は 0.38 MPa と小さい．このた

品質の高い TIG 溶接を併用した．内壁とリブを左右同め，広範囲な高応力状態の発生は回避できる．

時に MAG 溶接で接続し（図５），外壁とリブを初層

・ 真空容器に適用される 316L 材は，延性，靭性共に優

TIG 溶接，残層を MAG 溶接で接続することにした．

れ，安定き裂成長を与える材料である．不安定破壊を・ インボードの直線部（図６）では，構造が比較的単純

生じる限界き裂長さに達する前に，遮蔽水の漏洩，あであるため，単体製作時の直線性が予測通りに確保さるいは局所的な延性破断が破損の形態である可能性がれ，高い製作精度が実現できた．アウトボードとの組

高く，真空をモニターする電離真空計で極めて高感度

立後も直線性が保たれているので実機の組立の基準をに検出できる．

インボードにした．

部分溶込み溶接は，溶接長を長くするポロイダルリブと・ アウトボードでは，外壁を溶接すると曲率半径が大き内外壁間の接続で施工範囲を限定して入熱を削減するのにくなり，天頂部と水平部の誤差が大きくなり，両端で効果的である．

約 10 mm の変形が残った．プレスで矯正した結果，設

図４に示すように，例えば，外壁とポロイダルリブとの計形状に近づけることができた．実機では，専用の型間の安全率については，疲労強度に裕度（疲労強度低減係を用意して，矯正精度を向上させた．

数４）を採用することで，溶接部に非溶着部が存在しても健全性を確保する［４］．部分溶け込み溶接を採用しても供用中に大規模な破損が生じない設計を採用し，健全性をモニターすることが可能で，同時に，形状寸法を確保するた
めに溶接量を低減する製作方法を採用して製作を開始した．
５．
１．
３ セクタの製作
製作性を部分試作で検証して，真空容器の製作を開始した．工場製作では，現地までの陸上輸送，トーラス形状に組み立てる溶接を踏まえて，製作単位を４０度セクタにした．現地でトカマクを組み立てる方法を真空容器，真空容

図５ ２０度セクタ上半分の試作．

器熱遮蔽体，トロイダル磁場コイルの順に各々を３
４０度ま

図４

閉止溶接部の疲労強度検証試験（左），得られた設計疲労曲線（右）．

３４９Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.7 July 2020

図６

セクタ製作手順（左）と製品１体目（右）．

（図６）．このようにして製作したセクタは，図７に示す通り，局所的な公差外れは第一壁等容器内機器の設置精度でカバーできる範囲であり，全てのセクタで問題なく使用できると判断した［６］．
５．
１．
４ まとめ
真空容器のセクタ製作を２００９年１１月に開始，試作で製作性を検証した工場製作は高精度で２
０１４年４月に終了した．
重力支持脚では２０１５年３月に終了した．これらのセクタを現地において一体化したことを次章で述べる．

５．
２ 容器内機器５．
２．
１ はじめに
容器内機器は，以下のカテゴリーに分別される．
１）プラズマ対向壁
２）真空容器内コイル
３）電磁気検出器
４）真空排気装置
それぞれのカテゴリーに属する機器を表２に示す．機器の健全性の確認，プラズマの制御性の確認を主な目的とす
るファーストプラズマ期間はオーミック加熱と 1.5 MW の電子サイクロトロン加熱（ECH）のみであるため，容器内
機器はプラズマ生成と制御のために必要最低限なものを設置した（表２）．また，安定化板や下側ダイバータなどがな
図７

いため，電磁気検出器の保護のために保護リミタの設置を製作されたセクタの寸法測定結果．
a．IB 内壁半径，b．IB/OB 内壁距離，c．高さ行った．本章では JT-60SA の容器内機器の全体構成およびその構造，設置について紹介する．
５．
２．
２ 容器内機器共通の要求条件

・ インボートとアウトボードの接続では，治具で拘束す
れば，天頂部の溶接による全体形状の変形は少なく，容器内機器は共通して以下の要求条件を有する．

現地で溶接してもインボードとアウトボードの単体の１）超高真空中に設置するため，機器表面からの放出ガ

形状の組み合わせ寸法で仕上がることがわかった．

スの少ない材料を用いる．

製作精度と溶接変形の低減，品質と溶接する姿勢，検査

２）強磁場中で使用するため磁性の持たない材料を用いに見通しを得て実機の製作を開始した．溶接変形が累積しる．

ないように，図５に示す分割で製作の主要な段階で矯正す

３）ベーキングの温度（２００℃）に耐える．

ることにした．実機の製作では，４０度セクタをインボード

４）ディスラプション時の振動に耐えうる構造を持つ．

とアウトボードに２分して工場製作し，現地で一体化した

５）放射線（9 MGy）に耐えうる材料を用いる．
３５０

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表２
カテゴリー

JT-60SA の容器内機器．

機器

プラズマ対向壁

内側第一壁
安定化板
下側ダイバータ
上側ダイバータ
真空容器内コイル FPCC
EFCC
RWMC
電磁気検出器AT プローブ
TC プローブ
ワンターンループ
ロゴスキーコイル（プラズマ電流）反磁性ループ
ロゴスキーコイル（ハロー電流）サドルループ
ロゴスキーコイル（真空容器渦電流）
真空排気装置クライオパネル

ファースト
プラズマ
空冷
―
―
空冷
―
―
―
８
１
７
２
７
２
１
―
―
４

Y. Shibama and M. Takechi

２）プラズマ電流 5.5 MA のディスラプション時のハ
フルス
ペック
水冷
水冷
水冷
水冷
有り
有り
有り
１
３
７
２
３
３
４
４

ロー電流に耐える．
３）リミター配位時の熱負荷の集中を回避するため第一壁の段差は±1 mm 以下にする．
内側第一壁は固定座，ヒートシンク及びタイルで構成される．固定座は図９（a）に示すように真空容器上に２本１組で溶接によって固定される．固定座はトロイダル方向に
３６組，すなわち７
２列設置される．１組の固定座には図９（b）に示すように１列の CuCrZr 製ヒートシンク板がポロ
イダル方向に２３個ボルトにて固定される．さらにグラファ
イトタイルが，１個のヒートシンクに２個ボルトどめにて固定される（図９（c））．ヒートシンク及びタイルの総数はそれぞれ８２８，１６５６個となる．
５．
２．
３．
２ 安定化板

３４８

安定化板は高プラズマ圧力時のプラズマの安定化，及び垂直不安定性の安定化のためにトーラスの外側（低磁場３６４側）に設置される．また，真空容器内コイル及び電磁気検出器のプラズマ輻射やディスラプションからの保護の役目―も担う．安定化板はトロイダル及びポロイダル方向とも多１８角形構造とすることにより，第一壁が設置しやすい構造とこれらの要求を満たすため，真空容器内の雰囲気に接すなっている．また，真空容器同様にプラズマ着火時に安定る材料は金属ではステンレスやインコネル，絶縁材はセラ化板での磁束の消費を行わない目的で高抵抗とするため，ミック（MgO など）が用いられる．プラズマ対向壁は高温

また，高強度と軽量化 を 両 立 す る た め に，10 mm 厚 ののプ ラ ズ マ か らの 熱 に 対 し て 耐 性 を 持 つ 必 要 が あ り，

SUS316L をリブで接続する二重壁（壁間は 90 mm）の構造

JT-60SA では当初はカーボンタイルを使用する．機器の設とした．基本的にポロイダル方向に４箇所の座をトロイダ計に大きく影響するディスラプションについては，シミュル 方 向 に ト ロ イ ダ ル 磁 場 コ イ ル（Toroidal field coil:

レーションを行うことにより機器に流れる誘導電流やハ

TFC）直下に溶接にて１８箇所設置する（図１０（a））これにポロー電流を決定し［７］，また，メジャーディスラプション及

ロイダル方向のフレームをボルトと溶接にて固定し（図１０

び垂直移動現象（Vertical Displacement Event: VDE）の回
数をそれぞれ２
０００回及び３００回として振動試験などの試験条件を設定し，試験を行った．
５．
２．
３ プラズマ対向壁［８］JT-60SA で は 最 大 41 MW の 追 加 熱 が１
００秒 入 射 さ れる．これから発生する輻射熱や，ダイバータでのプラズマの接触により高温になるため，真空容器や他の容器内機器の保護のためのプラズマ対向壁を設置する．JT-60SA のプ
ラズマ対向壁は以下の４点で構成される．
１）内側第一壁
２）安定化板
図８３）下側ダイバータ

プラズマ対向壁の真空容器内配置図．

４）上側ダイバータ
それぞれの真空容器内の配置図を図８に示す．
５．
２．
３．
１ 内側第一壁
内側第一壁は中心ソレノイドを囲むセンターポストを囲むようにトーラスの強磁場側に設置されており，プラズマの輻射からの真空容器および電磁気検出器等の保護を行う．また，プラズマ立ち上げ時のリミターの役目を担う．
これらの条件により内側第一壁の要求性能は前述の５．
２．
２章の要求に加え以下となり，これらを満たすように設計，製作及び設置が行われた．
１）熱負荷：輻射熱 0.3 MW/m2×100 秒，リミタ配位時
図９2.2 MW/m2×2 秒に耐える．
３５１

内側第一壁の構成．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.7 July 2020

15 MW/m2 に達する．そのために，第一壁には炭素繊維強化炭素（carbon fiber reinforced carbon: CFC）モノブロックを採用する．ダイバータ部では積極的に不純物ガスにて熱 輻 射 を 促 す た め，バ ッ フ ル は 1 MW/m2，ド ー ム は
2 MW/m2 の熱負荷を受ける．また，バッフルには最大５秒
間足を乗せて運転することを想定している．表３に下側ダイバータの各部の熱条件と第一壁を示す．
カセットの交換時には配管の切断と接続が必要なため，遠隔保守が可能なレーザー光による管内溶接の開発を行った［１０］．カセット側のパイプと真空容器側のパイプの接合
部は図１２
（c）
の円で囲む位置にあり，上部のカバーを外し溶接ツールを挿 入 す る（図１２（b））．図１２（a）に 示 す 溶 接ツールを用いてレーザー光を接合部に照射し溶接を行う．
この溶接ツールではあらかじめ溶接部の測定が可能であり，その測定結果をもとに高精度に照射位置の制御を行う
図１
０ 安定化板の構造と組立．

ことにより，開先合わせが比較的不十分な状態でも確実に溶接を行うことが可能となった（図１２（d））．ファースト（b）），これに二重壁を固定する（図１０（c））．この二重壁のプラズマ時には下側ダイバータは設置されないが，この技

プラズマ側にヒートシンクを配置し（図１０（d）），１枚の術の確立をもとに，ダイバータカセットの組立が開始されヒートシンクに２枚ずつのグラファイトタイルを設置すた．

る．ヒートシンクとタイルは大きさを除き，前述の内側第

５．
２．
３．
４ 上側ダイバータ

一壁のものと同様となる．要求性能は前述の内側第一壁と前述のようにファーストプラズマ時には下側ダイバータ

ほぼ同じであるが，リミターとしての使用は考えられていを設置しないが，ダイバータ配位の制御性の検討などを行ない．

うために上側ダイバータを設置する（図１３）．上側ダイ

５．
２．
３．
３ 下側ダイバータ［９］

バータはファーストプラズマ時と中性粒子ビーム入射装置

基本的 に 下 側 シ ン グ ル ヌ ル 配 位 で あ る JT-60SA は最増強前までの使用とするため，水冷は行わない．これらの終 的 に 加 熱 パ ワ ー と 放 電 時 間 が 41 MW×100 秒 に

条件により内側第一壁の要求性能は５．
２．
２章の要求に加え

達 す る．そ の た め 下 側 ダ イ バ ー タ に か か る 最 大 の 熱以下となり，これらを満たすように設計，製作及び設置が負荷は輻射にて〜2 MW/m２×100 秒，ダイバータ足にて〜15 MW/m2×100 秒となり，これらの熱の排出のために

表３

水冷による強制冷却が必要となる．また，JT-60SA の特長である広範囲のプラズマ断面形状制御性とダイバータプラ

内側バッフル
内側ターゲット
ドーム

ズマ性能を両立するために JT‐６０U にて良好な結果を得た
W 形状のダイバータ形状を採用した．また，ダイバータ部
は数年毎のメンテナンスが必要であるが，真空容器内線量

外側ターゲット
外側バッフルカバー

率が 1 mSv/h を超えるため，遠隔保守による修理・交換が必要であり，これに対応するためカセット構造を採用し下側ダイバータの熱条件と第一壁．
熱条件（１
０
０秒）
第一壁
1 MW/m2
CFC，Graphite tile
10 MW/m2
CFC monoblock
2 MW/m2
CFC tile（10 MW/m2：５秒）
15 MW/m2
CFC monoblock
1 MW/m2
CFC，Graphite tile
0.3 MW/m2
Graphite tile

た．また，炭素壁でスタートするが，適切な時期に金属（タングステン）壁に変更可能な設計としている．図１１に下側ダイバータの構造を示す．ダイバータ足は内側，外側のターゲットに接し，熱負荷は外側ターゲットにて最大の

図１
１ 下側ダイバータの構造．

図１
２ レーザー光による管内溶接．

３５２

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ストプラズマ後に設置する［１１］．

行われた．

５．
２．
４．
１ 高速位置制御コイル

１）熱 負 荷：ECH 立 ち 上 げ オ ー ミ ッ ク 加 熱 運 転
1.5 MW/m2×5秒＋0.5 MW/m2×10秒，ECクリーニ

高速位置制御コイルは図１４に示すようにトロイダル方向

ング時 2.2 MW/m2×2 秒に耐える．

に周回するコイルであり，上下２本を安定化板と真空容器

２）プラズマ電流 2.5 MA のディスラプション時の ハの間に設置する．水平，垂直方向に制御を行うようにする

ロー電流に耐える．

ため，独立してそれぞれに電源を持つ．線形化した Grad-３）ダイバータ足の熱負荷の集中を回避するため第一壁

Shafranov の式と３次元有限要素法解析を用いた垂直不安の段差は±1 mm 以下にする．

定性，ELM 及びミニコラプス時のプラズマ位置制御性の真空容器は上から見て７２角形であり，その１辺に平行（トシミュレーション解析により，必要な電源のスペックが決

ロイダル方向）に C 型綱を真空容器に溶接によって設置定され，5 kA で２４ターン，すなわち 120 kAT と決定した．

し，ポロイダル方向に H 型綱を２つの C 型綱にまたがるよ

この条件により FPCC の要求性能は５．
２．
２章の要求に加えうにしてボルト及び溶接によって固定する（図１３）．H 型

以下となる．

綱には第一壁となるグラファイトタイルが設置される．

１）熱負荷：5 kA×100 sの1/4のデューティーでショッファーストプラズマに向け，２０２０年３月に設置を終了した．

ト間（１８００秒）にて冷却できる．

５．
２．
４ 真空容器内コイル

２）プラズマ電流 5.5 MA のディスラプション時の誘導

JT-60SA は超伝導装置であるが，プラズマの高速制御の電流による電磁力に耐える．

ために真空容器内に常伝導（銅）線材を用いたコイルをが３）絶縁材を冷却する必要があるため，ベーキング時に必要となる．そのため，図１４に示すように，プラズマの上コイルを冷やすことによる真空容器との熱伸びの差

下不安定性安定化，位置の高速制御のための高速位置制御

による応力に耐える．

コイル（Fast plasma Position Control Coils: FPCCs），誤差

これらの条件を満たすようにコイルの線材の断面，水冷磁場の補正及び ELM 緩和を行うための誤差磁場補正コイ

チャンネルの径，冷却水量，及びコイルケース厚などが決ル（Error Field Correction Coils: EFCCs），及び高圧力時に定された（表４）．また，真空容器への設置は板バネを介し発生する抵抗性壁モードを制御する抵抗性壁モード制御コて行うこととした．ファーストプラズマ後にコイルの製作

イル（Resistive Wall Mode control Coils: RWMCs）をファー

は真空容器内で行われ，真空容器内に巻線機を導入して巻線及び絶縁材のキュアを行い，ステンレス製のコイルケー
スに入れて真空境界とする．
５．
２．
４．
２ 誤差磁場補正コイル
主にトロイダル及びポロイダルコイルの製作，設置誤差を原因とする誤差磁場を補正するために誤差磁場補正コイ
ルが安定化板と真空容器の間に設置される．トロイダル
モード数が３までの誤差磁場を射程とするためトロイダル
方向に６組設置する．また，想定される製作，設置誤差をもとにモンテカルロ法で最大の誤差磁場を求め，これからポロイダル方向に３つ必要なことがわかり，また，必要な電源スペックが決定された［１２］．EFCC の要求性能は前述の FPCC と同様であるが，電源及びコイルの接続の工夫によりディスラプション時の誘起電流は流れないため，電磁

図１３ 上側ダイバータの構造．

力は最大電流値のみを考慮すれば良い．これらの条件を満たすように EFCC の仕様が決定した（表５）．また，真空容器への設置は 図１５に示すような，棒バネ 構 造 を 有 す る
３種類の座を用いることとした．EFCC は１８個全て製作が終わり，座の有限要素法シミュレーション及び試作と試験

表４
項目
個数
導体断面
導体冷却穴径コイル中心半径コイルターン数
電流値
端子間最大電圧図１
４ 真空容器内コイル及び真空容器（VV）と安定化板（SP）の
一部．

３５３

FPCC の主な仕様．
値
222×22 mm2
16 mm
3975 mm
23 ターン（６×４−１）
5.22 kA
2 kV

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.7 July 2020

表６
項目
個数
導体断面
導体冷却穴径コイルサイズ（標準）コイルサイズ（大）コイルターン数
電流値（上下）表７
計測器名
AT プローブ
TC プローブ
ワンターンループ
ロゴスキーコイル
反磁性ループ
ロゴスキーコイル
サドルループ

図１
５ EFCC と固定座．

表５

EFCC の主な仕様．

項目
個数
導体断面
導体冷却穴径コイルサイズ（上下）
コイルサイズ（中）コイルターン数
電流値（上下）電流値（中）

値
１
８（６×３）
１
４×１
４mm2
8 mm
３
６
６
０×８
７
０mm
９
０
０×３
０
７
０mm
３
５ターン（６×６−１）
８
６
０A
１
３
０
０A

ロゴスキーコイル

RWMC の主な仕様．
値
１８（６×３）
８×８ mm2
4 mm
７
３
１×７
０
０mm
１
１
４
１×７
０
０mm
８ターン（４×２）
２
７５A

電磁気検出器の目的及び個数．
目的
個数
MHD 診断，プ ラ ズ マ 形 １
３７（１８×6＋!）
状／位置制御プラズマ形状／位置制御 ２３磁束，周回電圧３４プラズマ電流４
蓄積エネルギー
３組
ハロー電流
４
８個
低モード MHD 揺動，誤 ３６個
差磁場，磁気島
真空容器渦電流４組にパッシェン領域付近にて高い耐電圧を要求される反磁性
ループ（1500 V）やワンターンループ（1200 V）には新しく開発した接続箱を採用して，高耐電圧と容易な接続を両立している．
５．
２．
６ ファーストプラズマに向けた容器内機器の設置設置にあたっては図１６に示すレーザートラッカーとリフが行われ，必要な機能を持つことが確認されている
［１３］．
５．
２．
４．
３ 抵抗性壁モード制御コイル

レクターやプローブを用いて計測を行った．レーザート

抵抗性壁モード制御コイルは図１４に示すような額縁型のラッカーのベンチマークは本体室内の壁や柱などに設置さコイルであり，トロイダルモード数が３までの抵抗性壁れているが，これらを用いて真空容器内に２世代目のベンモードに対応するためトロイダル方向に６組安定化板のプチマークを設定した．真空容器は周辺機器の組立が進むにラズマ側に設置する．ポートの制約により，ポロイダル方

従い位置が変わることが危惧されたため，定期的に２世代

向は３つ設置を行うため，合計１８個設置される．これらの目のベンチマークの測定を行い，容器内機器の設置は真空条件をもとに，MHD 安定性と３次元有限要素法を用いた容器内のベンチマークの移動が無いことを確認してから開抵抗性壁モード制御シミュレーションを行い，必要な電源始した．

スペックが決定された［１１］．RWMC の要求性能は前述の内側第一壁の設置にあたっては，真空容器の内壁の垂直

FPCC と同様であるが，絶縁材に高温対応のものを用いる
ため，ベーキング時に冷却する必要がなく，熱伸びの差による応力を考慮する必要はない．これらの条件を満たすよ
うに RWMC の仕様が決定した（表６）．
５．
２．
５ 電磁気検出器
JT-60SA で は 表７に 示 す 電 磁 気 計 測 器 が 設 置 さ れ る［１４．
１５］．プラズマ形状／位置制御に必要な最小個数のプ
ローブ及びワンターンループはコーシー条件面法を用いて評価した［１６］．そのほか，対象とする MHD 不安定性の構
造や周波数によって，プローブやサドルループの個数や周波数特性，鎖交面積を決定した．また，プラズマ電流や蓄積エネルギーのようなプラズマの基本的な重要なパラメー
タを計測するロゴスキーコイルや反磁性ループについては冗長性を持たせてある．
電磁気検出器の要求性能は５．
２．
２章の要求に加えそれぞ

図１
６ JT-60SA に用いたレーザートラッカーと補器．

れのセンサーに応じた耐電圧を持たなければならない．特３５４

Special Topic Article

5. The Vacuum Vessel and In-vessel Components for Advance Plasma Research

Y. Shibama and M. Takechi

面に設置するため，多くのレーザートラッカーに対応し，比較的廉価なため数を多く所有できるリフレクターを用いて計測を行った．リフレクターを用いる場合，計測場所はリフレクターの中心であるため，計測値にオフセットが乗ってしまうが，垂直面を計測する場合，オフセットは水平方向のみとなるため，補正は容易である．熱の集中を避けるため，内側第一壁のタイルは±1 mm 以内の誤差で設置する必要があるが，真空容器には±10 mm 程度の変位があるため，これらを吸収するために，図９（c）に示す固定座とヒートシンクとの間にカスタマイズしたシムを入れることにより，これを達成した．ファーストプラズマ時にはプ
ラズマ電流が定格の約半分の 2.5 MA となるため，内側第図１
７ ファーストプラズマ時の内側第一壁．

一壁はハロー電流を考慮して図１７に示すようにトロイダル
方向におよそ半分のみの設置となっている．また，オーミック加熱のみとなるため，水冷却は行わず，銅合金のヒートシンクの代わりにヒートシンクと同型のステンレスの台座を設置した．
一方，上側ダイバータは真空容器上部の曲面部に設置するため，リフレクターによる計測値からオフセットを補正して正確な位置を得ることは容易でない．そのため，測定点を直接計測可能な T-probe とこれに対応した AT-960 を用いて測定を行った．真空容器はトロイダル方向に３６角形であり，３６本の C 型鋼を持ちいて３６辺とする．上側ダイ
バータも内側第一壁同様にタイル表面で±1 mm 以内の誤差で設置する必要があるが，真空容器の歪みをシムを用いることによって３次元的に修正することは不可能である．
そこで，T-probe で C 型鋼を溶接する真空容器壁の位置を

図１
８ 上側ダイバータの設置状況．

詳細に計測し，これを CAD に入れ，C 型鋼を加工し，さらにシムを用いる手法により，要求精度にて設置を完了した［２］H. Urano et al., Fusion Eng. Des. 100, 345 (2015).
［３］S. Sakurai et al., Fusion Eng. Des. 84, 1684 (2009).
［４］Y.K. Shibama et al., Proc. ASME 2011 Pressure Vessels& Piping Division Conference, Baltimore, USA, PVP201157440.
［５］S. Asano et al., Fusion Eng. Des. 136, 661 (2018).
［６］Y. Shibama et al., Fusion Eng. Des. 125, 1 (2017).
［７］M.Takechi et al., Fusion Eng. Des. 146, 2738 (2019).
［８］D. Tsuru et al, Phys. Scr. T171, 014023 (2020).
［９］S. Sakurai et al., Fusion Eng. Des. 85, 2187 (2010).
［１０］T. Hayashi et al., Fusion Eng. Des. 101, 180 (2015).
［１１］M. Takechi et al., Proc. 23rd IAEA Fusion Energy Conf.
FTP/P6-30 (2010).
［１２］G. Matsunaga et al., Fusion Eng. Des. 98/99, 1113 (2015).
［１３］H. Murakami et al., IEEE Trans. Appl. Supercond. 26,4204805 (2016).
［１４］M. Takechi et al., Fusion Eng. Des. 96-97, 985 (2015).
［１５］M. Takechi et al., Fusion Eng. Des. 123, 965 (2017).
［１６］M. Takechi et al., Plasma Fusion Res. 13, 3402118 (2018).

（図１８）．
電磁気検出器の設置にあたっては，レーザートラッカー
で計測を行いながら設置を行った．ワンターンループは基準とする垂直位置もしくは半径方向に対して±1 mm 以
内，ミルノフコイルである TC プローブについてはトロイダル方向のばらつきは±1 mm 以内，傾きの誤差は 0.8 度未満となっている．また，非常に精度の高い設置を要求される反磁性ループについては，トロイダル方向に±0.3 mm以内の精度で設置することに成功した．
５．
２．
７ まとめ
JT-60SA の真空容器内機器はファーストプラズマに向けて全ての主要機器の製作と設置を２
０２０年３月に終了した．
全ての機器はレーザートラッカーと 3D CAD を用いること
により，目的とする精度での設置が可能となった．

参考文献［１］A.M. Sukegawa et al., PNST 2, 375 (2011).

３５５

J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.7 (2020)３
５６‐３６１

小特集 超伝導トカマク装置 JT-60SA にみる大型核融合装置の機器製作と装置組立の核心

６．超大型トカマク機器の精密な組立
6. Precise Assembly of Large Tokamak Device
芝 間 祐 介，土 屋 勝 彦，松 永

剛

SHIBAMA Yusuke, TSUCHIYA Katsuhiko and MATSUNAGA Go
国立研究開発法人 量子科学技術研究開発機構（原稿受付：２
０
２
０年４月２
０日）

真空容器や超伝導コイル等の直径 10 m を超えるトカマク機器を，組立シナリオを構築して各機器の位置を組立中に計測して数 mm の公差で組み立てる．真空容器をセクタに分割して工場製作し，溶接収縮量を予測して中心側で±10 mm の公差で溶接組立した．装置中心に高精度に機械加工した架台を設置して，トロイダル磁場コイルを中心側下部で±1 mm 以下に組み立てた．各機器の構造と組立に応じた調整法を用いて実現した組立は，今後の大型トカマク装置の建設に適用できると考えられる．
Keywords:
assembly scenario, welding assembly, on-site alignment, superconducting tokamak

６．
１．
２ 組立の計測と座標

６．
１ トカマク機器の組立
JT-60SA 装置は，高さ 15.5 m，直径 15 m，総重量２
６００ト

２０１２年１２月から現地組立の準備を開始した．解体したンのトカマク型核融合実験装置である．既存の設備を最大

JT-60U の基礎を利用してトカマクを組み立てるため，基限に利用する改修であり，欧州と分担して機器を調達す

礎の中心，既設中性粒子ビーム入射装置の基準座と建屋のる．運転中の熱変位等でも干渉せずに，さらにトロイダル

基準を計測して，本体室に組立座標の中心と方位を定義し磁場（Toroidal Magnetic Field: TF）の誤差を 10−4 にするため［１］，装置中心側を±1.5 mm 以下で製作したトロイダ
ル磁場コイルを，組立基準に対してコイルの装置中心側の下部で±1.0 mm 以下に据え付ける．
既設の建屋と設備の取合位置，機器の設計寸法を反映した３次元 CAD モデルを作成して，全ての機器の位置と干渉を確認した．装置の組立シナリオを構築して現地での組立を開始した．
各機器の構造に応じてカスタマイズし，10 m 規模の真空

図１JT-60U 解体後の本体室（左）にレーザートラッカーを用いて基準座標を構築（右）．

図２

３次元 CAD を用いたレーザートラッカー計測の視野評価．

容器等のトカマク機器を同様に数ミリの公差に収めて組み
立てた．
６．
１．
１ 全体組立のシナリオ
現地組立の手順の概略は，第７章の図１に示す通りである．クライオスタット架台を組み立て，その上にトカマク
機器を組み立てる．JT-60SA 装置では，真空容器，真空容器熱遮蔽体，トロイダル磁場コイルの順に各々を３４０度まで組み立て，最後のトロイダル磁場コイルと，残りの真空
容器，真空容器熱遮蔽体を一体として組み込み，それぞれを一体 化 す る 方 式 を 採 用 し た．一 体 化 後 に，平 衡 磁 場（Equilibrium Magnetic Field: EF）コイルをトロイダル磁場
コイルに設置し，ポートとクライオスタットの熱遮蔽体胴部を組み立てた．クライオスタット胴部を組み立て，中心
ソレノイドを設置，熱遮蔽体上部を設置してクライオス
タットを閉止すると主要機器の組立が完了する．

National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology, Naka, IBARAKI 311-0193, Japancorresponding author’s e-mail: shibama.yusuke@qst.go.jp

３５６!2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Special Topic Article

6. Precise Assembly of Large Tokamak Device

Y. Shibama et al.

た（図１）．図２に示すように，３次元 CAD モデルで視野材（スプライスプレート）を挟み溶接する方法（スプライを評価した計測点をレーザートラッカー（空間分解能：

ス法）を併用して，真空容器セクタの組 立 を 計 画 し た

15 μm+64 μm/m）を用いて計測して，組立中の実機の設置（図４）．

位置を管理した．クライオスタット架台（図３）のみ，セセクタ間を溶接して接続するために，接続する二重壁のオドライトで計測して据え付け，据付後にレーザートラッ

全周で，セクタ間の隙間と目違いをいずれも 1 mm 以下にカーで計測して設置位置を評価した．

合わせる必要がある．図５に，接続するセクタの端面を矯欧州で製作されたクライオスタット架台を２０１３年３月迄

正する様子を示す．本体に設置する前に，3 mm 以下までの２ヵ月で据え付けた．クライオスタット架台は，真空容合わせるために，予荷重を与え TIG アークで入熱して材料

器，トロイダル磁場コイルのそれぞれの重力支持脚とクラの降伏応力を下げることで矯正する技術を事前に準備した

イオスタット胴部と，ボルト締結で取り合う．製作では，［２］．本体に設置した後に，調整してさらに 1 mm 以下に合工場仮組を行い，取合位置が±1 mm で製作されているこ

わせ，セクタ間を溶接接続した．セクタ間の溶接では，自とを確認した．部品間には仮組時に施工した合わせ用のピ動溶接機を利用して作業の効率を図った［２］．

ン構造があり，工場で仮組した精度を再現した．架台の下最初に，直接法で３体の８０度セクタを製作し，次にスプ部構造を周方向に３分割（１２０度）で製作した．本体室に構ライス法で中規模の２体の１１０度セクタ，１体の１２０度セク築し た 座 標 XY の 中心 と 下 部 構 造 の 中 心 の 位 置 ずれがタを製作した（図４）．これら３体の中規模セクタをスプ

Φ2 mm に収まる要求に対し，これを満足する精度で据え付けた．2 mm の位置ずれの影響が十分に小さいため，周辺設備との取り合いをトカマク組立後にカスタマイズするとし，クライオスタット架台の座標系をトカマクの主要機
器を組み立てる座標とした．

６．
２ 真空容器トロイダル方向に１０分割して工場製作された真空容器セ
クタを現地のクライオスタット架台上に設置し，溶接して組み立て，トーラス形状の真空容器にした．溶接すると継ぎ手とその周辺に溶接入熱に伴う歪みが生じる．最終的な誤差が小さくなるように溶接歪みを考慮しつつ順に接続し

図４

真空容器セクタを８０度に接続する直接法（上）と形状を調整できるスプライス法（下）．

図５

溶接開先の隙間と目違いを矯正するために真空容器セクタ
を仮合わせ（左），端面矯正（右）．

た．
真 空 容 器 の 製 作 公 差 は，装 置 中 心 側±10 mm，外 側±20 mm，設置高さ±5 mm である．最終セクタで設計公差を最大で 6 mm 逸脱した．しかし，運転中に周辺機器と干渉することは無く，第一壁やダイバータ等の設置精度でカバーできる範囲であるので問題ないと判断した．
６．
２．
１ セクタ間溶接のシナリオ
ふたつの真空容器セクタを直接突き合わせて短工期に溶接する方法（直接法）と，より精度の高いトーラス形状にするためにセクタ間に計測に基づいた約 100 mm 幅の調整

図３

クライオスタット架台の組立の進展．

３５７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.7 July 2020

ライス法で接続して，短工期で形状精度を満足する３
４０度

かし，容器に設置される機器については，これらの誤差をセクタを製作した．セクタの工場製作の経験から，ひとつ吸収して設置する必要が生じた．

の溶接線で 4 mm の収縮が生じる知見を得てセクタを拡大

６．
３ 超伝導コイルする設計に反 映 し，各 セ ク タ を 設 置 す る 位 置 を 与えた（図６）．特に，３４０度の製作では，最終セクタを径方向に欧州でトロイダル磁場コイル（TF コイル）を，日本で平6 mm 外側に設置して接続することで，溶接収縮により衡磁場コイル（EF コイル）と中心ソレノイド（CS）を製作

トーラス形状が保たれる設計をした．３
４０度セクタの製作した．クライオスタット架台を組み立てた後に装置下部にの結果，中心側で±4 mm，外側で＋8 mm/−2 mm の形状

設置する平衡磁場コイルを仮置きし，トロイダル磁場コイ誤差でできた［３］．

ルを組み立てた後にすべての平衡磁場コイルと中心ソレノ
イドを組み立てた．

真空容器を３
４０度まで製作した後に，熱遮蔽体とトロイ

６．
３．
１ TF コイルの組立

ダル磁場コイルを３
４０度まで組み立てた．
６．
２．
２ 最終セクタと製作結果

真空容器熱遮蔽体を３４０度まで組み上げた後に，真空容

真空容器の最終セクタをトロイダル磁場コイル，熱遮蔽器の最終２０度セクタの空間にトロイダル磁場コイルを吊り体と一体にしてトカマクに組み込み（図７），両側をスプ降ろし，設置する位置まで回し込み据え付けた（図８）．日

ライス法で溶接接続した．最終セクタを除けば公差内で製本がトロイダル磁場コイルの位置を計測し，コイル間をひ作されたが，最終セクタの特にインボード側でトーラス中

とつずつボルト締結したが，装置外側をトロイダル方向に

心側に 10 mm 以上の誤差を生じた．溶接変形を対称にする

一体にして拘束し転倒力に抵抗する構造要素（シアパネ

ために，コイル中心から真空容器の左右が対称の形状となル）の設置では，コイル側のシアパネル締結部の計測結果

る２０度セクタを最終セクタに選択してはいたが，以下の理に合わせてシアパネルが面接触するように欧州がカスタマ

由で，最終セクタの周辺で溶接収縮が予想を上回ったと考えられる［４］．
・ ３４０度セクタの製作までは，溶接線をポートセクショ
ン間とし，二重壁の外壁と内壁を同時に施工することで，内外壁間の収縮バランスを管理することができた．しかし，最終セクタの一体化では，真空容器の外に熱遮蔽体があり，溶接アクセスが真空容器のプラズ
マ側からに制限される．拘束治具もプラズマ側に限定され，２０度セクタの狭隘な空間に十分な拘束治具を設置できないため，溶接収縮を従来通りに抑制できなかった．溶接施工も外壁を施工後に内壁を施工することで，収縮バランスを従来通りに管理できなかった．
・ 最終セクタではトロイダル磁場コイルと一緒に設置するため（図７），スプライス溶接線がポート開口を縦断する．ポート管台を二重壁と現地で製品の姿勢に合わせて溶接接続するために，従来のセクタ間以上に溶接入熱量が多くなり収縮量が増大した．

図７

運転中に他の機器と干渉を生じないことを確認した．し

図６

一体化して設置する直前の最終セクタ．

矯正済のセクタを起立させて姿勢計測と同時に本体室の設置位置を計測（左），セクタを設計位置に設置して隣接するセクタと容器
内外から開先合せ（中），直接法で３体の８０度セクタを現地製作（右）．

３５８Special Topic Article

6. Precise Assembly of Large Tokamak Device

Y. Shibama et al.

イズした．

ることで自動的に中心位置が±1.0 mm 以下に合う嵌合い

６．
３．
１．
１ 要求精度構造を準備した．その上で，（２），（３）の仮支持構造中に組トロイダル磁場コイルの位置を組立治具で調整した．ト

み込まれた高さ，トロイダル方向，径方向に位置を調整す

ロイダル磁場コイルの中心側コイル間支持構造（Inner In-

る押しボルト機構を用いてインボード側の A，B，G の３点

tercoil Structure: IIS）で位置を出す治具をクライオスタッとアウトボードの H 点をレーザートラッカーで計測しながト架台の中心に設置した（図８）．汎用ジャッキを用いて，ら据付姿勢を確認してコイルを固定した．進捗に応じ，重図９に示す通り，計測点 A，B，G をレーザートラッカーで力支持脚をコイルに締結した．

計測しながら２ヵ所で姿勢を調整して方位と位置を調整しふたつのコイルの外側コイル間支持構造（Outer Inter-

た．計測点 A，B，G は超伝導コイルのコイルケースの中に

coil Structure: OIS）間 を５ヵ 所 の シ ア パ ネ ル で 接 続 すあるワインディングパックの電流中心線の製作後の計測結る．シアパネルは２枚のステンレス板で挟み，ボルトで締結

果 か ら 定 義 さ れ る．製 作 と 据 付 の 両 方 の 累 積 誤 差 はされる．トロイダル磁場コイルの設置後にシアパネルを締±2.5 mm 以下である．

結する取合部の絶対位置を計測してカスタマイズされ，プ

６．
３．
１．
２ TF コイル設置誤差の調整方法と工夫

レート１ヵ所を２２本のボルトで電気絶縁材を介して締結し位置調整，シム厚の調整が済んだトロイダル磁場コイル

た．こうして最初のセクタに対し，左右交互に８体ずつ設同士を接続する．トロイダル磁場コイルを，コイル間に絶置，最終のセクタでは，真空容器及び真空容器熱遮蔽体も縁材（G１０材）と位置と姿勢を調整するシムを挟み，IIS

閉止するために，これらの２０度と一体化の上で組み込んだ．

の上下でボルトとピンを用いて締結した．こうして，最終TF コイルを組立では，組立の公差がこれらの位置でセクタの反対側に一体目のコイルを設置して，このコイル±1.5 mm 以下を達成した［５］．

を基準に左右交互にバランスを図り組み立てた．TF コイ

６．
３．
２ EF コイルの組立

ルは３４０度の真空容器に回し込んで据え付けるために形状

６．
３．
２．
１ 要求精度を拘束する治具を取り付けられない．このため，組立中の第２章で述べたように，６個の円形のEFコイルは，全て重力支持を常に組立架台から取り，図９に示す装置中心下

TF コイルを外部から取り巻くように設置され，各コイル部の IIS位置調整治具（１）の位置出し治具に沿わせて設置すの設置台座は TF コイル上に設けられている．そのため，

図８

図９

TF コイル一体目の吊り込み（１，２）と回し込み（３）．

TF コイルの計測点（左），位置調整治具（中）と IIS．中心下部位置出し治具詳細（右）．

３５９Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.7 July 2020

EF コイルの位置は，TF コイルの製作精度と設置精度の影
響を直接受ける．特に，装置外側に設置される EF1，2，5，
6 の各コイルは，元々製作許容誤差が大きい TFコイルの曲線部に設置されるため，EF コイルの台座となる TF コイルの位置が１８個全て対称性良く同じ箇所（径方向，鉛直方向）に位置付けされるとは限らない．その一方で，EF コイルは円形であり，その中心の位置が装置中心から逸脱してしまうと，トカマク装置の特徴である対称性を損なう原因となる．そこで次のような方法を採用した．
６．
３．
２．
２ EF コイル設置誤差の調整方法
EFコイルはTFコイル上に板バネ付き支持脚を介して設置されている．装置中心近くに設置される比較的半径の小
さい EF3，4 コイルは TF コイル一つ置きに９か所，他のコ
イルは全ての TF コイル上に据え付けられる．各設置ポイ
ントにおいて，板バネ支持脚は２枚（EF1 のみ１脚）あり，
EF コイルの支持金具（クランプ）と TF コイル上の台座にボルト留めされる．この板バネ支持脚に現地合わせでボルト穴を設けることで，EF コイルの径方向の設置誤差を最小化することにした．
まず，EF コイルの支持金具のボルト穴位置を計測し，次

図１０ EF コイル支持脚に実施したカスタマイズの場所（例として
EF2 コイルの場合を示す）．

に TF コイルが１８体組みあがった後に TF コイル上の台座の穴位置を計測した．両者のデータに基づいて，各コイルのセクションごとにボルト穴を開け（カスタマイズし）た．

重量物であるとともに，既に組み上げられた１
８体の TF コ

これにより，セクションごとに程度の異なる TF コイルのイルの内側に挿入する組立となる．TF コイル内面と CS

製作・設置の誤差と EF コイルの製作誤差を吸収した．カ

外面の公称ギャップはわずか 14 mm であるが，それぞれのスタマイズの場所について図１０に示す．以上の操作によ製作精度及び既に組み立てられた TF コイルの組立精度かり，径方向の TF，EF 両コイルに生じる誤差を補正した．

ら，ギャップが 10 mm を下回る箇所も現れ，極めて高度な鉛直方向については，EF コイルは予めコイルの高さ方組立が要求されることとなった．
６．
３．
３．
２ 組立準備と位置調整

向の電流中心（これが設置位置の基準となる）と，上述の支持脚にボルト穴を開ける位置との差をコイル製作段階で極めて高度な組立を実現するために，周到な準備を行っ

計測しておき，これと TF コイル設置後の台座の実測位置

た．まずは，向かい合うことになる TF コイル内面と CSから設計設置位置からの差分を求め，足りない分に対して外面の計測である．通常，近接する機器の取り合いや空間はシムと呼ばれる薄板を支持脚（脚長はマイナス公差で製は，高精度の計測が可能なレーザートラッカーを用いて，作している）と TF 台座の間に挟むことで微調整した．

いくつか代表点を計測することで，組立時の空間と最終位各コイルの設置位置は設計に対し，径方向 2 mm 以内，置を決定する．CS 組立においては，TF コイルと CS が広範

高さ方向も平面度（高さのばらつき）を最大 2 mm に収め，

囲かつ狭隘に向かい合うため，代表点ではなく面計測が必

いずれも要求値の半分以内であった．特に径方向の位置の要となった．そこで，欧州（F4E）の協力のもと，TF コイ

ずれを小さくできたことは，前述した EF コイルの非円形

ル内面と CS 外面の三次元計測を計画した．欧州から招聘

度の精度と併せて，対称性の良いプラズマ制御に寄与できした計測チームは，三次元レーザースキャナとともに来日ると考えられる．

し，日欧協力して三次元計測を実施した．その結果，CS

６．
３．
３ CS の組立外面にある一部のタイプレート，ヘリウム冷媒配管，超伝

６．
３．
３．
１ 要求精度

導フィーダと TF コイル内面の空間が極めて近接することが判明した（図１１）．そこで，この三次元計測結果に基づい第２章で述べたように，中心ソレノイドは４つのソレノ
イドモジュールで構成されており，コイル冷却時の熱収縮て，タイプレートについては CS 側で追加工による修正をにおいても，それぞれのモジュール間にギャップが発生し行い，追加工が困難なヘリウム冷媒配管，超伝導フィーダ

ないように予荷重を印加して９つのタイプレートにより強については TF コイル側を加工した．それぞれの修正後，固に一体化している．したがって，独立したEFコイルの組

再度，三次元計測を実施し，三次元 CAD 上で，組立及び運立とは異なり，一体化された CS の組立精度は４つのモ

転時においても必要なギャップが確保されていることを確

ジュールに対して系統的な影響を与えるため，EF コイル

認した．

の組立時の平面度 4 mm に対して，倍の精度すなわち平面

CS 組立において，CS が縦長構造であることが困難を極度 2 mm の組立精度が要求されている．また，直径約 3 m，めた．機器の組立には大型クレーンを使用するが，クレー

高さ約 12 m の縦長構造で，総重量が１００トンにも及ぶ大型

ンでは三軸方向への平行移動が基本である．そのため，機３６０

Special Topic Article

6. Precise Assembly of Large Tokamak Device

Y. Shibama et al.

６．
４．
１ 胴部セクタの組立器の傾きについては，吊りワイヤの一部にチェーンブロックを用いて，その長さで調整する．しかしながら，CS の全架台と同様に工場で仮組し，各セクタの製作精度が，セ長と挿入すべき TF コイル上面が 10 m を超える位置であるクタ間の取り合い部で±2 mm，ポート取り合い中心軸でことを考慮すると，クレーンの揚程不足により，傾き調整±8 mm であることを確認した．部品間には仮組時に施工のチェーンブロックが使用できない．そこで，CS をクレーした合わせ用のピン構造があり，工場での精度を再現でき

ンで吊る時に，吊り治具と吊りワイヤ間との間にシムを挿た．下部の８セクタをひとつずつトカマクに設置して溶接入し，数回の吊り込み調整でその厚みや位置を最適化し，で真空シールし，あらかじめ一体化した上部４セクタを真組立時の CS の傾きを事前に 4 mm まで最小化した．

空シール溶接して設置した（図１３）．

CS 吊り込み及び TF コイルの内側への挿入時には，CS

６．
５ まとめ

と TF コイルの衝突を回避するために，CS に事前にレー
ザートラッカーの計測点を設置し，実時間でその位置デー

２０２０年３月，クライオスタット上蓋の設置をもって，トタを mm 単位でモニタしながら，正確なクレーン操作をオ

カマク機器の主要機器の組立は終了した．真空容器とクラペレータが行った（図１２）．また，クレーンの揺れなどでイオスタットを接続するポート延長管，超伝導フィーダ，

CS と TF コイルが接触した場合，直ちに操作を停止できる

低温配管を別途接続する．

ように約８０点もの接触センサを事前に CS の突起部に設置
し，監視した．細心の注意を払いながら，CS が支持される

参考文献

TF コイル側のマウントプレートに着地させ，CS の上端・

［１］G. Matsunaga et al., Fusion Eng. Des. 98-99, 1113 (2015).
［２］Y. Shibama et al., Fusion Eng. Des. 98-99, 1614 (2015).
［３］Y. Shibama et al., Fusion Eng. Des. 125, 1 (2017).
［４］Y. Shibama et al., submitted to Fusion Eng. Des.
［５］S. Davis et al., Fusion Eng. Des. 146, 369 (2019).

下端の計測を行いながら，最終位置と傾きを計測し，シム厚による傾き調整後，ボルトにて固定した．CS 固定後の最終位置計測では，CS 中心位置の水平方向のずれが 0.58 mm（中点位置），高さ方向のずれが1.2 mm，垂直方向の傾きが約 8 m のコイル全長に対して 1.6 mm と極めて高精度に要求精度を達成した．

６．
４ クライオスタット胴部
超伝導コイルを組み立てた後に，２０１９年８月に，クライオスタット熱遮蔽体の設置の進捗に合わせ，クライオス
タット胴部の組立を開始した．クライオスタット胴部は，トカマク機器を支持する架台と共に，極低温で運転される機器を外気より 10−3 Pa の真空で断熱する容器の側胴部である．胴部の最大直径 14 m，高さ 11 m で，国内の陸上輸送の制限から，上部 4 m と下部 7 m に分割し，さらにそれぞれを４分割と８分割のトロイダルセクタに，低コバルト
含有のステンレス鋼３０４を用いて欧州で製作した．

図１
２ CS 組立時の状況．

図１
１ CS と TF コイルとの間の空間（上面より）．

図１
３ 据付中のクライオスタット胴上部．

３６１

J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.7 (2020)３
６２‐３６９

小特集 超伝導トカマク装置 JT-60SA にみる大型核融合装置の機器製作と装置組立の核心

７．日欧一体による JT-60SA プロジェクト管理
7. Collaborative Management of JT-60SA Project between EU and Japan
花田磨砂也
HANADA Masaya
国立研究開発法人 量子科学技術研究開発機構（原稿受付：２
０
２
０年４月２
０日）

世界最大のトカマク実験装置である JT-60SA 本体の機器製作及び組立を実施するに当たっては，JT-60SA
プロジェクトリーダー，日欧のプロジェクトマネージャーが強力なリーダーシップを発揮し， 一つのチーム を作り上げた．本プロジェクトで開発した 一つのチーム により，機器製作や組立作業で発生した様々の想定外事象を解決し，計画通りに JT-60SA 本体の建設を２
０２０年３月に終了した．
Keywords:
fusion, One team, management, leadership７．
１ はじめに密な工程管理のもとに製作され，組み立てられた．その結果，計画通りに，２０２０年３月に JT-60SA 本体の組立工事を

JT-60SA プロジェクトにおいては，国際熱核融合実験炉
ITER 同様，国際協力の下，日本及び欧州が分担して機器終了した．

を 製 作 し，ホ ス ト で あ る 量 子 科 学 技 術 研 究 開 発 機 構

本プロジェクトは，日欧政府間の運営委員会やその直下（QST）の那珂核融合研究所に JT-60SA を設置する．機器の事業委員会などによって運営されているが，本章においの設置は２０１３年１月から開始しており，最初に，欧州製のては，機器の製作や設置工事をより直接的に管理する体制

クライオスタットベースを設置した．その後，下側の超伝及び，その成果について報告する．

導平衡磁場コイル３体，真空容器，真空容器熱遮蔽体，欧７．
２ プロジェクト管理

州製超伝導トロイダル磁場（Toroidal Field: TF）コイル
１８体，欧州製クライオスタット胴体１２体，クライオスタッ

現地での本体組立工事を手戻りなく，円滑に進めるため

ト熱遮蔽体，中心ソレノイド（Central Solenoid: CS），クラには，本体工事の工程管理に加えて，機器の製作，試験・イオスタット上蓋を設置した（図１）．いずれの機器も，厳検査，輸送を含めた現地到着日等の，機器製作工程を厳密

図１

JT-60SA 組立工事の進捗．

National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology, Naka, IBARAKI 311-0193, Japanauthor’s e-mail: hanada.masaya@qst.go.jp

３６２!2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Special Topic Article

7. Collaborative Management of JT-60SA Project between EU and Japanに管理するとともに，JT-60SA を構成する合計２
３６００個の

M. Hanadaとをめざした．

部品間の取り合いの整合を確実に担保する必要がある．本担する機器の設計や製作に関する技術調整会合（Techni-

７．
３ 想定外事象で発生した遅延に対する具体的な対策

cal Coordination Meeting: TCM）を４ヶ月に１回の頻度で想定外事象で発生した遅延に対する具体的な対策を２例

プロジェクトにおいては，機器を製作する前に，日欧で分紹介する．

開催し，機器間の取り合いを調整した．加えて，現地での組立工事の工程管理や製作した機器間の取り合いの整合を最初に，TF コイルの製作の遅延に対する対応について図るために，３週間に１回の頻度で，プロジェクト調整会

紹介する．２０１７年，欧州調達の TF コイルの製作が遅延し，合（Project Coordination Meeting: PCM）を日欧間で開催し組立作業が３か月以上遅延するという想定外の事象が発生た．同会議を通して，欧州及び日本が製作する機器の調達した．発生後速やかに，PCM や AHCM で遅延回復案を協状況を協議し，現地での組立作業の工程を調整した．さら議した．会合では，日欧プロジェクトリーダーの強力なに，組立工程が遅れる恐れが生じた場合には，臨時調整会

リーダーシップの下，欧州側が空輸費用を負担することに議（Ad Hoc Coordination Meeting: AHCM）を開催し，案件

よって，TFコイル２台を，当初予定していた船輸送から空ごとに日欧間で協議し，問題を解決した．

輸送に変更し，1.5か月回復させることを日欧間で取り決め

これらの日欧共同の会議体に加えて，QST は独自に，日た（図３）．さらに，空輸のみでは遅延を完全に回復するこ本が担当する機器製作や組立の工程を厳格に管理するためとができなかったため，日本側が夜間作業の監督者を提供に，１年間の計画を年度初めに協議する会合（JT-60SA

するとともに，作業費用の一部を欧州側が負担し，後続作

工程会議）を開催するとともに，この計画に基づいた進捗

業の一部を，夜勤を含む２直体制で実施することを取り決を確認するために１か月に１回，及び１週間に１回の頻度

めた．取り決め後，速やかに TF コイルを空輸するとともで，会合を開催した．さらに，QST と工事受注業者との工に，後続作業を２直で行い，３か月の遅延を回復した．

程調整会議を，１週間に１回の頻度で実施した（図２）．そ次に，CS に関する想定外事象について紹介する．２０１９年

れぞれの会議の時間を１〜２時間程度に限定し，複数の会

５月に，CS を仮挿入した際に，要求精度（±2 mm）で CS

合を通して，工事の遅延を早期に発見し，迅速にかつ適切を装置中心に挿入することが困難な事象が発生した．TF

な対策を講じた．

コイルの遅延に対する対応と同様に，不具合発生後速やか

会議体に加えて，JT-60SA システム全体の工程や取り合に，PCM や AHCM を開催し，不具合の原因究明のために，

いを統合管理するグループをQST内部に新たに設けた．同製作された実機CSの外表面やTFコイルのインボード側のグループが中心となり，プラント工程会議や週間工程調整

形状を詳細に測定することを取り決めた．測定に当たって会を主催し，QST 内部や現地組立業者との工程調整を実施

は，欧州が自前の測量チームを緊急に QST に派遣し，レー

するとともに，欧州及び日本が調達した機器の取り合いのザートラッカー用いて，測定を実施した．その結果をもと調整を行った．工程管理に関しては，プロジェクト会議やに，１週間に１回の割合で AHCM を開催し，CS の外形を工程調整会議を通して，全体のマスター工程表から切り出決めているタイプレートの位置を内側に 8 mm 程度小さくした一月及び１週間の工程を管理した．さらに，作業工程

すること，TF コイルのインボード面を 1−16 mm程度切削に加えて，QST と機器製作業者が協力して作成した納入品することを決定した．また，これらの対策を日本が担当すリストを用いて，製作機器の現地到着日を管理した．さらることを取り決めたものの，専門業者から，TFコイルの現に，機器間の取り合いについては，製作後に実測した寸法

地切削については，６か月以上の期間と多額の費用が要求を反映した機器の取り合いリストを作成し，機器間の取りされた．そこで，欧州と協議し，欧州の技術支援のもとに，合いの整合を最終確認した．

QST が切削用治具の製作や作業要領の作成を地元業者に現地の組立工程に遅延が発生した場合には，個別案件ご対して主導した．また，業者が実施した現地作業においてとに，遅延回復に向けたタスクフォース会議等を速やかにも，QST は切削作業の進展を随時把握し，段階的に１日当開催し，工程表を改定した．改定した工程表を用いて，組立作業工程を管理し，３か月以内目標に遅延が回復するこ

図２

JT-60SA プロジェクトで開催した会合．

図３

３６３

空輸した超伝導トロイダル磁場コイル．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.7 July 2020たりの作業時間を増加し，最終的には２４時間体制で作業を実施することを主導した．その結果，専門業者が見積もった６か月の作業期間を３か月に短縮することに成功した（図４）．これらの一連の作業を実施するに当たっては，日欧間で作業の費用を分担するとともに，QST が作業監督者を提供するとともに，本不具合による遅延を最小化するために，CS 挿入後に実施する予定だった作業の組み換えを
主導した．

７．
４ まとめ
JT-60SA の本体組立を計画通りに実施できた要因の一つは，複数の会合を通して，速やかに遅延を見つけ，必要な遅延回復策を適切に実施したことである．この実施体制を実現するためには，日欧間の相互理解と信頼関係の醸成が必要不可欠である．JT-60SA プロジェクトでは，日欧それ
図４

ぞれのプロジェクトマネージャーが相互理解を図り，日欧TF コイルの切削．

相互の信頼関係を高いレベルに持ち上げるとともに，強力なリーダーシップを発揮し，日欧で取り決めたことをそれが一つのチームとなり，プロジェクト運営した．その結果，ぞれの極において確実に実行した．このようなトップの行

想定外の事象が毎年のように生じたが，計画通りに，建設動を通して，広く日欧の関係者の信頼関係が深まり，日欧を終了することができた．

３６４

J. Plasma Fusion Res. Vol.96, No.7 (2020)３
６５

小特集 超伝導トカマク装置 JT-60SA にみる大型核融合装置の機器製作と装置組立の核心

８．まとめ
8. Summary
花田磨砂也
HANADA Masaya
国立研究開発法人 量子科学技術研究開発機構（原稿受付：２
０
２
０年４月２
０日）

日欧の幅広いアプローチ（Broader Approach: BA）活動

ザートラッカーを用いた測量による機器の位置出し，高精の一つであるサテライトトカマク計画は２００７
（平成１
９）年に

度で機器を設置するための治工具類なども ITER に応用さ開始され，欧州が製作したクライオスタットベース（CB）れることが期待されている．

を那珂核融合研究所に２０１３（平成２５）年１月に設置すること

これらの技術開発に加えて，検討段階では予想しなかっを以て建設が開始された．CB 設置後，真空容器，超伝導磁

た様々な想定外事象に対するプラント管理も ITER への応場コイル，熱遮蔽体などを設置し，２０２０（令和２）年３月に，用が期待されている．第７章で紹介した TF コイルや CS

クライオスタット上蓋を設置し，JT-60SA 本体の建設を終に起因する工程遅延に加えて，真空容器熱遮蔽体の設置や了した．また，本建設工事と並行し，１次冷却水設備等の真空容器の支持脚設置に対しても，事前検討では想定でき

既存設備の整備，欧州が製作した世界最大容量を有する冷ない事象が発生した．問題が発生する都度，日欧及び受注

凍機の現地据付，超伝導磁場コイル電源の据付を行った．

業者と綿密に協議を深め，一体となり，後続作業の組み換

さらに，システム全体を制御する中央制御システムの更新

えや合理化などを絶えず実施した．これらの遅延回復対策などを行い，中央制御システムと各構成機器との間で，機に加えて，きわめて長期にわたるプロジェクトにおいて，器保護のためのインターロックも含めた制御に関する統合

本プロジェクトにかかわる人々の士気を高い状態で維持す

リンケージ試験も２０２０（令和２）年３月に終了した．

るために，アウトリーチ活動を通して，プロジェクトの節

本体の機器製作や据付工事と並行して，JT-60SA に向け目である２０１３（平成２５）年３月に「JT-60SA の欧州製作機器

た 加 熱 装 置 や 遠 隔 保 守 装 置 の 開 発 を 進 め た 結 果，の初搬入と組立開始を披露する式典」，２０１５（平成２７）年３2

150 A/m ，500 keV の水素負イオンビームを１１８秒間生成

月に「JT-60SA の欧州による主要機器搬入及び現地作業開

す る こ と に 成 功 し た．こ れ は，JT-60SA の 要 求 性 能始並びに真空容器の初期組立完了を披露する式典」
，２０１７

２

（130 A/m ，500 keV，１００秒）を超える成果であり，世界で（平成２９）年１月に「JT-60SA のフランス及びイタリアによ

初めて実用化レベルの大強度ビームを１００秒以上加速した

る超伝導トロイダル磁場コル製作と日本による同コイル組ことを実証した．また，高周波加熱装置においても，高パ

立開始を披露する式典」，などを開催した．

ワー・長時間運転で使用する 110 GHz，138 GHz の両方に

これらのJT-60SAプロジェクトで開発した機器製作や据おいて要求性能である 1 MW，１００秒間の発振に成功（２０１４付技術，及びプロジェクト工程管理などを ITER 機構は高年）するとともに，82 GHz，110 GHz，138 GHz の３つの高く評価し，JT-60SA プロジェクトに研究開発協力を要請し周波に対応した偏波器を世界で初めて開発した．さらに，た．この要請に応えて，２
０１９
（令和元）
年１１月に ITER-BA

定期交換が求めれるダイバータの遠隔保守機器の開発の一協定を締結した．

環として，狭隘な空間に配置されたダイバータ冷却水配管

今後 JT-60SA プロジェクトは，
２０２０（令和２）年４月からを溶接するために，新たにレーザーを用いた管内溶接を開

新たな局面に移行しており，システム全体の統合コミッ

発した．冷媒配管間のギャップ距離や軸ずれに対する溶接

ショニングを開始した．真空容器とクライオスタットの真可能領域を，従来よりも大幅に拡大することに成功した．

空リーク試験等を行った後，真空容器及びクライオスタッ

いずれの技術も国際熱核融合実験炉 ITER に応用されるこトを真空引きし，その後，超伝導コイル を 冷 却 し た のとが期待されている．加えて，JT-60SA プロジェクトで開ち，２０２０（令和２）年秋頃に初プラズマを生成する予定であ発した大型機器をきわめて高い精度で設置する技術，すなる．

わち，３次元 CAD を用いた組立シュミレーション，レー

National Institutes for Quantum and Radiological Science and Technology, Naka, IBARAKI 311-0193, Japanauthor’s e-mail: hanada.masaya@qst.go.jp

３６５!2020 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.96, No.7 July 2020!!
かま小特集執筆者紹介

""

だ

ゆたか

もり

鎌 田

裕

森 山 伸 一量研那珂核融合研究所 副所長，JT-60SA 計
画事業長．１
９
８
８年に東京大学大学院原子力工学専攻博士課程を修了し，日本原子力研究所に 入 所．以 来，JT-60 で の プ ラ ズ マ 研 究，
JT-60SA 計画，ITER 計画の推進に従事．大事な言葉はフォ
ア・ザ・チーム．妻と２人の息子あり（孫はまだ）．趣味はサボテン栽培（５５年目），水彩画（これで結婚），料理（和洋中），サッカー（全くご無沙汰），大工仕事．
つち

や

かつ

かず

しば

ひこ

や

たけ

量子科学技術研究開発機構 極低温超伝導機器開発グループリーダー及び JT-60 マグネットシステム開発グループリーダー．工学博士（神 戸 大 学）．２０１
９年３月 に ITER 機 構 か ら
戻って，４月より現職．現在，JT-60SA 統合コミッショニング
開始にむけ，ヘリウム冷凍システムや超伝導コイル関係機器の最終確認や運転・試験法案の取りまとめを行っています．
外出自粛していましたが，落ち着いてきたのでハイキングを再開したいです．
め

きょう へい

かつ

すけ

ち

まなぶ

武 智

学

まつ

なが

ごう

松 永

剛

量子科学技術研究開発機構 JT-60 本体開発グ
ループリーダー・JT-60 システム統合グループ
リーダー・上席研究員．２００２年名古屋大学大学院工学研究科・博士（工学）．JT-60 では高エネルギー粒子・MHD 不安定性の実験研究に従事．２
００
８年以降，JT-60SA 計画に本格参加．容器内コイル設計，計画調整番
頭，容器内機器調達，トカマク本体組立／本体設備整備のとりまとめ，と年を追うごとにプラズマから遠いところへ守備範囲を拡大中．趣味は DIY と旅行．旅先では「酒を求め，肴を求
めさまよう…」．現在，コロナ自粛解禁待ち．週末は息子（１０歳）のソフトボール少年団に同伴し球拾い．成長著しい息子を見守りつつ，衰え始めた自分の現状打破を検討中．

量子科学技術研究開発機構 那珂核融合科学研
究所 トカマクシステム技術開発部主任研究員．総合研究大学院大学 物理科学研究科 博
士（工学）
．２
０
１
４年より那珂核融合研究 所 勤
務．JT-60SA 計画においてヘリウム冷凍機システムの調達及び冷媒分配システムの設計・製作に従事．趣味は旅行．ここではないどこかに行きたいと続けてきて今ここ．次はどこ．
だゆう

量研機構上席研究員．高校卒業後ファミレス店員を経て大学に入り３ヶ月で中退後，鐵工所勤務を経て再度大学入学．修士取得後３年間自動車部品販売店員を経て博士課程へ．その後何年かポスドク後竹治さんの代わりに現職．だから大丈
夫．趣味・小特集執筆．アル中．著者紹介が面白くない…とダ
メだししないでください＞北澤さん．

夏 目 恭 平しまま

量子科学技術研究開発機構 JT-60 本体開発グ
ループ上席研究員．筑波大学大学院工学研究科修士取得中退，博士（工学）．真空容器の設計から製作までを担当して，装置の構造を内外の専門家と一緒に考えてきました．超電導コイル構造系に動吸振器の構成，R6 法の導入，メンテナンス不要な構造設計に興味があります．海辺の散策，鳥の観察とラグビー観戦を子等と一緒に楽しんでいます．

濱 田 一 弥なついち

芝 間 祐 介

量子科学技術研究開発機構 JT-60 マグネットシステム開発グループ 上席研究員．筑波大学
大学院物理学研究科 博士（理学）．日本原子力研究所を経て，２
０
１
６年より現職．今世紀に入ってから次期装置設計や JT-60SA 用超伝導コイル設計に従事．ここ数年で急に衰え始めた視力に難儀している日々です．
だしん

量子科学技術研究開発機構 那珂核融合研究所
トカマクシステム技術研究部部長，（兼）
電源制御グループリーダー，理学博士（筑波大学），
歯医者の待合室で読んだダイエット本の方法を試したら１２キロ減りました．身軽になった体で SA のコミッ
ショニングに取り組みます．

土 屋 勝 彦

はま

やま

ひろ

島 田 勝 弘量子科学技術研究開発機構 那珂核融合研究所
トカマクシステム技術開発部 主幹技術
員．２
００
０年 東 京 工 業 大 学 大 学 院 理 工 学 研 究科・修士（工学）．主に JT‐
６
０SA 用電源の研究開発を行っています．趣味は旅行．１歳半になるわんぱくな息子を連れて，いろいろな場所に行ければいいなと思っていま
す．

はな

だ

ま

さ

や

花 田 磨 砂 也
量子科学技術研究開発機構 核融合エネルギー部門 那珂核融合研究所 副所長，イオンビー
ム工学を中心に核融合工学全般を専門とし，JT-60，ITER な ど の 中 性 粒 子 入 射 装 置 の 開
発・研究，JT‐
６０SA 製作・建設に従事．４年前から，趣味としての野菜作りに奮闘中．

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