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日本における核融合原型炉の概念設計では、プラントの設計活動と並行して保守保全シナリオの策定を進めている。特に、核融合炉の炉内機器は重水素と三重水素との核融合反応で発生する高エネルギー中性子（14 MeV）により高い中性子損傷を受けるため、数年毎の定期的な交換が必要になる。さらに、高線量環境の中で大型機器を遠隔制御で交換することも求められる。原型炉での炉内機器の設計方針は、所定の運転期間（中性子損傷量）までは機能を担保するように設計し、その期間を超えて健全性を確保するため定期交換を行うという考え方である。他方、高エネルギー中性子が発生する核融合原型炉では、冷却水の放射化に伴い主冷却系などが広範囲にわたって高線量率になることにも留意する必要があり、プラント主要機器の放射線防護が保全の重要な課題である。本記事では、核融合原型炉の保守保全技術の概念検討の状況と課題について記述する。

核融合原型炉の3つのミッションの観点から，はじめに，基本となる核融合出力のダイバータ熱処理の観点からの物理・工学設計，核融合出力を可能とする強磁場コイルの概要，NBIシステム設計，主熱輸送系の設計概要について報告する．次に，炉構造の検討概要，遠隔保守方式の概念，暫定的な保守期間の評価について報告する．最後に，燃料システムの基本概念，トリチウム取り扱いに関する課題，ブランケット概念/原型炉TBM等について報告する．, プラズマ・核融合学会第37回年会

幅広いアプローチ活動だより（77）では、第23回幅広いアプローチ(BA)運営委員会の報告、ITER遠隔実験センターでの遠隔実験実証およびサテライト・トカマク（JT-60SA）計画の進捗に関して報告している。 BA運営委員会では、2018年12月5日にフランス・グルノーブルにおいて開催され、日欧の委員、専門家、事業長および事業チーム員の計30名が参加し、各事業の進展を確認するとともに2019年作業計画が承認された。 ITER遠隔実験センターでの遠隔実験の実証では、青森県の六ヶ所核融合研究所から、約10000キロ離れた欧州のトカマク装置WESTとの遠隔実験を、2018年11月28日に始めて実証した。今回の遠隔実験の成功は、実験炉ITERへの遠隔実験の実現に向けて、大きなステップとなった。来年度には欧州のトカマク装置であるJET装置との試験を予定している。 JT-60SA計画の進展に関しては、超電導コイルを極低温(4K)状態に維持するために設置するサーマルシールドについて報告がされた。当該シールドは80Kのヘリウムガスを循環させ冷却することで、超伝導コイルへの熱侵入が抑えられる。狭い空間に設置されるサーマルシールドは、運転に関連する変位や地震による変位に対応できる空間確保が必要であり、複数の基準点をレーザートラッカーで測定しながら、現場合わせして製作したカプラーを用いて，斜めポートサーマルシールドに対して要求される取付け精度（±10mm）を実現した。これまでに、全ての斜め及び水平ポートのサーマルシールド設置が完了した。 これら、BA活動の主要な出来事を国内コミュニティーに対して情報発信する。

原型炉プラントの安全上の特徴に基づく合理的な安全確保方針案の策定に向けて、炉内トリチウムインベントリの同定と冷却水喪失事象等の安全解析を通して様々なディスラプションシナリオの影響度を分析した結果を報告する。また、検討した様々なシナリオに対して、放出されるプラズマ熱エネルギーとその到達位置を同定し、保護リミターの設置位置の検討結果も報告する。, 第36回 プラズマ・核融合学会 年会

原型炉設計合同特別チームでは、文部科学省の原型炉開発総合戦略タスクフォースの策定したアクションプランに沿って、日本の原型炉概念設計を実施している。原型炉の目標は、数十万kWの安定した電気出力、実用に供し得る稼働率、燃料の自己充足性を満たすトリチウム増殖、を実現することである。本講演では、原型炉概念設計の全体の進捗とともに、目標を達成するために重要な役割を担う増殖ブランケット概念の現状と関連する課題に対する解決策について発表する。, 第36回 プラズマ・核融合学会 年会

文部科学省の核融合科学技術委員会の要請により、2015年6月に量子科学技術研究開発機構六ヶ所核融合研究所に設置された原型炉設計合同特別チームでは、原型炉開発総合戦略タスクフォースの策定したアクションプランに沿って日本の原型炉概念設計を実施中である。産学が連携した総勢101名の専門家で構成されたオールジャパン体制の設計活動を推進するため、大学等との共同研究や関連学協会への委託調査、個別課題を検討するためのワーキンググループ活動に加えて、全体会合等の技術会合を開催して、設計情報の共有や合意の形成を図りながら設計活動を推進している。 原型炉には、(1) 数十万キロワットの安定した電気出力、(2) 実用に供しうる稼働率、(3) 燃料の自給自足の達成、が求められる。特別チームでは、ITERで採用された技術（原型炉本体、ダイバータや超伝導コイル等）を最大限に活かすこと、ITERでは実証されない技術（遠隔保守や増殖ブランケット等）の検討を中心に取り組むこと、原型炉の施設全体を検討すること、を方針に検討を進めた。その結果、これまでの設計検討において、ITERの技術基盤に基づきつつ、産業界の発電プラント技術及び運転経験を取り入れることで、(1) 約64万キロワットの電気出力、(2) 新たな保守方式の考案による稼働率~70%、(3) 増殖ブランケット構造の改良による燃料生産性の向上、に見通しが得られている。 2020年頃に予定されている第１回中間C&Rでは達成目標として、原型炉概念の基本設計と炉心・炉工学への開発要請の提示が求められている。それに向けて、特別チームではC&R項目とアクションプランに対応した構成の「原型炉概念基本設計報告書」、設計を裏付ける「設計根拠集」、アクションプランに沿ったWBSに基づく「設計図書」の整備を進めている。, 第36回プラズマ・核融合学会年会

原型炉において周辺プラズマの一部は熱流束として磁力線に沿って移動、第一壁へと到達し、第一壁を構成するブランケット筐体の表面熱負荷の要因となる。表面熱負荷は磁力線と筐体の形状に依存するが、原型炉におけるブランケット筐体は強磁性体であるため、磁力線の形状が変化する。その結果熱負荷分布が予期せぬ形になることが懸念される。本研究ではこのような磁性体による影響を加味した筐体表面への熱負荷解析を実施する。, 第36回 プラズマ・核融合学会 年会

合同特別チームでは、ITERの1.8倍程度のダイバータ熱処理パラメータ（Psep/R~30MW/m）を目標として原型炉のダイバータ設計を進めている。中性子照射のため使用寿命が最も制限されると思われる銅合金配管は、高熱負荷ターゲット部のみで使用し1-2年での交換を考えている。その遠隔保守と真空容器への中性子遮蔽に適したカセット設計を進めている。また、10MWm-2以上の熱負荷を受けた際のモノブロックや冷却配管の温度や応力の弾塑性解析を進めている。本発表ではダイバータ設計の現状と課題を発表する。, 第12回核融合エネルギー連合講演会

幅広いアプローチ活動だより（80）では、第２４回幅広いアプローチ(BA)運営委員会と第8回JT-60SA日欧研究調整会議の開催について報告している。 BA運営委員会では、2019年4月11日に青森県六ヶ所村の六ヶ所核融合研究所において開催され、日欧の委員、専門家、事業長および事業チーム員の計34名が参加し、各事業の進展について報告がされた。 日欧研究調整会議では、2019年6月24-26日に茨城県の那珂核融合研究所において開催され、欧州の研究者、量研を含めた国内の研究者およびプロジェクトチーム員の計61名が参加し、ITER及び原型炉での課題を共有するとともに，同課題解決に向けたJT-60SA増力後の実験研究およびシミュレーション研究について議論がされた。 これら、BA活動の主要な出来事を国内コミュニティーに対して情報発信する。

幅広いアプローチ活動だより（78）では、第24回IFERC事業委員会の開催についてとサテライト・トカマク（JT-60SA）計画に関して報告している。IFERC事業委員会では、2019年3月7日に東京において開催され、日欧の委員、専門家、事業長および事業チーム員の計26名が参加し、IFERC事業下の各活動（原型炉設計・R&D、ITER遠隔実験センターなど）の2018年の活動状況の報告を受け、2018年年次報告について審議しました。 JT-60SA計画の進展に関しては、当該装置の中心ソレノイドコイルについて、4つのモジュールコイルを縦に接続し、一体化が完了したことについて報告があった。各モジュール接続部の電気抵抗を5nΩ以下にして発熱を抑えることにより、接続部付近の超伝導状態の維持を可能にしている。 これら、BA活動の主要な出来事を国内コミュニティーに対して情報発信する。

幅広いアプローチ活動だより（82）では、第25回IFERC事業委員会、第24回IFMIF/EVEDA事業委員会の開催について報告している。 IFERC事業委員会は2019年10月10日に六ヶ所核融合研究所で開催され、日欧の委員、専門家、各事業長及び各事業委員会議長他の計27名が参加し、主に、2019年の各活動の状況報告、次年度の事業計画案について審議した。IFMIF/EVEDA事業委員会は、2019年10月15‐16日に六ヶ所核融合研究所で開催され、日欧の委員、専門家、事業長、事業チーム員の計38名が参加し、主にIFMIF/EVEDA事業の進捗状況を確認すると共に、事業計画更新案及び2020年作業計画案等を運営委員会に提出するとの事業長の提案に同意した。これら、BA活動の主要な出来事を国内コミュニティーに対して情報発信する。

幅広いアプローチ活動だより（81）では、IFMIF/EVEDA原型加速器の進展について報告している。当該加速器プロジェクトでは、最初のマイルストーンである世界最大電流125 mAでの重陽子ビーム5 MeVまでの加速に初めて成功したことを報告している。これは、これまでのRFQによる重陽子加速の実績を電流値で約3倍，ビーム強度（エネルギーと電流の積）としては約7倍上回る，前人未到の記録になります。 この重要なBA活動の成果を国内コミュニティーに対して情報発信する。

幅広いアプローチ活動だより（79）ではサテライト・トカマク（JT-60SA）計画について報告している。 JT-60SA計画の進展に関しては、日本が製作を担当している中心ソレノイド(CS)が完成し，JT-60SAのトカマクの中心に設置したことについて報告があった。 2019年5月に，CSを一括で吊り上げ，トカマク中心の所定の位置に設置しました。これによりJT-60SAに用いられる全ての超伝導コイルの組立が完了しました。現在は，電流を供給する電源と超伝導コイルの間を接続する電流フィーダの組立を進めています。 このような、BA活動の主要な出来事を国内コミュニティーに対して情報発信する。