ITER-FEAT

ITER-FEATは、国際熱核融合実験炉ITERの設計として2000年前后にまとめられた装置概念である。FEATは「先進トカマク核融合エネルギー(Fusion Energy Advanced Tokamak)」の略で、それまでの工学設計活動(EDA)で承認されていた1998年設計から、技術目標を見直しつつ建設コストを約半分に抑えることを目指して再設計されたものである。名称が示すとおり、単なる小型化ではなく、最新の物理知見と技術開発成果を取り込んだ先進トカマクとしての側面を持つ。燃焼プラズマ実験によって核融合エネルギーの科学・技術的実現可能性を統合的に実証することを計画目標とし、この設計が後のITER建設合意へ直接つながった。

概要と設計の歴史

ITER計画では1998年に工学設計活動の最終設計が承認されたが、その建設コストが大きすぎることが建設国の合意形成上の障害となった。そこで1998年以降、共同中央チームと各国国内チームが協力し、技術目標を縮小しつつコストを従来見積もりの約50%に抑える新設計の検討が進められた。これがITER-FEATである。設計では既に開発済みの解決策を最大限流用しつつ、当時最新の物理実験結果と技術開発プロジェクトの成果が反映された。

縮小されたとはいえ技術目標は本質的なものを保っており、燃焼プラズマ(プラズマ中のアルファ粒子の自己加熱が外部加熱を上回る状態)の広い条件範囲の探索、および定常運転への移行可能性の追求が可能な性能を持つ。すなわち、Q値(核融合出力と外部加熱入力の比)が10程度となる燃焼プラズマの長パルス運転と、非誘導電流駆動を併用した定常運転への発展可能性を、一つの装置で両立する設計思想である。プラズマ電流は最大17MA級であり、これは当時の既存トカマクを大きく上回る規模である。この設計は2001年に概要が公表され、その後のITER建設への国際合意(2006年)の技術的基盤となった。

磁場システム

磁場システムは、18基のトロイダル磁場コイル(TFコイル)、自立型の中央ソレノイド、6基のポロイダル磁場コイル、および補正コイル群から構成される。TFコイルは最大17MAのプラズマ電流をトカマク配置で閉じ込めるための磁場を供給するよう設計され、導体の最大磁場は11.8Tに達する。この超伝導磁石システムは、当時としては最大級の規模と磁場強度を持ち、装置全体で最も技術的リスクの高い要素の一つであった。

TFコイルの構造設計では、コイル巻線パックを包むコイルケースが磁場システムの主要構造要素となる。電磁力は巨大であり、コイル間に大きな相互作用荷重が生じるため、三次元非線形有限要素解析を用いて磁場システムの20度対称断面をモデル化し、複数の設計案が評価された。評価の中心は、コイルケース内の静的応力と繰り返し応力の許容性、およびコイル間構造(内側・外側のインターコイル構造)におけるキー・ピン部の荷重である。超伝導磁石は低温環境での熱収縮やプラズマ放電時の急激な電磁力変動を受けるため、疲労寿命の評価も設計上の重要課題であり、中央ソレノイドについても構造解析と疲労寿命評価が行われた。また、プラズマの急速な電流遮断事象(垂直変位イベントを含むディスラプション)に対して真空容器と容器内機器に生じる電磁力の解析も行われ、設計荷重の妥当性確認が進められた。電源系統については、大電力の磁石電源とサイトの超高圧送電網とのインターフェース設計、およびスイッチング網抵抗器の最適化設計などが検討された。

真空容器と増殖ブランケット

真空容器は二重壁構造で、容器内のブランケットを支えるとともに、容器自体が遮蔽と真空封止の機能を持つ。支持構造には可撓性の支持ハウジングが採用され、容器のポロイダル方向リブの連続部分を最小限に抑える改良が行われた。これは熱膨張や電磁力による変形を許容しつつ構造強度を保つためである。

ブランケットは、プラズマに面する第一壁(FW)とその背後の遮蔽ブロックからなるモジュール構成で、プラズマからの熱・粒子・中性子を受ける。設計では、半径方向に冷却流路を持つ遮蔽ブロックと、着脱可能な平坦な第一壁パネルを組み合わせた詳細設計が進められ、材料や製造法の異なる複数の候補に対して研究開発が実施され、その結果に基づく最終選定が予定された。冷却マニホールドはブランケットとは別個の系として設計・解析された。ブランケットの増殖概念としては、水冷却リチウム鉛(Pb-17Li)を用いる方式や水冷却リチウムセラミック方式(WCLL)などが試験増殖モジュールとして検討され、核反応(中性子増倍・トリチウム増殖・核発熱)の応答評価が行われた。これらは本体ブランケットに先立つ増殖機能実証を目的とするものである。

ダイバータ

ダイバータは、プラズマ表面から不純物とヘリウム灰を排除し、排熱を受ける装置で、ITER-FEATの運転成否を左右する主要機器である。定常運転時のダイバータ性能を評価するため多数のモデリング研究が行われ、特にターゲット(熱を受け止める板)の形状最適化がピーク熱負荷低減に重要であることが示された。また、ダイバータの二本のプラズマ脚の間のガスコンダクタンスを高く保つことが不可欠であることも明らかになった。これは、内側ダイバータより外側ダイバータの方が高い熱負荷を受けるため、両者を中性ガスを介して結合し、外側の条件を内側の圧力上昇で緩和する必要があるからである。

プラズマ対面材料としては炭素(黒鉛)が想定されたが、炭素を用いるとトリチウムの共沈積(炭素と共にトリチウムが壁面に蓄積する現象)が安全上の懸念となる可能性があった。その場合には不純物シード(窒素やアルゴンなどの放射不純物の注入)によって高い放射損失レベルを確保する必要があるが、モデルリング研究は、これが許容できる有効イオン電荷(Zeff)の範囲で達成でき、しかも放射不純物の種類への依存性は小さいことを示した。この結果は、タングステンなど炭素以外の対面材料を選択する余地を設計に残す上で重要であった。さらに、異常事象(ディスラプションなど)時の垂直ターゲットの侵食評価や、容器内を視認するための視認システムをダイバータレベルで統合する配置検討も行われた。ダイバータは容器内で最も消耗の激しい機器であるため、遠隔保守・交換の設計と装置全体への統合が初期段階から重点課題とされた。

運転シナリオと性能

ITER-FEATの運転計画は、燃焼プラズマの実証から定常運転への発展までを段階的に進めるものである。誘導電流駆動による高Q運転が基本シナリオであり、そこから中性粒子ビームや高周波加熱による非誘導電流駆動を組み合わせて定常運転モードへ進むことが想定された。高周波系としては低域混成波(LH)システムの全体設計が進められ、定常運転に必要な電流駆動手段の一つとされた。興味深い課題として、LH波のパワーが燃焼プラズマ中のアルファ粒子に吸収される可能性の解析が行われ、これは電流駆動効率とアルファ粒子加熱への影響を評価する上で重要とされた。

燃料供給の面では、重水素・三重水素混合ガスをプラズマ周辺部から注入し、中性粒子(中性子およびアルファ粒子の核反応生成物)の測定からプラズマの同位体組成を監視する診断が検討された。燃焼プラズマではアルファ粒子による自己加熱が支配的となるため、燃料比の制御は出力制御の鍵となる。トリチウム燃料サイクルについては、炉心で燃焼しなかったトリチウムを排気系で回収・精製して再利用する閉ループが設計され、排気プロセスの主要機器の実証試験が行われた。トリチウム系の安全評価も実施され、常時放出と事故時の放出の両方に対する評価が設計を規制する枠組みとなった。さらに、真空容器内での水素ガスのデトネーション(爆轟)の可能性評価など、事故解析も設計の初期段階から組み込まれていた。真空ポンプ系についても、従来とは異なる運転形態(パルス運転と定常運転の併用)に対応した新たな運転手法が検討された。

これらの設計検討は、ITER-FEATが単なる縮小版ではなく、燃焼プラズマ物理から燃料サイクル・安全設計までを統合的に扱う「核融合エネルギーの実現可能性実証装置」として体系化されたことを示している。実際、ITER-FEATで確立された設計思想、機器構成、運転シナリオは、その後の建設合意に基づくITER設計にほぼそのまま引き継がれた。