JT-60

JT-60は、日本原子力研究所(現・日本原子力研究開発機構)が建設した大型トカマク装置である。日本の核融合開発計画の第二期(1975年開始)の中核として位置づけられ、1985年の運転開始以来、臨界プラズマ条件に迫る高性能プラズマの実現と、定常炉に向けた先進的運転概念の開拓を主な使命としてきた。水素(重水素ではなく)プラズマを用いて炉心プラズマの閉じ込めと加熱を研究する方針が当初から明確であり、D-T燃焼実験を行わない代わりに、等価的なエネルギー増倍率や三重積で性能を評価する研究様式を確立した。JT-60で得られた知見はITERの設計や定常炉概念の構築に直接反映され、装置は後のJT-60Uへの改造、そして超伝導トカマクJT-60SAへの改修へと受け継がれている。

JT-60計画の目的と歴史

JT-60の目的は、炉を代表するような水素プラズマを用いてプラズマの閉じ込めと加熱を研究し、併せて関連する核融合技術の総合試験を行うことであった。1973年から概念設計が始まり、建設を経て1985年3月に完成、同年4月から初期実験が開始された。設計当初から、パルス長5〜10秒という長パルス運転能力、磁気リミター(ダイバータ)配置、複数の追加加熱手段、RF波による電流駆動を備えている点が特徴であった。これは、単に高温プラズマを作るだけでなく、プラズマの粒子・熱制御や非誘導電流駆動という、定常運転炉に不可欠な課題を扱う意図を反映したものである。

運転開始後の初期実験では、まず放電の立ち上げと平衡制御が確立され、追加加熱装置の整備が1986年半ばまでに完了して本格的な加熱実験へ移行した。装置運転の経験からは、制御ソフトウェアの不具合、真空容器の空気漏れ、電気絶縁の破損といった頻出する故障のほか、真空容器の振動、トロイダル場コイルの冷却水漏れ、ハロー電流によるダイバータタイルの破損、高エネルギー電子による冷却配管の損傷など、想定を超える機械挙動が明らかになった。これらの工学上の教訓は、後続の大型装置の設計に直結する知見となった。

装置の設計と構造

JT-60は大型トカマクとして、真空容器、トロイダル場コイル、ポロイダル場コイル、支持構造物から構成される。真空容器は金属膜(ベローズ)構造を持ち、プラズマの位置・形状を磁気コイルで制御する。磁気リミター方式のを採用したことは、プラズマ表面での粒子・熱の排出を制御する研究を可能にし、後のダイバータ実験(中性粒子ビーム加熱放電での粒子・エネルギー制御、灰の排出研究など)の基盤となった。