イ）炉心技術
トカマク方式については,日本原子力研究所において,臨界プラズマ条件の達成を主目的とするJT-60の本体装置が1985年4月に完成し,1987年9月に,プラズマ電流320万アンペア,平均プラズマ密度130兆個/cm3,中心プラズマ温度4,300万度,閉じ込め時間0.4秒を達成した。これらの水素放電のデータは重水素換算において,原子力委員会の定めた臨界プラズマ条件目標領域に到達したものである。この後,次期大型装置の炉心プラズマに関する研究開発に資するために臨界プラズマ試験装置JT-60の高性能化計画に着手し,1988年6月からは下側ダイバータ実験,ペレット入射などを含む高性能化実験(I)を開始した。また,1988年12月からは大電流実験,重水素実験を行う高性能化実験(II)に向けた装置の改造に着手した。
一方,中型装置によるトカマクの高性能化の研究も精力的に推進されている。日米協力により,米国のダブレット-III(非円形トカマク試験装置)を用いて8%の高ベータ値の達成(1989年3月)等,好結果が得られている。また,ダイバータ効果,高周波によるプラズマ電流の励起維持等の研究をさらに進めるため,中間ベータ値トーラス装置(JFT-2)を高性能トカマク開発試験装置(JFT-2M)に改造して,非円形プラズマによる高効率閉じ込めに関する実験を実施している。
さらに,九州大学の超電導強磁場トカマクTRIAM-IMにおいては,トカマク方式による核融合炉の定常運転に関する研究を継続して行っている。
トカマク方式以外の磁場閉込め方式についても,新しい展開が見られている。ヘリカル方式については,京都大学のヘリオトロンE装置において,無電流高温プラズマの安定な閉じ込め・加熱に関する研究を行っている。
ミラー方式については,筑波大学のタンデムミラー装置「ガンマ10」において,サーマルバリア付電位閉じ込めの研究を行っている。ピンチ方式については,電子技術総合研究所の逆磁場ピンチ装置(TPE-1RM)及び圧縮加熱型装置(TPE-2)により高ベータプラズマに関する研究等が行なわれた。
さらに,慣性核融合については,大阪大学の20キロジュールガラスレーザー「激光12号」において,順調に実験が実施されている。また,荷電粒子ビームを用いた慣性核融合についても,基礎的研究が進められている。
ロ）炉工学技術
超電導磁石に関しては,国際協力による大型コイル試験において,他国に先がけて完成したコイル(LCTコイル)を用いた試験を1987年8月に成功のうちに完了した。また,ニオブ・スズ化合物(Nb3Sn)を用いた高磁界コイルにより,20メガジュールのパルス・ポロイダルコイルの開発を続け,日米協力の1つとして原研で試験を行うこととした。
プラズマ加熱技術は世界的に最先端の水準にあり,JT-60用の10秒間という長時間パルスの中性粒子入射加熱技術を確立し,高周波加熱技術についても世界最高性能(1メガワット,10秒)のクライストロンの開発に成功する等顕著な成果を挙げている。また,将来に向けたより効率的な加熱方法である負イオン源に関する研究も順調に進展し,22mA/cm2という世界トップクラスの負イオン電流密度が得られた(1989年11月)。
炉構造材料については,材料の研究開発は世界的な水準にあるものの,中性子照射下における研究は立ち遅れていた。このため,米国のHFIR(High Flux Isotope Reactor)及びORR(OakRidge Research Reactor)を利用した照射実験を行う等,国際協力による研究を進めている。また,1987年度からは,米国のFFTF(Fast Flux Test Facility)を利用した照射実験も開始している。一方,耐熱機器の研究を進めるために1988年度に最大出力400kWの電子ビーム高熱負荷試験装置(JEBIS)を建設した。今後は,本装置を用いて,プラズマ対向機器の熱試験を行う予定。
トリチウムの取扱い技術については,我が国には技術蓄積が少ないので,組織的な研究を進めているところであり,1987年度から米国ロスアラモス研究所のトリチウム技術試験施設(TSTA)における日米研究協力を開始している。
炉設計技術については,我が国の水準は高く,国際原子力機関(IAEA)で1978年から約10年間にわたって行われた国際トカマク炉(INTOR)の共同設計に当たってワークショップの主導的役割を果たした。
また,1988年度から開始した国際熱核融合実験炉(ITER)共同概念設計活動においても,実質的な中心である運営委員会の議長を我が国代表がつとめている。
その他,大型構造物の製作技術,電源技術,計測制御技術等につい)ては,従来の核分裂炉の技術等の蓄積に加え,JT-60の建設に当たっての開発研究の成果が付加されつつあるが,なお,遠隔保守技術,ブランケット総合技術等今後開発すべき課題も多い。
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