①研究開発の現状
（Ｉ）トカマク方式
トカマク方式による核融合研究開発の当面の主目標である臨界プラズマ条件の達成については,1975年に原子力委員会によって臨界プラズマ条件の目標領域として定めた温度,密度,閉じ込め時間に,JT-60が1987年9月に到達した。欧州のJETでは総合性能でJT‐60をやや上回っており,特に閉じ込め時間に優れている。また,米国のTFTRでは,高いプラズマ温度に特徴を有している。ソ連のT-15は,超電導コイルを使用した装置である。
これらの四大トカマク装置は,いずれも大容積高温プラズマの生成を共通の目標とする一方,それぞれ,長時間パルス,不純物制御,D-T燃焼,非円形プラズマ,超電導コイル使用等特徴的な目標を掲げている。また,フランスのカダラッシュ研究所にある超電導トカマク装置Tore supraも1989年4月に運転を開始した。これらの装置を用いた実験を通じて,次期装置の設計パラメータの最終的な確認が行われる見通しである。
また,閉込め性能の効率化につながる高ベータ化非円形プラズマ制御の進歩,ダイバータに関する経験と知識の増大も注目される。これらの成果から,トカマクによる実用炉相当の炉心プラズマの実現についての見通しが極めて明るくなっており,各国で,次の主目標である自己点火条件の達成を狙う次期装置の設計検討が進められており,その建設開始時期の検討も行われている。
（ＩＩ）トカマク方式以外の方式
トカマク方式以外の磁場閉込め方式についても,近年世界的に見ていくつかの進展が見られた。まず,ステラレータやヘリオトロンにおいては,プラズマ電流ゼロの状態で比較的安定したプラズマ閉込めを達成した。また,ミラーではタンデム方式により静電場によるプラズマ閉込め及びサーマルバリヤの可能性が示された。
その他の方式についても,それぞれ性能の向上を目指して実験が行われている。
さらに,慣性核融合については米国において100キロジュール・レーザーの建設が進められる等科学的実証を目指して研究が進められている。
（ＩＩＩ）炉工学技術
炉工学技術については,各国において,炉心技術の進展を反映して精力的な研究開発が進められている。
主要な技術の状況は次のとおりである。
(イ) 超電導磁石技術に関しては,IEAにおける大型コイル試験が成功裏に終了した。同試験では,トカマク型核融合炉のトロイダルコイルとして予想される大きさの約1/3のコイルをトーラス状に並べた試験が行われ,定格以上の通電試験にも成功するなど大きな成果を得た。また,日米協力により強磁場パルス・コイルの開発が行われている。
(ロ) プラズマ加熱技術は,大型トカマク装置の実験に用いるまでに開発が進み,炉心プラズマ条件達成に必要な温度までプラズマを加熱できる水準に達している。さらに,次期大型装置に必要な高効率の加熱技術が着実に進展している。
(ハ) 炉構造材料に関しては,米国を中心として各国において原子炉照射などによりデータが蓄積されつつあるが,さらに14MeVの中性子源による照射実験が検討されている。
(ニ) トリチウムについては,諸外国において軍事用としてその取扱技術,生産技術等についての研究が行われ,相当の水準にあるが,核融合炉に応用するためには,まだブランケット中での増殖技術等開発要素が残されている。米国のTSTA施設における日米研究協力でトリチウム取扱技術に関する総合的な試験が行われている。
(ホ)炉設計技術は,各国における各種の設計研究により急速に進展した。特に,IAEAのINTORワークショップやITER概念設計活動に見られる如く,次期装置に関しては,現実的な設計をし得る水準に達している。
これらの技術の他,核融合炉技術には,既存の核分裂炉技術,重電技術等を基礎として発展させ得るものが多い。また,トリチウムを始め,放射化生成物等の生物への影響等についての研究も進められている。
②諸外国の次期装置
前述のような進展状況を踏まえ,諸外国においても次期装置の検討が精力的に進められており,現在のところ,設計作業が進められている装置としては,米国のBPX,ECのNET,ソ連のOTR及びIAEAの支援の下で日・米・EC・ソ連の4極が共同設計する国際熱核融合実験炉(ITER)がある。
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