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特集記事
特集記事 「核融合エネルギー開発の現状」(2)核融合炉の概要
著者:
宇藤 裕康, Hiroyasu UTOH
発刊日:
公開日:
この地上で太陽のエネルギー源である核融合反応を安定して起こし、エネルギーとして使う『核融合炉』を実現するため、これまで核融合炉の炉心を始め、各構成機器や炉システムの開発が進められ、 ITERでは発電までは行わないものの、核融合エネルギーを発生させるところまで来ている。 本稿では、後稿の導入として、基本的な核融合炉のしくみと核融合炉特有の構成機器とその機能について概説する。...
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特集記事
特集記事 「核融合エネルギー開発の現状」(3)核融合エネルギーの開発計画
著者:
岡野 邦彦, Kunihiko OKANO, 笠田 竜太, Ryuta KASADA
発刊日:
公開日:
我が国の核融合研究開発は、平成4年の原子力委員会による決定「第三段階核融合研究開発基本計画」[1]に沿って実施されている。この第三段階の中心となる装置は、実験炉 ITER(イーター)である。ITERは、磁場によって高温プラズマを閉じ込めるトカマク型とよばれる方式で、核融合反応により、約 50万キロワットの熱出力を取り出せる計画になっており、出力規模としては実機レベルに近い。現在、フランスのカダラッシュに国際協力で建設中で、2025年頃の完成を目指している。 平成 17年の原子力委員会核融合専門部会の決定「今後の核融合研究開発の推進方策について」[2]では、 ITERと同じトカマク型の原型炉計画を中核とする「第四段階」に向けた具体的な方針が示された。 平成 21年の原子力委員会核融合専門部会の報告書「原子力政策大綱等に示している核融合研究開発に関する取組の基本的考え方の評価について」[3]では、原型炉の実現に向けたロードマップを策定した。 平成 26年には「原型炉開発のために必要な技術基盤構築の中核的役割を担うチーム(合同コアチーム)」が、核融合原型炉の開発に必要な技術基盤構築の在り方を、我が国の核融合コミュニ...
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特集記事
特集記事 「核融合エネルギー開発の現状」(4)ITER及び幅広いアプローチ活動を中心とした核融合開発の現状
著者:
谷口 正樹, Masaki TANIGUCHI, 井手 俊介, Shunsuke IDE,  石井 康友, Yasutomo ISHII, 春日井 敦, Atsushi KASUGAI,  中本 美緒, Mio NAKAMOTO, 平塚 淳一, Junichi HIRATSUKA,  池田 亮介, Ryosuke IKEDA,   河村 繕範, Yoshinori KAWAMURA
発刊日:
公開日:
量子科学技術研究開発機構(量研)は、文部科学大臣から ITER計画における国内機関、BA活動における実施機関の指定を受けて、国際研究協力プロジェクトである ITER計画及び日欧協力による BA活動を実施している。 本稿では、我が国における核融合エネルギー開発の中核的事業である ITER(イーター)計画、及び同計画を支援・補完し、核融合エネルギーの早期実用化に向けて実施している幅広いアプローチ(BA)活動の全体像を概説する。...
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特集記事
特集記事 「核融合エネルギー開発の現状」(5)ITERにおける保守技術の開発
著者:
武田 信和, Nobukazu TAKEDA
発刊日:
公開日:
今世紀後半に実用化を目指している核融合炉においては、核融合反応によって発生する中性子が構造材料を放射化させ、ガンマ線源に変換する。その結果、核融合反応の停止中でも核融合炉内は高ガンマ線環境であり、後述する ITERでも 250-500Gy/hとなる。したがって、炉内での作業員の活動は不可能であり、炉内での保守作業は必然的に遠隔操作によって実施することとなる。したがって、遠隔保守は核融合の実用化において鍵となる技術の一つとされている。本稿では、核融合炉における遠隔保守技術について概説すると共に、核融合実験装置である ITERの遠隔保守について詳述する。...
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特集記事
特集記事 「核融合エネルギー開発の現状」(6)核融合原型炉における保守保全の考え方
著者:
染谷 洋二, Youji SOMEYA
発刊日:
公開日:
日本の核融合原型炉概念設計では、現在、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(トリチウム)との核融合反応で発生する高エネルギー中性子(14.06 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を解説する。...
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特集記事
特集記事 「核融合エネルギー開発の現状」(7)核融合炉の規格基準整備に向けた活動状況
著者:
角舘 聡, Satoshi KAKUDATE
発刊日:
公開日:
核融合原型炉 [1]における炉構造・遠隔保守機器の概念設計が原型炉研究開発ロードマップやアクションプランに従って進められており、 ITERが運転開始予定の 2025年頃に概念設計の妥当性を確認する C&Rが実施される。規格基準の策定作業は 2025年以降に段階的に進める計画であるが、構造技術基準の骨格となる構造上の特徴、負荷荷重の特徴、要求される信頼レベルなどの技術項目を整理し、本格的な規格基準の検討がスムーズに進むように概念設計の段階から規格基準整備のための準備活動を実施していく。 核融合原型炉を構成する真空容器や超伝導コイル構造、ブランケットなどの機器の構造健全性を確保するために規格基準は構成機器ごとに材料、設計、製作、試験・検査および運転、維持・保守、廃止までの各段階を 1つのパッケージとして規定する体系とする、いわゆるシステム化規格の考え方に従う方針である [2]。 本報では、量子科学技術研究開発機構(QST)が実施している日本機械学会( JSME)核融合設備規格における規格の策定活動の現状と、今後の規格基準整備の計画について報告する。...
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特集記事
特集記事 「核融合エネルギー開発の現状」(8)世界各国の核融合炉開発の動向
著者:
飛田 健次, Kenji TOBITA
発刊日:
公開日:
現在の核融合開発の中核プロジェクトである ITERの目的は、核融合エネルギーの科学的、技術的実現性を確立することであり、その建設段階には( 1)核融合炉に特有の機器の製作技術やシステム全体の統合技術を蓄積し、運転段階には (2)実際の核融合燃料(重水素 .トリチウム)を用いて燃焼プラズマの制御及び炉工学の基盤技術を確立することを目指す。しかし、 ITERでは核融合エネルギーは発生させるが発電までは行わないことから、ITER参加極の多くは、次段階の DEMO炉(日本の原型炉と同義であるが、本稿では DEMO炉で統一する)で発電実証を行うべく、各極が独自に DEMO炉開発計画を練り核融合開発に取り組んでいる。ここで、 DEMO炉とは、 (1)核融合エネルギーによる発電、 (2) トリチウム燃料の自足自給、 (3)実用段階を見通しうる稼働率を実証する炉の通称である。 DEMO炉の役割については各国がほぼ同じ認識であるにもかかわらず ITERのように国際協力で一つの DEMO炉を建設する機運が高まらないのには、設計諸元などの具体的目標の相違、想定する炉工学技術の相違、実用段階における特許の問題など幾つかの理由がある。...
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特集記事
特集記事「核融合エネルギー開発の現状」(1)核融合エネルギー特集にあたって
著者:
池田 佳隆, Yoshitaka IKEDA
発刊日:
公開日:
太陽のエネルギー源である核融合反応を地上で安定に起こしエネルギーを生み出す核融合炉の実用化に向けて、これまで世界各国は研究を続けてきた。核融合反応は、重水素とトリチウム(三重水素)の燃料 1gで石油 8トンに相当するエネルギーが発生すること、重水素は海水中に無尽蔵に存在し、トリチウムも海水中に無尽蔵にあるリチウムから生成できること、燃料注入を停止すれば反応が直ちに停止する高い安全性、長寿命の高レベル放射性廃棄物は発生しない等の利点がありますが、核融合反応を起こすには、燃料となる重水素とトリチウムの原子核間距離を電荷によるクーロン力に打ち勝ち、核力が働く 10-15m程度まで近づける必要があります。具体的には重水素イオン、トリチウムイオンを秒速 1000㎞程度で近づけることであり、それを温度に換算すると約 1億℃です。このため、当初、核融合研究は、 1億℃の状態をどうやって生成・維持するかが課題でした。これに対し、トカマク装置と呼ばれるドーナツ状の磁力線の籠に非常に僅かな個数(大気中の 10万分の 1程度)のイオンを閉じ込め、そこに外部から強力なビームや高周波を入射し加熱することで数億℃を生成できることが、 2...