図2-20　 ITERの概念図

表2-2　ITERの主要諸元（中間設計報告書　1995年12月）

諸元 概要設計 （1994.1） 中間報告 （1995.12） 変更理由 核融合出力 平均中性子壁負荷　 燃焼時間（誘導運転） 主半径 副半径 プラズマ電流 安全係数 非円形度 トロイダル磁場コイルの本数 加熱パワー 1.5GW 1MW/m2 1000秒 8.1m 3.0m 24MA 2.8 1.55 24 50MW ← ← ← ← 2.8m 21MA 3.0 1.6 20 100MW 　 　　 　 　 トロイダル磁場コイルの厚さ増大 副半径の減少 ディスラプションの緩和 副半径の減少 遠隔保守性の向上 Hモード*遷移パワーの増大

*Hモードは核融合炉に必要なプラズマの閉じ込めの性状 1 GW=百万kW，1 MW=千kW，1 MA=百万A

概要設計報告書 中間設計報告書

図2-21　 遮蔽ブランケットの構造

表2-3　物理R＆Dの課題　

（1）閉じこめ性能 （2）高エネルギー粒子と加熱電流駆動 （3）ディスラプション、制御、磁気流体特性 （4）ダイバータ （5）計測 （6）閉じ込めデータベース （7）境界プラズマデータベース

ITER（国際熱核融合実験炉）の工学設計活動は開始以来4年を経過しようとしており、1995年12月に中間設計がまとまりました。JT-60などの世界の新しい研究成果や技術的な検討結果に基づいて、1994年1月の概要設計から、プラズマ電流や加熱パワーの大きさ、トロイダル磁場コイルの本数及びブランケットの構造などが変更されました（表2-2）。図2-20に中間設計に基づくITERの概念図を示します。遮蔽ブランケットの設計は、遠隔操作による保守がやり易いようにモジュール構造を採用することになりました（図2-21）。 　一方実規模級の試作品の製作・試験を行う工学R＆Dは、図2-20に示す主要コンポーネント及びブランケットやダイバータ用の遠隔操作機器について、参加各極の分担・協力によって進行中です。また、各極の自主的な貢献を基本とする物理R＆Dも、ITER物理委員会の調整のもとで表2-3に示す主要課題について進められています。物理設計の基本となるプラズマの閉じ込め比例則やHモードを得るために必要な加熱パワーの見直しが行われ、中間設計に反映されました。 　那珂サイトの国際共同中央チームは1996年3月現在約60名のメンバーから成り、超伝導コイルや遠隔操作機器、プラズマ制御系などの設計を行っています。工学設計活動は1998年7月に終了の予定です。

参考文献 ITER Interim Design Report (International Atomic Energy Agency), in "Technical Basis for the ITER Interim Design Report, Cost Review and Safety Analysis" ITER EDA Documentation Series No. 7, IAEA, Vienna 1996.

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