lTER用語集 知見より，安定なプラズマを得るためには995が3程度 （ア行） より大きいことが必要である． アスベクト比AspectRatio（A） トーラスプラズマの太さを示す指標で主半径Rと小半径 イオン共鳴周波数帯波 Ion Cyclotron Range of Fre− αの比（・4＝1∼／α）で示す． quency Wave 磁場中でのイオンの旋回運動の回転周波数（イオンサイ アルファ加熱 Alp蓋aHeating クロトロン周波数，五＝1．52×107ZB／〃r；Zは電荷数）に 重水素と三重水素の融合反応で発生する高エネルギーの 近い周波数の電磁波．プラズマに入射しプラズマの加熱 アルファ粒子（ヘリウム原子核）によるプラズマ加熱．高 と電流駆動に使用する． エネルギーのアルファ粒子は磁場に閉じ込められ衝突に よって徐々にそのエネルギーをプラズマ粒子に移す． インコロイ Incoloy 低熱収縮性を有するニッケル合金（商標名）． アルヴェン速度Alfv6nVelocity 磁力線を復元力としプラズマの質量を慣性とする波の特 エネルギー回収 EnergyRecovery 徴的な伝播速度（∂A＝2．18×106β／（M％i／1020）1／2；βは磁 電子ビームやイオンビームのエネルギーを高周波や中性 場の強さ，％iは密度，Mは質量数）． 粒子のビームに変換する際に，一部のエネルギーはビー アルミナ分散強化銅（DsCu）A1203Dispersion Strengthen ムのまま残り，熱化される．この残りのビームエネル ギーを逆電界をかけ，減速させ，回収することをいう． Copper これにより，最近，ジャイロトロンでは，30％程度で 銅の中にアルミナの微粒子を分散させて作られた銅合金 あった発振の効率が一挙に50％にまで向上した． の一種で，高温強度に優れているという特徴を持つ．普 通の純銅は約200℃以上になると軟化してその機械的強 遠隔実験 Remote Experiment 度が急激に低下する．これに対してアルミナ分散強化銅 ITERプラントを効率的に運用するために，計算機ネッ は900℃の高温でも純銅の2倍以上の強度を持っている． トワーク技術を利用し，過去のITERの実験データの参 このためITERダイバータ板の冷却管等にアルミナ分散 照から，実験条件の設定，実時間での実験データ表示お 銅が採用されている．このほか600℃程度まではアルミ よびプラントの安全にかかわらない範囲での設定条件変 ナ分散強化銅とほぼ同じ強度を持つクロム銅やクロム・ 更等をITERサイト外から行う． ジルコニウム銅なども有望な冷却管材料といえる． 温度マージン Temperature Margin 超伝導導体の動作温度と超伝導状態が壊れ始める分流開 安全係数，q値，qg5 トカマクのようなドーナッツ型装置では，ポロイダル磁 始温度の差． 場（小周方向の磁場）とトロイダル磁場（大周方向の磁 場）により，高温プラズマを閉じ込める．このため，磁 （力行） 力線に沿って大周方向に一周すると，小周方向に角度1 （回転変換角）だけずれる．安全係数はg＝2πμで定義さ ガウスビームテレスコープG＆ussBealnTelescope れ，g値と呼ばれる．この値は，磁力線に沿って小周方向 回転対称で，無限遠を含めて物空間の平面が，像空間の に一周する間に大周方向に何回回転するかを表す．ま 平面に変換される理想的な線形結像をガウス結像と呼 た，995はプラズマ磁気面を中心から表面を等分し，中心 ぶ．焦点が無限遠になる場合を望遠鏡的結像といい，こ から95％の磁気面での安全係数を表す．既存の装置での の結像法を用いた電磁波の伝送系である． 199 プラズマ・核融合学会誌 第78巻増刊「ITER工学設計」 2002年1月 核融合積FusionTripleProduct タ．またδg5は，95％の磁気面の三角形度を表す． プラズマ密度，温度，およびエネルギー閉じ込め時間の 積．プラズマ燃焼性能を表すパラメータの一つで，ITER 真空容器セクタ VacuumVesselSector では1022m−3keVs程度の値を目指す． トーラス方向に分割された真空容器の製作・組立単位． キンク不安定性 KinkInstability シングルヌルダイバータ Single−Nulldivertor プラズマ中を流れる電流が原因となってプラズマが螺旋 ダイバータ磁気構造はポロイダル磁場がゼロになる点 （ヌル点）を通る磁気面を境にして内部の閉じた磁気面と 状に変形する不安定性． 外部の開いた磁気面構造に分かれる．ヌル点が1個だけ ギャップストリーミングGapStreaming のものをシングルヌルダイバータと呼ぶ． 遮蔽構造体の隙間（ギャップ）に進入してくる放射線の 漏れ（ストリーミング）． 新古典テアリングモード Neoclassical TearingMode 衝突周波数の低い高温プラズマにおいては，径方向のプ 鋸歯状振動 Sawtooth Oscillation ラズマ圧力勾配のため，磁力線に沿ってブートストラッ プラズマ温度に関連した信号が示す鋸歯状の弛緩振動． プ電流が流れることが新古典拡散理論から導かれ，実験 比較的ゆっくりと温度が上昇した中心部のプラズマエネ でも確認されている．磁気島が存在すると，プラズマ圧 ルギーが内部ディスラプションのために急速に掃き出さ 力が磁気島内部で平坦化するため，磁気島内のブートス トラップ電流が減少し，磁気シアが正の場合，磁気島が れる現象． 成長する．このように，磁気島のためにブートストラッ クライオスタット Cryostat プ電流が減少することによってよって成長するMHD不 一般的な意味は低温保持装置である．ITERではその内 部空間を真空に保持し，超伝導磁石に対する熱影響を制 安定性を新古典テアリングモードと呼ぶ．磁気島は g＝剛％に発生する可能性がある．規／％＝3〆2および 限するとともに事故時の放射性物質をその内部に閉じ込 吻／％＝2モードがよく観測されている．窺／％＝3／2のモー ドが成長すると閉じ込めが劣化し，規加＝2／1モードは める機能を有する． ディスラプションに至る可能性がある．磁気シアが負の 限界熱流束 Critical Heat：Flux 場合は，磁気島は成長しない．磁気島にECCDなどで局 流路内の最大熱流東が，核沸騰領域の範囲を超える限界 所的に電流を駆動させることにより，または磁気島より 点をいう．これを超えると不安定な過渡あるいは膜沸騰 も内部に電流駆動することにより安定化できることが実 領域に入る． 験で明らかになっている． 高速放電保護装置 FastDischarge Unit 深層防護（または，多重防護） DefenseinDepth コイルクエンチ時にコイルを保護するための装置で，直 多層のレベルの防護策により安全を確保する考え方．こ 流遮断器，抵抗器から成る．コイルクエンチ検出後，直 の概念は，原子炉の安全確保の原則として古くから開発 流遮断器を開放し，抵抗器にバイパスすることでコイル され，原子炉以外の原子力施設（再処理施設，放射性廃 蓄積エネルギーを消費する． 棄物施設等）についても定着した考え方である．その基 本は，まず異常の発生の防止を図ることを第1のレベル 交流損失 AC Loss の防護とし，また，それにもかかわらず，仮に異常が発 超伝導導体に，変動磁場を印可した時，熱が発生するこ 生したとしてもその波及拡大を抑制できるようにするこ とを第2のレベルの防護とし，さらに，異常が拡大し事 と． 故に発展したと仮定してもその影響が緩和できるように することを第3のレベルの防護とする考え方である．な （サ行） お，施設の設計対応すべき範囲（設計基準）を超えた事 三角形度，δ，δg5 態が万一起きたとしても緊急時対応を含め周辺公衆の適 プラズマ断面形状の三角形状の度合いを表すパラメー 切な防護が図れるようにすることも，広義の深層防護と 200 王TER用語集 見なされる．ただし，設計基準を超えた事態への対応は， 正常波モード Or（lin＆ryMode 国によって考え方に差があるところである． 電磁波の電場が閉じ込め磁場と平行な直線偏波と垂直な 直線偏波では屈折率が異なり，前者を正常波モード，後 者を異常波モードという．電子密度に依存した反射，共 ジャイロトロンGyrotron 波長がmm領域の高周波を発振する大電力用電子管．電 鳴が生じるので，20−200GHzのマイクロ波を用いて反 子サイクロトロン共鳴メーザー作用により，電子ビーム 射波の位相変化から電子密度分布を求めることができ のエネルギーを高周波（電磁波）に変換する．主に核融 る． 合プラズマの電子サイクロトロン加熱用に開発されてき た． セミデタッチダイバータ Semi−DetachedDivertor 磁気島 MagneticIsland 前に熱と運動量をほとんど失い，プラズマがダイバータ スクレイプオフ層のプラズマがダイバータ板へ到着する プラズマ中に例えばテアリング不安定性が発生すると， 板から離れた状態（デタッチダイバータ）と，スクレイ ある特定の共鳴する場所で磁力線のつなぎかえが起こり プオフ層のプラズマがダイバータ板に接している状態が 小さな閉じた磁気面群（磁気島）ができる． 共存しているダイバータ． 磁気プローブMagnetic Probe（ピックアッフ。コイル セパラトリックス Separatrix Pick−Up Coil） プラズマ断面の周辺部において閉じた磁気面から開いた 時問的に変動する磁場を起電力として捉えるが，2，000 磁場構造に移り変わる境界面で，ポロイダル磁場がゼロ 秒の長パルス運転では弱い信号となり誤差が大きい．積 になる点（ヌル点）を通過する磁力線から構成される． 分回路の改良のほか，コイルを回転させて起電力を増幅 する方法，電流を流して生じる転倒力を感圧計で測定す （タ行） る方法なども考えられている． ダイバータ Divertor 蒸気式加圧器 Pressurizer プラズマ周辺の磁力線の形状を工夫してプラズマから逃 ヒータにより加圧器内部の保有水を設定圧力の飽和蒸気 げ出した粒子および熱を特定の場所に導くようにしたも 温度に維持することにより系統の圧力を制御する方式の の．または，その特定の場所をダイバータと呼ぶ． 加圧器をいう． 中心ソレノイド（CS）コイル CenterSolenoi（1Coi1 水素同位体分離システム Hydrogen Isotope Separa− プラズマ電流を生成保持し，プラズマを加熱するために tion System トカマク中心に配置されるコイル． プラズマから排出される未燃焼燃料ガスには，最大6種 類の水素同位体分子（T2，DT，HT，D2，HDおよびH2） 中性子束 Neutron：Flux が含まれる．水素同位体分離システムは，この混合ガス ITERでは核融合出力500MWの場合，400MWは14 を燃料ガス成分（T2，DT，D2）および不純物成分（H2， MeV中性子が持ち去り，第一壁では単位面積単位時間あ HD）に分離するものである．ITERでは，プラズマのパ たり1013個となるが，ブランケット，真空容器で散乱，減 ルス運転に柔軟に対応できる水素の液化蒸留法（深冷蒸 速，吸収されクライオスタット付近では幅広いエネル 留法）が採用された． ギー分布を持ち107個まで減衰する． スクレイプオフ層 Scrape−offLayer 中性粒子ビーム入射 NeutralBeamInjection セパラトリックス磁気面の外側にある開いた磁場構造に イオン源から引き出し電場で加速した後中性化したエネ 閉じた内部の閉じ込め領域からプラズマが漏れ出た層． ルギーの高い中性粒子をプラズマに入射し加熱と電流駆 スクレイプオフ層を通してプラズマはダイバータ部へと 動に利用する． 導かれる． 201 プラズマ・核融合学会誌 第78巻増刊「ITER工学設計」 2002年1月 超臨界ヘリウム SuperCriticalHelium ナーディスラプションでは変化が小さく電流の減少には 超伝導導体の冷媒に用いる状態圧力が約0．6∼l MPaで つな力書らない． 温度が約4∼10K領域のヘリウム．液体でも気体でもな デタッ・チダイバータ DetachedDivertor い状態．液体のように，熱容量が大きく，泡がでないの スクレイプオフ層のプラズマがダイバータ板へ到着する が長所． 前に熱と運動量をほとんど失い，プラズマがダイバータ テアリングモード TearingMode 板から離れた状態． ブラズマ電流が原因で引き起こされる不安定モード．プ ラズマの電気抵抗のために共鳴磁気面において磁力線の 電子サイクロトロン共鳴波数帯波 Electron Cyclotron つなぎ変えが起き磁気面が引きちぎられて磁気構造が壊 Range ofFrequencyWave れる．ディスラプションの原因と考えられている． 磁場中での電子の旋回運動と共鳴する周波数（電子サイ クロトロン周波数，五＝2．8×1010B）の電磁波．プラズマ 低域混成波 LowerHybridWave に入射しプラズマの加熱と電流駆動に使用する． 電子の旋回周波数はイオンの周波数に比べ極めて大き い．両者の中間の周波数を持つ電磁波で電子のドリフト 電子ビーム溶接 ElectronBeamWelding 運動とイオンの旋回運動とが同期する波．プラズマの加 真空中で発生させた電子ビームを金属にあて，その衝撃 熱と電流駆動に利用される． 発熱を利用して金属を接合する溶接方式． 抵抗壁モード Resistive Wa1王Mode 逃走電子 RunawayElectron 超伝導体でできた理想壁がプラズマに近接して設置され プラズマ中の電子はエネルギーが高くなると周りの粒子 ている場合には，規格化ベータ値が壁無しの場合の限界 との衝突が減少し，プラズマ中の電場がある条件を満た 値より高い値まで，理想キンクモードは安定である．壁 すと一部の電子は加速され続け大きなエネルギーを持っ が有限の抵抗を持つ場合でも，壁の時定数（不安定性に た電子（逃走電子）となる． よる揺動磁場が壁を通過する時定数）よりも短い時間ス ケールでは理想キンクモードは安定である．しかしなが トカマク排ガス精製システム Tokamak E油aust Pro− ら，壁の時定数より長い時間スケールでは壁の安定化効 cessing System 果が低減するため不安定になる．このように壁が有限の 核融合炉プラズマ排ガスには，未燃焼燃料ガス，燃焼で 抵抗を持つために壁の時定数よりも長い時間スケールで 生成したヘリウム，その他不純物（水蒸気，メタン，軽 不安定になるMHDモードを抵抗壁モードと呼ぶ．サド 水素（H）等）が含まれる．トカマク排ガス精製システム ルコイルを用いて不安定性による揺動磁場を打ち消すこ は，水素同位体ガスと不純物を分離し，水素同位体ガス とにより，抵抗壁モードを安定化できることが実験で明 を水素一水素同位体分離システムに送るとともに， らかにされている． DTO，C（DT）4等のトリチウム化不純物からトリチウム を回収する機能を持つ． 定常系電源設備 Steady−StatePowerSupply 定常系電源設備は，ITERの各設備機器に，定常的な負 閉じ込め時間 ConfinementTime 荷としての動力用電源および制御用電源を供給するもの 磁場閉じ込めにおいてプラズマ粒子およびエネルギーが で，独立した2系統の商用電源と，商用電源の供給が停 外部に失われていく時定数をそれぞれ粒子閉じ込め時 止した場合にディーゼル発電機から供給される非常用交 間，エネルギー閉じ込め時間と呼ぶ．外部から粒子やエ 流電源から構成される． ネルギーの補給がないとしたときプラズマ中の粒子数あ るいはエネルギーが約1／3に減少する時間． ディスラプション Disruption プラズマの構造が急激に変化し場合によっては崩壊する トリチウム計量力ロリメータ Tritium Calorimeter 現象．メジャーディスラプションではプラズマ温度が急 トリチウム計量管理等の目的で，機器や材料中に保持さ 減し，その後電流が減少しプラズマが崩壊する．マイ れているトリチウム量を，精密に測定する方法．トリチ 202 ITER用語集 ウムの崩壊熱による機器や材料の温度変化量からトリチ れると，プラズマ輸送係数が新古典理論で与えられる輸 ゥム量を知ることができる．ITERでは，トリチウム計 送係数程度に小さくなる領域が発生する．そこではプラ 量管理用のカロリメータのほかに，DT燃料貯蔵用の金 属トリチウム化物ベッドに組み込んだ「その場計量」用 ズマ温度や密度が急峻に増加し，壁が構成されているよ うであることから，この領域を内部輸送障壁と呼ぶ． のカロリメータを開発した． 二重シール扉 DoubleSealDoor 搬送用キャスクとポート接続部の境界面に設置される トリチウム除去設備 TritiumRemovalSystem ITERのような核融合炉施設では，従事者の被曝を防止 シール機能を有する2枚の扉から構成されるもので， し，環境への放出をできる限り低減するため，トリチウ キャスクがポートから離れている時には2枚の扉がそれ ムの多重閉じ込め設計が採用される．すなわち，DT燃 ぞれ分離してキャスクおよびポート端面をシールし， 料ガスやトリチウム水を取り扱う装置（機器，配管）は キャスクがポートに接続している時には2枚の扉が一体 トリチウム第一次閉じ込め隔壁として設計し，これらを となり開閉動作が可能なもの． グローブボックスのような第二次閉じ込め隔壁内に設置 する．核融合炉燃料サイクルシステムのように個々のシ 熱問静水圧加圧接合法（HIP接合法）HIP（HotIsostatic ステム機器内のトリチウム取り扱い量が多い場合（＞104 Pressing）Bon（1ing Metho（1 Ci）には，これらの装置を設置した部屋を第三次閉じ込 高温高圧の不活性ガス（アルゴン，窒素等）にて材料を め隔壁となるように設計する．万一，トリチウムによる 高温に保つとともに静水圧を加え，接合部の金属元素の 部屋の汚染が発生した場合には，当該区域を他の部屋か 拡散による金属間結合により接合させる技術．均圧圧接 ら隔離して汚染の拡大を防止するとともに汚染した部屋 であることから母材の形状によらず接合が可能であり， の空気中に含まれるトリチウムを速やかに除去する必要 また溶接に見られるような溶融による材料の組織変化が がある．このような設備をトリチウム除去設備という． ないことから母材と同等の接合部の機械的性質が得られ 多くのトリチウム取り扱い施設で使用されているのは， る． 貴金属（Pb，Pt等）触媒によりトリチウム（T2，DT，HT， トリチウム化メタン等）をトリチウム水に転換し，吸着 （ハ行） 剤（モレキュラーシーブ）で捕集するものである． ハイブリッド運転 Hybrid Operation Mode 誘導電流，自発電流，および非誘導電流駆動を組み合わ トリチウム燃料サイクル TritiumFuel Cycle 核融合炉では，燃料（重水素一トリチウム）が一度に燃 せ，誘導電流の割合を低減し，長時間燃焼運転を行うた える割合は数％であり，未燃焼燃料を回収し，燃焼等で めの運転方法．ITERでは，真空容器内機器の工学試験 生成したヘリウムおよび不純物を除去した後プラズマに に適した運転方法として採用されている． 再注入するシステムが必要となる．ITERにおいても， 燃料の供給・排出・精製，同位体分離，不純物からの燃 ハロー電流 Halo Current 料回収等のプロセスが一体となったトリチウム燃料サイ プラズマが上下方向に変位し周りの構造物と強く干渉し クルが設けられる． 始めるとプラズマ電流の一部がスクレイプオフ層を通し てそれと接触する構造物に流れ込む，これをハロー電流 卜ロイダル磁場（TF）コイル Troidal Magnetic Field と呼ぶ． Coil プラズマを閉じ込めるために， 搬送用キャスク Transfer Cask トーラス方向の磁場を形 炉内で損傷を受けた機器を収納し，修理・交換のために 成するためのコイル． ホットセルまで搬送する自走式キャスクで，放射化物な どの周囲への飛散を防ぐためにシール性を有する．修理 （ナ行） した機器をホットセルからトカマク建家に搬送する際に 内部（輸送）障壁 Intema1（Transport）Barrier も使用される． 負磁気シアなどによりプラズマ内部の微小擾乱が抑制さ 203 プラズマ・核融合学会誌 第78巻増刊「ITER工学設計」 2002年1月 バルク遮蔽 Bulk Shield ファラデー回転 FamdayRotation ストリーミングやボイド等の効果を考慮しない遮蔽体そ 磁場方向に伝搬する電磁波の偏波面は電子密度と磁場強 のものによる遮蔽． 度の積に比例して回転する．トロイダル磁場方向にプラ ズマを通過した波と基準波の干渉から回転角を求め，別 バルーニングモード BallooningMode 途測定した磁場分布をもとに密度を得る． トーラスプラズマではトーラス外側の磁場が内側より弱 く，ここでプラズマが風船が膨らむように成長する不安 負磁気シア NegativeShear 定性である． 磁気面ごとに磁力線の傾きが変化する度合（磁気シァ）が 一般のトカマクでは小半径とともに大きくなるが負磁気 非円形度（楕円度），κ，κg5 シアではノ」・さくなる． プラズマ表面形状の，縦方向の小半径の横方向の小半径 に対する比を表す．またκg5は，95％の磁気面の非円形 不整磁場補正コイル Correction Coil コイルの製作および据付誤差によって生じるエラー磁場 度を表す． を補正するためのコイル． 表面限界熱流束 IncidentCritica玉HeatFlux 一般に限界熱流東は臨界熱流束とも呼ばれ，沸騰を伴う ブートストラップ電流 Bootstrap Current 伝熱現象において核沸騰域から膜沸騰域へ遷移すると 半径方向の密度勾配によって生じる反磁性電流と捕捉粒 き，その伝熱面を通過する熱流束として定義される．核 子の相互作用で自発的に流れる電流． 沸騰から膜沸騰に遷移すると伝熱面が蒸気膜で覆われる ため，熱伝達率が急激に低下して冷却管の溶融（いわゆ プラズマの受動的停止 Passive Shutdown ofPl＆sma るバーンアウト現象）等を引き起こすのでバーンアウト プラズマの過度な出力上昇あるいはプラズマ対向機器の 熱流束と呼ばれることもある．一方，核融合炉の受熱機 冷却能力喪失に際して，プラズマ対向面の温度が上昇し 器はプラズマに面する側からのみ加熱される非均一加熱 た場合には，能動的にプラズマを停止しなくても温度上 場に置かれるため，一般に受熱機器表面に入る表面熱流 昇によりプラズマ対向材料が揮発し，プラズマ中に不純 束が設計条件として与えられることが多い．このため 物として侵入し，プラズマが停止する現象をいう． バーンアウト現象を生じるときの表面熱流束が設計上重 要となる．このような観点からバーンアウト現象を生じ 平常時（または，通常運転状態）Normal Operation（or るときの表面熱流束を一般の限界熱流束と区別して表面 Normal Operation Conditions） 限界熱流東と核融合の分野では呼んでいる． 施設の運転が所定の制限内にある状態であって，計画的 に行われる起動，停止，コンディショニング，出力運転， ビークル型マニピュレータシステム R＆i1−Mounted Ve− 保守，補修，試験検査等の施設の運転の状態．なお， hicle Manipulator System ITERでは，実験炉としての性格上，計画的に行われる ポート開口部を利用して，多関節の軌道を炉内に挿入・ 運転に付随して高い頻度でプラズマディスラプションが 円弧化・固定した後に，伸縮式マニピュレータを搭載し 生ずると予想され，構造設計上の考慮がなされている． た台車（ビークル）が軌道上を走行・回転・旋回して炉 このように，高い頻度で発生が予想され，その状態が所 内機器の保守・交換を行う遠隔保全装置．伸縮式マニ 定の制限内にあるディスラプションも，ITERでは，通 ピュレータを搭載した台車全体をビークル型マニピュ 常運転状態の範囲として取り扱うこととしている． レータと呼ぶ． ヘリウム灰HeliumAsh ビーム発散角 Beam Divergence Angle 重水素と三重水素の融合反応で発生する高エネルギーの ビームの広がりを表す角度．通常ビーム強度分布の1／6 アルファ粒子（ヘリウム原子核）が衝突によって徐々に の半値幅で表す．トーラス入射ポートのアクセプタンス そのエネルギーを失って周りの粒子の温度になったも に依存するが，実用上5mrad程度以下の高収束性ビーム の．燃料にはならないためポンプで排気する． を得ることが必要である． 204 ITER用語集 ベーキング Baking イト設計仮定より厳しく，機器設計が困難な場合の設計 真空容器内構造物および真空容器に吸着した不純物ガス 選択肢の一つと考えられている． の除去方法（壁処理）の一つで，構造物を昇温すること マイクロフィッションチャンバー Micro一：Fission により脱ガス・排気を行う． Chamber ベータ値 Betavalue 中性子束を測定する比例計数管である．管壁に235Uなど プラズマ圧力と磁場圧力の比．閉じ込めの効率を表す指 の核分裂物質を塗って用いる．真空容器内に挿入できる 標で核融合炉では数パーセント以上のベータ値が必要． ようペンシルサイズである． 放射化生成物 Activ＆tionProducts （ラ行） 核融合反応に伴って発生する中性子が，核融合炉の構造 材料等を構成する原子核と核反応を起こす結果として生 ラングミュアフ。ローブ LangmuirProbe 成する励起状態にある放射性の原子のことである． 1920年代にLangmuirにより提案されたもので，比較的 低温，低密度プラズマに挿入した微少電極（プローブ，探 放射化ダスト ActivationDust 針）に静電圧を印加し，プラズマから流入する電流を測 プラズマ対向材料の表面が，プラズマのディスラプショ 定してプラズマの温度，密度などを計測するプローブで ンによる蒸発およびプラズマからの粒子照射により削ら ある． れ，ダストが発生する．このダストは放射化しているの リトロー型反射鏡 Littrow『s TypeReflector みならずトリチウムを吸蔵している． 分光計測等によく利用されるもので，反射面に入射した 光をもとの方向に戻す反射鏡である． 放射線遮蔽壁 Bio−ShieldW＆11 トカマク建屋の下部の厚さ2．Om，外径約33mの鉄筋コ ンクリート製の円筒壁で，その内部にトカマク装置を格 リップ溶接シール Lip WeldingSea1 納する． ボルト締めフランジ部のシール構造の一種である．これ 保護インターロック InterlockSystem 保護インターロックシステムは，正常な運転状態から逸 SUS薄板鋼板の中央部を溶接したW字形の構造をして いる．フランジの開放時にはその中央の溶接部を切断 脱したITERプラント機器を保護するためのシステム し，再閉止時には再度溶接して使用する． は片側をお互いのフランジ面に溶接した2個のU字形の で，プラントの信号を入力信号として，それらの状態区 リップル損失 Ripple Loss 分ごとに，保護出力動作を行うことで保護をする． トロイダルコイルが離散的に配置されているためにでき ポロイダル磁場（PF）コイルPoloidal Magnetic Field る磁場強度の変化（リップル）により引き起こされるプ Coil ラズマ粒子やエネルギーの損失． プラズマの電流，位置・形状制御を行うためにプラズマ 断面内（ポロイダル方向）の磁場を発生するコイルで，ト 臨界電流密度 Critical Current Density ロイダル磁場コイルの外側に設置された6組のリング状 超伝導状態がこわれて，ある基準の電圧あるいは抵抗が コイルからなる． 発生した時の銅以外に流れている電流密度．ITERの場 合は，その基準を0．1μV／cmとしている． （マ行） （A−Z） 免震構造 SeismicIsolationStructure 積層ゴム等の免震装置を用いて意図的に建屋の固有周期 ALARA As：Low As Reasonably Achievable を長くすることによって，建屋に入力される地震エネル 公衆や従事者の放射線被ばく線量を「合理的に達成でき ギーを減少する設計手法．実際のサイトの耐震条件がサ る限り低く」する意味．原子力施設の平常時の運転によ 205 プラズマ・核融合学会誌 第78巻増刊「ITER工学設計」 2002年1月 る公衆や従事者の放射線被ばく線量に対しては，国際放 DEMO炉，DEMO Reactor，核融合原型炉 射線防護委員会（ICRP）がその限度とすべき値を勧告し 核融合工学技術の統合装置として，発電を実証するため てきており，多くの国の法令にも取り入れられている． の装置．ITERなど実験装置の次の段階の装置である． その勧告値は幾度か見直しがなされ，近年のICRPの勧 現在の検討では，プラズマ燃焼のQ値が20−50で，正味 告値（1990年）では，公衆に対してl mSv／年，従事者に 電力50−100万kWの発電を実証する装置が検討されて 対して20mSv／年が限度とされている．ALARAの考え 方は，このようなICRPの勧告値あるいは法令上の線量 いる． 限度を超えないことはもとより，さらに被ばく線量を合 ELM E（lge Localized Mode 理的に達成できる限り低くすることを設計および運転管 Hモードプラズマの周辺に局在する不安定性．ELMによ りプラズマの粒子とエネルギーの一部が吐き出され閉じ 理の目標とすべきという思想． 込めの程度が多少悪化する． CCDカメラ CCDC盆mera 固体イメージセンサの一つであり，Charge−CoupledDe− ELMy H−Mode viceといって，電荷転送方式によって情報を読み出す2 プラズマ周辺に閉じ込め障壁を持ち，周辺で局所的な擾 次元検出器である．光電変換，電荷蓄積，電荷転送を簡 乱（ELM l EdgeLocalizedMode）が周期的に発生しプラ 単な構造で実現できるため集積度を高くすることができ ズマの粒子・エネルギーの吐き出しを伴う，プラズマの る． 運転モード．プラズマ加熱に伴って，閉じ込め性能が劣 化するLモードに比べて，高い閉じ込め性能を持つため CCR CornerCubeReflector 直交した3つの反射面を利用して入射光を180度折り返 H（High）モードと呼ばれる．既存の多くの装置で観測さ す反射鏡．大きな特長として入射した光を正確に入射方 が精力的になされ，物理現象の理解が進展した．ITER 向に反射するという性質がある．干渉計で正確な波面合 では，ELMy Hモードが標準運転モードとして検討され 成が必要な場合等に有効に利用される．また，アポロ宇 ている． れており，ITER工学設計活動ではデータベースの蓄積 宙船が月に置いてきたCCRは，地球から発射されるレー ザー光線の反射体として用い，地球と月との距離測定に GreenwaId密度 GreenwaldDensity 利用されている． 経験的に用いられるトカマク放電の密度上限の指標．プ ラズマ電流の単位をMA，小半径の単位をmで表す CFC材料 CarbonFiberReinforcedCarbonMateria1 と，Greenwald密度は，IO20m一3の単位で，プラズマ電 炭素材料の中に炭素繊維を分散させることにより材料の 流／（円周率×小半径の自乗）で表される．実際にはこの 強度を向上させた複合材料で炭素繊維強化炭素複合材料 密度を超えても閉じ込め特性が良好で安定な放電が観測 （CFC材料またはC／C材料）と呼ばれる．核融合炉用CFC されており，厳密な意味での上限とはいえない． 材料は強度を若干犠牲にしても高熱伝導率を実現するよ うに高熱伝導率の炭素繊維を使用するなどの工夫がされ Hモード H−Mode ており，現在では室温で純銅の1．5倍の熱伝導率を持つ 追加熱を加えるとプラズマ表面付近で急激に温度・密度 CFC材料も開発されている．炭素繊維の方向により，1 が高くなる分布となり，Lモードの2倍程度閉じ込め特 方向のみに配向させてものを1次元CFC，2方向に配向 性が良くなる． させたものを2次元CFC，3方向に配向させたものを3 次元CFCと呼んでいる． LIDARトムソン散乱 LIDAR Thomson Scattering CODAC Comman（lControlan（iD段taAcquisitionand Communications 度後方散乱を受光して時間差から電子温度の空問分布を レーダーの原理をレーザー光に適用し，電子からの180 得る．90度散乱のトムソン散乱法に比べ，1つのポート CODACシステムは，ITER制御系の上位レベル制御を ですむ利点があるが300ps，2J，100Hz級の短パルス高 行う部分の総称で，プラント全体の運転，制御の中枢的 輝度レーザーが必要である． な役割を負う． 206 ITER用而集 して部材を接合する溶接法． MHD Magnetohydrodynamics プラズマを流体と見なし，速度，圧力，磁場などに対す る方程式に基づいてプラズマの振る舞いを解析する． VDE Vertical Displacem．ent Event 断面が楕円形状のプラズマは本質的に上下方向に変位し MIG（MAG）溶接 Metal−Arc−lnert（Active）一Gas Weld− やすく，プラズマ位置の制御のミスやディスラプション ing によってプラズマが上下方向に変位する現象． 溶接ワイア自身を電極とし，TIG溶接と同様に不活性 （活性）ガスで溶接部をシールドしながらアークの熱で部 ZnSe Zinc Selenide 材を接合する溶接方式． セレン化亜鉛のことで赤外線透過材料として用いられ Nb3Sn 以上の遠赤外線も透過する．食塩のような潮解性がない る．光の透過帯域は500nmから20μmである．100μm A15型結晶の超伝導物質．現在，10丁以上の高磁場用超 ため有用な光学素子としてCO2レーザ等波長帯で利用さ 伝導物質としては，最も実用化されている． れている．融点約1，700℃，熱膨張係数0．6×10㎜5／deg． Q看直 Q Value 核融合反応による出力とそのプラズマ状態を維持するの に必要な加熱入力との比．Q＝1を臨界プラズマ，ρ二 無限大を自己点火と呼ぶ． RF Ra（lio−Frequency MHz帯から数百GHzまでの電磁波の総称としてつかわ れる．核融合ではこれらの電磁波をプラズマに入射し， プラズマ中に波を励起して，そのエネルギーで加熱した り，運動量を注入して電流を流すことに利用される．プ ラズマ中の共鳴周波数により周波数帯が分類され，主と してECRF（電子サイクロトロン周波数帯：数十GHz 一数百GHz），LHRF（低域混成波帯：数GHz），ICRF （イオンサイクロトロン波帯：数十MHz）の3つの周波 数帯がある． TAEモード Toroi（licity−ln（iucedAlfv6nEigenmode トロイダル効果で引き起こされるアルヴェン固有モー ド．アルファ粒子が増すとこのモードが発生しアルファ 粒子の損失を増大する可能性がある． TCWS機器室 TokamakCoolingWaterSystemVault トカマク建屋内ギャラリーの上部に配置された2階層の 空間で，一次冷却設備を上層に化学体積制御設備等を下 層に収容する．第二閉じ込め境界の機能を有する． TIG溶接 Tungsten−lnert−Gas Arc Welding タングステンまたはタングステン合金を電極として使用 し，Ar，Heもしくはその混合物をシールドガス（イナー トガス）に用いながら，アークの熱で溶接ワイアを溶か 207 おわげに 日．米．欧．露の4極の を概観していただくことができます． 協定に基づき，1992年7月に これらのITER工学設計活動における成果に立って ITER建設を開始できる段階となりました．現在，ITER 開始されたITER工学設計活動（ITEREngineeringDe− signActivitles）は，ITER建設の判断に必要な技術的準 の建設に向けた政府間協議が参加極の間で進められてお 備を整え，2001年7月に9年間の活動を完了しました． り，サイト条件等を考慮した検討作業がITER調整技術 この間，1997年6月に発刊された本学会の第73巻増刊 活動（ITERCoordinatedTechnica1Activities）として進 「ITER設計報告」では，当初6年間の設計（1998年設 められております． 計）およびその時点での我が国の工学R＆Dの状況を報告 これまでITER工学設計活動および調整技術活動を推 いたしました．また，1999年5月に発刊された第75巻増 進するにあたり，大学や産業界，国立研究機関から多大 刊「ITER工学R＆Dにおける成果」では，当初6年間の のご協力をいただいています．この特集号を発刊するに 参加極全体のR＆D成果を成果をまとめて報告いたしま あたり，これまでのご支援，ご協力に深く感謝いたしま す．本特集号の内容については，広く学会の皆様のお役 した． 本特集号は，ITER工学設計活動において完成された に立つことを期待し，また，ご批判をいただく一助とな 最終設計報告書の物理および工学設計の成果を簡潔にま れば幸いです． とめたものであります．ITER工学R＆Dの最新の成果に 最後に，本稿についてご査読と適切な助言および援助 ついては，”ITER TECHNOLOGY R＆D”Fusion Engi− をいただいた，原研・那珂研究所の方々，プラズマ・核 neeringan（IDesign，VoL55（2001）にまとめられておりま 融合学会編集委員会および事務局の皆様に心より感謝い す．両報告書によって，ITERの設計および主な技術成果 たします． （原研・那珂研究所 荘司昭朗） プラズマ・核融合学会誌編集委員会 編集委員長・チーフエディター 小川雄一（東大高温プラ） エディター 岡本正雄（核融合研），菅井秀郎（名大），図子秀樹（九大応力研），関 昌弘（原研），田中雅慶（核融合研）， 西村博明（阪大レーザー研） 編集委員 赤石憲也（核融合研），沖野晃俊（東工大），小椋一夫（新潟大），河内哲哉（原研），久保 伸（核融合研），後藤純孝（日立）， 斉藤輝雄（筑波大），坂本瑞樹（九大応力研），佐藤徳芳，新谷吉郎（東芝），高橋 努（日大），高畑一也（核融合研）， 高部英明（阪大レーザー），田中謙治（核融合研），田辺哲朗（名大），津島 晴（横浜国大），樋田美栄子（名大理）， 藤堂 泰（核融合研），中村圭二（中部大工），長谷川 満（三菱），濱松清隆（原研），福本直之（姫路工大）， 政宗貞男（京都工繊大），松井秀樹（東北大），松嶋 功（産総研），水内 亨（京大エネ研），村上 泉（核融合研）， 矢部 孝（東工大），吉村信次（核融合研） 乱丁・落丁本は，ご面倒ですが学会編集委員会宛ご送付ください．送料当方負担にてお取り替えいたします． プラズマ・核融合学会誌 第78巻増刊 編集・発行 ㊥460−0003名古屋市中区錦2丁目20−20 7階 印 刷 株式会社荒川印刷 社団法人プラズマ・核融合学会編集委員会 2002年（平成14年）1月25日 TeL O52−231−4535 Fax．052−231−7557 E−mai1：jspf＠nifs．acjp URL：短ttp：／／jsp￡nifsac諺p／ 定価4，000円（本体3，810円） 本誌に掲載された寄稿等の著作権は（社）プラズマ・核融合学会が所有しています． 【複写をされる方に】本誌に掲載された著作物を複写する場合は，著作権者から複写権の委託を受けている次の団体から許諾を受けて下さい． 学術著作権協会 〒107−0052 東京都港区赤坂9−6−41 乃木坂ビル Te103−3475−5618 Fax O3−3475−5619 ただし，アメリカ合衆国における複写については，下記へ． Copyrig｝lt Clearance Center，Inc．（CCC） （222RosewoodDrive，Danvers，MA O1923，USA Tel（978）750−8400；Fax（978）750−4744〉 208
© Copyright 2024 ExpyDoc
