原型炉設計合同特別チーム / フュージョンエネルギー / 核融合 / Fusion Energy

さあ､

エネルギー新時代が

やってくる

地上に太陽をつくる

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原型炉設計合同特別チーム

Joint Special Design Team for Fusion DEMO

NEWS
最新情報

2024/06/20
原型炉設計合同特別チームの原型炉をもっと知る「超伝導コイル」を更新しました。
2024/06/18
原型炉設計合同特別チームの原型炉をもっと知る「プラントシステム」を更新しました。
2024/05/14
原型炉設計合同特別チームのメンバーリストと原型炉をもっと知る「炉心プラズマ」を更新しました。
2023/10/31
原型炉設計合同特別チームのメンバーリストを更新しました。
2023/10/06
第17回原型炉設計合同特別チーム全体会合と超伝導コイル班会合の開催報告を更新しました。また、電子サイクロトロン波加熱･電流駆動に関する設計活動の論文が公刊されましたので報告致します。
2023/7/26
物理設計グループ会合ならびに、炉内機器班会合を開催しました。会議概要は、設計関連会合情報をご覧下さい．
2023/6/16
今回の更新は、ダイバータ関係を中心に更新しております。原型炉をもっと知る（ダイバータ編）・設計関連会合情報・ News&Topics を更新致しました．
2023/5/23
設計関連会合情報ならびに News&Topics を更新致しました．
2023/4/25
2023年度原型炉設計合同特別チームのメンバーリストならびに News&Topics ・関連リンク集を更新致しました．

私たちの研究の目的

未来の地球が抱える大問題へイノベーションで挑む

生活にかかせない電気やガスを
私たちが当たり前に使えているのは、
エネルギー資源があるからです。

エネルギー資源の枯渇問題

しかし、人口増加に加え、資源が枯渇していくと、

今は良くてもいつか使い果たしてしまいます。

地球環境問題

また、エネルギーを生み出す過程で、

地球温暖化や大気汚染などの環境問題も起こっています。

問題解決の鍵は

太陽で起きている

「核融合」フュージョンエネルギー

Fusion Energy

それらの問題を解決する鍵となるのが太陽の中心で起きている「核融合」という現象を利用した、「フュージョンエネルギー」です。
「核融合」を地球上で再現できれば、半永久的かつエコなエネルギー供給が実現できるという、人類にとってまさに“希望の未来”が待っています。

「地上に太陽をつくる」

フュージョンエネルギーの研究は、新しいエネルギーの時代を作るイノベーション（技術⾰新）として
世界の国々が一丸となって行っている、最先端の研究の一つです。

人類究極の挑戦

「フュージョンエネルギー」とは

「フュージョンエネルギー」がなぜ枯渇の心配がない、
地球に優しいエネルギーとなりうるのか。

それは、フュージョンエネルギーの資源に、下記のような特徴があるからです。

燃料源となる物質(リチウム、重水素)が海水からほぼ無限にとれる

少ない燃料で膨大なエネルギーを生み出し一定量の電力を安定的に供給できる

発電の過程でCO2やその他温室ガスを出さないので地球温暖化問題解決へ貢献

多種多様な人々が
平和で心豊かに暮らす
持続可能な社会の発展へ

フュージョンエネルギーの開発は、SDGsの目標7、13に掲げられた「すべての人々の、安価かつ信頼できる持続可能な近代的なエネルギーへのアクセスを確保」と「気候変動の具体的な対策」であるカーボンニュートラルへの貢献へ繋がります。

「フュージョンエネルギー」は
エネルギー供給と環境問題を
根本的に解決する
人類にとって究極の発電方法です。

(温暖化対策でパリ協定に基き日本政府がまとめた「長期戦略」にも「核融合研究の推進」が盛り込まれています。)

Topics

原子力発電との違い

原子力発電の核分裂反応と違い、燃料の供給をストップしてしまえば、反応が止まるので暴走などが起こりません。また、高レベル放射性廃棄物を出さないのも大きな特徴です。

フュージョンエネルギーを実現させるため、日本中の研究機関、大学、産業界が結集し、研究・開発を進めているのが、私たち「原型炉設計合同特別チーム」です。

Topics

そもそも原型炉って？

核融合発電を行う装置を「核融合炉」と言います。核融合炉として実際に発電が出来るかを試すために作られたのが「原型炉」。その名を「DEMO(デモ)」と言います。

→原型炉についてもっと知りたい方はこちら

フュージョンエネルギーと原型炉の紹介動画

Topics

核融合研究開発計画と原型炉（DEMO）

商用炉実現に向け、日本を含む７つの国と地域の協力のもとフランスで建設中の核融合実験炉ITERの次のステップと位置付けられます。 ITERの建設期から原型炉の概念設計を行うことによって克服する必要がある課題や技術開発の目標が具体的になります。原型炉設計と並行して技術課題に取り組むことが大切であり、実験研究、炉工学や材料の研究開発を同時に進めています。

ITER(実験炉)
DEMO(原型炉)
商用炉

Joint Special Design Team
for Fusion DEMO

原型炉設計合同特別チームについて

原型炉設計合同特別チームは、文部科学省核融合科学技術委員会の方針に基づ
いて、核融合原型炉の概念設計と研究開発を担う組織として設置されました。

原型炉設計合同特別チームの位置づけ

平成２７年６月のチーム発足以降、私達は日本中の研究機関、大学、産業界が英知を結集する”オールジャパン体制”で、かつて誰も見たことのない未来の核融合炉「原型炉」の開発に挑んでいます。

私たちの目標と計画

目標
安定した核融合エネルギーを生み出す「原型炉」を設計し、「核融合炉」実現への道筋を示すこと

具体的には下記のような目標があります。

原型炉設計合同特別チームの３つの目標

数十万キロワットの安定した発電を行うこと
※一般家庭約数十万世帯分の電力に相当

実用化に向けた運転・保安技術を開発すること

燃料である「トリチウム」を自給自足する技術を開発すること

数十万キロワットの安定した発電を行うこと
※一般家庭約数十万世帯分の電力に相当

実用化に向けた運転・保安技術を開発すること

燃料である「トリチウム」を自給自足する技術を開発すること

計画

2020

概念設計・要素技術開発

2025

工学設計・実規模技術開発

2030

(1)原型炉設計活動
実機大超電導コイル開発試験、原型炉遠隔保守技術の開発、加熱/電流駆動装置開発等
(2)原型炉用シミュレーターの開発
(3)安全性研究・トリチウム取扱技術
検証と妥当性確認(V＆V)を含む安全性検討、トリチウム大量取扱技術開発を含む燃料システム開発等
(4)炉工学と関連基盤基盤研究
設計基準を含む材料開発、計測制御装置開発、熱負荷試験を含むダイバータ開発等

2035

社会受容性と経済性の見通しをを得た工学設計の完了

2050

原型炉の建設と運用

実用化への準備完了

未来を設計する約150人の研究者

メンバー紹介
MEMBERS

「地上に太陽をつくる」

私たちが掲げるこの目標が次の未来に繋がるように。
実用されるころに自分たちがいなかったとしても
私たちは決して諦めません。

QST

朝倉伸幸
物理設計グループメンバー

朝倉伸幸Mobuyuki Asakura

所属

量子科学技術研究開発機構核融合エネルギー研究開発部門六ヶ所核融合研究所核融合炉システム研究開発部プラズマ理論シミュレーショングループ

専門分野

ダイバータ物理、トカマク実験・計測、原型炉設計、プラズマ物理

主要論文・解説記事

・N. Asakura, et al., “Studies of Power Exhaust and Divertor Design for a 1.5 GW-level Fusion Power DEMO”　appears in Nucl. Fusion (2017)

・N. Asakura, et al., “A Simulation Study of Large Power Handling in the Divertor for a Demo Reactor”, Nucl. Fusion, 53, 123013 (15pp) (2013)

・N. Asakura, et al., “Simulation study of power load with impurity seeding in advanced divertor, short super-X divertor, for a tokamak reactor”, J. Nucl. Mater., 463, 1238 (2015)

・N. Asakura, et al., “Investigation of Advanced Divertor Magnetic Configuration for DEMO Tokamak Reactor”, Transactions of Fusion Science and Technology, 63, 70-75 (2013)

・N. Asakura, et al., “Investigation of Carbon Dust Accumulation in the JT-60U Tokamak Vacuum Vessel”, J. Nucl. Mater., 438 (2013) S659–S663

・N. Asakura, et al., “Investigations of Impurity Seeding and Radiation Control for Long-pulse and High-density H-mode Plasmas in JT-60U”, Nucl. Fusion, 49, 115010 (8pp) (2009)

・N. Asakura, “Scrape-off Layer Plasma Flow in L- and H-Mode Plasmas on JT-60U”, Plasma and Fusion Res., 4, 021-1 (2009)

・N.Asakura and ITPA SOL and Divertor Physics Topical Group, “Understanding of the SOL Plasma Flow in Tokamaks, and Influence on the Plasma Transport”, J. Nucl. Mater., 363–365, 41-51 (2007)

・N. Asakura, et al., “Fast Measurement of ELM Heat and Particle Fluxes, and Plasma Flow in the Scrape-off Layer of the JT-60U Tokamak”, Plasma Phys. Control. Fusion, 44, A313-A321 (2002)

・N. Asakura, et al., “Measurement of Natural Plasma Flow along the Field Lines in the Scrape-Off Layer on the JT-60U Divertor Tokamak” Phys. Rev. Lett., 84, 3093-3096 (2000)

・N. Asakura, et al., “Heat and Particle Transport of SOL and Divertor Plasmas in the W-shaped Divertor on JT-60U”, Nucl. Fusion, 39, 1983-1994 (1999)

・N. Asakura, et al., “Degradation of Energy and Particle Confinement in High Density ELMy H-mode Plasmas on JT-60U”, Plasma Phys. Control. Fusion, 39, 1295-1314 (1997)

・N. Asakura, et al., “Field Reversal Effects on Divertor Plasmas under Radiative and Detached Conditions in JT-60U”, Nucl. Fusion, 36, 795-813 (1996)

・朝倉伸幸、他、「日本における原型炉ダイバータ概念の現状と開発課題」「ITER 及び原型炉ダイバータ工学の現状と研究開発」, Plasma Fusion Res. 92, 870-876 and 886-890 (2016)

・朝倉伸幸、他、「トカマク実験におけるタングステンの輸送および制御研究の進展」、J. Plasma Fusion Res. 87, 577-590 (2011).

・朝倉伸幸、他、「トカマク実験におけるタングステンの輸送および制御研究の進展」、J. Plasma Fusion Res. 87, 577-590 (2011).

・朝倉伸幸、「トカマク・ダイバータとスクレイプ・オフ層における高速プラズマ流」、J. Plasma Fusion Res. 83, 501-508 (2007).

・朝倉伸幸、「トカマクにおけるスクレイプオフ層とダイバータプラズマ研究の進展」、J. Plasma Fusion Res. 80, 190-200 (2004)

・朝倉伸幸、「3.9.3ダイバータプラズマ」、原子力・量子・核融合辞典　第一分冊　原子核物理とプラズマ物理・核融合､丸善出版、工藤和彦　編集員会、I-190-191　(2014)　

所属学会

プラズマ・核融合学会、日本物理学会、アメリカ物理学会

関連URL：http://www.fusion.qst.go.jp/rokkasyo/index.html
QST

宇藤裕康
システム設計グループリーダー

宇藤裕康Yoshiteru Sakamoto

所属

量子科学技術研究開発機構　核融合炉システム研究開発部　核融合炉システム研究グループ　主幹研究員

専門分野

核融合炉システム、遠隔保守、炉構造、超伝導コイル

主要論文

核融合原型炉関連

・Y. Sakamoto et al., “DEMO Concept Development and Assessment of Relevant Technologies”, 25th IAEA Int. Conf. on Fusion Energy (St. Petersburg, Russia, 2014) FIP/3-4Rb.

・Y. Sakamoto et al., “Relationship between net electric power and radial build of DEMO based on ITER steady-state scenario parameters”, Fusion Eng. Des. 89, 2440- 2445 (2014)

・Y. Sakamoto et al., “Present Status of Integrated Performance Achieved in Tokamak Experiments and Critical Issues Towards DEMO Reactor”, J. Plasma Fusion Res. SERIES 9 375 (2010)

・「核融合発電の可能性」、電気計算2015年11月・特集「テキスト核融合炉（第４章、他）」、プラズマ・核融合学会誌2011年2月

プラズマ物理・トカマク実験関連

・Y. Sakamoto et al., “Development of reversed shear plasmas with high bootstrap current fraction towards reactor relevant regime in JT-60U”, Nucl. Fusion 49, 095017 (2009)

・Y. Sakamoto et al., “Response of Toroidal Rotation Velocity to Electron Cyclotron Wave Injection in JT-60U”, Plasma Phys. Control. Fusion 48, A63-A70 (2006)

・Y. Sakamoto et al., “Stationary High Confinement Plasmas with Large Bootstrap Current Fraction in JT-60U”, Nucl. Fusion 45, 574-580 (2005)

・Y. Sakamoto et al., “Characteristics of Internal Transport Barriers in JT-60U Reversed Shear Plasmas”, Nucl. Fusion 41, 865-872 (2001)

・小特集「炉心プラズマの定常化に向けたトーラス・プラズマ研究開発の現状と展望（3.2節）」、プラズマ・核融合学会誌2007年5月

・小特集「燃焼・高ベータプラズマの実現に向けたプラズマ分布制御の課題（３章）」、プラズマ・核融合学会誌2010年9月
チームリーダー/QST

坂本宜照
チームリーダー

坂本宜照Yoshiteru Sakamoto

所属

量子科学技術研究開発機構核融合炉システム研究開発部核融合炉システム研究グループグループリーダー

専門分野

核融合炉設計、プラズマ物理、トカマク実験

主要論文

核融合原型炉関連

・Y. Sakamoto et al., “DEMO Concept Development and Assessment of Relevant Technologies”, 25th IAEA Int. Conf. on Fusion Energy (St. Petersburg, Russia, 2014) FIP/3-4Rb.

・Y. Sakamoto et al., “Relationship between net electric power and radial build of DEMO based on ITER steady-state scenario parameters”, Fusion Eng. Des. 89, 2440- 2445 (2014)

・Y. Sakamoto et al., “Present Status of Integrated Performance Achieved in Tokamak Experiments and Critical Issues Towards DEMO Reactor”, J. Plasma Fusion Res. SERIES 9 375 (2010)

・「核融合発電の可能性」、電気計算2015年11月・特集「テキスト核融合炉（第４章、他）」、プラズマ・核融合学会誌2011年2月

プラズマ物理・トカマク実験関連

・Y. Sakamoto et al., “Development of reversed shear plasmas with high bootstrap current fraction towards reactor relevant regime in JT-60U”, Nucl. Fusion 49, 095017 (2009)

・Y. Sakamoto et al., “Response of Toroidal Rotation Velocity to Electron Cyclotron Wave Injection in JT-60U”, Plasma Phys. Control. Fusion 48, A63-A70 (2006)

・Y. Sakamoto et al., “Stationary High Confinement Plasmas with Large Bootstrap Current Fraction in JT-60U”, Nucl. Fusion 45, 574-580 (2005)

・Y. Sakamoto et al., “Characteristics of Internal Transport Barriers in JT-60U Reversed Shear Plasmas”, Nucl. Fusion 41, 865-872 (2001)

・小特集「炉心プラズマの定常化に向けたトーラス・プラズマ研究開発の現状と展望（3.2節）」、プラズマ・核融合学会誌2007年5月

・小特集「燃焼・高ベータプラズマの実現に向けたプラズマ分布制御の課題（３章）」、プラズマ・核融合学会誌2010年9月
QST

染谷洋二
安全設計グループリーダー

染谷洋二SOMEYA, Youji

所属

量子科学技術研究開発機構核融合エネルギー研究開発部門六ヶ所核融合研究所核融合炉システム研究開発部核融合炉システム研究グループ

専門分野

核設計、廃棄物検討、遠隔保守、炉設計

主要論文（研究系）

主要プロジェクト

・Y. Someya et al., “Shutdown dose rate assessment during replacement of in-vessel components for a fusion DEMO reactor”, Fusion Eng. Des., In press (2017).

・Y. Someya et al., “Management Strategy for Radioactive Waste in the Fusion DEMO Reactor”, Fusion Sci. Technol. 68 (2015), 1282-1285.

・Y. Someya et al., “Design study of blanket structure based on a water-cooled solid breeder for DEMO”, Fusion Eng. Des. 98-99 (2015), 1872-1875.

・Y. Someya et al., “Estimation of TBR on the gap between neighboring blanket modules in the DEMO reactor”, Plasma Sci. Technol. 15-2, (2013) 171-174.

・Y. Someya et al., “Estimation of decay heat in fusion DEMO reactor”, Plasma and Fusion Research 7 (2012), 2405066.

受賞歴・表彰歴／特許等

・第29回プラズマ・核融合学会「若手学会発表賞」（2012）

・第11回日本原子力学会「核融合工学部会奨励賞」(2014)

・第19回プラズマ･核融合学会「学術奨励賞」(2014)

・第10回核融合エネルギーフォーラム「吉川允二核融合エネルギー奨励賞」(2016)

コメント（趣味等）

ジグソーパズル、バスケットボール、スノーボード
QST

德永晋介
物理設計グループメンバー

德永晋介TOKUNAGA, Shinsuke

所属

量子科学技術研究開発機構量子エネルギー研究開発部門六ヶ所研究所核融合炉システム研究開発部ＢＡ計画調整グループ

専門分野

プラズマ物理、炉システム設計

趣味

農道迷子、サッカー、ボトルアクアリウム、ひとのマウスの裏に付箋を貼る

主要論文

核融合原型炉関連

・S. Tokunaga et al., “Multi-scale transport simulation of toroidal momentum source profile effect on internal transport barrier collapse”, Nucl. Fusion 49, 075023 (2009)

・S. Tokunaga et al., “A statistical analysis of avalanching heat transport in stationary enhanced core confinement regimes”, Phys. Plasmas 19, 092303 (2012)

・S. Tokunaga et al., “Conceptual design study of pellet fueling system for DEMO”, Fusion Eng. Des., In Press, (2017)
QST

日渡良爾
日渡良爾HIWATARI, Ryoji

所属

量子科学技術研究開発機構量子エネルギー研究開発部門核融合炉システム研究開発部核融合炉システム研究グループ

専門分野

核融合炉システム設計、炉心プラズマ設計、次世代エネルギー技術評価

主要論文

核融合炉システム設計

・R. Hiwatari, Y. Asaoka, K. Okano, T. Yoshida and K.Tomabechi,　“Generation of Net Electric Power under the Foreseeable Physical and Engineering conditions”, Nuclear Fusion Vol.44, 2004, p106-116

・R.Hiwatari, K.Okano, Y.Asaoka, K. Shinya, and Y.Ogawa, “Demonstration tokamak fusion power plant for early realization of net electric power generation”, Nucl. Fusion Vol.45 No.2, 2005, p96-109.

・R.Hiwatari, K.Okano, Y.Asaoka, K.Tokimatsu, S.Konishi, Y.Ogawa, “Forthcoming Break-Even Conditions of Tokamak Plasma Performance for Fusion Energy Development” Journal of Plasma and Fusion Research Vol.81, No.11, 2005, p903-916

・R. Hiwatari, K. Okano, Y. Asaoka and Y. Ogawa, “Analysis of critical development issues towards advanced tokamak power plant CREST”, Nucl. Fusion Vol. 47, No.5, 2007, p387-394

・R.Hiwatari, K.Okano, Y.Ogawa, “Commissioning Scenario Without Initial Tritium Inventory for a Demonstration Reactor Demo-CREST”, Fusion Science and Technology 60, 2011, p1092-1095

炉心プラズマ設計

・R. Hiwatari, K. Okano, M. Ishida, K. Maeki, A. Hatayama, Y. Ogawa and M. Nakamura, “A control method of divertor plasma start-up assisted by tritium-ratio control for Demo-CREST”, Fusion Engineering and Design 86, 2011, p1099–1102

・R.Hiwatari, A.Hatayama, and T.Takizuka. “Effect of SOL Decay Length on Modeling of Divertor Detachment by Using Simple Core-SOL-Divertor Model”, Contrib. Plasma Phys. 48, 2008, p174-178
QST

本間裕貴
本間裕貴HOMMA, Yuki

所属

量子科学技術研究開発機構量子エネルギー研究開発部門核融合炉システム研究開発部ＢＡ計画調整グループ

専門分野

プラズマ中の不純物輸送、モンテカルロ（MC）シミュレーション、SOLダイバータプラズマ輸送、ダイバータ損耗研究、プラズマ物理

主要論文

不純物輸送&MCシミュレーション

・Y. Homma et al., “Kinetic modelling for neoclassical transport of high-Z impurity particles using a binary collision method”, Nuclear Fusion 56, 036009 (2016).

・Y. Homma et al., “Numerical modeling of the thermal force for the kinetic test-ion transport simulation based on the Fokker-Planck collision operator”, Contributions to Plasma Physics 54, No. 4-6, 394-398 (2014).

・Y. Homma et al., “Numerical modeling of the thermal force in a plasma for test-ion transport simulation based on a Monte Carlo Binary Collision Model (II) -- Thermal forces due to temperature gradients parallel and perpendicular to the magnetic field --”, Journal of Computational Physics, 250, 206-223 (2013).

・Y. Homma et al., “Numerical modeling of thermal force in a plasma for test-ion transport simulation based on Monte Carlo Binary Collision Model”, Journal of Computational Physics, 231, 3211-3227 (2012).

ダイバータ損耗研究

• Y. Homma et al., “Numerical analysis of tungsten erosion and deposition processes under a DEMO divertor plasma and geometry”, Nuclear Materials and Energy https://doi.org/10.1016/j.nme.2017.05.003 )
QST

三善悠矢
三善悠矢MIYOSHI, Yuya

所属

量子科学技術研究開発機構　ブランケット研究開発部ブランケット工学研究グループ

専門分野

核融合炉第一壁熱負荷、核融合炉プラント設備、核融合炉心制御、核融合炉設計

主要論文

核融合炉第一壁熱負荷

核融合炉第一壁熱負荷

核融合原型炉関連

核融合炉第一壁熱負荷
・Y. Miyoshi et al., “New model of plasma heat load on the first wall”, Fusion Eng. Design xxx (2017). https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2017.04.068

核融合炉プラント設備
・Y. Miyoshi et al., “Optimized cooling water system design of Japan's DEMO”, Fusion Eng. Design (2017). (under submission)

核融合炉心制御
・Y. Miyoshi Y. Ogawa, “Multi-Input Multi-Output (MIMO) Control System with a State Equation for Fusion Reactors”, Plasma Fusion Res. 9, 1405015 (2014).

・Y. Miyoshi et al., “Research on Burn Control of Core Plasma with the Transport Code”, Plasma Fusion Res. 7, 2405135 (2012).

核融合炉設計
・Y. Miyoshi et al., “Optimization of the Poloidal Field Coil System by Using an Integrated Design Code for Tokamak Fusion Reactors”, JPFR-S. 9, pp. 186-189, (2010).