高温の炉心プラズマから閉じ込め領域外に流出したプラズマは磁力線に沿って移動しダイバータ熱負荷になりますが、一部のプラズマは外側への拡散により第一壁への熱負荷になります。第一壁に使用される低放射化フェライト綱は強磁性体であるため、磁力線構造の変形により熱負荷が影響を受ける可能性があります。
そこで、磁力線トレースに基づく第一壁熱負荷コードに磁性体効果を追加しました。直方体の増殖ブランケットモジュールを並べた単純な場合には、熱負荷が数倍になることが分かりました。今後、熱負荷を低減させるための第一壁形状の検討を進める予定です。

中国科学院プラズマ物理研究所(ASIPP)の招請を受け、CFETR設計統合年会（9/24-27,黄山大学にて開催）に参加し日本の原型炉開発について講演を行った。核融合炉工学に関する国際シンポジウムISFNT（ブダペスト）と同時期の開催であったが、中国内の研究所、大学、メーカー等から約900名の参加があり、1)全体設計・工学設計、2)物理設計、3)核設計・安全性、4)補機システム、5)データベースの５分野について熱心な討論が繰り広げられた。CFETR工学設計のために1000億円規模の予算が確保され（ITER予算とは別枠）、向こう56ヵ月で工学設計の完了とR&D施設の整備を進める計画。既にASIPPから1.5kmの場所に40ヘクタールのR&D用地が確保され、超伝導、ダイバータ、遠隔保守等の施設と試験機器の整備を行う。核融合は学生に特に人気の高い分野とのことで、参加者の過半数は核融合を勉強中の学生であった。中国科学院・院士（科学アカデミー委員）の李建剛(JiangangLi)氏は「今年は建国70周年。2050年には建国100周年の祝賀イベントとしてCFETRでの核融合発電を成功させよう」と力強いメッセージを述べた。（QST飛田健次記）

真空容器の内側には増殖ブランケットモジュールがダイバータ領域を除くほぼ全面に設置され、そのプラズマ対向面側は第一壁と呼ばれ右図に示すように冷却水(15.5MPa,300℃)が流れています。増殖ブランケットモジュールは上下方向にマニホールド管で接続しており、プラズマディスラプション等に起因して、この冷却水が噴出すると真空容器が加圧されてしまいます。そのため、NBIポートを通してサプレッションチェンバに圧力を逃して緩和します。このような事象を熱水力過渡解析コードにより分析しました。その際、増殖ブランケットモジュールとマニホールド管の接続など、冷却管の流路を詳細にモデル化しました。その結果、破断箇所が外側赤道面周長の80%以下であれば、真空容器の最大到達圧力は設計許容圧力(0.5MPa)以下になることが分かりました。また、冷却管のピッチ幅を現状値11mmから18mmに拡げることで仮に全周破断しても設計許容圧力以下になることが分かりました。今後、ピッチ幅を変更した場合の除熱特性やトリチウム生産等への影響を評価して設計の最適化を進めます。

標記のシンポジウムが9月23-27日にハンガリーの首都ブダペストで開催されました。500名以上の参加者のうち日本から約80名と最も多く、日本のアクティビティの高さが分かります。また、各国の原型炉R&Dに向けた実験装置の建設が現実味を増してきています。例えば、中国のCFETR、イタリアのDTT等が挙げられ、DTTはダイバータ試験を主目的とした超伝導トカマク装置であり2025年に初プラズマを計画しています。中性子源では日本(A-FNS)や欧州(IFMIF-DONES)の他、中国では直線型中性子源計画についてロシアと協定を締結したそうです。さらに、各国でプラズマ材料照射試験装置の計画が進行中していました。次回の同シンポジウムは中国の合肥で開催されます。（写真は染谷氏の講演）

9月17日、標記の会合を開催し32名が出席しました。原子炉施設でのトリチウム放出管理目標値の設定手順の例について情報を共有し、原型炉での放出管理の考え方について議論しました。また、過去に原研がトリチウムをカナダから輸送した際の貴重な経験を紹介頂き、原型炉のトリチウム確保における課題について議論しました。なかなかレアな情報が共有されたこともあり、全体を通して活発な議論が行われました。

増殖ブランケットには、化学的に安定な中性子増倍材であるベリライドとトリチウム増殖材の混合ペブルを充填します。ベリライドとしてBe12Ti、Be12V、Be13Zrの開発が進められており、これら３種類のベリライドによるトリチウム増殖比(TBR)と放射化特性を評価しました。TBRについては僅かな差ですがBe12Vで最も高い値が得られることが分かりました（右図）。これは、TiはVやZrに比べてトリチウム生産に寄与する熱中性子の吸収断面積が高いこと、ZrはVやTiに比べて中性子増倍に寄与する高エネルギー中性子の非弾性散乱断面積が高いためと考えられます。放射化特性については、ほぼ同じ放射能レベルに２年程度で減衰することが分かりました。ブランケットはホットセルで6年程度保管するため、ベリライドの放射化は問題になりません。今後は、コストや大量生産も念頭に増殖ブランケットに充填するベリライドの検討を進めます。

8月1日、第11回原型炉開発戦略会合を開催し、文部科学省の原型炉開発総合戦略タスクフォース委員8名がQST六ヶ所研を訪問しました。会合では、原型炉に向けた六ヶ所研の取り組み状況として、特別チームを中心とした原型炉概念設計活動、炉工学R&D活動、BA活動のIFMIF/EVEADA事業や強力中性子源(A-FNS)、IFERC事業のITER遠隔実験や理論シミュレーション等の活動状況と今後の展望について報告、意見交換を行いました。また、六ヶ所研の各研究施設の見学も行われました。

8月30日、共同研究「原型炉における熱・粒子制御に関する物理課題の検討とモデル化（研究代表者：田中宏彦（名古屋大）」の会合を慶應義塾大学日吉キャンパスで開催しました。会合には20名程度の共同研究者が集い、約半数は学生さん！で若々しい会合でした。ダイバータ非接触プラズマにおける光吸収過程の影響やモデリング・コード開発を中心に議論されました。学生さんの発表に対しても活発な議論が展開され、共同研究を通して将来の人材育成に繋がっていることを実感できる会合でした。

7月11-12日、QST六ヶ所研にて第10回全体会合を開催しました。50名以上（産業界14名、大学等19名、QST~20名）に参加頂きました。核融合科学技術委員会主査の小川雄一先生と原型炉開発総合戦略タスクフォース主査の岡野邦彦先生にも参加頂き、中間C&Rに向けた特別チームの取組方針、報告書の目次案、設計根拠集、WBS再構築について議論しました。また、各設計グループ報告に加え、共同研究の成果・計画について研究代表者の方々にご報告頂きました。今回、2日間にわたる宇藤裕康氏の名司会ぶりが好評でした。

増殖ブランケットの増殖エリアにはトリチウム増殖材（Φ0.2mm）と中性子増倍材（Φ2mm）のペブルを混合充填（充填率~80%）し、そこで生産したトリチウムはHeパージガスを介して回収します。現在、パージガスをどの位置からどの程度の流速で導入することで、トリチウム分圧や圧力損失がどのようになるか流動解析を行っています。ハニカム型ブランケットの1区画に3本のパージガス管を設置し第一壁側からパージガスを流速20m/s で導入した場合、出口でのトリチウム濃度は1.4Paですが、圧力損失が60kPaまで増大するため、流入口の数を増やす等の対策を検討しています。

7月26日、第3回共同研究調整サブグループ会合を開催しました。サブグループの役割は、QSTとNIFSで実施している原型炉研究開発に係わる共同研究の公募テーマの調整を行うことです。今回の会合では、令和2年度の新規公募テーマについて議論しました。NIFSからは課題指定型の公募テーマについて、QSTから炉設計／構造材料／理論シミュレーションの各分野のプロジェクトオフィサーから新規公募テーマ案が説明され、議論を行いました。共同研究の公募は12月を予定しています。また、今年度に実施した共同研究については、来年の夏頃にQST/NIFS合同成果報告会を開催する予定で、その議事次第なども協議しました。

超伝導コイルの製作･設置の誤差により生じた誤差磁場は、補正コイルを用いて許容値内に収まるようにする必要があります。原型炉では、大口径の保守用ポートや加熱機器用ポートと干渉しないように設 置した上で、要求誤差磁場値0.1mT以下にします。今回、補正コイルをポロイダル方向に3分割(上部、水平部、下部)、トロイダル方向に６分割(トロイダル方向の補正コイル本数)とした場合の検討を行いま した。今回の検討で、トロイダル方向に6分割した補正コイルに対し、トロイダル長さが均一の場合とTFコイルに沿わせて不均一となる場合(TFコイルが16本に対して、補正コイルがトロイダル方向に6分 割のため)において、誤差磁場補正に必要な電流値に大きな違いがないことが分かり、要求誤差磁場値の達成に必要な補正コイル電流値もITERの補正コイルと同程度で良いことが示されました。

核融合科学技術委員会の第17回会合が5月15日に開催され、今期の委員会にて「第一回中間C&Rについて」が議論される予定です。また、原型炉開発総合戦略タスクフォースの第18回会合が6月６日に開催され、特別チームのH30年度活動報告・令和元年度活動計画が報告されました。今期のタスクフォースでは、主にアクションプランの進捗管理、国内機関の取組に関する検討（特別チーム活動、大学等の連携）が実施されます。 詳細は、文部科学省のホームページ（研究計画・評価分科会）を参照下さい（配付資料、議事録が公開されます）。 http://www.mext.go.jp/b_menu/shingi/gijyutu/gijyutu2/index.html

日本の原型炉概念設計は特別チームを中心に推進していますが、その他に幅広いアプローチ(BA)活動の下で実施中の原型炉設計活動があり、2011年から日欧共通の設計課題について日欧共同作業を 実施しています。6月4-7日に第33回タスク会合がドイツのマックスプランクプラズマ物理研究所内に設置されたEUROfusionオフィスで開催されました。今回は、冷却水放射化の評価・対策や超伝導コイル設計基準、等のワーキングセッションに加えて、今年度末までにまとめる予定の最終報告書の内容について協議されました。

原型炉のブランケットやダイバータからタービンまでの冷却配管およびNBIのCAD配置図を作成しました。ブランケットモジュールから出発した冷却水は、バックプレート背面に設置したマニホールド管で合流し、トカマク上部に配置したリングヘッダーを介して中間熱交換器に輸送され、発電系に熱を伝えてブランケットモジュールに戻されます。今後、中性子による冷却水の放射化(16N,17N生成)によって生体遮蔽の外側に配置する遮断弁等の補機類への線量率を低減するための対策を検討する予定です。

Nb3Sn導体を用いた従来型CSコイルに対し、磁場が増加するコイル内側に高磁場下でも高い電流密度が得られるNb3Al線材や高温超伝導線材の導体を巻く「ハイブリッド型CS」を用いた場合の供給磁束の増大効果を評価しました。原型炉は定常運転であるため、繰り返し荷重による許容応力値の減少をITERよりも抑制できると仮定すると、最大で約30%の供給磁束の増加を見込めることが分かりました。今後は、ハイブリッド型CSコイルの技術的実現性を検証するため、交流損失等を考慮した導体設計、プラズマ運転を考慮した各コイルユニットの成立性の確認などを行う予定です。

5/28（火）に原型炉パラメータ検討WGの第２回会合をQST那珂核融合研究所で開催しました。JT-60SAチームの専門家にも参加頂き、高ベータプラズマ安定化およびELM制御に関する検討班の設置と今後の活動内容案について協議しました。また、建設が着々と進んでいるJT-60SA装置を見学させて頂きました。（参加者28名）