特集 核融合実験炉ITER 建設最前線
計測装置の開発と調達の現状
はじめに
ITERは多様なプラズマ計測装置とさまざまな方式のプラズマ加熱機器を擁して、核燃焼プラズマの物理と先進的実時間制御によるプラズマ長時間維持を探求できる、最後の機会となる装置である。ITERの機器開発と実運転で得られる知見を踏まえ、核融合炉開発の次ステップである原型炉に実装可能かつ運転に必要となる計測装置を選定することになる。
ITER計測装置は、「トカマク装置の保護」、「基本的なプラズマ制御」、「先進的なプラズマ制御」、「プラズマの特性評価と物理研究」を目的とし、77の計測システムが設置され103のパラメータを測定する。ITER計測装置は、トカマク建屋内にトーラスを取り囲む形で、上部ポート、水平ポートおよび下部ポートに対応する3階層に設置される。
プラズマを見込む計測器は、中性子遮蔽機能を有するとともに真空およびトリチウム境界を構成するポートプラグに組み込まれる。真空窓と生体遮蔽の間のインタースペースには中間計測機器が設置される。生体遮蔽の外側のポートセルには計装制御機器や検出器が設置される。
ITER計測装置は、プラズマによる輻射熱、ディスラプション（大局的不安定性によりトカマクプラズマがその熱と磁気エネルギーを短時間に放出する現象）による電磁力と振動、電磁ノイズ、機器への放射線影響、核発熱などの負荷に対して健全性を維持するだけではなく、原子力安全の観点から、放射線遮蔽と停止後線量率、事故時のトリチウム閉じ込め境界の維持、原子力規格に基づく構造設計などに関して多岐に渡る厳しい要求を満足しなければならない。従来のプラズマ実験装置における計測器開発とはまったく異なる、初めての原子力機器としての計測装置の開発であり、原型炉を見据え、日本がITER計画に参画し調達を担当する大きな意義がそこにある。
本章では、日本が調達する5つのプラズマ計測装置と下部ポート統合機器（1）の開発の現状を報告する。
マイクロフィッションチェンバー（MFC）
マイクロフィッションチェンバー（MFC: Micro Fission Chamber）は、小型の核分裂計数管検出器を真空容器の中に設置して、プラズマからの中性子発生量を測定する計測装置である（2）。検出器は、ブランケットモジュールと真空容器の間の空間にトロイダル方向2箇所、ポロイダル方向上下2箇所の計4箇所に設置される。真空容器内に設置された検出器の信号は、検出器から上部ポートの真空導入端子までは、粉末状及び繊維状の二酸化ケイ素を絶縁材とし内皮にアルゴンガスを封入した2重絶縁構造の3重同軸MI（Mineral Insulated）ケーブルで伝送される（図1）。
開発において、プラズマ加熱用電子サイクロトロン加熱に用いられるマイクロ波の一部がMIケーブルを過熱し、損傷を招くことが大きな課題であることが判明した。これを克服するため、マイクロ波の過熱を低減できる銅めっきを信号ケーブル表面全長にわたって、精度よく均一に薄膜（5ミクロン±1ミクロン）めっきする技術を開発（特許第6893001号）し、銅を薄膜にめっきすることで増大する電磁力の影響も同時に抑えることで、ITER運転中の健全性を示すことに成功した（3）。これにより、真空容器に設置する信号ケーブル等の機器の最終設計レビューおよび製作設計レビューを経て実機を製作し、2022年7月にITER機構へ空輸による初の実機の輸送を実現した。現在は、検出器、真空導入端子、および真空容器外機器の詳細設計を進めている。
図1 MFCの機器構成概略図
周辺トムソン散乱計測装置（ETS）
周辺トムソン散乱計測装置（ETS: Edge Thomson Scattering）は、水平ポート#10に設置され、プラズマ小半径r/a=0.85-1のペデスタル領域及びプラズマ表面より外側のスクレイプオフ層における電子の温度と密度を位置分解能5mm、時間分解能10msで計測する。トムソン散乱計測は、レーザー光の電子による散乱スペクトルの計測であり、散乱断面積が非常に小さいため、プラズマへの大強度（パルスエネルギー5J、パルス幅4ns程度）のYAGレーザー（λ=1064nm）光の入射、迷光の最小化、および大口径の光学系による散乱光の集光が必須である（4）（図2）。
図2 ETSの機器配置
ポートプラグ内に設置される先端部光学系は中性子遮蔽のための迷路構造を形成する合計6枚の曲面ミラーと平面ミラーで構成されるミラー光学系である。大口径の光学系を必要とするトムソン散乱計測では特に設計条件が厳しくなる。とりわけ、プラズマ運転時に発生し真空容器側から飛来した不純物がプラズマに対面する第一ミラー M1に堆積することによる反射率低下を避ける必要がある。運転停止時には、ガス駆動方式のシャッターにより光路を塞いでM1が保護される。M1とそれに近接して設置されるM2には、トカマク運転休止時などに真空容器内にヘリウム等のガスを封入し、ミラーを電極として生成した容量結合プラズマによって表面に堆積した不純物を叩き出すミラークリーニング機構が備わる。さらに、M1及びM2は水冷する必要がある。M6までのミラーは計測遮蔽体（Diagnostic Shield Module）に固定される。
集光された信号は、真空窓を経てインタースペースで光 ファイバー束端面に集光され、計測室のポリクロメータで分光計測される。光学系の視野に光源を設置して行う標準的な較正の機会は初期組立のみでしか行えないため、メンテナンス時にシャッターの裏面に較正用の光を照射して集光光学機器と分光光学機器の較正を行う。加えて、ルビーレーザー（λ=694.3nm）をYAGレーザーと同軸に入射して、ショット中にスペクトルチャンネル間の較正を行う。
ETSの構成機器は、最も過酷な負荷にさらされるビームダンプを最優先に、次いで計測遮蔽体内機器、トカマク建屋内機器、計測建屋内機器の順に設計と開発を進めている。ビームダンプは、プラズマ中に入射したレーザービームを吸収するための機器で、プラズマに対向するブランケットにボルト止めで据え付けるビームダンプへの熱負荷は、主に即発ガンマ線による体積発熱が約5 MW/m3、プラズマからのX線等輻射による表面熱負荷が約0.12 MW/m2、プラズマからの電子サイクロトロン波放射及び入射レーザービームがビームダンプ内部で多重反射することによる熱負荷が各々定常約400 W、時間平均400 W（瞬間値1×109 W、パルス長4 nsが1秒間に100回繰返し）があり、ビームダンプ内部の熱負荷は幅50 mm 奥行70 mm 厚さ0.5 mmの薄板41枚の両面に分散して吸収する。ビームダンプは計2.4kW程度の熱負荷にさらされるが、占有空間が60×115×77mmと狭く、直接の水冷ができない。そのため、ビームダンプの材料を加工性の高い高融点金属である酸化ランタン添加モリブデン合金（アライドマテリアル社製TEM相当）で作るとともに、ビーム照射面以外に高放射率セラミックを溶射することによる効率的な輻射と、ブランケットへの接触熱伝達により冷却する。さらに、ビーム照射面でレーザービームによる熱負荷が集中しないように形状を最適化した（5）。これらの工夫によって、ビームダンプの最大温度を1000℃程度に抑え、構造健全性を担保することができた。
ポロイダル偏光計（PoPola）
トカマクプラズマの電磁流体力学的安定性や閉じ込め性能といった先進的プラズマ実時間制御にはプラズマ内部の安全係数q （トーラスに沿った磁力線の捻じれのピッチに相当）分布の同定が重要である。ポロイダル偏光計とモーショナル・シュタルク効果計測（米国）により得られるプラズマ内部磁場分布の情報とプラズマ平衡条件（Grad-Shafranov方程式）からプラズマ内の電流分布を同定でき、さらにq分布を得ることが可能である。プラズマ物理研究の観点からはq分布には10%の精度が求められる。
ポロイダル偏光計（PoPola: Poloidal Polarimeter）（図3）では、上部ポート#10及び水平ポート#10から、10視線の遠赤外レーザー光をプラズマに入射し、第一壁に埋め込まれた回帰反射鏡で反射して戻って来たレーザー光の偏光状態を計測し、トモグラフィーの原理で磁場分布を再構築しq分布を求める（6）。
図3 PoPolaの機器配置
偏光計測用のレーザーは、プラズマによる偏光状態の変 化が大きいこと、50ミクロン帯に比べ伝送路の水蒸気による吸収が小さいこと等から、実績が豊富な波長119μmの遠赤外レーザーの開発を進めている。
上部ポート階層の計測室に設置した2本の遠赤外レーザー装置から、それぞれ上部ポート測定用の4ビームと水平ポート測定用の6ビームに分岐される。各レーザービームは、伝送ミラー機器（ポートセル）、入射ミラー機器（インタースペース）、真空窓、先端ミラー機器 （ポートプラグ内）を経てプラズマ中に入射される。レーザービームはプラズマ第一壁に設置した回帰反射鏡で反射して逆の経路で計測室に戻る。レーザー光軸の調整は、遠赤外レーザーと同軸の可視あるいはCO2レーザー光を用い、ポートセルとインタースペースに設置した2枚の可動ミラー（M3,M6）及び真空窓外枠に設置した光軸調整用回帰反射鏡により、真空窓の中心にレーザー光を調整する。さらに、計測室に戻ってくるレーザー光の信号が最大になるようにM3とM6を調整することでレーザー光を回帰反射鏡の中心に入射する。
プラズマ入射前の偏光面をCotton-Mouton 効果が最大となるように調整し、検出器では偏光状態を表す方位角θと楕円率角εの絶対値を計測する。厳密解を用いることにより、安全係数の計測精度の向上に加え、ITERのような高温プラズマにおいて相対論効果による電子温度依存性を利用して電子温度分布の再構築が可能になり（7）、原型炉でも実装可能な計測としても期待できる計測手法である。
ダイバータ不純物モニター（DIM）
ダイバータ不純物モニター（DIM:Divertor Impurity Monitor）は、ダイバータプラズマ発光を計測し、プラズマ対向面材料であるBeやW等の不純物、燃料比（H,D,T）、イオン温度など種々のプラズマパラメータを評価して、装置保護を始め、プラズマ制御や物理研究に貢献する計測装置である。DIMは、上部ポート#1、水平ポート#1、下部ポート#2の3つのポートからプラズマを観測する。上部及び水平ポートには一式ずつ、下部ポートには三式という合計五式の光学システムを有する。各光学システムは、プラズマ光を真空容器内の光学系から真空窓を経由して真空容器外の光学系まで導いて光ファイバーへと結像し、その先の分光器で計測する（8）（9）。設計思想こそ共通だが計測視野や利用可能空間の寸法、各種インターフェイスが場所により異なるため、各光学システム固有の設計を行っている。
一例として、上部ポートの光学機器配置を図4に示す。真空容器内の先端部ミラーユニットは、4枚の金属ミラー、ガス駆動シャッター、ミラークリーニング機構、および冷却機構等から構成される。真空容器外のリレーミラーユニットは、光軸調整用のチルト機構とシフト機構を有する。結像光学系は、光をファイバーへと結像させるためにカセグレン望遠鏡と同様の構造となっている。
機械設計の境界条件の例として、上部ポート先端部ミラーユニットへの負荷について簡単に紹介する。熱条件としてはプラズマ輻射熱3kW/m2、核発熱（核融合反応で発生する中性子線由来）1MW/m3の入熱を70℃、4MPaの加圧水で冷却する。これらに加えて、ディスラプションによって生じる振動や地震では、最大40G程度の加速度負荷が先端部ミラーユニットの固定点に発生する。これらの負荷に耐久し、かつ計測性能を担保できる機器開発が行われている。
図4 DIM上部ポート光学システムの機器配置
ダイバータ赤外サーモグラフィ（IRTh）
ダイバータ赤外サーモグラフィ（IRTh: IR Thermography）は、ダイバータターゲット及びバッフルの一部の温度分布（200℃–3600℃）と熱流束分布（0.1MW/m2–5GW/m2）を測定する主要計測システムであり、ダイバータ上において3mmの空間分解能、最速20μsecの時間分解能で10%の精度で上記の物理量を計測することが求められている。ITERに搭載されるほかの類似計測装置に比べて高い空間、時間分解能を有することからディスラプション及び 周辺部局所不安定性の物理研究への貢献が期待さ れている。
IRThは、水平ポート#17からトロイダル左方向に外側ダイバータを見込む外側ダイバータ測定系と真下を見下ろす内側ダイバータ測定系の2つの独立した光学系を有する（図5）。それぞれの光学系は、ポートプラグ内に配置される先端部光学系、真空容器外のリレー光学系、ポートセル内の検出光学系から構成される。先端部光学系の開口部付近には、透過率較正用の光源としてのヒーターを内蔵した圧力駆動式シャッターが設置される。また、プラズマに近接する計4枚のミラーにはETS、DIMと同様にミラークリーニング機構が搭載される。光軸調整はリレー光学系の先端部に配置したステアリングミラーを用いて行う。リレー光学系によりポートセルに伝送された光束は、検出光学系内で分光系（プリズムにより1.5–4.5μmの範囲の波長を波長空間30点以上に分解）及び2色温度測定系（1.5–4.5μmの波長範囲を2つの分光フィルタにより分光し、2台の赤外線カメラで観測）に分岐される。
サーモグラフィによりダイバータターゲットの温度を高精度で計測する上ではターゲット材（タングステン）の放射率較正が非常に重要になる。特に、タングステンは1.5–4.5μmの波長での放射率が低く計測温度範囲での放射率の温度依存性が計測精度に与える影響を無視できないため、温度依存性の効果を補正する新たな放射率較正手法の開発を進めている（10）。また、200℃から3,600℃の広範囲にわたる温度を従来の2色温度計測で計測する場合、対象温度が高温になるにつれて計測精度が悪化するため、3,600℃付近の高温領域で10%の温度計測精度の要求を実現することが困難であるという問題の克服のために、2色温度計測の原理を拡張した新たな温度計測手法（2重2波長法）を開発した。開発した手法では、従来の2色温度計測の単色の分光フィルタ1枚をデュアルバンドパスフィルタに入れ替えるだけのシンプルな改良により、3台の赤外線カメラを使う3波長の計測と同等の温度計測精度が得られ、従来の2色温度計測から期待される温度計測精度を55%以上から10%以下へと6倍近く向上させることに成功した（11）。現在は2025年に予定する最終設計レビューに向けた機械・光学設計、各種R&Dを進めている。
図5 IRThの機器配置
下部ポート合機器（LP2）
一つの計測用ポートには、最大で三つのITER 参加極が調達する7種類の計測装置が組込まれる。そのため、ポートプラグ（下部ポートでは計測支持構造体）、インタースペース、ポートセルにおける各計測装置および他設備との空間取合い、機械設計、遮蔽設計などのポート統合設計は、原則としてそのポートで主要な計測装置を調達する参加極がポートマスターとして担当する。日本は、下部ポート#2のポートマスターとして、日本が調達するDIMの統合設計を行うことになっており、DIMの機能を維持するために、計測支持構造体に対して+/−1mm以下の設置位置の再現性が要求されている。この設置位置再現性の要求を満たすために下部ポート内に計測支持構造体を固定する機構が必要となる。2022年度から設計と試作試験を行い、要求を満たす固定機構を開発した（12）（13）（図6）。支持点を曲面とし、板（高さ1.5m、幅0.7m、厚さ0.1m）の曲げ反力を利用して固定することを特徴としている。
また、この固定機構の設計が計測支持構造体全体の設計を決めるため、計測支持構造体の設計を進め、最終設計レビューに向けた準備が整いつつある。同様に下部ポート#8および#14を調達するロシア、ITER機構も固定機構および計測支持構造体の開発を行っていたが、スケジュールとコストの最適化を鑑みて、下部ポート#2の設計を共通の設計として使用することが決まった。
図6 開発した固定機構を有する下部ポート統合機器#2の計測支持構造体のCAD図と試作した支持点の写真
参考文献
（1） Y. Kawano et al., Proc. 24th IAEA Fusion Energy Conference, ITR/P5-35 （2012）.
（2） M. Ishikawa et al., Fusion. Eng. Des. 109, 1399 （2016）
（3） M. Ishikawa et al., Submitted to Fusion. Eng. Des.（2023）
（4） E. Yatsuka, T. Hatae, M. Bassan, T. Yamamoto, T. Shimada, K. Torimoto, K. Itami., Fusion. Eng. Des. 136, 1068 （2018）.
（5） E. Yatsuka, T. Hatae, M. Bassan, G. Vayakis, M. Walsh, K. Itami., Fusion. Eng. Des. 100, 461 （2015）.
（6） R. Imazawa, Y. Kawano, Y. Kusama., Nucl. Fusion 51, 113022 （2011）.
（7） R. Imazawa, Y. Kawano, T. Ono, K. Itami., Rev. Sci. Instum. 87, 013503 （2016）.
（8） H. Ogawa, T. Sugie, S. Kasai, A. Katsunuma, H. Hara, N.Takeyama, Y. Kusama, Yoshinori., Fusion Eng. Design. 83 （2008） 1405-1409.
（9） T. Oikawa, et al., “Preliminary Design of Divertor Visible Spectroscopy in ITER Radiation Environment”, Rengo kouenkai, Shiga, June （2018）.
（10） T. Ushiki, R. Imazawa, H. Murakami, K. Shimizu, T. Hatae., Fusion Engineering and Design, 168, 112665 （2021）
（11） T. Ushiki et al., Review of Scientific Instruments, 93, 084905 （2022）
（12） S. TANAKA, T. MARUYAMA, T. HATAE, K. IOKI., Fusion. Eng. Des. 193. 113808. （2023）.
（13） S. TANAKA, J. Kim, H. Shim, D. Nagy, K. Ioki., Fusion. Eng. Des. 200. 114194. （2024）.,
及川 聡洋
◎量子科学技術研究開発機構 ITERプロジェクト部 計測開発グループ
◎専門：核融合学、プラズマ物理、NBI加熱電流駆動
石川 正男（MFC技術責任者）
◎専門： 核融合工学、プラズマ計測、中性子計測
谷塚 英一（ETS技術責任者）
◎専門： 核融合工学、プラズマ計測、レーザー計測
今澤 良太（PoPola技術責任者）
◎専門： 核融合工学、プラズマ計測、偏光計測
野尻 訓平（DIM技術責任者）
◎専門： 核融合工学、プラズマ計測、分光計測
牛木 知彦（IRTh技術責任者）
◎専門： 核融合工学、プラズマ計測、赤外分光計測
田中 優（LP2技術責任者）
◎専門：核融合工学、放射線工学、機械工学
キーワード：特集 核融合実験炉ITER 建設最前線