@misc{oai:repo.qst.go.jp:00067029,
 author = {日渡, 良爾 and 朝倉, 伸幸 and 宇藤, 裕康 and 三善, 悠矢 and 徳永, 晋介 and 本間, 裕貴 and 染谷, 洋二 and 坂本, 宜照 and 飛田, 健次 and 日渡 良爾 and 朝倉 伸幸 and 宇藤 裕康 and 三善 悠矢 and 徳永 晋介 and 本間 裕貴 and 染谷 洋二 and 坂本 宜照 and 飛田 健次},
 month = {Dec},
 note = {原型炉では，数十万kW を超える定常かつ安定した電気出力、実用に供し得る稼働率、燃料の自己充足性を満足する総合的なトリチウム増殖のミッションを達成する必要がある．本論文では，ITERをはじめとする信頼性の高い物理・炉工学技術に基づいて，“段階的な開発・運転手法”を用いた原型炉概念を構築し，実験炉ITER成果と原型炉ミッションの橋渡手法を提案する．現在の原型炉概念の設計パラメータとしては，試運転時の数時間のパルス運転を可能とし，かつ，ダイバータ熱負荷(定常熱負荷10MW/m2)制御を可能とする設計指針から主半径8m級ならびに核融合出力1.5-2.0GWを提案している[1,2]．
はじめに，ITERの炉心条件に近い状態から段階的な炉心プラズマの立上げシナリオを新たに開発した．本シナリオでは，トリチウム密度比を制御し核融合出力を制御することで，初期のパルス運転時にはITERの標準運転とほぼ等しい核融合出力500MW，規格化ベータ値2.0から運転を開始し，トリチウム密度比を徐々に増加させることで，核融合出力ならびにプラズマ性能を段階的に向上させ，最終的な定格運転である定常プラズマで核融合出力約1.5GW，規格化ベータ値3.4に到達できることを示した．その際の物理課題としては，閉込め改善係数HH=1.3，密度上限比fnGW=1.2が必要でJT60SAやITERでの開発が望まれる．
TFコイルについては，ITERのラディアルプレート方式を適用するものの，極低温構造材の設計耐力をITERの1000MPaから1200MPaに一段階向上させる概念を基本概念としている．これにより核融合出力1.5-2.0GWに必要な軸上磁場約6Tを可能とするTFコイル概念を提示した．
次に，ダイバータ工学に関しては，ITERのダイバータ技術を適用し，タングステンモノブロックと銅合金冷却配管による冷却ユニットを採用し，定常熱負荷10MW/m2の除熱を可能とする概念を提案した．ただし，ITERと原型炉では稼働率が大きくなるため，中性子壁負荷の大きい部分への銅合金配管(弾き出し損傷で数dpaが運用上限)の適用は難しい．そこでITERのダイバータとは異なり，バッフル/ドーム領域では，耐中性子性の高い低放射化フェライト鋼(F82H)配管系を適用し，ダイバータ（主に銅合金配管のターゲット部分）の運用期間を年オーダーとする原型炉ダイバータの基本概念を提示した．
また，原型炉のミッションである実用に供しうる稼働率実証のために，炉心プラズマからの放射損失を増加させダイバータ熱負荷5MW/m2以下とすることで，全てF82H配管系とすることを可能とし，ダイバータの運用期間をブランケットと同程度数年オーダーとする原型炉運転計画を策定した．
ブランケットについては，ITER-TBMと同様にin-box LOCAを想定したPWR加圧水に対するブランケット筐体耐圧性確保を基本として，HIP技術を適用することで，ハニカム構造をもつブランケット筐体を提案する．これにより増殖増倍材充填領域が最大化でき，BA活動の成果である増殖材リチウムタイタネイトと増倍材ベリライドにてTBR≧1.05を満たす概念を目指す．, 第31回プラズマ・核融合学会年会},
 title = {Stepwise Development of Japan’s DEMO Concept Based on Fusion-related Feasible Technology},
 year = {2018}
}