ITER及びトカマク炉における中性粒子ビーム装置

Neutral beam injectors for ITER and tokamak fusion reactors

井上 多加志

Inoue, Takashi

核融合炉用加熱電流駆動装置に対する物理要求を満足するべく設計された、ITER NBシステムの工学設計の概要を紹介する。本稿では加熱・電流駆動にかかわる重要な設計項目であるITERプラズマに対するNB入射装置のレイアウトについて概説する。特にNB周辺電流駆動によって電流分布を制御し、高性能かつ定常化を目指す先進プラズマ運転について、ITER NB設計でどこまでフレキシビリティを確保できるか、という観点から筆者らが解析を行った結果を紹介する。またITERをターゲットとして進められている、負イオン源と加速器の開発の現状について報告し、将来のトカマク原型炉・実証炉設計において描かれているNBの実現性についても言及する。

Neutral beam (NB) heating and current drivesystem for ITER fires the energetic particle beams of 1 MeV, 33 MW (16.5 MW/NB injector) into the fusion plasma. The design allows late installation of third NB injector for upgrade in current drive experiment toward steady state operation. The ITER NB system has been designed to fulfill requirements of the plasma physics, including advanced scenario achieved with off-axis current drive by NB. A design overview of the ITER NB system is described. The paper also reports recent R&D status of ion source and accelerator, as key components of the NB system, toward ITER construction. NB heating and current drive performance required in future tokamak reactors are discussed together with the necessary R&D issues.