資料4-2　アクションプラン項目別記載案（炉心プラズマ）

6. 炉心プラズマ

プラズマ設計（特別チーム）（15-19）
特別チームの物理設計グループでの検討を反映してJT-60SAやITERでのターゲットとなるプラズマパラメータを設定。概念設計、工学設計における炉心プラズマの設計は、炉設計の項目にて記載。

原型炉物理DB（特別チーム）（15-35）
原型炉設計に利用可能なデータベースを2019年までに構築する。その後、JT-60SA、ITER、海外装置等の実験データを基に改訂し、概念設計、工学設計へ最新成果を反映する。

JT-60SA（JAEA、NIFS、大学）（15-35）
2019年ファーストプラズマ予定。ファーストプラズマまでは、他装置での最新の成果を取り入れつつJT-60SAリサーチプランを改訂。2015年2月に完成した最新のJT-60SAリサーチプランVer.3.2（共著者数 365名：日本157名【原子力機構83名、国内大学等15研究機関74名】　欧州203名【12カ国、26研究機関】　プロジェクトチーム5名）に記載の下表に示すように、フェーズ毎に段階的に実験を実施。Initial Research Phase：phase I（19-20を想定）では、機器の健全性チェック、超伝導コイルによるプラズマ制御手法の確立を実施。phase II（21-22を想定）では、加熱プラズマの基本特性解明のための実験を実施。ディスラプション制御やELM制御の確立は同phaseで実施。Integrated Research Phase：phase I（23-25を想定）では、プラズマ高性能化実験を実施。Phase II（25-26を想定）では、高性能プラズマの長時間化や総合性能達成を実施。Extended Research Phase（27以降を想定）では、タングステンダイバータへの交換を想定し、同ダイバータでのプラズマ特性解明実験やプラズマ高性能化実験を実施。その後、タングステンダイバータでの高性能プラズマの長時間化や総合性能達成を実施。

LHD、ヘリオトロンJ（NIFS、京大）（15-27）
トーラス系物理の理解を通して、トカマクプラズマの高性能化に貢献。また、粒子制御技術については、共通するところがあり直接的な貢献が期待できる。

タングステンダイバータ（筑波大、九大）（17-27）
タングステン（W）材のプラズマ壁相互作用（PWI）の基礎データを取得するため、GAMMA10を用いたダイバータ模擬実験やQUESTでのPWI研究などを実施。タングステンダイバータに関する基礎データを蓄積し、長時間特性での課題を明確化。課題については、ITERやJT-60SA、海外装置等の実験で炉心プラズマへの影響を調べるとともに、影響の最小化を図る。

ITER（ITER機構【全日本を想定】）（20-35）
スケジュールについては、現在見直しが行われているところであるが、2020年ファーストプラズマ、2027年DT運転開始を前提に記載。ITER Research Planを基に記載。H/He Operation C1（23-24を想定）では、プラズマ制御手法確立を実施。C2（24-26を想定）では、加熱プラズマの基本特性解明のための実験を実施。ディスラプション制御やELM制御の確立はC2で実施。DT Operation（27-28を想定）でQ=10の短パルスを達成。DT Operation（29-30を想定）でQ=10の長パルスを達成。DT Operation（30-35を想定）でQ=5以上の非誘導定常運転を実現。ITERへの実験参加については、全日本的に取り組む必要があり、そのための組織・体制作り、並びに国際的にITERでの研究開発を主導できる人材育成が重要。