事前アンケート

28.炉心プラズマや炉工学で特に役立つと思われる具体的な項目を列記下さい。

• 材料開発
• プラズマ輸送，MHD制御，高ベータ化，プラズマ・壁相互作用，ブランケット，炉材料開発，安全性，プラント構成
• 熱・粒子制御，燃焼制御
• 加熱装置の長時間運転　トリチウム取り扱い技術　ブランケット技術
• 輸送，不安定性
• プラズマ対向材料
• トリチウムの安全取扱い・管理技術
• MHD
• 閉じ込め改善，プラズマ対向材
• 閉じ込め改善，プラズマ対向機器
• トカマクの実験結果の再考や補完が可能な場合が多く，総合的理解に大いに役立つ。
• 構造材料，超伝導コイル，加熱機器
• プラズマから漏洩してくる粒子と第一壁との相互作用
• ブランケット，ダイバータ，改善閉じ込めの物理
• トカマクとヘリカルの違いはほとんどない
• 粒子エネルギー輸送，計測，加熱，制御技術，材料
• アルファ粒子輸送，加熱，計測，熱及び粒子制御，プラズマ対向材料，構造材料，超伝導コイル，遠隔操作，トリチウム取扱技術，ブランケット（増殖，発電），安全技術
• 巨大な磁気エネルギーを持つ超伝導マグネットの実証
• ブランケット，トリチウム技術，加熱技術
• PSI，耐放射線材料開発，遠隔保守技術
• ブランケット研究は閉じ込め方式に依存しないと思う
• 基本的なプラズマ物理のみは，共通する。
• バーニングプラズマの物理
• 加熱機器，プラズマ対向壁材料，超伝導コイルの開発，プラズマ乱流の解析・制御
• 設計統合，ブランケット，燃焼プラズマの理解，超伝導技術，計測，大型高精度機器の製造技術，燃料補給，加熱機器，プラズマ対向機器
• 学術的体系化が大切である。
• 燃焼プラズマの動特性
• トリチウム・ハンドリング，低放射化材料の開発，アルファ粒子加熱
• 材料の耐照射特性
• 閉じ込めスケーリングやダイバータ研究など
• 今の計画で特に役立つことはない。　関係の研究者に仕事を与えるという，炉心プラズマや炉工学以外の点で役立つであろう。
• トリチウム技術
• 熱・粒子制御
• 増殖増倍材料
• 核融合炉によるトリチウム生産実証
• プラズマから漏洩してくる粒子と第一壁との相互作用
• 超伝導技術，構造材料，ブランケット，トリチウム
• 構造設計，材料選択，シミュレーション技術
• ブランケット
• 耐放射線材料の開発，ブランケットシステムの開発
• 材料開発，トリチウム制御
• 燃焼プラズマ制御，機器の安定動作・低コスト化など
• 熱粒子制御
• ディスラプションの予測，自立性の高いプラズマの維持
• ダイバータ，高ベータ不安定性，灰の除去
• 超伝導技術　熱粒子制御技術
• プラズマ電流の影響が大きい領域での高温プラズマ物理，あるいはプラズマ電流の物理そのもの
• 少なくともこれまではトカマクが先に性能のよいプラズマを実現していたため，トカマクでの結果はほぼ全ての分野で何かしらの指針を与えてきたと考えられる。
• 炉工学に関しては全て。というか，役立たない領域が考えられない。
• 社会から見れば，コンクリートの建物（と出てきた電気とトリチウム）しか見えないという事実
• 炉工学に関しては，トカマク炉での熱流束技術がヘリカル炉でもある程度適用可能だと考えられる。
• プラズマ物理学の知見全般
• ブランケット，炉材料，トリチウム
• 構造材料，燃料（トリチウム）関連技術
• 輸送現象，超伝導コイル，材料
• 計測技術の開発，安全性および経済性の検討
• 安定性や輸送に関するプラズマ挙動の基本原理
• 核燃焼プラズマの物理，機器設計
• 材料開発
• 熱・粒子制御および炉工学技術全般
• プラズマの物理や，加熱手法に関してはヘリカルと共通の問題を持つことが可能であると予想される。
• 熱・粒子制御，不安定性，微視的乱流
• 輸送特性　加熱特性　プラズマ壁相互作用　プラズマ対向壁
• 輸送物理，加熱機器
• トーラス性に起因する現象は，他のトーラス型装置の知見に影響を与えうる．
• 熱・粒子制御
• 核燃焼制御プラズマ対向機器，トリチウム・安全技術
• マグネット，加熱装置などは共通部品，第一壁（含むダイバータ）は同一現象，閉じ込め，加熱にも共通物理は多々あると思われる。
• 溶接・検査・寸法管理などの製作技術，設計，安全確保の考え方
• 加熱装置，ブランケット，プラズマ対向機器，構造材料
• プラズマ計測・診断システム
• ブランケット技術，トリチウム燃料サイクル技術，材料技術
• プラズマ乱流，ダイバータ，加熱，超電導
• アルファ粒子の閉じ込め研究。