The feasibility of D-3He reactor plasma conditions in a tokamak of the NET/INTOR class is investigated. It is found that, depending on the energy confinement scaling law, energy breakeven can be achieved in NET without significant modification of its design. Significant improvement in Q (ratio of fusion power to injected power) can be achieved by removing the tritium producing blanket and replacing the inboard neutron shield by a thinner shield optimized for the neutron spectrum in D-3He; this allows the plasma major radius and aspect ratio to be reduced and higher beta and Q-values (up to about 3) to be achieved. The implications of D-3He operation for neutron shielding, the heat loads on the first wall and the divertor as well as plasma refuelling are considered.
NET/INTOR級のトカマクにおけるD-3He炉心プラズマ条件の実現可能性を調査する。エネルギー閉じ込めスケーリング則に依存するが、NETにおいて設計の大幅な変更なしにエネルギー収支均衡（energy breakeven）が達成可能であることが見出された。トリチウム生成ブランケットを除去し、内側中性子遮蔽体をD-3Heの中性子スペクトルに最適化されたより薄い遮蔽体に置き換えることにより、Q（核融合出力と入射出力の比）の大幅な改善が達成可能であり、これによりプラズマ主半径とアスペクト比を低減でき、より高いベータ値とQ値（最大約3）を達成できる。D-3He運転が中性子遮蔽、第一壁およびダイバータの熱負荷、ならびにプラズマ燃料補給に及ぼす影響について考察する。