Compatibility between the plasma and low activation ferritic steel, which is a candidate material for fusion demonstration reactors, has been investigated step by step in the JFT-2M tokamak. We have entered the third stage of the Advanced Material Tokamak EXperiment (AMTEX), where the inside of the vacuum vessel wall is completely covered with ferritic steel plates ferritic inside wall (FIW). The effects of a FIW on the plasma production, impurity release, the operation region, and H-mode characteristics have been investigated. No negative effect has been observed up to now. A high normalized beta plasma of βN ∼ 3, having both an internal transport barrier and a steady H-mode edge was obtained. A remarkable reduction in ripple trapped loss from 0.26 MW m−2 (without ferritic steel) to less than 0.01 MW m−2 was demonstrated by the optimization of the thickness profile of FIW. A code to calculate fast ion losses, taking into account the full three-dimensional magnetic structure was developed, and values obtained using the code showed good agreement with experimental results. Thus, encouraging results are obtained for the use of this material in the demo-reactor.
プラズマと核融合実証炉の候補材料である低放射化フェライト鋼との適合性について、JFT-2Mトカマクにおいて段階的に調査を行った。我々は先進材料トカマク実験（AMTEX）の第3段階に到達しており、そこでは真空容器壁の内側全体がフェライト鋼板で覆われている（フェライト鋼内壁、FIW）。FIWがプラズマ生成、不純物放出、運転領域、Hモード特性に及ぼす影響を調査した。これまでのところ、悪影響は観測されていない。内部輸送障壁と定常Hモード端部の両方を有する、βN〜3の高規格化ベータプラズマが得られた。FIWの厚さプロファイルの最適化により、リップル損失粒子の低減が0.26 MW m⁻²（フェライト鋼なし）から0.01 MW m⁻²未満へと顕著に達成された。完全な3次元磁場構造を考慮した高速粒子損失計算コードを開発し、そのコードを用いて得られた値は実験結果と良好な一致を示した。このように、本材料の実証炉への適用に関して有望な結果が得られている。