The Chinese Fusion Engineering Testing Reactor (CFETR), complementing the ITER facility, is aiming to demonstrate fusion energy production up to 200 MW initially and to eventually reach DEMO relevant power level 1 GW, to manifest a high duty factor of 0.3–0.5, and to pursue tritium self-sufficiency with tritium breeding ratio (TBR) >1. The key challenge to meet the missions of the CFETR is to run the machine in steady state (or long pulse) and high duty factor. By using a multi-dimensional code suite with physics-based models, self-consistent steady-state and hybrid mode scenarios for CFETR have been developed under a high magnetic field up to 6.5 T. The negative-ion neutral beam injection together with high frequency electron cyclotron wave and lower hybrid wave (and/or fast wave) are proposed to be used to drive the current. Subsequently the engineering design of CFETR including the magnet system, vacuum system, tritium breeding blanket, divertor, remote handling and maintenance system will be introduced. Some research and development (R&D) activities are also introduced in this paper.
中国核融合工学試験炉（CFETR）は、ITER施設を補完するものであり、当初は最大200 MWの核融合エネルギー生産を実証し、最終的にDEMO相当の出力レベルである1 GWに到達すること、0.3〜0.5の高い稼働率を実現すること、そしてトリチウム増殖比（TBR）>1によるトリチウム自給自足を追求することを目指している。CFETRのミッションを達成するための主要な課題は、定常状態（または長パルス）かつ高い稼働率で装置を運転することである。物理ベースのモデルを用いた多次元コードスイートを使用して、最大6.5 Tの高磁場下で、CFETRの自己無撞着な定常状態およびハイブリッドモードのシナリオが開発された。負イオン中性粒子ビーム入射と、高周波電子サイクロトロン波および低域混成波（および/または高速波）を併用して電流駆動を行うことが提案されている。続いて、磁石システム、真空システム、トリチウム増殖ブランケット、ダイバータ、遠隔操作および保守システムを含むCFETRの工学設計が紹介される。また、本論文ではいくつかの研究開発（R&D）活動についても紹介される。