During the preparation of the procurement specifications of ITER for long lead-time items, several detailed vacuum vessel (VV) design improvements are being pursued, such as elimination of the inboard triangular support, adding a separate interspace between inner and outer shells for independent leak detection of field joints, and revising the VV support system to gain more structural performance margin. Improvements to the blanket design are also under investigation, an inter-modular key instead of two prismatic keys and a co-axial inlet–outlet cooling connection instead of two parallel pipes. One of the most important achievements in the VV R&D has been demonstration of the necessary assembly tolerances. Further development of cutting, welding and non-destructive tests for the VV has been continued, and thermal and hydraulic tests have been performed to simulate the VV cooling conditions. In FW/blanket and divertor, full-scale prototypical mock-ups of the FW panel, the blanket shield block, and the divertor components, have been successfully fabricated. These results make us confident in the validity of our design and give us possibilities of alternate fabrication methods.
ITERの調達仕様書作成中に、長納期品目に関するいくつかの詳細な真空容器（VV）設計改良が検討されている。例えば、内側三角形支持構造の廃止、フィールド継手の独立した漏れ検知を可能にする内殻と外殻の間の別個の間隙の追加、および構造性能マージンを向上させるためのVV支持システムの改訂などである。ブランケット設計の改良も検討されており、2つのプリズマティックキーの代わりにインターモジュラーキーを採用し、2本の並行配管の代わりに同軸型の入口-出口冷却接続を採用する。VVの研究開発における最も重要な成果の1つは、必要な組立公差の実証である。VVの切断、溶接、および非破壊検査に関するさらなる開発が継続されており、VVの冷却条件を模擬するための熱流動試験が実施されている。FW/ブランケットおよびダイバータにおいては、FWパネル、ブランケット遮蔽ブロック、およびダイバータ構成部品の実規模プロトタイプモックアップが首尾よく製作されている。これらの結果により、設計の妥当性に確信が持てるとともに、代替製作方法の可能性が示されている。