This paper presents the results of a multi-system codes benchmarking study of the recently published China Fusion Engineering Test Reactor (CFETR) pre-conceptual design (Wan et al 2014 IEEE Trans. Plasma Sci.42 495). Two system codes, General Atomics System Code (GASC) and Tokamak Energy System Code (TESC), using different methodologies to arrive at CFETR performance parameters under the same CFETR constraints show that the correlation between the physics performance and the fusion performance is consistent, and the computed parameters are in good agreement. Optimization of the first wall surface for tritium breeding and the minimization of the machine size are highly compatible. Variations of the plasma currents and profiles lead to changes in the required normalized physics performance, however, they do not significantly affect the optimized size of the machine. GASC and TESC have also been used to explore a lower aspect ratio, larger volume plasma taking advantage of the engineering flexibility in the CFETR design. Assuming the ITER steady-state scenario physics, the larger plasma together with a moderately higher BT and Ip can result in a high gain Qfus ∼ 12, Pfus ∼ 1 GW machine approaching DEMO-like performance. It is concluded that the CFETR baseline mode can meet the minimum goal of the Fusion Nuclear Science Facility (FNSF) mission and advanced physics will enable it to address comprehensively the outstanding critical technology gaps on the path to a demonstration reactor (DEMO). Before proceeding with CFETR construction steady-state operation has to be demonstrated, further development is needed to solve the divertor heat load issue, and blankets have to be designed with tritium breeding ratio (TBR) >1 as a target.
本論文は、最近発表された中国核融合工学試験炉（CFETR）事前概念設計（Wan et al 2014 IEEE Trans. Plasma Sci. 42 495）に関するマルチシステムコードベンチマーク研究の結果を提示するものである。2つのシステムコード、すなわちGeneral Atomics System Code（GASC）とTokamak Energy System Code（TESC）は、同じCFETR制約条件下でCFETR性能パラメータを導出するために異なる方法論を用いており、物理性能と核融合性能の間の相関関係が整合的であり、計算されたパラメータが良好に一致することを示している。トリチウム増殖のための第一壁表面の最適化と、装置サイズの最小化は、高度に両立可能である。プラズマ電流と分布の変動は、要求される規格化物理性能の変化をもたらすが、装置の最適化されたサイズには有意な影響を及ぼさない。GASCとTESCはまた、CFETR設計における工学的柔軟性を活用して、より低いアスペクト比、より大きな体積のプラズマを探求するためにも使用されてきた。ITER定常運転シナリオの物理を仮定すると、より大きなプラズマは、適度に高いBTおよびIpと組み合わせることで、Qfus≒12、Pfus≒1GWの高い増倍率を有し、DEMOに類似した性能に近づく装置をもたらすことができる。CFETRベースライン運転モードは、核融合核科学施設（FNSF）ミッションの最小目標を満たすことができると結論付けられ、先進的な物理により、実証炉（DEMO）への道筋における未解決の重要技術ギャップに包括的に対処することが可能となる。CFETR建設に進む前に、定常運転が実証されなければならず、ダイバータ熱負荷問題を解決するためのさらなる開発が必要であり、ブランケットはトリチウム増殖比（TBR）>1を目標として設計されなければならない。