Construction of the JT-60SA tokamak was completed on schedule in March 2020. Manufacture and assembly of all the main tokamak components satisfied technical requirements, including dimensional accuracy and functional performances. Development of the plasma heating systems and diagnostics have also progressed, including the demonstration of the favourable electron cyclotron range of frequency (ECRF) transmission at multiple frequencies and the achievement of long sustainment of a high-energy intense negative ion beam. Development of all the tokamak operation control systems has been completed, together with an improved plasma equilibrium control scheme suitable for superconducting tokamaks including ITER. For preparation of the tokamak operation, plasma discharge scenarios have been established using this advanced equilibrium controller. Individual commissioning of the cryogenic system and the power supply system confirmed that these systems satisfy design requirements including operational schemes contributing directly to ITER, such as active control of heat load fluctuation of the cryoplant, which is essential for dynamic operation in superconducting tokamaks. The integrated commissioning (IC) is started by vacuum pumping of the vacuum vessel and cryostat, and then moved to cool-down of the tokamak and coil excitation tests. Transition to the super-conducting state was confirmed for all the TF, EF and CS coils. The TF coil current successfully reached 25.7 kA, which is the nominal operating current of the TF coil. For this nominal toroidal field of 2.25 T, ECRF was applied and an ECRF plasma was created. The IC was, however, suspended by an incident of over current of one of the superconducting equilibrium field coil and He leakage caused by insufficient voltage holding capability at a terminal joint of the coil. The unique importance of JT-60SA for H-mode and high-β steady-state plasma research has been confirmed using advanced integrated modellings. These experiences of assembly, IC and plasma operation of JT-60SA contribute to ITER risk mitigation and efficient implementation of ITER operation.
JT-60SAトカマクの建設は、2020年3月に予定通り完了した。主要なトカマク構成機器の製造および組み立ては、寸法精度および機能性能を含む技術的要件を満たした。プラズマ加熱システムおよび計測装置の開発も進展し、複数周波数における好適な電子サイクロトロン周波数帯（ECRF）伝送の実証、および高エネルギー強力負イオンビームの長時間維持の達成を含む。全トカマク運転制御システムの開発は完了し、ITERを含む超伝導トカマクに適した改良型プラズマ平衡制御方式も併せて完成した。トカマク運転の準備として、この高度な平衡制御器を用いてプラズマ放電シナリオが確立された。極低温システムおよび電源システムの個別試運転により、これらのシステムが設計要件を満たすことが確認された。これには、超伝導トカマクにおける動的運転に不可欠な極低温プラントの熱負荷変動の能動制御など、ITERに直接貢献する運転方式も含まれる。統合試運転（IC）は、真空容器およびクライオスタットの真空排気により開始され、その後、トカマクの冷却およびコイル励磁試験に移行した。全TF、EF、CSコイルについて超伝導状態への遷移が確認された。TFコイル電流は、TFコイルの定格運転電流である25.7 kAへの到達に成功した。この定格トロイダル磁場2.25 Tにおいて、ECRFが印加され、ECRFプラズマが生成された。しかしながら、ICは、超伝導平衡磁場コイルの1つにおける過電流事象、およびコイルの端子接合部における絶縁耐圧不足に起因するヘリウム漏洩により中断された。Hモードおよび高β定常プラズマ研究に対するJT-60SAの独自の重要性は、高度な統合モデリングを用いて確認されている。JT-60SAの組み立て、IC、およびプラズマ運転におけるこれらの経験は、ITERのリスク軽減およびITER運転の効率的実施に貢献する。