AbstractThe Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR) has operated safely and routinely with tritium fuel since November 1993. Experiments conducted during this time have demonstrated improved plasma confinement properties, the first measurements of alpha heating and transport and the ICRF heating and current drive of D-T plasmas. Reactor level fusion power densities up to 2.8 MW m−3 have been attained as well as more than 10 MW of fusion power and 6.5 MJ of fusion energy per pulse. In support of these accomplishments, the TFTR equipment has met or exceeded the original design values. The toroidal magnetic field has been upgraded from 5.2 to 6.0 Tesla (on-axis), the neutral beams have injected up to 40 MW with a combination of deuterium and tritium fueling and the ICRF systems have been operated at various frequencies, from 30 to 64 MHz, to support an assortment of fast wave experiments. From November 1993 through July 1996, there have been 19 725 plasma shots. These include 841 deuterium-tritium pulses which have produced a total of 4.8×1020 D-T neutrons and 1.4 GJ of fusion energy. More than 864 kCi (almost 90 g) of tritium have been processed through the TFTR facility while constrained to a site limit (`in-process') of 50 kCi. A low tritium inventory cryogenic distillation system has been recently installed and tested to provide on-site repurification of the plasma exhaust. Maintenance and repair activities have become routine in this facility. Hundreds of calibrations, repairs and installations requiring work on tritium contaminated and activated systems have been performed. Utilizing As Low As Reasonably Achievable (ALARA) principles, the radiation exposure to workers has been comparable to that experienced during the previous deuterium-only operating phase. The total annual site boundary dose, due to all pathways (prompt neutron radiation, activated air and controlled tritium release), has been less than 3 μSv, or 3% of the design limit of 100 μSv and 0.3% of the regulatory limit of 1 mSv.
トカマク核融合試験炉（TFTR）は、1993年11月以来、トリチウム燃料を用いて安全かつ定常的に運転されてきた。この期間に実施された実験により、プラズマ閉じ込め特性の向上、アルファ粒子加熱と輸送の初めての測定、およびD-TプラズマにおけるICRF加熱と電流駆動が実証された。最大2.8 MW m⁻³の炉心レベル核融合出力密度が達成され、また1パルスあたり10 MW超の核融合出力と6.5 MJの核融合エネルギーが達成された。これらの成果を支えるため、TFTRの機器は当初の設計値を満たすかそれを上回る性能を発揮した。トロイダル磁場は5.2テスラから6.0テスラ（軸上）に向上され、中性粒子ビームは重水素とトリチウムの混合燃料により最大40 MWの入射を達成し、ICRFシステムは30 MHzから64 MHzの各種周波数で運転され、多様な高速波実験を支援した。1993年11月から1996年7月までの間に、19,725回のプラズマ放電が実施された。これには841回の重水素-トリチウムパルスが含まれ、合計4.8×10²⁰個のD-T中性子と1.4 GJの核融合エネルギーが生成された。TFTR施設では、サイト制限値（「プロセス中」）50 kCiという制約のもとで、864 kCi超（約90 g）のトリチウムが処理された。低トリチウムインベントリの深冷蒸留システムが最近設置され、プラズマ排気のオンサイト再精製を提供するために試験が行われた。保守および修理作業はこの施設において日常的なものとなっている。トリチウムで汚染され、かつ放射化されたシステムに対する数百回の校正、修理、および設置作業が実施された。ALARA（合理的に達成可能な限り低く）の原則を適用した結果、作業員の被ばく線量は、以前の重水素のみの運転段階で経験されたものと同等であった。全経路（即発中性子放射線、放射化された空気、および管理されたトリチウム放出）による年間サイト境界線量は、3 μSv未満であり、これは設計限度値100 μSvの3%、規制限度値1 mSvの0.3%に相当する。