The stainless steel first wall of the Fusion Experimental Reactor (FER) needs protection against melting from the intensive heat load released during a plasma disruption. The guard limiter is proposed as an innovative first wall protection concept. The guard limiter is located slightly inside the plasma chamber beyond the first wall surface and it covers part of the first wall. It is modularized and each module is equipped with its own structural support and cooling system so that the replacement of a module is easy and reliable.The guard limiter of the FER consists of 12 inboard and 12 upper modules corresponding to the number of torus sectors. The upper modules can also be used as a ramp-up limiter. Both inboard and upper guard limiters can be replaced with straight motion through the interval between the TF coils. The coverage of the inboard limiter is only about 20% because its toroidal width is restricted by the narrow distance between TF coils, while a larger coverage is possible for the upper limiters. Replacement with vacuum-tight operation is possible for the inboard limiter by using a vacuum flask design.
核融合実験炉（FER）のステンレス鋼製第一壁は、プラズマディスラプション中に放出される高熱負荷による溶融から保護する必要がある。ガードリミッタが革新的な第一壁保護概念として提案されている。ガードリミッタは第一壁表面よりわずかにプラズマ容器内側に位置し、第一壁の一部を覆う。これはモジュール化されており、各モジュールには独自の構造支持体と冷却システムが装備されているため、モジュールの交換が容易かつ確実である。FERのガードリミッタは、トーラスセクタ数に対応した12基の内側モジュールと12基の上部モジュールで構成される。上部モジュールは立ち上げ用リミッタとしても使用できる。内側および上部の両ガードリミッタは、トロイダル磁場コイル間の間隔を通して直線運動で交換できる。内側リミッタの被覆率は、そのトロイダル幅がトロイダル磁場コイル間の狭い距離によって制限されるため約20%に過ぎないが、上部リミッタではより広い被覆率が可能である。真空フラスコ設計を用いることで、内側リミッタの真空密操作による交換が可能である。