AbstractThis paper describes an overview of three major magnetic fusion programmes in Japan.The first is the JT-60 machine upgrade (JT-60U) programme at Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI). The large tokamak JT-60 is being modified in order to improve the plasma performance. The vacuum vessel and the poloidal field coils are replaced for large D-shape plasma productions. The main machine parameters of JT-60 upgrade are plasma current of 6 MA, plasma volume of 100 m3.The second is the next step programme at JAERI. Design studies are being conducted of the Fusion Experimental Reactor (FER) as a domestic plan and of the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) under the IAEA. The FER is a DT burning tokamak machine with a fusion power of approximately 400 MW and a 4.7-m major radius. This machine is to achieve adequate plasmas and reactor technologies prior to a Demo reactor. In parallel with the design studies, R&D works such as superconducting coils, negative ion beam and plasma facing component have been carried out.The third is the Large Helical Device (LHD) programme at National Institute for Fusion Science. The LHD programme is a major fusion programme of joint universities in Japan belonging to Ministry of Education, Science and Culture. This is the 7 years' programme, and the LHD is a Heliotron/Torsatron type helical device (R = 4 m, B = 4 T) which contains 2 GJ superconducting helical coils.
本論文は、日本における3つの主要な核融合計画の概要を述べるものである。第一は、日本原子力研究所（JAERI）におけるJT-60装置の改造（JT-60U）計画である。大型トカマクJT-60は、プラズマ性能を向上させるために改造が進められている。真空容器とポロイダル磁場コイルは、大型のD字型プラズマ生成に対応するため交換される。JT-60改造の主要パラメータは、プラズマ電流6 MA、プラズマ体積100 m³である。第二は、JAERIにおける次段階計画である。国内計画としての核融合実験炉（FER）およびIAEAの下での国際熱核融合実験炉（ITER）の設計研究が実施されている。FERは、融合出力約400 MW、主半径4.7 mのDT燃焼トカマク装置である。本装置は、実証炉に先立って十分なプラズマと炉工学技術を達成することを目的としている。設計研究と並行して、超伝導コイル、負イオンビーム、プラズマ対向機器などの研究開発が進められている。第三は、核融合科学研究所における大型ヘリカル装置（LHD）計画である。LHD計画は、文部省所管の大学共同利用機関における主要な核融合計画である。本計画は7年間のプログラムであり、LHDは、2 GJの超伝導ヘリカルコイルを有するヘリオトロン/トルサトロン型ヘリカル装置（主半径4 m、磁場強度4 T）である。