The article begins with a brief review of the achievements of Russian tokamaks in the active period of their development from 1962 to 1973, under the leadership of academician L.A. Artsimovich. During these years, the following basic issues were solved: the equilibrium problem, the MHD stability of the plasma column, and creation of the hot plasma with intense DD neutron radiation. It was shown that the ion confinement in tokamaks is close to the neoclassical model, and the electron confinement is abnormal. It improves with the increasing frequency of collisions, the opposite of the case with ions, in what is known as the alternative model of confinement along the magnetic field. Finally, the first scaling law for the energy lifetime of plasma was obtained, which accurately predicted the plasma parameters of the next generation of tokamaks (the so-called T-4 scaling). The subsequent movement in this direction (the 'Artsimovich vector') led to the creation of DT reactors with a fusion power of up to 10 MW (TFTR, JET) and to the ITER project. The main objective of the further development of tokamaks is their transition to steady-state fusion operation, which is a prerequisite for their use in industrial power generation. This makes it necessary to re-evaluate the achievements and obstacles that have to be overcome. The first limitation which thus arises is the so-called PH/S limit, which limits the value of the plasma heating power in a tokamak, as well as the discharge duration ▵t (the 'TRIAM vector') in current tokamaks (▵t ~ 1/(PH/S)1.7). Analysis of the existing experimental data shows that the most probable reason for the limitation of PH in existing tokamaks is the breakdown of the plasma sheath in the places of direct contact of the plasma with the wall. The reason for limiting the discharge duration ▵t may be the gradual accumulation of the erosion products in the contact zones of the plasma with the tokamak first wall, which can facilitate such a breakdown. Creating a closed circulating lithium flow between the first wall and plasma is proposed as the solution to the problem of accumulation of the products of the first wall erosion. Preliminary studies (appendices A and B) have shown that the undesirable accumulation of tritium in the protective lithium films can be avoided if the temperature of the wall of the tokamak discharge chamber does not exceed 400 °C.
本稿では、学者L.A.アーツィモヴィチの指導の下、1962年から1973年にかけてのロシアのトカマクの活発な発展期における成果を簡潔にレビューする。これらの年において、以下の基本的な問題が解決された：平衡問題、プラズマ柱のMHD安定性、および強力なDD中性子放射を伴う高温プラズマの生成である。トカマクにおけるイオンの閉じ込めは新古典論モデルに近く、電子の閉じ込めは異常であることが示された。電子の閉じ込めは、イオンの場合とは逆に、衝突頻度の増加とともに改善され、これは磁場に沿った閉じ込めの代替モデルとして知られている。最終的に、プラズマのエネルギー閉じ込め時間に関する最初のスケーリング則が得られ、これは次世代トカマク（いわゆるT-4スケーリング）のプラズマパラメータを正確に予測した。この方向へのその後の進展（「アーツィモヴィチ・ベクトル」）は、最大10MWの核融合出力を持つDT炉（TFTR、JET）の開発と、ITERプロジェクトにつながった。トカマクのさらなる発展の主な目的は、定常状態の核融合運転への移行であり、これは産業用発電への応用の前提条件である。これにより、達成された成果と克服すべき障害を再評価する必要が生じる。最初に生じる制限は、いわゆるPH/S限界であり、これはトカマクにおけるプラズマ加熱出力の値、および現在のトカマクにおける放電持続時間▵t（「TRIAMベクトル」）を制限する（▵t〜1/(PH/S)1.7）。既存の実験データの分析によれば、既存のトカマクにおけるPHの制限の最も可能性の高い理由は、プラズマと壁が直接接触する場所におけるプラズマシースの破壊である。放電持続時間▵tを制限する理由は、プラズマとトカマク第一壁との接触領域におけるエロージョン生成物の漸進的な蓄積であり、これがそのような破壊を促進し得ることであろう。第一壁とプラズマの間に閉循環リチウム流を生成することが、第一壁エロージョン生成物の蓄積問題の解決策として提案されている。予備研究（付録AおよびB）により、トカマク放電チャンバーの壁の温度が400°Cを超えなければ、保護用リチウム膜へのトリチウムの望ましくない蓄積を回避できることが示されている。