The steady state superconducting tokamak (SST-1) is a large aspect ratio tokamak, configured to run double null diverted plasmas with significant elongation (κ) and triangularity (δ). Superconducting (SC) magnets are deployed for both the toroidal and poloidal field coils in SST-1. A NbTi based cable-in-conduit conductor (CICC) has been fabricated by M/S Hitachi Cables Ltd., Japan under specification and supervision of the Institute for Plasma Research (IPR). The suitability of this CICC for the SST-1 magnets has been validated through test carried out on a model coil wound from this CICC. Toroidal and poloidal SC magnets have been fabricated and factory acceptance tests have been performed. SC magnets require liquid helium (LHe) cooled current leads, electrical isolators at LHe temperature, superconducting bus bars and LHe transfer lines. Full scale prototypes of these have been developed and tested successfully. SC magnets will be cooled to 4.5 K by forced flow of supercritical helium through the CICC. A 1 kW grade liquefier/refrigerator has been installed and is in final stages of commissioning at IPR. SST-1 deploys a fully welded ultra high vacuum vessel, made up of 16 vessel sectors (VSs) having ports and 16 rings with -shaped cross-section. To establish the fabrication methodology for this, a fullscale prototype of the vessel with two VSs and three rings has been fabricated and tested successfully. Based on this the fabrication of the VSs and rings is in final stage of fabrication. Liquid nitrogen cooled radiation shield are deployed between the vacuum vessel and SC magnets as well as SC magnets and cryostat, to minimize the radiation losses at the SC magnets. SST-1 will have three different high power radio frequency systems to additionally heat and non-inductively drive plasma current to sustain the plasma in steady state for a duration of up to 1000 s. Ion cyclotron resonance frequency (ICRF) and electron cyclotron resonance frequency (ECRF) systems will primarily be used for heating the plasma while lower hybrid waves will be used for non inductive lower hybrid current drive (LHCD). A neutral beam injection with peak power of 0.8 MW with variable beam energy in range of 10–80 keV will be used as additional auxiliary heating system. A number of prototypes for various critical components have confirmed the fabrication methodology. The fabrication of most of the subsystems is nearing completion and many components have already been accepted on site. Erection and installation of the base of the mechanical structure has already been initiated in the SST hall. This paper reports on the results of the tests on various prototypes and actual components to be used on SST-1 for various subsystems.
定常超伝導トカマク（SST-1）は、大きなアスペクト比を有するトカマクであり、大きな伸長度（κ）と三角度（δ）を持つダブルヌルダイバータプラズマを実現するように構成されている。SST-1では、トロイダル磁場コイルとポロイダル磁場コイルの両方に超伝導（SC）磁石が採用されている。NbTiベースのケーブル・イン・コンジット導体（CICC）は、プラズマ研究所（IPR）の仕様と監督の下、日本国の日立電線株式会社によって製作された。このCICCのSST-1磁石への適合性は、このCICCから巻かれたモデルコイルで実施された試験により検証された。トロイダルおよびポロイダルの超伝導磁石は製作され、工場受入試験が実施された。超伝導磁石には、液体ヘリウム（LHe）冷却電流リード、LHe温度での電気絶縁体、超伝導バスバー、LHe輸送ラインが必要である。これら本格的なプロトタイプが開発され、首尾よく試験された。超伝導磁石は、CICC内を超臨界ヘリウムが強制流動することにより4.5 Kまで冷却される。1 kW級の液化・冷凍装置が設置され、IPRで試運転の最終段階にある。SST-1は、ポートを有する16の真空容器セクター（VS）と、-字型断面を有する16のリングからなる完全溶接型の超高真空容器を採用している。この製作方法を確立するために、2つのVSと3つのリングからなる真空容器の実寸大プロトタイプが製作され、首尾よく試験された。これに基づき、VSとリングの製作は最終段階にある。液体窒素冷却式の放射シールドは、超伝導磁石での放射損失を最小限に抑えるために、真空容器と超伝導磁石の間、および超伝導磁石とクライオスタットの間に配置されている。SST-1は、最大1000秒間の定常状態でプラズマを維持するために、追加加熱および非誘導電流駆動のための3つの異なる高出力高周波システムを備える。イオンサイクロトロン共鳴周波数（ICRF）および電子サイクロトロン共鳴周波数（ECRF）システムは主にプラズマ加熱に使用され、低域混成波は非誘導性の低域混成波電流駆動（LHCD）に使用される。10〜80 keVの範囲の可変ビームエネルギーでピーク出力0.8 MWの中性粒子入射加熱が、追加の補助加熱システムとして使用される。様々な重要部品の多数のプロトタイプにより、製作方法が実証されている。ほとんどのサブシステムの製作はほぼ完了しており、多くのコンポーネントはすでにサイトで受け入れられている。SSTホールでは、機械構造物のベースの組立てと設置がすでに開始されている。本論文では、SST-1の様々なサブシステムに使用される様々なプロトタイプと実機コンポーネントの試験結果について報告する。