AbstractLatest results from the JET tokamak, with beryllium as the first wall material facing the hot plasma, have shown substantial improvements in plasma purity and corresponding reductions in plasma dilution. This has allowed a fusion product (nDτETi) of 8–9×1020 m −3 s keV to be reached (within a factor of 8 of that required in a fusion reactor), albeit only transiently. Even so, at high heating powers, an influx of impurities still limits the achievement of better performance and steady state operation.A New Phase for JET is planned in which an axi-symmetric pumped divertor configuration will be used to address the problems of impurity control, plasma fuelling and helium ash exhaust in operating conditions close to those of a Next-Step tokamak with a stationary plasma of thermonuclear grade. The New Phase should demonstrate a concept of impurity control; determine the size and geometry needed to realise this concept in a Next-Step tokamak; allow a choice of suitable plasma facing components; and demonstrate the operational domain for such a device. With an efficient axi-symmetric pumped divertor, ignition should occur in a tokamak reactor of about 2 to 3 times the size of JET.It seems prudent to envisage international collaboration on a Next Step Programme, which could comprise several complementary facilities, each optimised with respect to specific clear objectives. There could be two Next Step tokamaks, and a Materials Test Facility. Such a programme would allow division of effort and sharing of risk across the various scientific and technical problems, permit cross comparison and ensure continuity of results. A single Next Step device (such as the ITER Project as currently conceived) has higher scientific, technical and management risks and does not provide such comprehensive information, particularly in the areas of ignition, reactor performance and blanket testing. Further details of these facilities, expected costs and timescales are discussed.
JETトカマクからの最新の結果は、ベリリウムをプラズマに面する第一壁材料として用いることで、プラズマ純度の大幅な改善と、それに伴うプラズマ希釈の低減を示している。これにより、核融合積(nDτi)は8〜9×10^20 m^-3 s keVに達することが可能となった(これは核融合炉に必要な値の約8分の1である)。ただし、この値は過渡的にのみ達成された。それでもなお、高加熱出力時には不純物の流入が性能向上と定常運転の達成を制限している。 JETの次の段階では、軸対称ポンプダイバータ配位を採用し、次世代トカマクの運転条件に近い状況下で、不純物制御、プラズマ燃料供給、ヘリウム灰排気の問題に取り組む計画である。この新段階では、不純物制御の概念実証、次世代トカマクにおけるこの概念の実現に必要な規模と幾何学的形状の決定、適切なプラズマ対向材料の選定、そしてそのような装置の運転領域の実証が目標とされる。効率的な軸対称ポンプダイバータを備えれば、JETの約2〜3倍の規模のトカマク核融合炉で点火が達成されるはずである。 次段階計画については、国際協力が賢明であると考えられる。これは、それぞれが明確な目標に最適化された複数の補完的施設で構成されるべきであり、例えば2つの次世代トカマクと1つの材料試験施設が考えられる。このような計画により、様々な科学的・技術的問題への取り組みを分担し、リスクを分散し、結果の相互比較と継続性を確保することができる。単一の次世代装置(現在構想されているITER計画など)は、科学的・技術的・管理的リスクがより高く、特に点火、炉心性能、ブランケット試験の分野において、包括的な情報を得ることができない。これらの施設の詳細、費用、スケジュールについて議論する。