FAST is a new machine proposed to support ITER experimental exploitation as well as to anticipate DEMO relevant physics and technology. FAST is aimed at studying, under burning plasma relevant conditions, fast particle (FP) physics, plasma operations and plasma wall interaction in an integrated way. FAST has the capability to approach all the ITER scenarios significantly closer than the present day experiments using deuterium plasmas. The necessity of achieving ITER relevant performance with a moderate cost has led to conceiving a compact tokamak (R = 1.82 m, a = 0.64 m) with high toroidal field (BT up to 8.5 T) and plasma current (Ip up to 8 MA). In order to study FP behaviours under conditions similar to those of ITER, the project has been provided with a dominant ion cyclotron resonance heating system (ICRH; 30 MW on the plasma). Moreover, the experiment foresees the use of 6 MW of lower hybrid (LHCD), essentially for plasma control and for non-inductive current drive, and of electron cyclotron resonance heating (ECRH, 4 MW) for localized electron heating and plasma control. The ports have been designed to accommodate up to 10 MW of negative neutral beams (NNBI) in the energy range 0.5–1 MeV. The total power input will be in the 30–40 MW range under different plasma scenarios with a wall power load comparable to that of ITER (P/R ∼ 22 MW m−1). All the ITER scenarios will be studied: from the reference H mode, with plasma edge and ELMs characteristics similar to the ITER ones (Q up to ≈1.5), to a full current drive scenario, lasting around 170 s. The first wall (FW) as well as the divertor plates will be of tungsten in order to ensure reactor relevant operation regimes. The divertor itself is designed to be completely removable by remote handling. This will allow us to study (in view of DEMO) the behaviour of innovative divertor concepts, such as those based on liquid lithium.FAST is capable of operating with very long pulses, up to 170 s, despite being a copper machine. The magnets initial operation temperature is 30 K, with cooling provided by helium gas. The in vessel components, namely FW and divertor, are actively cooled by pressurized water above 80 °C. The same water is also used to bake the vacuum vessel. FAST is equipped with ferromagnetic inserts to keep the toroidal field magnet ripple down to 0.3%.
FASTは、ITERの実験利用を支援するとともに、DEMOに関連する物理と技術を先取りするために提案された新しい装置である。FASTは、燃焼プラズマに関連する条件下で、高速粒子（FP）物理、プラズマ運転、プラズマ・壁相互作用を統合的に研究することを目的としている。FASTは、重水素プラズマを用いた現在の実験よりもはるかに近く、すべてのITERシナリオに接近する能力を有する。適度なコストでITER関連性能を達成する必要性から、高トロイダル磁場（BT最大8.5 T）と高プラズマ電流（Ip最大8 MA）を備えたコンパクトなトカマク（R = 1.82 m、a = 0.64 m）が構想された。ITERと同様の条件下でFPの挙動を研究するために、本プロジェクトには主たるイオンサイクロトロン共鳴加熱システム（ICRH; プラズマへ30 MW）が備えられている。さらに、本実験では、主にプラズマ制御と非誘導電流駆動のための6 MWの低域混成波（LHCD）、および局所電子加熱とプラズマ制御のための電子サイクロトロン共鳴加熱（ECRH、4 MW）の使用を予定している。ポートは、0.5～1 MeVのエネルギー範囲で最大10 MWの負イオン中性粒子ビーム（NNBI）を収容できるように設計されている。総投入電力は、異なるプラズマシナリオにおいて30～40 MWの範囲となり、壁電力負荷はITERと同等（P/R ∼ 22 MW m−1）である。すべてのITERシナリオが研究される：ITERと同様のプラズマ周辺部およびELM特性を有する参照Hモード（Q最大≈1.5）から、約170秒間持続する完全電流駆動シナリオまで。炉心関連の運転領域を確保するために、第一壁（FW）およびダイバータ板はタングステン製とする。ダイバータ自体は、遠隔操作によって完全に取り外し可能なように設計されている。これにより、（DEMOを見据えて）液体リチウムに基づくものなどの革新的なダイバータ概念の挙動を研究することが可能となる。FASTは、銅製装置であるにもかかわらず、最大170秒の非常に長いパルスでの運転が可能である。磁石の初期運転温度は30 Kであり、冷却はヘリウムガスによって行われる。容器内構成要素、すなわちFWとダイバータは、80°C以上の加圧水によって能動冷却される。同じ水は真空容器のベーキングにも使用される。FASTには、トロイダル磁場磁石のリップルを0.3%まで低減するための強磁性体インサートが装備されている。