Significant achievements have been made in the last 60 years in the development of fusion energy with the tokamak configuration. Based on the accumulated knowledge, the world is embarking on the construction and operation of ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) with a production of 500 MWf fusion power and the demonstration of physics Q = 10. ITER will demonstrate D–T burn physics for a duration of a few hundred seconds to prepare for the next long-burn or steady state nuclear testing tokamak operating at much higher neutron fluence. With the evolution into a steady state nuclear device, such as the China Fusion Engineering Test Reactor (CFETR), it is necessary to examine the boundary conditions imposed by the combined development of tokamak physics, fusion materials and fusion technology for a reactor. The development of ferritic steel alloys as the structural material suitable for use at high neutron fluence leads to the use of helium as the most likely reactor coolant. This points to the fundamental technology limitation on the removal of chamber wall maximum heat flux at around 1 MW m−2 and an average heat flux of 0.1 MW m−2 for the next test reactor. Future reactor performance will then depend on the control of spatial and temporal edge heat flux peaking in order to increase the average heat flux to the chamber wall. With these severe material and technological limitations, system studies were used to scope out a few robust steady state synchronized fusion reactor (SFR) designs. As an example, a low fusion power design at 131.6 MWf, which can satisfy steady state design requirements, would have a major radius of 5.5 m and minor radius of 1.6 m. Such a design with even more advanced structural materials like Wf/W composite could allow higher performance and provide a net electrical production of 62 MWe. These can be incorporated into the CFETR program.
過去60年間で、トカマク配位による核融合エネルギーの開発において大きな成果が達成されてきた。蓄積された知見に基づき、世界は500 MWfの核融合出力と物理Q = 10の実証を伴うITER（国際熱核融合実験炉）の建設および運転に乗り出している。ITERは、はるかに高い中性子フルエンスで運転される次の長時間燃焼または定常状態の核試験トカマクに備えるため、数百秒間のD–T燃焼物理を実証するであろう。中国核融合工学試験炉（CFETR）のような定常状態の核融合装置への進化に伴い、炉心に対するトカマク物理、核融合材料、核融合技術の複合的な発展によって課される境界条件を検討することが必要である。高中性子フルエンスでの使用に適した構造材料としてのフェライト鋼合金の開発は、ヘリウムを最も可能性の高い炉心冷却材として使用することにつながる。これは、次期試験炉について、チャンバー壁の最大熱流束を約1 MW m−2、平均熱流束を0.1 MW m−2で除熱することに関する基本的な技術的制約を示している。将来の炉性能は、チャンバー壁への平均熱流束を増加させるために、空間的および時間的な周辺熱流束ピーキングの制御に依存することになる。これらの厳しい材料および技術的制約のもとで、システム研究を用いて、いくつかの堅牢な定常状態同期核融合炉（SFR）設計が概略検討された。例として、定常状態の設計要件を満たすことができる131.6 MWfの低核融合出力設計は、大半径5.5 m、小半径1.6 mを持つであろう。Wf/W複合材料のようなさらに先進的な構造材料を用いるこのような設計は、より高い性能を可能にし、62 MWeの正味発電を提供し得る。これらはCFETR計画に組み込むことができる。