Satellite tokamaks are conceived with the main purpose of developing new or alternative ITER- and DEMO-relevant technologies, able to contribute in resolving the pending issues about plasma operation. In particular, a high criticality needs to be associated to the design of plasma facing components, i.e. first wall (FW) and divertor, due to physical, topological and thermo-structural reasons. In such a context, the design of the FW in FAST fusion plant, whose operational range is close to ITER's one, takes place. According to the mission of experimental satellites, the FW design strategy, which is presented in this paper relies on a series of innovative design choices and proposals with a particular attention to the typical key points of plasma facing components design. Such an approach, taking into account a series of involved physical constraints and functional requirements to be fulfilled, marks a clear borderline with the FW solution adopted in ITER, in terms of basic ideas, manufacturing aspects, remote maintenance procedure, manifolds management, cooling cycle and support system configuration.
サテライト・トカマクは、ITERおよびDEMOに関連する新技術の開発を主目的として構想されており、プラズマ運転に関する未解決の問題の解決に貢献できるものである。特に、プラズマ対向機器、すなわち第一壁（FW）およびダイバータの設計には、物理的、位相的、熱構造的な理由から高い重要性が付与される必要がある。このような状況下において、その運転領域がITERのそれに近いFAST融合炉におけるFWの設計が実施される。実験用サテライト装置の使命に従い、本論文で提示されるFW設計戦略は、一連の革新的な設計選択と提案に基づいており、プラズマ対向機器設計の典型的な重要課題に特に注目している。このようなアプローチは、関与する一連の物理的制約と満たすべき機能的要件を考慮した上で、基本概念、製造方法、遠隔保守手順、マニホールド管理、冷却サイクル、支持システム構成の観点において、ITERで採用されたFW解決策との明確な相違点を示すものである。