ITER is planned to be the first fusion experiment operating under reactor-relevant conditions. The following requirements are given: ITER should (1) achieve extended burn in inductively driven plasma at Q ⩾ 10, whilst not precluding the possibility of controlled ignition, (2) aim at demonstrating steady-state operation using non-inductive current drive at Q ⩾ 5, (3) demonstrate availability and integration of essential fusion technologies, and (4) test components for a future reactor including tritium breeding module concepts, with the 14 MeV neutron power load on the first wall ⩾ 0.5 MW m-2 and fluence ⩾ 0.3 MW am-2. The ITER tokamak is designed not only to satisfy these requirements but also to have flexibility of plasma operations. This flexibility will provide a wide range of opportunities to develop inductive and non-inductive reactor core plasmas and to study burning plasma physics. Possible operational modes studying physics and technical issues of burning plasmas are overviewed.
ITERは、炉心条件に近い環境で運転される初の核融合実験装置となることが計画されている。以下の要件が課されている：ITERは、(1) Q ⩾ 10 で誘導駆動プラズマによる長時間燃焼を達成しつつ、制御された点火の可能性を排除しないこと、(2) Q ⩾ 5 で非誘導電流駆動を用いた定常運転の実証を目指すこと、(3) 主要な核融合技術の実用性と統合性を実証すること、(4) 将来の炉心に必要な構成要素—トリチウム増殖モジュール概念を含む—を試験し、第一壁における14 MeV中性子出力負荷 ⩾ 0.5 MW m⁻² およびフルエンス ⩾ 0.3 MW m⁻² を達成すること。ITERトカマクは、これらの要件を満たすだけでなく、プラズマ運転の柔軟性も備えるように設計されている。この柔軟性により、誘導および非誘導の炉心プラズマを開発する幅広い機会が提供され、燃焼プラズマ物理の研究が可能となる。燃焼プラズマの物理的・技術的課題を検討するための可能な運転モードが概観される。