Plasmas regimes with improved core energy confinement properties, i.e. with internal transport barriers (ITB), provide a possible route towards simultaneous high fusion performance and continuous tokamak reactor operation in a non-inductive current drive state. High core confinement regimes should be made compatible with a dominant fraction of the plasma current self-generated (pressure-driven) by the bootstrap effect while operating at high normalized pressure and moderate current. Furthermore, ITB regimes with 'non-stiff' plasma core pressure break the link observed in standard inductive operation between fusion performances and plasma pressure at the edge, thus offering a new degree of freedom in the tokamak operational space. Prospects and critical issues for using plasmas with enhanced thermal core insulation as a basis for steady tokamak reactor operation are reviewed in the light of the encouraging experimental and modelling results obtained recently (typically in the last two years). An extensive set of data from experiments carried out worldwide has been gathered on ITB regimes covering a wide range of parameters (q-profile, Ti/Te, gradient length, shaping, normalized toroidal Larmor radius, collisionality, Mach number, etc). In the light of the progress made recently, the following critical physics issues relevant to the extrapolation of ITB regimes to next-step experiments, such as ITER, are addressed:(i) conditions for ITB formation and existence of a power threshold,(ii) ITB sustainment at Ti ∼ Te, with low toroidal torque injection, low central particle fuelling but at high density and low impurity concentration,(iii) control of confinement for sustaining wide ITBs that encompass a large volume at high βN,(iv) real time profile control (q and pressure) with high bootstrap current and large fraction of alpha-heating and(v) compatibility of core with edge transport barriers or with external core perturbations (such as frozen hydrogen isotope pellets injection).It is shown that the present experimental results provide some valuable and promising answers to these critical issues.
核融合性能の向上と連続的なトカマク炉運転を同時に実現するための有望な経路として、改善されたコア閉じ込め特性、すなわち内部輸送障壁（ITB）を有するプラズマ状態が挙げられる。高いコア閉じ込め性能を有する状態は、高い規格化圧力かつ適度な電流条件下で、プラズマ電流の大部分がブートストラップ効果によって自己生成される（圧力駆動型である）ことと両立可能でなければならない。さらに、ITBを有する状態では、コア圧力が「非スティフ」であることにより、標準的な誘導運転において観測される核融合性能と周辺プラズマ圧力との間の相関関係が打破され、トカマク運転パラメータ空間に新たな自由度がもたらされる。本稿では、近年（典型的には過去2年間）得られた有望な実験結果およびモデリング結果を踏まえ、強化された熱閉じ込め特性を有するプラズマを定常トカマク炉運転の基盤として用いることの見通しと課題を概説する。世界各国の実験から得られた広範なデータセットが、ITB状態に関して、qプロファイル、Ti/Te比、勾配長、断面形状、規格化トロイダルラーマー半径、衝突度、マッハ数などの多岐にわたるパラメータ範囲にわたって収集されている。近年の進展を踏まえ、ITB状態をITERなどの次世代実験装置へ外挿する際に関連する以下の重要物理課題について考察する：（i）ITB形成条件とパワー閾値の存在、（ii）低トロイダルトルク入射、低中心部燃料供給、かつ高密度・低不純物濃度条件下でのTi≒TeにおけるITB維持、（iii）高βN条件下で大きな体積を占める広範なITBを維持するための閉じ込め制御、（iv）高ブートストラップ電流割合および大きなα粒子加熱割合を実現するためのqおよび圧力プロファイルのリアルタイム制御、（v）コアと周辺輸送障壁との両立性、あるいは外部摂動（如水素同位体ペレット入射）に対する応答。これらの重要課題に対して、現在の実験結果が有望かつ価値ある回答を提供していることを示す。