A possibility of `advanced tokamak' operation based on RF heating and current drive is studied using 1-D transport modelling for long pulse tokamaks such as Tore Supra. A current drive with lower hybrid and fast magnetosonic waves and strong electron heating with ion cyclotron waves are applied in this scenario. The self-consistent evolution of the energy, particles and current densities is simulated, starting from an ohmic plasma and arriving at a non-inductive steady state equilibrium. An estimation of the RF power required for the setting up of this equilibrium characterized by an improved confinement due to the building up of particle and energy internal transport barriers in the reversed magnetic shear configuration is presented. The maximum bootstrap current fraction attained in this scenario is about 50%. A limit on the bootstrap current fraction in plasmas with an L mode edge and improved core confinement produced due to the stabilizing effect of a low or negative magnetic shear is found. The conventional operational techniques with fixed plasma current or controlled plasma flux and non-inductive current are compared with the operation with the current profile control algorithm, and the advantages of current profile control are shown. The results presented are relevant to present tokamaks operating with RF heating and current drive and possibly to future tokamak projects aimed at advanced operation.
RF加熱と電流駆動に基づく「先進トカマク」運転の可能性が、Tore Supraのような長時間パルストカマクに対して1次元輸送モデリングを用いて研究されている。このシナリオでは、低域混成波と高速磁気音波による電流駆動と、イオンサイクロトロン波による強力な電子加熱が適用される。オーミックプラズマから始まり非誘導定常平衡に到達するまでの、エネルギー、粒子、および電流密度の自己無撞着な時間発展がシミュレーションされる。反転磁気シア配位における粒子およびエネルギー内部輸送障壁の形成による改善された閉じ込めを特徴とするこの平衡を確立するために必要なRFパワーの見積もりが提示される。このシナリオで達成される最大ブートストラップ電流割合は約50%である。低いまたは負の磁気シアの安定化効果によって生じる改善された中心閉じ込めとLモード周辺部を有するプラズマにおけるブートストラップ電流割合の限界が見出される。固定プラズマ電流、あるいは制御されたプラズマ束と非誘導電流を用いる従来の運転手法が、電流分布制御アルゴリズムを用いる運転と比較され、電流分布制御の利点が示される。提示された結果は、RF加熱と電流駆動で運転される現在のトカマク、そしておそらく先進運転を目指す将来のトカマク計画に関連するものである。