In thermonuclear fusion research using magnetic confinement, the tokamak is the leading candidate for achieving the conditions required for a reactor. An international experiment, ITER, is proposed as the next essential and critical step on the path to demonstrating the scientific and technological feasibility of fusion energy. ITER is to produce and study plasmas dominated by self-heating. This would give unique opportunities to explore, in reactor relevant conditions, the physics of α-particle heating, plasma turbulence and turbulent transport, stability limits to the plasma pressure and exhaust of power and particles. Important new results obtained in experiments, theory and modelling, enable an improved understanding of the physical processes occurring in tokamak plasmas and give enhanced confidence that ITER will achieve its goals. In particular, progress has been made in research to raise the performance of tokamaks, aimed to extend the discharge pulse length towards steady-state operation (advanced scenarios). Standard tokamak discharges have a current density increasing monotonically towards the centre of the plasma. Advanced scenarios, on the other hand, use a modified current density profile. Different advanced scenarios range from (i) plasmas that sustain a central region with a flat current density profile (zero magnetic shear), capable of operating stationary at high plasma pressure, to (ii) discharges with an off-axis maximum of the current density profile (reversed magnetic shear in the core), able to form internal transport barriers, to increase the confinement of the plasma. The physics of advanced tokamak discharges is described, together with an overview of recent results from different tokamak experiments. International collaboration between experiments aims to provide a better understanding, control and optimization of these plasmas. The ability to explore advanced scenarios in ITER is very desirable, in order to verify the results obtained in experiments today and to demonstrate the potential to significantly increase the economic attractiveness of the tokamak.
磁場閉じ込め核融合研究において、トカマクは炉心実現に必要な条件を満たすための主要な候補である。国際実験であるITERは、核融合エネルギーの科学的・技術的実現可能性を実証するための次の必須かつ重要なステップとして提案されている。ITERは、自己加熱が支配的なプラズマを生成し、研究することを目的としている。これにより、炉心関連条件下でのα粒子加熱、プラズマ乱流と乱流輸送、プラズマ圧力の安定性限界、ならびに粒子および熱の排気に関する物理を研究する独自の機会が得られる。実験、理論、およびモデリングにおいて得られた重要な新たな成果は、トカマクプラズマで生じる物理過程の理解を深め、ITERがその目標を達成できるという確信を強めている。特に、定常運転に向けて放電パルス長を延長することを目的とした、トカマク性能向上のための研究において進展が見られている（先進シナリオ）。標準的なトカマク放電では、電流密度はプラズマ中心に向かって単調に増加する。一方、先進シナリオでは、修正された電流密度分布が用いられる。異なる先進シナリオは、(i) 中心部で電流密度分布が平坦化され（ゼロ磁気シア）、高いプラズマ圧力での定常運転が可能なプラズマから、(ii) 電流密度分布が中心からずれた位置で最大となる（コア部での逆磁気シア）、閉じ込めを向上させる内部輸送障壁を形成できる放電まで、多岐にわたる。本稿では、先進トカマク放電の物理と、さまざまなトカマク実験における最近の成果の概要を述べる。国際的な実験間の協力は、これらのプラズマの理解、制御、および最適化を深めることを目的としている。ITERにおける先進シナリオの探求は、今日の実験で得られた結果を検証し、トカマクの経済的魅力を大幅に高める可能性を実証するために、極めて重要である。