Experiments to heat D - T plasmas with ion cyclotron range of frequency (ICRF) waves have been conducted for the first time on the tokamak fusion test reactor (TFTR) (Wilson et al 1995 Phys. Rev. Lett. 75 842). Experiments were performed with full-bore discharges in the low recycling, neutral-beam-heated supershot (Strachan et al 1987 Phys. Rev. Lett. 58 1004) regime with global energy confinement times exceeding twice the empirical L-mode value. Up to 5.9 MW of 43 MHz ICRF power was coupled into plasmas fuelled and heated by 18 - 24 MW of 100 keV D - T neutral beam injection. The fraction of neutral beam power in tritium was varied from 14% to 100% and the toroidal magnetic field was scanned to move the second harmonic tritium layer across the plasma magnetic axis. With the layer on axis, the central ion temperature was increased from approximately 25 to 33 keV when 5.5 MW of ICRF power was added to a plasma fuelled and heated by 13.5 MW of T and 10 MW of D neutral beam injection. Up to 60% of the ICRF power was absorbed via ion heating within the core of a plasma with reactor-relevant parameters. Amplitude-modulated ICRF power was used to measure RF power absorption directly. The results were consistent with models used to predict the performance of ICRF heating scenarios in future machines, such as the international thermonuclear experimental reactor (ITER). Despite extensive plasma conditioning, assisted by neutral beam heating and lithium pellet injection, many discharges were characterized by a degradation in performance and reactivity early in the neutral beam pulse. The degradation resulted from enhanced recycling of impurities and deuterium from the carbon tile limiters. The proximity of the outboard limiter exacerbated attempts to limit this enhanced influx.
D-Tプラズマをイオンサイクロトロン周波数（ICRF）波で加熱する実験が、トカマク核融合試験炉（TFTR）において初めて実施された（Wilsonら 1995 Phys. Rev. Lett. 75 1004）。実験は、大半径方向に満充填された放電において、低リサイクリング、中性粒子ビーム加熱によるスーパーショット（Strachanら 1987 Phys. Rev. Lett. 58 1004）領域で行われ、全体のエネルギー閉じ込め時間は経験的なLモード値の2倍を超えた。最大5.9 MWの43 MHz ICRF電力が、18〜24 MWの100 keV D-T中性粒子ビーム入射によって燃料供給および加熱されたプラズマに結合された。中性粒子ビーム出力に占めるトリチウムの割合は14%から100%まで変化させられ、トロイダル磁場は走査され、第二高調波トリチウム層をプラズマ磁気軸上で移動させた。層が磁気軸上にある場合、13.5 MWのTビームと10 MWのDビーム入射によって燃料供給および加熱されたプラズマに5.5 MWのICRF電力を追加したとき、中心イオン温度は約25 keVから33 keVに上昇した。ICRF電力の最大60%が、炉心プラズマ内でのイオン加熱を介して吸収され、これは炉心関連パラメータを有するプラズマであった。振幅変調されたICRF電力は、RF出力吸収を直接測定するために使用された。結果は、国際熱核融合実験炉（ITER）などの将来の装置におけるICRF加熱シナリオの性能を予測するために使用されるモデルと一致した。広範なプラズマ調整にもかかわらず、中性粒子ビーム加熱とリチウムペレット入射の支援にもかかわらず、多くの放電は、中性粒子ビームパルスの初期段階における性能と反応性の低下によって特徴づけられた。この低下は、カーボンタイルリミッターからの不純物と重水素のリサイクリングの増強に起因した。外側リミッターの近接性は、この増強された流入を制限する取り組みを困難にした。