A tokamak plasma with internal transport barriers (ITBs) is the best candidate for a steady ITER operation, since the high energy confinement allows working at plasma currents (Ip) lower than the reference scenario. To build and sustain an ITB at the ITER high density (⩾1020 m−3) and largely dominant electron (e−) heating is not trivial in most existing tokamaks. FTU can instead meet both requests, thanks to its radiofrequency heating systems, lower hybrid (LH, up to 1.9 MW) and electron cyclotron (EC up to 1.2 MW). By the combined use of them, ITBs are obtained up to peak densities ne0 > 1.3 × 1020 m−3, with central e− temperatures Te0 ≈ 5.5 keV, and are sustained for as long as the heating pulse is applied (>35 confinement times, τE). At ne0 ≈ 0.8 × 1020 m−3Te0 can be larger than 11 keV. Almost full current drive (CD) and an overall good steadiness is attained within about one τE, 20 times faster than the ohmic current relaxation time. The ITB extends over a central region with an almost flat or slightly reversed q profile and qmin ≈ 1.3 that is fully sustained by off-axis lower hybrid current drive. Consequent to this is the beneficial good alignment of the bootstrap current, generated by the ITB large pressure gradients, with the LH driven current. Reflectometry shows a clear change in the turbulence close to the ITB radius, consistent with the reduced e− transport. Ions (i+) are significantly heated via collisions, but thermal equilibrium with electrons cannot be attained since the e−–i+ equipartition time is always 4–5 times longer than τE. No degradation of the overall ion transport, rather a reduction of the i+ heat diffusivity, is observed inside the ITB. The global confinement has been improved up to 1.6 times over the scaling predictions. The ITB radius can be controlled by adjusting the LH power deposition profile that is affected mostly by the q value of the discharge, while the ITB strength can be varied through central EC heating. FTU experiments have shown that ITER-like e-ITBs are achievable.
内部輸送障壁（ITB）を有するトカマクプラズマは、定常ITER運転の最有力候補である。なぜなら、高いエネルギー閉じ込めにより、基準シナリオよりも低いプラズマ電流（Ip）での運転が可能となるからである。ITERの高密度（≥10²⁰ m⁻³）かつ電子（e⁻）加熱が支配的な条件下でITBを形成・維持することは、既存のほとんどのトカマクでは容易ではない。一方、FTUはその高周波加熱システム、すなわち低混成波（LH、最大1.9 MW）と電子サイクロトロン（EC、最大1.2 MW）により、両方の要件を満たすことができる。これらを併用することで、ピーク密度ne0 > 1.3 × 10²⁰ m⁻³、中心電子温度Te0 ≈ 5.5 keVの条件下でITBが形成され、加熱パルスが印加されている間（>35閉じ込め時間τE）維持される。ne0 ≈ 0.8 × 10²⁰ m⁻³では、Te0は11 keVを超えることが可能である。ほぼ完全な電流駆動（CD）と全体的に良好な定常性は、約1τE以内に達成され、これはオーミック電流緩和時間の約20倍高速である。ITBは、ほぼ平坦またはわずかに逆転したq分布とqmin ≈ 1.3を有する中心領域に広がり、これはオフアクシス低混成波電流駆動によって完全に維持される。その結果、ITBの大きな圧力勾配によって生成されるブートストラップ電流とLH駆動電流との間に、有益な整合がもたらされる。反射測定により、ITB半径付近での乱流の明確な変化が示され、これは電子輸送の低減と一致する。イオン（i⁺）は衝突を介して有意に加熱されるが、電子－イオン間のエネルギー等分配時間が常にτEの4～5倍であるため、電子との熱平衡には達しない。ITB内部では、全体的なイオン輸送の劣化は観測されず、むしろイオン熱拡散係数の低減が見られる。全体の閉じ込めは、スケーリング則予測に対して最大1.6倍改善されている。ITB半径は、放電のq値に主に影響されるLHパワー堆積分布を調整することで制御可能であり、ITBの強度は中心EC加熱によって変化させることができる。FTUの実験は、ITER類似のe-ITBが達成可能であることを示した。