AbstractExperiments on the current generation of large tokamaks have demonstrated that the core confinement properties are sufficiently good that the tokamak program can move forward to studies of long-pulse tokamaks with reactor-like properties in the core. On-going experiments show the benefits of plasma shaping and the capabilities of divertor design. Very good confinement has been obtained in magnetic field configurations which have been created with a region with reversed magnetic shear inside the plasma, and these results encourage further experiments in present devices extending the pulse length and improving the plasma performance, and moving forward to another generation of tokamaks. The significant challenges in plasma measurement are being addressed in the design work in progress for the international tokamak experimental reactor (ITER), and were being studied for the tokamak physics experiment (TPX). There will have to be extensive capabilities for using diagnostic signals in the control of the magnetic fields, heating and current drive sources, and fuelling. Clearly, many of the properties of the plasma in the divertors must be measured to allow the control of the gas flows and of the first-wall temperatures. This paper will describe some aspects of preparing diagnostic systems for next-generation devices.
現在の大型トカマクにおける実験により、コア閉じ込め特性が十分に優れていることが実証され、トカマク計画は炉心プラズマ特性を備えた長時間パルス運転の研究へと進むことができる。進行中の実験は、プラズマ形状制御の利点とダイバータ設計の能力を示している。プラズマ内部に磁気シアが反転した領域を有する磁場配位において、非常に優れた閉じ込めが達成されており、これらの結果は、パルス長を延長しプラズマ性能を向上させるための現行装置でのさらなる実験を後押しするとともに、次世代トカマクへの進展を促している。プラズマ計測における重要な課題は、国際熱核融合実験炉（ITER）の設計作業において取り組まれており、またトカマク物理実験（TPX）においても研究が進められてきた。磁場制御、加熱・電流駆動源、および燃料供給において診断信号を広範に活用する能力が将来必要となる。明らかに、ダイバータ内のプラズマ特性の多くを計測し、ガス流量と第一壁温度を制御することが求められる。本論文では、次世代装置向け診断システムの整備に関するいくつかの側面について述べる。