The ability to provide fusion burn control without requiring physical access through the first wall and fuel breeding blankets, would be vital for any future, magnetically confined fusion power reactor. A multi-sensor, fusion fuel cycle exhaust, neutral gas analysis system on JET, capable of delivering real time data, and accessing only the sub-divertor region, provides an excellent example of such capability. Optimized for and operated during the deuterium–tritium experimental campaigns 2 and 3 (DTE2, DTE3), it is proving valuable for planning to explore fusion reactor burn control in ITER with a comparable diagnostic system called the Diagnostic Residual Gas Analyzer (DRGA). This paper aims to show feasibility of developing model-based controllers for ITER and next generation, reactor-relevant devices, by building both on the empirical experience in JET-DTE2, and on the already emerging experience on developing such models specifically for ITER. The paper begins with a specific use-case from JET-DTE2, pertaining to the observed sensitivity of the fusion neutron yield on the concentration of isotopic helium-3 (3He), with data from one of the high-performance DT shots exhibited with emphasis on the 3He measurement via the sub-divertor. Then, a first model is developed and then explored with simulations that aim to discover how well the controllers in the model react to either insufficient levels of 3He or excessive levels of 3He. The simulations then explore potential impact from a delay in the measurement (or the response) that would be comparable to the ∼1 s, conductance limited response for the ITER DRGA system, currently in its final design. The simulations show that control is feasible, and that its effectiveness is not significantly impacted by such delay.
将来のあらゆる磁場閉じ込め核融合動力炉にとって、第一壁および燃料増殖ブランケットを貫通する物理的アクセスを必要とせずに核融合燃焼制御を提供できる能力は極めて重要である。JETにおける、リアルタイムデータを提供でき、かつサブダイバータ領域のみにアクセスする、マルチセンサー式の核融合燃料サイクル排気中性ガス分析システムは、そのような能力の優れた一例である。重水素–トリチウム実験キャンペーン2および3（DTE2、DTE3）向けに最適化され、これらの期間中に運用されたこのシステムは、ITERにおいて同等の診断システムであるDiagnostic Residual Gas Analyzer（DRGA）を用いた核融合炉燃焼制御の探査を計画する上で有益であることが実証されつつある。本論文は、JET-DTE2での経験的知見と、ITER向けに特化してそのようなモデルを開発しつつあるすでに生まれつつある経験の両方に基づいて、ITERおよび次世代の炉関連装置向けのモデルベース制御器の開発の実現可能性を示すことを目的とする。本論文はまず、JET-DTE2の特定のユースケース、すなわち核融合中性子収量が同位体ヘリウム3（3He）濃度に対して示す観測された感度に関するものを取り上げ、サブダイバータを介した3He測定に重点を置いて、高性能DTショットの1つからのデータを示す。次に、最初のモデルが構築され、その後、モデル内の制御器が3Heの不十分なレベルまたは過剰なレベルのどちらにどの程度うまく反応するかを調べることを目的としたシミュレーションによって探索される。続いてシミュレーションは、現在最終設計段階にあるITER DRGAシステムのコンダクタンス制限応答である約1秒に相当する、測定（または応答）の遅延による潜在的な影響を探索する。シミュレーションは、制御が実現可能であり、その有効性がそのような遅延によって大きな影響を受けないことを示している。