Combined high-fusion performance and long-pulse operation is one of the key integration challenges for fusion energy development in magnetic devices. Addressing these challenges requires an integrated vision of physics and engineering aspects with the purpose of simultaneously increasing time duration and fusion performance. Significant progress has been made in tokamaks and stellarators, including very recent achievement in duration and/or performance. This progress is reviewed by analyzing the experimental data (109 plasma pulses with a total of 3200 data points, i.e. on average 29 data per pulse) provided by ten tokamaks (in alphabetical order: Axially Symmetric Divertor Experiment Upgrade, DIII-D, Experimental Advanced Superconducting Tokamak, Joint European Torus, JT-60 Upgrade, Korea Superconducting Tokamak Advanced Research, tokamak à configuration variable, Tokamak Fusion Test Reactor, Tore Supra, W Environment in Steady-State Tokamak) and two stellarators (Large Helical Device and Wendelstein 7-X) expanding the pioneering work of Kikuchi (Kikuchi M. and Azumi M. 2015 Frontiers in Fusion Research II: Introduction to Modern Tokamak Physics (Springer)). Data have been gathered up to January 2022 and coordination has been provided by the recently created International Energy Agency-International Atomic Energy Agency international Coordination on International Challenges on Long duration OPeration group. By exploiting the multi-machine international database, recent progress in terms of injected energies (e.g. 1730 MJ in L-mode, 425 MJ in H-mode), durations (1056 s in L-mode, 101 s in H-mode), injected powers, and sustained performance will be reviewed. Progress has been made to sustain long-pulse operation in tokamaks and stellarators with superconducting coils, actively cooled components, and/or with metallic walls. The graph of the fusion triple products as a function of duration shows a dramatic reduction of, at least two orders of magnitude when increasing the plasma duration from less than 1 s to 100 s. Indeed, long-pulse operation is usually reached in dominant electron-heating modes at reduced density (current drive optimization) but with low ion temperatures ranging from 1 to 3 keV for discharges above 100 s. Difficulties in extending the duration may arise from coupling high heating powers over long durations and the evolving plasma-wall interaction towards an unstable operational domain. Possible causes limiting the duration and critical issues to be addressed prior to ITER operation and DEMO design are reported and analyzed.
高核融合性能と長パルス運転の組み合わせは、磁気閉じ込め装置における核融合エネルギー開発の主要な統合課題の一つである。これらの課題に対処するには、時間持続時間と核融合性能を同時に向上させることを目的として、物理と工学の側面の統合的な視点が必要である。トカマクおよびステラレーターでは大きな進展が見られ、ごく最近の持続時間および/または性能の達成も含まれる。この進展は、10基のトカマク（アルファベット順：Axially Symmetric Divertor Experiment Upgrade、DIII-D、Experimental Advanced Superconducting Tokamak、Joint European Torus、JT-60 Upgrade、Korea Superconducting Tokamak Advanced Research、tokamak à configuration variable、Tokamak Fusion Test Reactor、Tore Supra、W Environment in Steady-State Tokamak）と2基のステラレーター（Large Helical DeviceおよびWendelstein 7-X）によって提供された実験データ（109プラズマパルス、合計3200データ点、すなわち平均29データ/パルス）を解析することによってレビューされ、これはKikuchiの先駆的研究（Kikuchi M. and Azumi M. 2015 Frontiers in Fusion Research II: Introduction to Modern Tokamak Physics (Springer)）を拡張するものである。データは2022年1月までに収集され、調整は最近設立された国際エネルギー機関-国際原子力機関国際長時間運転国際課題調整グループ（International Energy Agency-International Atomic Energy Agency international Coordination on International Challenges on Long duration OPeration group）によって提供された。多装置国際データベースを利用することにより、投入エネルギー（例：Lモードで1730 MJ、Hモードで425 MJ）、持続時間（Lモードで1056 s、Hモードで101 s）、投入電力、および持続性能に関する最近の進展がレビューされる。超伝導コイル、能動冷却コンポーネント、および/または金属壁を備えたトカマクおよびステラレーターにおける長パルス運転の持続に関して進展が見られた。核融合三重積の持続時間の関数としてのグラフは、プラズマ持続時間を1秒未満から100秒に増加させると、少なくとも2桁の劇的な減少を示す。実際、長パルス運転は通常、密度を低下させた（電流駆動の最適化）電子加熱が支配的なモードで達成されるが、100秒以上の放電ではイオン温度は1から3 keVの範囲の低い値となる。持続時間を延長する際の困難は、長期間にわたる高加熱電力の結合と、不安定な運転領域へと発展するプラズマ-壁相互作用に起因する可能性がある。持続時間を制限する可能性のある原因と、ITER運転およびDEMO設計に先立って対処すべき重大な課題が報告され、分析される。