An assessment is presented of the impact of recent magnetohydrodynamic research results on performance projections for reactor scale tokamaks as exemplified by the ITER Final Design Report (ITER/FDR) facility. For nominal ELMy H mode operation, the presence and amplitude of neoclassical tearing modes governs the achievable β value. Recent work finds that the scaling of β at which such modes onset agrees well with a polarization drift model, with the consequence that, with reasonable assumptions regarding seed island width, the mode onset β will be lower in reactor scale tokamaks than in contemporary devices. Confinement degradation by such modes, on the other hand, depends on relative saturated island size which is governed principally by β and secondarily by ν* effects on bootstrap current density. Relative saturated island size should be comparable in present and reactor devices. DT ITER demonstration discharges in JET exhibited no confinement degradation at the planned ITER operating value of βN = 2.2. Theory indicates that electron cyclotron current drive can either stabilize these modes or appreciably reduce saturated island size. Turning to operation in candidate steady state, reverse shear, high bootstrap fraction configurations, wall stabilization of external kink modes is effective while the plasma is rotating but (so far) rotation has not been maintained. Recent error field observations in JET imply an error field size scaling that leads to a projection that the ITER/FDR facility will be somewhat more tolerant to error fields than thought previously. ICRF experiments on JET and Alcator C-Mod indicate that plasmas heated by central energetic particles have benign ELMs compared with the usual type 1 ELM of NBI heated discharges.
本論文では、最近の磁気流体力学的研究が、ITER最終設計報告書（ITER/FDR）施設に代表される炉心規模トカマクの性能予測に及ぼす影響について評価する。標準的なELMy Hモード運転において、新古典テアリングモードの存在とその振幅が達成可能なβ値を決定する。最近の研究により、このようなモードが発生するβ値のスケーリングは分極ドリフトモデルとよく一致することが判明しており、その結果、シードアイランド幅に関する合理的な仮定の下では、モード発生時のβ値は現行装置よりも炉心規模トカマクにおいて低くなると考えられる。一方、このようなモードによる閉じ込めの劣化は、相対飽和アイランドサイズに依存し、これは主にβ値によって決まり、二次的にはブートストラップ電流密度に対するν*効果によって決まる。相対飽和アイランドサイズは、現行装置と炉心規模装置で同等であるべきである。JETにおけるITER実証運転では、計画されたITER運転値βN = 2.2において閉じ込めの劣化は観測されなかった。理論によれば、電子サイクロトロン電流駆動はこれらのモードを安定化させるか、飽和アイランドサイズを大幅に低減することができる。候補となる定常運転、逆シア運転、高ブートストラップ電流分率配位への移行に関しては、プラズマが回転している間は外部キンクモードの壁安定化が有効であるが、これまでのところ回転は維持されていない。JETにおける最近の誤差磁場観測は、誤差磁場サイズのスケーリングを示唆しており、これによりITER/FDR施設は従来考えられていたよりも誤差磁場に対してやや許容度が高くなるとの予測が導かれる。JETおよびAlcator C-ModにおけるICRF実験は、中心部の高エネルギー粒子加熱によるプラズマでは、NBI加熱放電における通常のタイプ1 ELMと比較して、ELMが穏やかであることを示している。