An integrated plasma profile control strategy, ARTAEMIS, is being developed for extrapolating present-day advanced tokamak (AT) scenarios to steady-state operation. The approach is based on semi-empirical modelling and was initially explored on JET (Moreau et al2008 Nucl. Fusion48 106001). This paper deals with the general applicability of this strategy for simultaneous magnetic and kinetic control on various tokamaks. The determination of the device-specific, control-oriented models that are needed to compute optimal controller matrices for a given operation scenario is discussed. The methodology is generic and can be applied to any device, with different sets of heating and current drive actuators, controlled variables and profiles. The system identification algorithms take advantage of the large ratio between the magnetic and thermal diffusion time scales and have been recently applied to both JT-60U and DIII-D data. On JT-60U, an existing series of high bootstrap current (∼70%), 0.9 MA non-inductive AT discharges was used. The actuators consisted of four groups of neutral beam injectors aimed at perpendicular injection (on-axis and off-axis), and co-current tangential injection (also on-axis and off-axis). On DIII-D, dedicated system identification experiments were carried out in the loop voltage (Vext) control mode (as opposed to current control) to avoid feedback in the response data from the primary circuit. The reference plasma state was that of a 0.9 MA AT scenario which had been optimized to combine non-inductive current fractions near unity with 3.5 < βN < 3.9, bootstrap current fractions larger than 65% and H98(y,2) = 1.5. Actuators other than Vext were co-current, counter-current and balanced neutral beam injection, and electron cyclotron current drive. Power and loop voltage modulations resulted in dynamic variations of the plasma current between 0.7 and 1.2 MA. It is concluded that the response of essential plasma parameter profiles to specific actuators of a given device can be satisfactorily identified from a small set of experiments. This provides, for control purposes, a readily available alternative to first-principles plasma modelling.
先進トカマク（AT）シナリオを定常運転へ外挿するための統合プラズマプロファイル制御戦略ARTAEMISを開発中である。このアプローチは半経験的モデリングに基づいており、当初はJETで検討された（Moreau et al 2008 Nucl. Fusion 48 106001）。本論文では、様々なトカマク装置における磁気・運動論的同時制御に対する本戦略の一般的適用可能性を扱う。所与の運転シナリオに対する最適制御器行列を計算するために必要な、装置固有の制御指向モデルの決定について論じる。本方法論は汎用的であり、異なる加熱・電流駆動アクチュエータ、制御変数、プロファイルを有する任意の装置に適用可能である。システム同定アルゴリズムは、磁気拡散時間と熱拡散時間の大きな比を活用しており、最近JT-60UとDIII-Dの両方のデータに適用されている。JT-60Uでは、高自発電流割合（約70%）、0.9 MAの非誘導AT放電の既存系列が使用された。アクチュエータは、垂直入射（オン軸およびオフ軸）と同方向接線入射（オン軸およびオフ軸）を目的とした4群の中性粒子ビーム入射装置で構成された。DIII-Dでは、専用のシステム同定実験がループ電圧（Vext）制御モードで実施された（電流制御ではなく）。これは、一次回路からの応答フィードバックを回避するためである。基準プラズマ状態は、非誘導電流割合をほぼ1に近づけ、3.5 < βN < 3.9、自発電流割合65%以上、H98(y,2) = 1.5を達成するように最適化された0.9 MAのATシナリオであった。Vext以外のアクチュエータは、同方向、逆方向、およびバランス型中性粒子ビーム入射と電子サイクロトロン電流駆動であった。電力とループ電圧の変調により、プラズマ電流は0.7〜1.2 MAの範囲で動的に変化した。結論として、所与の装置の特定のアクチュエータに対する主要なプラズマパラメータプロファイルの応答は、少数の実験セットから十分に同定可能であることが示された。これにより、制御目的に対して、第一原理に基づくプラズマモデリングに代わる即時利用可能な代替手段が提供される。