Toroidal DT plasmas in which the D and T ions make up two distinct, quasi-thermal velocity distributions, oppositely displaced in velocity along the magnetic axis, can be set up by introducing all ions by tangential injection of neutral beams, and by removing ions from the plasma shortly after they have decelerated to an energy <̃2Te by Coulomb drag on the plasma electrons. A simple physical model for this counterstreaming-ion operation allows one to deduce the ion velocity distributions and required energy and particle confinement times that are in good agreement with the results of previous Fokker-Planck calculations. These distributions are used to calculate fusion reactivities, from which the variation of fusion power gain and power density with injection energy and Te are determined. The practical problems of implementing counterstreaming operation in a tokamak include charge-exchange losses, impurities, and the need to minimize plasma re-cycling.Several properties of the counterstreaming system that make it advantageous for near-term reactor applications are (1) optimal performance at relatively low injection energy (40–60 keV), because of head-on nuclear collisions, (2) small electron energy confinement time for Q ∼ 1 (e. g. neτE ≈ 2 × 1012 cm−3·s at Te ≈ 3.5 keV), (3) fuelling solely by the injected beams, and (4) possible maintenance of the plasma current by the beams. For realistic tokamak parameters, neutron wall loading is limited to 0.5 MW/m2 or less. Plasma parameters appropriate to radiation test reactors and fusion-fission hybrid reactors are discussed.
トカマクにおいて、DイオンとTイオンがそれぞれ異なる準熱的速度分布を形成し、磁気軸に沿って速度空間で互いに逆方向に変位した状態（対向流イオン運転）は、全イオンを中性粒子ビームの接線入射によって導入し、イオンがクーロン抵抗によりプラズマ電子との相互作用でエネルギー <̃2Te まで減速した後にプラズマから除去することによって実現できる。この対向流イオン運転の簡易物理モデルにより、イオン速度分布と、必要なエネルギー閉じ込め時間および粒子閉じ込め時間を導出でき、これらは従来のフォッカー＝プランク計算の結果と良好な一致を示す。これらの分布を用いて核融合反応率を計算し、そこから核融合出力利得および入射エネルギーとTeに対する核融合出力の変化を決定する。トカマクにおける対向流運転の実装上の課題としては、荷電交換損失、不純物、およびプラズマのリサイクリングを最小化する必要性が挙げられる。対向流システムが近未来の応用において有利となる特性は、(1) 対向衝突による核融合反応のため、比較的低い入射エネルギー（40–60 keV）で最適な性能が得られること、(2) Q ∼ 1 に対して小さな電子エネルギー閉じ込め時間で済むこと（例：Te ≈ 3.5 keV において neτE ≈ 2 × 10^13 cm^−3・s）、(3) ビーム入射のみで燃料供給が完結すること、(4) ビームによってプラズマ電流の維持が可能であること、である。現実的なトカマクパラメータでは、中性子壁負荷は 0.5 MW/m^2 以下に制限される。放射線試験炉および核融合核分裂ハイブリッド炉に適したプラズマパラメータについても議論する。