The energy flow from the poloidal field coils of a tokamak to the electromagnetic and kinetic stored energy of the plasma is considered in the context of optimizing the operation of ITER. The goal is to optimize the flux usage in order to allow the longest possible burn in ITER at the desired conditions to meet the physics objectives (500 MW fusion power with energy gain of 10). A mathematical formulation of the energy flow is derived and applied to experiments in the DIII-D tokamak that simulate the ITER design shape and relevant normalized current and pressure. The rate of rise of the plasma current was varied, and the fastest stable current rise is found to be the optimum for flux usage in DIII-D. A method to project the results to ITER is formulated. The constraints of the ITER poloidal field coil set yield an optimum at ramp rates slower than the maximum stable rate for plasmas similar to the DIII-D plasmas. Experiments in present-day tokamaks for further optimization of the current rise and validation of the projections are suggested.
トカマクのポロイダル磁場コイルから電磁的および運動学的な蓄積エネルギーへのエネルギー流束は、ITERの運転最適化という観点から考察される。目標は、物理目標（エネルギー増倍率10を伴う500 MWの核融合出力）を満たすために必要な条件下で、ITERにおける最長の燃焼持続を可能にするフラックス使用の最適化である。エネルギー流束の数学的定式化が導出され、ITER設計形状ならびに関連する規格化電流および圧力を模擬したDIII-Dトカマクにおける実験に適用される。プラズマ電流の立ち上げ速度を変化させたところ、DIII-Dにおけるフラックス使用の最適値は、安定な最速の電流立ち上げ速度に対応することが見出された。ITERへの結果の外挿方法が定式化される。ITERのポロイダル磁場コイルセットの制約により、DIII-Dと類似のプラズマに対しては、最適な立ち上げ速度は最大安定速度よりも遅い値となる。電流立ち上げのさらなる最適化と外挿の検証のための、現存するトカマクにおける実験が提案される。