To support the design of an ITER ion-cyclotron range of frequency heating (ICRH) system and to mitigate risks of operation in ITER, CEA has initiated an ambitious Research & Development program accompanied by experiments on Tore Supra or test-bed facility together with a significant modelling effort. The paper summarizes the recent results in the following areas:Comprehensive characterization (experiments and modelling) of a new Faraday screen concept tested on the Tore Supra antenna. A new model is developed for calculating the ICRH sheath rectification at the antenna vicinity. The model is applied to calculate the local heat flux on Tore Supra and ITER ICRH antennas.Full-wave modelling of ITER ICRH heating and current drive scenarios with the EVE code. With 20 MW of power, a current of ±400 kA could be driven on axis in the DT scenario. Comparison between DT and DT(3He) scenario is given for heating and current drive efficiencies.First operation of CW test-bed facility, TITAN, designed for ITER ICRH components testing and could host up to a quarter of an ITER antenna.R&D of high permittivity materials to improve load of test facilities to better simulate ITER plasma antenna loading conditions.
ITERのイオンサイクロトロン周波数帯加熱（ICRH）システムの設計を支援し、ITER運転のリスクを軽減するため、CEAは野心的な研究開発プログラムを開始し、Tore Supraまたは試験設備での実験と大規模なモデリングを組み合わせて実施している。本論文では、以下の分野における最近の成果をまとめる：新しいファラデーシールド概念の包括的特徴付け（実験とモデリング）。Tore Supraアンテナ近傍で試験された新しいファラデーシールド概念。アンテナ近傍でのICRHシース整流を計算する新しいモデル。このモデルを適用し、Tore SupraおよびITERのICRHアンテナ上の局所熱流束を計算。EVEコードを用いたITERのICRH加熱および電流駆動シナリオの全波モデリング。20MWの電力で、DTシナリオにおいて軸上で±400kAの電流駆動が可能。DTとDT(3He)シナリオの加熱および電流駆動効率の比較。ITERのICRHコンポーネント試験用に設計された連続波（CW）試験設備TITANの初運転。ITERアンテナの最大4分の1を収容可能。ITERプラズマのアンテナ負荷条件をより良く模擬するための、高誘電率材料の研究開発。