ITER will require ∼100 MW of auxiliary power for plasma heating, current drive and plasma kinetic control functions. As in most of the present-day tokamaks, these functions will be shared among different heating methods. A (negative-ion) neutral beam injection (NBI) and three RF heating and current drive (H&CD) systems - ion cyclotron (ICRF), electron cyclotron (ECRF) and lower hybrid (LBW) - are under conceptual development, the latter being developed by the European Home Team. The three RF H&CD Systems, described in this paper, offer together a range of features and services capable of satisfying all ITER requirements. A standardized design approach is adopted for the systems: all launchers are integrated in ITER equatorial ports, feature an all-metal construction, have a very limited impact on the torus layout, and do not significantly modify vacuum and tritium boundaries. They are removable through the port with similar manual and remote handling operations. A discussion of the RF systems design and of the associated R&D programmes is presented.
ITERは、プラズマ加熱、電流駆動、およびプラズマ運動量制御機能のために、約100 MWの補助電力を必要とする。現在のほとんどのトカマクと同様に、これらの機能は異なる加熱方式間で分担される。（負イオン）中性粒子ビーム入射（NBI）と3つの高周波加熱・電流駆動（H&CD）システム、すなわちイオンサイクロトロン（ICRF）、電子サイクロトロン（ECRF）、および低域混成波（LHW）が概念設計段階にあり、後者は欧州ホームチームによって開発されている。本論文で述べる3つの高周波H&CDシステムは、総体としてITERのすべての要件を満たす機能と特徴を備えている。全システムに対して標準化された設計アプローチが採用されており、すべてのランチャーはITERの赤道ポートに統合され、全金属構造を特徴とし、トーラス配置への影響を極めて限定し、真空境界およびトリチウム境界を大幅に変更しない。これらは、同様の手動および遠隔操作によりポートを介して取り外し可能である。本論文では、高周波システムの設計と関連する研究開発プログラムについて議論する。