Advanced tokamak regimes obtained in ASDEX Upgrade, DIII-D, FT-U, JET, JT-60U, TCV and Tore Supra experiments are assessed both in terms of their fusion performance and capability for ultimately reaching steady-state using data from the international internal transport barrier database. These advanced modes of tokamak operation are characterized by an improved core confinement and a modified current profile compared to the relaxed Ohmically driven one. The present results obtained in these experiments are studied in view of their prospect for achieving either long pulses ('hybrid' scenario with inductive and non-inductive current drive) or ultimately steady-state purely non-inductive current drive operation in next step devices such as ITER. A new operational diagram for advanced tokamak operation is proposed where the figure of merit characterizing the fusion performances and confinement, , is drawn versus the fraction of the plasma current driven by the bootstrap effect. In this diagram, present day advanced tokamak regimes have now reached an operational domain that is required in the non-inductive ITER current drive operation with typically 50% of the plasma current driven by the bootstrap effect (Green et al2003 Plasma Phys. Control. Fusion45 587). In addition, the existence domain of the advanced mode regimes is also mapped in terms of dimensionless plasmas physics quantities such as normalized Larmor radius, normalized collisionality, Mach number and ratio of ion to electron temperature. The gap between present day and future advanced tokamak experiments is quantitatively assessed in terms of these dimensionless parameters.
ASDEX Upgrade、DIII-D、FT-U、JET、JT-60U、TCVおよびTore Supraの実験で得られた先進トカマク運転領域を、国際内部輸送障壁データベースを用いて、核融合性能と最終的な定常状態到達能力の両方の観点から評価した。これらの先進トカマク運転モードは、緩和されたオーミック駆動のものと比較して、改善されたコア閉じ込めと修正された電流分布によって特徴づけられる。これらの実験で得られた現在の結果は、次世代装置（ITERなど）における長パルス（誘導および非誘導電流駆動を伴う「ハイブリッド」シナリオ）、あるいは最終的には定常状態の純粋な非誘導電流駆動運転を達成する見通しの観点から検討されている。先進トカマク運転のための新たな運転ダイアグラムが提案されており、そこでは核融合性能と閉じ込めを特徴づける性能指数が、ブートストラップ効果によって駆動されるプラズマ電流の割合に対してプロットされている。このダイアグラムにおいて、現在の先進トカマク運転領域は、ブートストラップ効果によって駆動されるプラズマ電流の典型的に50%を伴う非誘導ITER電流駆動運転に必要とされる運転領域に到達している（Greenら、2003年、Plasma Phys. Control. Fusion 45、587）。さらに、先進モード運転領域の存在範囲は、規格化ラーモア半径、規格化衝突頻度、マッハ数、イオン対電子温度比などの無次元プラズマ物理量の観点からもマッピングされている。現在と将来の先進トカマク実験の間のギャップは、これらの無次元パラメータの観点から定量的に評価されている。