This chapter presents the activity conducted by the ITPA topical group (TG) on Diagnostics over about the last 15 years. Following a general introduction of the ITER Diagnostics led by their measurement roles, the document is organized in several subchapters detailing the design support, research and development activity conducted by each of the specialist working groups (WGs) of the TG. Please note that the magnetic diagnostics were supported at the TG without a specific WG. Their status is included in the general introduction. In the following some highlights of the subchapter’s contents are provided. Recent advances in ITER first wall (FW) diagnostics for the measurements of plasma-metallic wall interaction in support of the ITER research plan are reported. An InfraRed imaging Video Bolometer for ITER has been developed and tested on several tokamaks to measure the radiated power loss. A laser-induced breakdown spectroscopy (LIBS) technique which utilizes a pulsed laser beam to ablate locally by forming a crater, will measure local tritium inventory in the FW material. Real-time Residual Gas Analyzers will measure the neutral gas composition in a divertor port and an equatorial port during plasma operation. Due to the full metallic FW environment, the plasma-wall interaction in ITER will face several challenges such as the compromised radiated power and divertor heat flux measurements by reflection. Ray tracing and analysis codes have been developed to eliminate and correct the effects of reflection in the measurements. The characteristics of the reflecting surfaces depending on the roughness and angle of the incidence have been measured by dedicated experiments, and the results were applied to the reflection elimination. For the measurement of the metallic impurity radiation induced by eroded metallic atoms, a vacuum ultraviolet spectrometer has been developed and tested. An extensive thermonuclear diagnostic suite will be required to support the operation of ITER and the planned experimental program for future burning plasma experiments. Due to the harsh environmental conditions, the implementation of diagnostic systems in ITER is a major challenge. These conditions include high levels of neutron and gamma fluxes, neutron heating, particle bombardment. Therefore, the selection and design of diagnostic systems must take into account a number of phenomena previously unseen in diagnostic design. For this reason, the measurement of neutrons and confined or lost fast ions, with particular emphasis on alpha particles, is critical to ITER. The diagnostics associated with these measurements will be important for future plasma-burning experiments at ITER. The high neutron emission and very large plasma size in ITER make neutron diagnostics the main diagnostic method used to measure plasma parameters such as fusion power, fusion power density, ion temperature, energy of fast ions and their spatial distributions in the plasma core. Active spectroscopy techniques are methods where a neutral particle beam is injected into the plasma and information on plasma parameters is extracted from the measurement of line emission resulting from the beam-plasma interaction, either by plasma ions or by beam atoms. Spatial localization is achieved by crossing the beamline and multiple observation lines. The ITER plasma will be a high temperature, moderately dense, fully ionized collisional plasma. The plasma facing surfaces are principally metallic being fashioned from beryllium or tungsten but many other elements, arising from either structural or from operational needs, may enter this plasma. The energy range of the emitted photons range from meV (infra-red) to multi keV (x-rays) and originate from all areas of the plasma volume. The primary role of passive emission diagnostics is to identify what is in the plasma from spectral signatures. Extracting quantitative information from these measurements such as impurity content, ion temperature, rotation, degree of detachment and radiated power depends on calibrated instruments, a physics model of the atomic and molecular processes and plasma transport and an analysis workflow that takes into account environmental effects such as reflections. The particular needs for ITER have prompted a multi-machine, many-year effort to address all these aspects and this chapter reviews the work on diagnostic design, experiments and new analysis techniques. An overview of the laser diagnostics to be implemented on ITER is also provided in this paper. This includes descriptions of the Thomson scattering in the core, edge and divertor regions, polarimetry and interferometry diagnostics used for measuring plasma density and also measurements of helium density in the divertor using Laser Induced Flourescence. Techniques which can allow improvements on current measurements are also addressed in particular expanding poloidal polarimetry measurements to measure field fluctuations and proposed use of dispersion interferometery which has a number of advantages over existing methods. This paper identifies particular areas where further research and testing on existing tokamaks is useful even at this advanced stage to inform the design of diagnostics for ITER. Outstanding areas of concern for the implementation of laser diagnostics, in particular with a view to reliable operation are identified. An overview of the latest developments of microwave diagnostic systems and techniques is given. The primary focus is the contributions for ITER—the next step burning plasma experiment—which is supplemented by describing recent progress of techniques applicable for fusion experiments beyond ITER. The contributions are intentionally kept concise, and are being supplemented by a rich list of references for further studies. Radiation induced effects are receiving continuous and well-deserved attention of the ITER diagnostic community and they are in many cases one of the primary design drivers of the ITER diagnostic systems. The paper summarizes recent progress in this area focusing primarily on the ITER diagnostics but in some cases provides also outlook for the possible solutions for even more demanding radiation environment of fusion reactors beyond ITER. Despite advancements in the area of modeling and simulation of various radiation induced effects, experimental testing in a nuclear environment as close as possible to the target one is still seen as unavoidable for proper qualification of particular diagnostic functional elements. Recent advancement within three diagnostic areas: optical diagnostics, magnetics and bolometers is covered. Encouraging results on qualification of silica glass vacuum window assemblies are presented. In the area of magnetic sensors, progress of irradiation tests performed on ITER in-vessel LTCC inductive sensors is presented with outlook for novel technological approaches to inductive sensors utilizing thick printing and photolithography technologies being highlighted. Summary of advancements in the area of steady state magnetic field sensors based on Hall effect is given. New results of neutron irradiation test of the ITER borosilicate glass inserts for vacuum electrical feedthroughs are summarized finding negligible swelling at target level of neutron fluence. Off-line irradiation tests of fiber optic current sensors for plasma current measurement demonstrated that both for gamma doses up to 5 MGy and a total neutron fluence up to 1015 cm−2, radiation induced changes are still compatible with required measurement accuracy on ITER. The ITER bolometers are given as an example how considering radiation effects may influence the diagnostic design. Finally, outlook for future main R&D directions is outlined. All optical and laser-based diagnostics in ITER will be using mirrors to guide plasma radiation toward detectors, cameras and sensors. In the hostile plasma, radiation and particle environment the optical characteristics of diagnostic mirrors will degrade directly affecting the entire performance of involved diagnostic systems. An assessment of factors affecting mirror performance is provided. Among the prime adverse factors are deposition of plasma impurities, sputtering of mirror surface and steam ingress in the vicinity of mirrors. Within the International Tokamak Physics Activity with active support by ITER central team and domestic agencies, the structured research and development (R&D) program on mitigation of risks for diagnostic mirrors is underway. Within this program the mirror material development, the passive mitigation of mirror degradation by using diagnostic ducts and shutters along with an active mirror recovery program comprising the in-situ mirror cleaning and calibration is underway. Recent developments in diagnostic mirror R&D are described in this Chapter along with an example of their implementation of R&D solutions in ITER Infrared Thermography diagnostic. An assessment of still open engineering and physics questions, considerations on mirror risks during an early phase of ITER operation are given along with an overview of diagnostic mirror evolution in the late ITER operation stage toward the demonstration fusion power plant. Several crucial areas of diagnostic R&D outlined in ITER Research Plan are addressed. The basic control groups in a fusion reactor can be broken-down in five categories: (1) plasma position, magnetic configuration, and plasma current control, (2) profile control and confinement optimization, (3) MHD control and suppression, (4) edge dissipation control, radiation and plasma exhaust control and (5) break-down optimization. These categories are coupled via the physics (a control action in one domain will affect the other domains) and via shared actuators (e.g. ECRH for impurity accumulation avoidance, current density distribution control and MHD suppression). Consequently, a supervisory control system should determine the priority of the various control tasks, their couplings, and the interfaces with the safety and interlock system. For the systematic development of the various controllers taking the complexity of the plasma and the control system into account, a model-based approach is required. A short historical overview is given of the developments in systems and control theory and control engineering with special emphasis on those developments that are most relevant for Nuclear Fusion research and operation. An overview is given of the state of the field of fusion plasma control for the control categories. It will be shown how synthetic diagnostics are being developed in ITER and how they are used in diagnostic design and design validation and how they can be in model-based controller synthesis using relatively simple models. In modern control methods, multiple diagnostics are used to constrain relatively simple models. The constrained models provide an estimate for the state. This opens the route to state controllers, such as model predictive control. A major challenge in nuclear fusion research is the coherent combination of data from heterogeneous diagnostics and modeling codes for machine control and safety as well as physics studies. Measured data from different diagnostics often provide information about the same subset of physical parameters. Additionally, information provided by some diagnostics might be needed for the analysis of other diagnostics. A joint analysis of complementary and redundant data allows, e.g. to improve the reliability of parameter estimation, to increase the spatial and temporal resolution of profiles, to obtain synergistic effects, to consider diagnostics interdependencies and to find and resolve data inconsistencies. Physics-based modeling and parameter relationships provide additional information improving the treatment of ill-posed inversion problems. A coherent combination of all kind of available information within a probabilistic framework allows for improved data analysis results. The concept of integrated data analysis (IDA) in the framework of Bayesian probability theory is outlined and contrasted with conventional data analysis. Components of the probabilistic approach are summarized and specific ingredients beneficial for data analysis at fusion devices are discussed.
本稿では、過去約15年間にわたりITPAトピカルグループ（TG）の診断部門が実施した活動について述べる。ITER診断装置の計測役割に基づく一般的な導入に続き、本稿は、TGの各専門作業グループ（WG）が実施した設計支援、研究開発活動を詳述するいくつかのサブチャプターで構成される。磁気診断装置は、特定のWGなしでTGにおいて支援されたことに留意されたい。その状況は一般的な導入部に含まれている。以下に、サブチャプター内容のいくつかのハイライトを示す。ITER研究計画を支援するための、プラズマ-金属壁相互作用の計測に関するITER第一壁（FW）診断装置の最近の進展が報告されている。ITER用の赤外線イメージングビデオボロメータが開発され、放射損失電力を測定するために複数のトカマクで試験されてきた。パルスレーザー光を利用してクレーターを形成することにより局所的にアブレーションするレーザー誘起絶縁破壊分光法（LIBS）は、FW材料中の局所トリチウムインベントリを測定する。リアルタイム残留ガス分析器は、プラズマ運転中にダイバータポートと赤道ポート内の中性ガス組成を測定する。全金属FW環境のため、ITERでのプラズマ-壁相互作用は、反射による放射損失電力およびダイバータ熱流束測定の劣化など、いくつかの課題に直面するであろう。反射の影響を除去・補正するために、光線追跡および解析コードが開発されてきた。粗さと入射角に依存する反射面の特性は、専用実験によって測定され、その結果は反射除去に適用された。侵食された金属原子によって誘起される金属不純物放射の測定のために、真空紫外分光器が開発され試験された。ITERの運転および計画された実験プログラムを支援するためには、将来の燃焼プラズマ実験に向けて、大規模な熱核融合診断装置群が必要とされる。過酷な環境条件のため、ITERへの診断システムの実装は大きな課題である。これらの条件には、高レベルの中性子束とガンマ線束、中性子加熱、粒子衝撃が含まれる。したがって、診断システムの選定と設計は、従来の診断設計ではこれまで見られなかった多くの現象を考慮に入れなければならない。このため、中性子および閉じ込められた、または失われた高速イオン、特にアルファ粒子の測定は、ITERにとって極めて重要である。これらの測定に関連する診断装置は、ITERでの将来のプラズマ燃焼実験にとって重要となるであろう。ITERにおける高中性子放出と非常に大きなプラズマサイズは、核融合出力、核融合出力密度、イオン温度、高速イオンのエネルギーおよびそのプラズマコア内の空間分布などのプラズマパラメータを測定するための主要な診断手法として、中性子診断を位置づける。アクティブ分光法は、中性粒子ビームをプラズマに入射し、ビーム-プラズマ相互作用、すなわちプラズマイオンまたはビーム原子のいずれかによって生じる線放射の測定からプラズマパラメータの情報を抽出する手法である。空間局在化は、ビームラインと複数の観測ラインを交差させることによって達成される。ITERプラズマは、高温、中程度の密度、完全電離の衝突性プラズマとなるであろう。プラズマ対向面は主にベリリウムまたはタングステンから作られた金属であるが、構造上または運転上の必要性から生じる他の多くの元素がこのプラズマに入り得る。放出される光子のエネルギー範囲は、meV（赤外線）から数keV（X線）まで及び、プラズマ体積の全領域から発生する。パッシブ発光診断の主な役割は、スペクトル特性からプラズマ中の物質を同定することである。不純物含有量、イオン温度、回転、デタッチメント度、放射損失電力などの定量的情報をこれらの測定から抽出することは、較正された機器、原子・分子過程およびプラズマ輸送の物理モデル、ならびに反射などの環境効果を考慮した解析ワークフローに依存する。ITERの特定のニーズは、これらすべての側面に対処するための複数装置による長年の取り組みを促しており、本稿では診断設計、実験、新しい解析手法に関する研究を概説する。また、ITERに実装されるレーザー診断の概要も本稿で提供される。これには、コア、エッジ、ダイバータ領域でのトムソン散乱、プラズマ密度測定に用いられる偏光計測および干渉計測、ならびにレーザー誘起蛍光法を用いたダイバータ中のヘリウム密度測定の記述が含まれる。現在の測定を改善できる手法も扱われ、特にポロイダル偏光計測を拡張して磁場揺動を測定すること、および既存手法に対していくつかの利点を有する分散干渉計の使用提案が含まれる。本稿は、この高度な段階であっても、ITER用診断装置の設計に情報を与えるために、既存トカマクでのさらなる研究と試験が有用である特定の分野を特定する。レーザー診断の実装、特に信頼性の高い運転に関する顕著な懸念分野が特定される。マイクロ波診断システムと技術の最新開発の概要が示される。主な焦点は、次段階の燃焼プラズマ実験であるITERへの貢献であり、ITERを超えた核融合実験に適用可能な技術の最近の進歩の記述によって補足される。貢献は意図的に簡潔に保たれており、さらなる研究のための豊富な参考文献リストによって補足されている。放射線誘起効果は、ITER診断コミュニティから継続的かつ当然の注目を受けており、多くの場合、ITER診断システムの主要な設計要因の一つとなっている。本稿はこの分野の最近の進歩を要約し、主にITER診断に焦点を当てるが、場合によってはITERを超えた核融合炉のさらに厳しい放射線環境に対する可能な解決策の見通しも提供する。様々な放射線誘起効果のモデリングとシミュレーションの分野における進歩にもかかわらず、特定の診断機能要素の適切な認定には、目標環境に可能な限り近い核環境での実験的試験が依然として不可避であると考えられている。光診断、磁気診断、ボロメータという3つの診断分野における最近の進歩が扱われる。シリカガラス真空窓アセンブリの認定に関する有望な結果が提示される。磁気センサーの分野では、ITERの炉内LTCC誘導センサーに対して実施された照射試験の進捗が提示され、厚膜印刷およびフォトリソグラフィ技術を利用した誘導センサーへの新しい技術的アプローチへの見通しが強調される。ホール効果に基づく定常磁場センサーの分野における進歩の要約が示される。真空電気フィードスルー用のITERホウケイ酸ガラスインサートの中性子照射試験の新しい結果が要約され、目標レベルの中性子フルエンスで無視できる膨潤が発見された。プラズマ電流測定用の光ファイバー電流センサーのオフライン照射試験は、5 MGyまでのガンマ線線量と1015 cm−2までの総中性子フルエンスの両方について、放射線誘起変化がITERの要求測定精度と依然として適合することを実証した。ITERボロメータは、放射線効果を考慮することが診断設計にどのように影響し得るかの例として示される。最後に、将来の主要な研究開発方向の見通しが概説される。ITERのすべての光学およびレーザーベースの診断装置は、プラズマ放射を検出器、カメラ、センサーへ導くためにミラーを使用する。過酷なプラズマ、放射線、粒子環境では、診断ミラーの光学特性が劣化し、関与する診断システム全体の性能に直接影響を及ぼす。ミラー性能に影響を与える要因の評価が提供される。主要な悪影響因子には、プラズマ不純物の堆積、ミラー表面のスパッタリング、ミラー近傍への蒸気の侵入がある。国際トカマク物理活動内では、ITER中央チームと国内機関による積極的支援を受けて、診断ミラーのリスク軽減のための体系的な研究開発（R&D）プログラムが進行中である。このプログラムでは、ミラー材料開発、診断ダクトとシャッターを用いたミラー劣化のパッシブ軽減、ならびにその場ミラー洗浄と校正からなるアクティブミラー回復プログラムが進行中である。診断ミラー研究開発における最近の進展が、ITER赤外線サーモグラフィ診断への研究開発ソリューションの実装例とともに、本稿で説明される。依然として未解決の工学的・物理学的問題の評価、ITER運転初期段階におけるミラーリスクに関する考察、そして実証核融合発電所に向けたITER運転後期段階における診断ミラーの進化の概要が示される。ITER研究計画で概説された診断研究開発のいくつかの重要な分野が扱われる。核融合炉における基本制御群は、5つのカテゴリーに分類できる：（1）プラズマ位置、磁気配位、プラズマ電流制御、（2）分布制御と閉じ込め最適化、（3）MHD制御と抑制、（4）エッジ散逸制御、放射およびプラズマ排気制御、（5）立ち上がり最適化。これらのカテゴリーは、物理を介して（ある領域の制御動作が他の領域に影響を与える）、および共有アクチュエータを介して（例えば、不純物蓄積回避、電流密度分布制御、MHD抑制のためのECRH）結合される。したがって、監視制御システムは、様々な制御タスクの優先順位、それらの結合、ならびに安全およびインターロックシステムとのインターフェースを決定すべきである。プラズマと制御システムの複雑さを考慮して様々な制御器を系統的に開発するには、モデルベースのアプローチが必要とされる。システム理論、制御理論、制御工学の発展の簡単な歴史的概要が示され、核融合研究と運転に最も関連する発展に特に重点が置かれる。制御カテゴリーに対する核融合プラズマ制御分野の現状の概要が示される。ITERで合成診断がどのように開発されているか、それらが診断設計および設計検証にどのように使用されているか、そしてモデルベース制御器合成においてどのように使用できるかが示されるであろう。現代の制御手法では、複数の診断装置を使用して比較的単純なモデルを拘束する。拘束されたモデルは状態の推定値を提供する。これにより、モデル予測制御などの状態制御器への道が開かれる。核融合研究における大きな課題は、機器制御と安全、ならびに物理研究のための、異種診断装置とモデリングコードからのデータの一貫した組み合わせである。異なる診断からの測定データは、同じ物理パラメータの部分集合に関する情報を提供することが多い。さらに、ある診断によって提供される情報が、他の診断の解析に必要となる場合がある。相補的かつ冗長なデータの統合解析により、例えば、パラメータ推定の信頼性の向上、分布の空間的・時間的解像度の向上、相乗効果の獲得、診断の相互依存性の考慮、データの不整合の発見と解決が可能になる。物理ベースのモデリングとパラメータ関係は、不適切な逆問題の扱いを改善する追加情報を提供する。確率的枠組み内でのあらゆる種類の利用可能情報の一貫した組み合わせにより、改善されたデータ解析結果が可能になる。ベイズ確率論の枠組みにおける統合データ解析（IDA）の概念が概説され、従来のデータ解析と対比される。確率論的アプローチの構成要素が要約され、核融合装置でのデータ解析に有益な特定の要素が議論される。