Wall conditioning of fusion devices involves removal of desorbablehydrogen isotopes and impurities from interior device surfaces to permitreliable plasma operation. Techniques used in present devices include baking, metal film gettering, deposition of thin films of low-Z material, pulsedischarge cleaning, glow discharge cleaning, radio frequency discharge cleaning, andin situ limiter and divertor pumping. Although wall conditioning techniqueshave become increasingly sophisticated, a reactor scale facility willinvolve significant new challenges, including the development of techniques applicable in the presence of a magnetic field and of methods for efficientremoval of tritium incorporated into co-deposited layers on plasma facing componentsand their support structures. The current status of various approaches is reviewed, and the implications for reactor scale devices are summarized.Creation and magnetic control of shaped and vertically unstable elongated plasmas have been mastered in many present tokamaks. The physics of equilibrium control for reactorscale plasmas will rely on the same principles, but will face additionalchallenges, exemplified by the ITER/FDR design. The absolute positioning of outermost flux surface and divertor strike points will have to be precise andreliable in view of the high heat fluxes at the separatrix. Long pulses will requireminimal control actions, to reduce accumulation of AC losses in superconducting PF and TF coils. To this end, more complex feedback controllers areenvisaged, and the experimental validation of the plasma equilibrium response models onwhich such controllers are designed is encouraging. Present simulation codes providean adequate platform on which equilibrium response techniques can be validated.Burning plasmas require kinetic control in addition to traditional magnetic shapeand position control. Kinetic control refers to measures controlling density,rotation and temperature in the plasma core as well as in plasma periphery anddivertor. The planned diagnostics (Chapter 7) serve as sensors forkinetic control, while gas and pellet fuelling, auxiliary power and angular momentuminput, impurity injection, and non-inductive current drive constitute the controlactuators. For example, in an ignited plasma, core density controls fusion poweroutput. Kinetic control algorithms vary according to the plasma state, e.g.H- or L-mode. Generally, present facilities have demonstrated the kinetic controlmethods required for a reactor scale device. Plasma initiation - breakdown,burnthrough and initial current ramp - in reactor scale tokamaks will not involvephysics differing from that found in present day devices. For ITER, the inducedelectric field in the chamber will be ∼0.3V· m-1 - comparable to that requiredby breakdown theory but somewhat smaller than in present devices.Thus, a start-up 3MW electron cyclotron heating system will be employed to assure burnthrough. Simulations show that plasmacurrent ramp up and termination in a reactor scale device can follow proceduresdeveloped to avoid disruption in present devices. In particular, simulations remain inthe stable area of the li-q plane. For design purposes, theresistive V·s consumed during initiation is found, by experiments, to follow theEjima expression, 0.45μ0 RIp. Advanced tokamak control has two distinct goals. First, control of density, auxiliary power, and inductive current rampingto attain reverse shear q profiles and internal transport barriers, which persistuntil dissipated by magnetic flux diffusion. Such internal transport barriers can leadto transient ignition. Second, combined use poloidal field shape control withnon-inductive current drive and NBI angular momentum injection to create and controlsteady state, high bootstrap fraction, reverse shear discharges. Active n = 1 magneticfeedback and/or driven rotation will be required to suppress resistive wall modes forsteady state plasmas that must operate in the wall stabilized regime for reactorlevels of β ⩾ 0.03.
核融合装置の壁調整は、装置内部表面からの脱離可能な水素同位体および不純物の除去を伴い、信頼性の高いプラズマ運転を可能にする。現在の装置で使用される技術には、ベーキング、金属ゲッタリング、低Z材料の薄膜堆積、パルス放電洗浄、グロー放電洗浄、高周波放電洗浄、およびインサイチュ・リミター・ダイバータ排気が含まれる。壁調整技術は高度化してきたが、炉心規模の装置では、磁場存在下で適用可能な技術の開発や、プラズマ対向部品およびその支持構造上の共堆積層に取り込まれたトリチウムの効率的な除去方法の開発など、新たな重要な課題が生じる。様々なアプローチの現状を概観し、炉心規模装置への適用に関する含意をまとめる。 非円形断面かつ垂直方向に不安定な細長プラズマの生成と磁気制御は、多くの現行トカマク装置で達成されている。炉心規模プラズマの平衡制御の物理は同じ原理に基づくが、ITER/FDR設計に例示されるように、新たな課題に直面する。最外殻磁気面とダイバータ打撃点の絶対位置決めは、セパラトリクスにおける高熱流束を考慮して、高精度かつ高い信頼性で行う必要がある。長時間パルス運転では、超伝導ポロイダル磁場(PF)コイルおよびトロイダル磁場(TF)コイルにおける交流損失の蓄積を低減するため、制御動作を最小限に抑えることが要求される。このため、より複雑なフィードバック制御器の設計が想定され、その設計の基盤となるプラズマ平衡応答モデルの実験的検証が進められている。現在のシミュレーションコードは、平衡応答手法の検証に適したプラットフォームを提供している。 燃焼プラズマでは、従来の磁気形状・位置制御に加えて、運動量制御が必要となる。運動量制御とは、プラズマコア部ならびに周辺部およびダイバータ部における密度、回転、温度を制御する手段を指す。計画中の診断装置(第7章)は運動量制御のセンサーとして機能し、ガスおよびペレット燃料供給、補助加熱、運動量入射、不純物注入、非誘導電流駆動が制御アクチュエータを構成する。例えば、点火プラズマでは、コア密度が核融合出力を制御する。運動量制御アルゴリズムは、HモードやLモードなどのプラズマ状態に応じて変化する。一般に、現行施設は炉心規模装置に必要な運動量制御手法を実証している。 炉心規模トカマクにおけるプラズマ立ち上げ(絶縁破壊、バーンスルー、初期電流立ち上げ)は、現行装置と異なる物理を必要としない。ITERの場合、チャンバー内誘導電界は約0.3V/mとなり、絶縁破壊理論に必要な値と同等であるが、現行装置よりもやや小さい。したがって、バーンスルーを確実にするため、3MWの電子サイクロトロン加熱システムが使用される予定である。シミュレーションによれば、炉心規模装置におけるプラズマ電流立ち上げおよび終了は、現行装置で開発されたディスラプション回避手順に従って実施可能である。特に、シミュレーションは内部インダクタンス-安全係数(li-q)平面上の安定領域内に留まることを示している。設計目的において、立ち上げ中に消費される抵抗性ボルト秒は、実験的にEjima式(0.45μ0RIp)に従うことが確認されている。 先進トカマク制御には2つの明確な目標がある。第一に、密度、補助電力、誘導電流立ち上げを制御して、逆シアのqプロファイルと内部輸送障壁を達成し、それを磁束拡散による消失まで維持することである。このような内部輸送障壁は、一時的な点火状態をもたらす可能性がある。第二に、ポロイダル磁場形状制御と非誘導電流駆動および中性粒子ビーム入射による運動量入射を組み合わせて、高自発電流分率、逆シア、定常状態の放電を生成・制御することである。炉心規模のβ≧0.03で定常運転を行うプラズマでは、抵抗性壁モードを抑制するために、n=1の能動磁気フィードバックおよび/または駆動回転が必要となる。