J. Plasma Fusion Res. Vol.86, No.9 (2010)５２４‐５２９

小特集 燃焼・高ベータプラズマの実現に向けたプラズマ分布制御の課題

３．分布制御と応答特性
坂本宜照
日本原子力研究開発機構（原稿受付：２
０
１
０年７月２
３日）

核融合炉の経済性を左右する高ベータ燃焼プラズマを実現するためには，各種要素性能の最高値をめざすのではなくバランス良く成立させる分布の最適化を通じて，ベータ限界を高めつつ高い燃焼度を得る必要がある．
細密な分布制御のためにはプラズマの応答特性を明らかにする必要があり，これまで実験およびシミュレーショ
ンによって研究が行われてきた．ここでは，これまでの研究に基づいて分布制御と応答特性の実例について紹介する．
Keywords:
DEMO, burning plasma, self-regulated system, internal transport barrier, plasma response, plasma profile, actuators,
heating, current drive, rotation drive, particle fuelling, magnetic coils

３．
１ はじめにしているように，個別の分布制御ではなく，分布のセット

一昔前には，プラズマの半径方向分布は制御できない所

制御として考える必要がでてくる．そのためには，何を操

謂 Profile Consistency の考え方が広く認識されていた．と作したらプラズマの各分布が時間・空間的にどのように発ころが，大型トカマク実験において過渡的であるにしても展するのか，等のプラズマ応答特性を良く整理して，上手

電流分布の制御が可能になると，内部輸送障壁（ITB）のく階層化した制御応答関数を構築していかなくてはならな

発見［１］や電流ホールの発見［２］など，プラズマの自己組織

い．

化や多様な分布構造形成が注目されるようになった．それ

本章では，３．
２節にて燃焼プラズマにおける分布制御のと並行して，炉心プラズマの高総合性能化をめざした研究

考え方を整理し，そこでの課題について述べる．３．
３節で開発において［３］，分布制御は重要なキーワードの一つには，分布制御の観点から外部アクチュエータの特徴についなった．近年では，各種要素性能の最高値をめざすのではて述べる．３．
４節では，実験やシミュレーションで得られてなくバランス良く達成するためには，圧力，電流，回転等

いる炉心プラズマの応答特性の実例について，特に先進トの分布の最適化が重要であると広く認識されている．

カマクプラズマに必要なITBに関連する例を中心に紹介す

核融合炉の経済性を左右する高ベータ燃焼プラズマを実る．３．
５節では，原型炉に向けた課題について簡単にまとめ現するためには，ベータ限界を高めつつ高い燃焼度を達成

る．

できるように分布の最適化が必要である．ベータ限界を高３．
２ 燃焼プラズマにおける分布制御

めるには，プラズマ断面形状に加えて MHD 不安定性の駆動源である圧力勾配と電流の分布の最適化が必要である

燃焼プラズマにおける分布制御では，自己加熱，自発電が，一方で高い閉じ込め性能を追求すると，結果として形流，自発回転に代表される高い自律性を踏まえた制御ロ

成される大きな圧力勾配がベータ限界を低下させてしま

ジックの構築が必要である．

う．両者の兼ね合いをどこに選ぶかは核融合炉の概念に依

まず，自己加熱プラズマとしてエネルギー増倍率! 値が存する．燃焼プラズマ中には，このようなトレードオフの３０〜５０の核融合炉を想定する．アルファ粒子によるプラズ

関係が複数存在し，これらを考慮してすべての分布の最適

マ加熱の割合は 85〜90％ に達し，残りの 10〜15％ の外部化を考えなければならない．

加熱源で電流駆動を行い，プラズマ電流を維持する．主要燃焼プラズマにおける分布制御の目的は，２章で述べらな加熱源となるアルファ粒子加熱の分布は燃料粒子の温度れているように，運転限界の範囲内で運転裕度を確保しつと密度の分布によって決まるため，燃焼プラズマの加熱分

つ高い燃焼度を持つプラズマの生成と安定維持である．ト

布をプラズマ自身が決定する自己加熱プラズマとなる．こカマクプラズマにおいて特に重要なのは，圧力（密度と温のことは，外部加熱源だけで分布を制御するには，きわめ度の積）・電流・回転の各分布であるが，これらは自己加て高度な技術を要求することを意味する．つまり，外部加熱・自発電流・自発回転に代表される燃焼プラズマの自律

熱源は電流駆動の役割も担っており，すべてをプラズマ制性に直接係わるとともに相互に連関するため，２章で指摘

御に利用することは困難である．仮に変調可能な外部加熱

3. Profile Control and Its Response Properties
SAKAMOTO Yoshiteru

author’s e-mail: sakamoto.yoshiteru@jaea.go.jp

５２４!2010 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Special Topic Article

3. Profile Control and Its Response Properties

Y. Sakamoto

源を 10−20％ 程度とすると，プラズマ制御に割り当てるこ（変えられる）．ビームエネルギーを高くすると回転駆動量とができるのは総加熱パワーの数％程度でしかない．このや粒子供給量は相対的に小さくなり，加熱や電流駆動の分" 少ない外部加熱源
ような状況下で分布制御を行うには，!

布形状も変化する．また，高密度プラズマへの入射やビー#小で大きなプラズマの変化が得られるような応答特性，!

ムエネルギーが低い場合のように，ビームが周辺部分で電さな変化をきっかけに大きな変化へ成長するような応答特

離する場合には，加熱分布はホローな分布になるが，電流$ 外部加熱源を利用しない分布制御手法，等の開発が性，!

駆動分布や運動量入力分布は周辺部での捕捉イオンの割合必要である．

が増えるためホローな分布にはならずに駆動量が減少する．

次に，高自発電流割合が必要なトカマク型定常核融合炉

そのため，例えば輸送や不安定性の制御性を確保するため

では，自己加熱プラズマであるが故に限られた外部電流駆に，ビームエネルギーを低くして回転駆動量を稼ぐことは動源と所内循環電力低減のため，プラズマ電流の 70〜80

残念ながらできない．なお，NBI によるトロイダル回転制％程度を自発電流で賄う必要があり，プラズマ電流分布は

御は輸送に影響を与える径電場の制御にも利用される［５］．

自発電流分布でほとんど決まってしまう．自発電流は圧力"電子サイクロトロン波入射装置

勾配に応じて自然に流れる電流なので，圧力分布が電流分

電子サイクロトロン（EC）波入射装置は，長距離伝送が布を決めることになる．さらに，電流分布は輸送特性を決可能なため発振装置であるジャイロトロンを炉心プラズマ

める重要な要素の一つであり，電流分布が圧力分布に影響から離れた所に設置できることや，入射ポートに必要な空し，両者は相互に連関する．しかも通常，両者の特性時間間が小さいためブランケットの占有面積に与える影響が小は一桁程度異なる．このような状況下で分布制御を行うにさいなどの工学的利点を持つ．さらに，局所的な加熱と電は，２章で述べられているように，圧力分布と電流分布

流駆動が行える特長に加えて，可動鏡を利用して入射位置（と回転分布）をセットとして考える制御ロジックの構築を自在に制御できるため，核融合炉の分布制御において有" 複雑な制御マトリックスが必要である．そのためには，!

用なアクチュエータである．また，最近の研究でトロイダ# プラズマの発展を実時間で予測するためのシの導入や，!

ル回 転 に 影 響 を 与 えることが 明 らかになってきており［６］，ミュレーション技術の開発が必要である．

トロイダル回転分布の制御アクチュエータとしての可能性

さらに，トーラス周回方向のプラズマの流れであるトロも考えられる．しかしながら，他の電流駆動装置に比べてイダル回転分布は輸送特性や MHD 不安定性に大きな影響

電流駆動効率が低く，自発電流を除くすべての非誘導電流を与える要素の一つである．輸送特性については径電場シを賄うには膨大な電力が必要になる短所がある．

アを通してトロイダル回転が間接的に影響を与えている．

#粒子供給・排気装置

トロイダル回転分布は，外部からの運動量入力によって制自己加熱が支配的な燃焼プラズマにおいて，外部加熱源

御することができるが，プラズマの粘性やアルファ粒子のを利用しない制御手段の一つとして有用なアクチュエータ

軌道損失とリップル損失による非両極性流速等の影響を受である．粒子供給装置としては，ガスパフ，ガスジェット，

けて決まる径電場分布にも依存する．ただし，燃焼プラズ

ペレットが挙げられる．ガスパフは，バルブ開閉とボンベ

マでは外部からの運動量入力が小さいため，近年注目されの圧力により供給量を制御することが可能である．ガスている自発回転が特に重要になる．したがってトロイダルジェットは，特殊なバルブを用いることで，高圧力のガス" 自発回転の含めたトロイダ
回転の分布制御を行うには，!

をプラズマに吹き付け，ガスパフよりもプラズマの内部ま# トロイダル回転を制御でき
ル回転分布の正確な予測と，!

で燃料を供給させることが期待されている．ペレットは，るアクチュエータの開発が必要である．

固体燃料を入射するため，ガスパフやガスジェットよりもさらにプラズマ奥深くまで粒子を供給することが可能であ３．
３ 分布制御性と外部アクチュエータ

る．プラズマへの燃料粒子の侵入長が異なるこれらの装置

本節では，分布制御の観点から将来の核融合炉で適用可の組合せを変えつつ，ダイバータ部からの粒子排気量を制能ないくつかの外部アクチュエータの特徴について簡単に御することで，密度の分布制御が期待できる．さらに，導述べる．注意すべきことは，一つのアクチュエータが複数

入ガス種として不純物を使用すると，主にダイバータ板への物理量に直接影響を与えることである．そのため，このの定常熱流束を放射損失によって低減することに利用でき観点からも分布のセット制御の考え方が必要である．まる．特に，分布制御の観点からは，ガス種（アルゴン，ネた，ITER において外部アクチュエータと被制御量の関係

オン等）を組み合わせることにより，放射分布や不純物について，主要な効果と二次的な効果を詳細に整理してい（実効電荷）分布を制御することが可能である．また，不純るので参考文献［４］を参照していただきたい．

物混入による燃料希釈を通して自己加熱分布を制御するこ!中性粒子ビーム入射装置

とも検討されている．
$外部磁場コイル

中性粒子ビーム入射装置（NBI 装置）は，これまでのト
カマク実験装置で最も実績のあるアクチュエータの一つで通常のプラズマ断面形状制御に加えて，粒子供給・排気ある．ITER では，1 MeV，33−50 MW の負イオン源 NBI装置と同様に，外部加熱源を利用しない燃焼プラズマ制御が計画されている．NBI はプラズマ加熱，電流駆動，回転手段の一つになり得る．定常トカマク運転では非誘導電流

駆動，粒子補給の役割を同時に担うが，それぞれとして作駆動によって全てのプラズマ電流を駆動するため，プラズ用する程度はビームエネルギーや入射角度等により変わる

マ電流の立ち上げ・立ち下げ時にのみ利用が想定されてい５２５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.86, No.9 September 2010

る中心ソレノイドコイルは，定常運転中は電流を流し続けているだけであり，制御への利用が検討されている．中心
ソレノイドコイル電流に微小変化を加えることで周回電場を誘起し，過渡的ではあるが，プラズマ電流分布に影響を与えることができる．また，ダイバータコイル電流を制御することでダイバータストライク点の位置を挿引し，ダイバータ板への熱・粒子負荷を分散させることが検討されている．さらに，ダイバータストライク点と排気スロットの相対的な位置関係によりダイバータ排気量を制御することも可能である．

３．
４ プラズマの応答特性
燃焼プラズマは，非線形性と非局所性を持つとともに各分布が相互に連関し，さらに各分布が異なる特性時間を持って発展するため，現れる応答は極めて複雑になることが想像される．また，プラズマ制御に利用可能な外部加熱
源はアルファ加熱を含む全加熱源の数％程度と限られている．このような少ない外部加熱源で十分なプラズマ応答を得なければならない燃焼プラズマの観点からすると，一般には運転限界として捉えられるプラズマ中の遷移現象やセ

図１

ミグローバルな特性は，制御に利用すべきプラズマ応答特

弱磁気シアプラズマと負磁気シアプラズマにおけるイオン
熱拡散係数の径電場シアに対する依存性．

性の一つとして捉えることもできる．本節では，燃焼プラ
ズマの自律性（自己加熱，自発電流，自発回転）に大きく

は，遷移現象を伴った不連続な変化であることが解る．一

係わり，重要な制御対象の一つである ITB に関するプラズ方，負磁気シアプラズマの場合では，径電場シアをスキャ

マの応答特性の実例を中心に紹介する．

ンした範囲では，ITB のない状態は観測されず，小さい径!非線形応答電場シア領域から弱い ITB を形成している．さらに特徴的

最も身近な非線形応答の例は，H モードや内部輸送障壁

なことは，輸送状態の分岐が２度起こっており，最終的にのような輸送の遷移現象だろう．実験的には，プラズマへ

熱拡散係数は新古典理論値程度まで低減し，強い ITB を形の加熱入力を増大していくと，あるところで熱拡散係数が成する．このことは，複数の乱流がプラズマの異常輸送に急激に低減し，急峻な圧力勾配を伴う輸送障壁を形成す

関与していることを示唆する．以上のように，プラズマる．輸送障壁の形成機構として，径電場シアによる流れの（熱拡散係数）の応答が被制御量（径電場シア）に対して，ズレが，異常輸送の原因として考えられている乱流の渦構

連続的な変化なのか？不連続なのか？あるいは，大きな造を変形・分断することが理論的に示されている．最近でジャンプなのか？小さいのか？等を被制御量の制御範囲を

は，ビーム放射分光法（BES）等の乱流の２次元可視化と含めて整理し，燃焼プラズマの制御に適用可能なのかを判

流れ（ゾーナル流）の測定によって，実験と理論との比較断する必要がある．

が深まっている．したがって，輸送障壁の応答特性は，熱"非局所応答（大域的応答）

拡散係数の径電場シアに対する依存性として考えることがプラズマの非局所応答としては，H モードプラズマに見できる．JT-60U では弱磁気シアや負磁気シアプラズマにられる分布の硬直性がよく知られている［８］．硬直性の強

対する加熱パワースキャンのデータを用いて，径電場シア

いプラズマでは，周辺付近を加熱したときに熱流速のおよに対する熱拡散係数の依存性を調べている［７］．弱磁気シ

ばない中心付近の温度が拡散の時定数よりもずっと素早く

アプラズマおよび負磁気シアプラズマのそれぞれの場合に上昇する，あるいは温度分布が加熱分布に依存しない等のついてイオン熱拡散係数の径電場シアに対する依存性を図

応答がある．このようなプラズマでは，周辺部温度が高け１に示す．弱磁気シアプラズマの径電場シアの小さい領域

れば中心の温度も高くなるため，核融合反応率が周辺部温では，径電場シアとともに熱拡散係数が増大している．こ度に大きく依存する．この性質を利用すると，周辺部の温れは，加熱パワーとともに閉じ込めが劣化する L モードプ

度のわずかな制御で中心部の温度を大きく制御するようなラズマの特性に対応しており，ITB が形成されていないこ

分布制御を通した核融合出力制御が可能である．また，とを示している．径電場シアをさらに増大させると，熱拡

ITB プラズマにおいても非局所応答が観測されている．例

散係数が連続的に低減し，弱い ITB を形成するとともに熱えば，NBI によるトロイダル回転分布制御を通して ITB

拡散係数が連続的に低減する．さらに，径電場シアを増大の強度を制御した際，ITB 領域の一部分の径電場シアだけさせ，ある閾値に達すると熱拡散係数が急減し，強い ITBが減少しても，ITB全体が劣化する実験結果がJT-60Uで得へと発展する．このときの熱流速と温度勾配の時間発展をられている［９］．プラズマ電流方向（CO 方向）とプラズマ

調べると輸送状 態 の 分 岐 が 起 き て お り，強 い ITB 形成

電流方向に対して逆方向（CTR 方向）の NBI パワーが同じ
５２６

Special Topic Article

3. Profile Control and Its Response Properties

Y. SakamotoとなるBAL入射によって形成した強いITBに対して，加熱調べられている［１１］．図３に示すデータは，プラズマ回転

パワーを同じにしたまま CTR 入射に切り替えると，ITBによって ITB の強さを制御したときのものである．JT-60

が劣化する．このときの BAL 入射中と CTR 入射によりU の負磁気シアプラズマでは，安全係数の極小位置からそITB 劣化が起こる直前の径電場シア分布を図２に示す．規の内側に ITB が形成されるため，ITB 領域の自発電流が変格化小半径 0.6 付近の径電場シアはほとんど変化せずに 0.4化すると安全係数の極小値に直接変化が現れる．イオン温付近が減少した後に，径電場シアが減少していない領域を度勾配が増大すると安全係数の極小値が増大し，イオン温含めた ITB 全体領域において劣化が同時に起こる．同様の度勾配が減少すると減少する．自発電流割合 70％ の場合は実験結果が BAL 入射から CO入射に切り替えた場合にも得50％ の場合に比べて，安全係数の極小値の変化が格段に大られている．その場合，規格化小半径 0.4 付近の径電場シア

きい．このように，分布間の結合が強いような高自律性プがほとんど変化せずに 0.6 付近が減少する．一方で，ITB

ラズマにおいては，各分布のセット制御の考え方が重要でにおける温度分布の曲率が自発的に遷移を繰り返す現象もあることがわかる．例えば，不安定性を避けるために圧力観測されており［１０］，これもプラズマの非局所性に由来す分布を予定どおりに制御しても，その結果として電流分布

る構造間遷移と捉えることができる．このようなプラズマが大きく変化して不安定性を引き起こす有理面が現れてしの非局所性を利用すると，外部からの小さな操作で大きな

まい，プラズマ崩壊を引き起こすことも考えられる．した

プラズマ応答を得られる可能性があり，非局所応答は燃焼がって，圧力分布を制御する際には電流分布の変化を予測

プラズマの分布制御において有用である．また，EC 入射装して，その分を外部電流駆動で補うようなセット制御が必

置は局所的な加熱・電流駆動に加えて，トロイダル回転分要となる．

布に影響を与えることが明らかになってきており，EC 入"誘導電流駆動に対する ITB の応答

射に対する非局所性に由来する応答特性の研究は，燃焼プ

完全非誘導電流駆動状態にあるプラズマにおいて，中心

ラズマの分布制御に向けて重要な研究開発項目の一つであ

ソレノイドコイル電流を用いた周回電圧摂動を印加した時

る．

のプラズマの応答が，TCV 装置で調べられている［１２］．

!高自発電流割合プラズマの応答

周回電圧摂動を印加することで微少な誘導電流を駆動させ自発電流は圧力勾配に応じて自然に流れる電流であるたることができる．TCV 装置では，EC 入射によって電子系

め，自発電流割合が高いほど，圧力分布と電流分布の結合

ITB を形成し，自発電流と EC 駆動電流によってすべてのが強まる．したがって，圧力分布の制御による電流分布へ

プラズマ電流を維持する完全非誘導電流駆動プラズマを，の影響は，プラズマ電流に対する自発電流の割合が高いほ

電流拡散時間（〜0.15−0.25 s）よりも十分に長く維持する

ど大きくなる．圧力勾配の変化に対する電流分布（安全係ことができている．完全非誘導電流駆動状態から周回電圧数分布）の変化の関係が JT-60U の負磁気シアプラズマで（＋30 mV，0 mV，−30 mV）をショット毎に変化させてITB の変化を比較すると，周回電圧を印加しない 場 合（0 mV）に対して，＋30 mV の場合には ITB 半径の縮小と中心圧力の低減が観測された．一方，−30 mV の場合には，
ITB が成長し中心圧力が増大し た．このとき，ASTRA
コードを用いた電流分布の解析では，30 mV で正磁気シ
ア，0 mV で平坦シア，−30 mV で負磁気シア配位となっている．
原型炉相当のプラズマにおける誘導電流摂動に対する

図２

回転分布制御を用いた ITB 制御実験で示された径電場シアと ITB との関係における非局所性．

図３

５２７

高自発電流割合プラズマにおけるイオン温度勾配に対する安全係数極小値の応答特性．

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.86, No.9 September 2010

込めも良くなり，燃料希釈のため核融合燃焼度の低下が懸念される．そのため，ITB プラズマを核融合炉に適用する
上で不純物制御は特に重要な課題の一つである．ここでは，JT-60U での実験結果として，ITB プラズマに EC 波入射を行った時の不純物の応答について紹介する［１４］．図５
は，ITB を 持 つ 弱 磁 気 シ ア プ ラ ズ マ の 中 心 付 近!!!
!
"#）に EC 波を入射した前後の電子密度，アルゴン（""
密度，電子温度，イオン温度の各分布を示している．EC
波入射によって電子温度が上昇するとともに電子密度が減
少し，アルゴンが吐き出されている．同様の応答特性が
ASDEX-U や DIII-D でも観測されている．このアルゴン密度分布の変化は，電子密度勾配の減少による新古典ピンチ
速度の減少と矛盾しない．ただし，EC 波入射によってトロ
イダル回転シアとイオン温度勾配の減少が観測される場合があることや，負磁気シアプラズマでは密度減少やアルゴンの吐き出しが観測されていないことから，それらの物理
図４

機構解明は今後の課題として残されている．

誘導電流摂動を用いた ITB能動制御のTSCシミュレーション．

"不純物ガス種に対する放射損失分布の応答

ITB の応答が，Tokamak Simulation Code（TSC コード）を

経済性に優れたコンパクトな核融合炉概念では，第一壁用いて調べられている［１３］．図４に示すように完全非誘導やダイバータ板への熱負荷が必然的に高くなる．ITER 以

電流駆動状態（周回電圧 0 mV）から周回電圧＋75 mV を降の燃焼プラズマ実験では，局所的な熱負荷を低減させる

２００秒間印加すると，正の誘導電流がコア部にしみ込むにために不純物ガス導入による放射損失増大によって，熱負

つれて，負磁気シアから正磁気シアへ ITB 内側での電流拡荷を低減させることが必須である．例えば，ITER での放散の時間スケール（〜１００秒）で電流分布が変化する．この

射損失割合は，全加熱パワーの 60%，SlimCS では 90％ がとき，ITBでの圧力勾配の劣化によって，自発電流が1 MA必要である．ダイバータ部においてすべての放射損失を担程度減少する．全プラズマ電流は 1.5 MA 増大しているの

わせると，熱負荷がダイバータ付近に集中するので，不純で，外部からの摂動分は 2.5 MA であり，全電流の〜30％に物がコアプラズマ性能に影響を与えない範囲で主プラズマ相当する．その後，−40 mV を２００秒間印加すると逆の応答領域からも放射損失させる必要がある．そこで，放射損失があり，正磁気シアから負磁気シアに変化し ITB での圧力関数の異なる不純物ガスを組み合わせることによって，放勾配も増大する．このように，外部加熱源を用いない過渡射損失分布を制御することが考えられる．例えば，高電子的な電流分布制御を通して内部輸送障壁（圧力分布）の能温度領域ではアルゴンの方がネオンよりも放射損失関数が動制御が可能であることが実験およびシミュレーション大きいため，主プラズマ領域で放射損失させるためにはネ

よって示されている．

オンよりもアルゴンの方が有効である．図６には，JT-60!EC 波入射に対する不純物分布の応答

U で得られた，アルゴンのみ，ネオンのみ，アルゴン＆ネ

閉じ込め性能の高いプラズマでは，通常，不純物の閉じ

オンの不純物ガスを導入した時の主プラズマ領域とダイ

図６
図５

ITBプラズマにおけるEC入射に対するアルゴン密度の応答．

５２８

異なる組合せの不純物ガスを導入した時の主プラズマ領域とダイバータ領域からの放射損失割合の関係．

Special Topic Article

3. Profile Control and Its Response Properties

Y. Sakamoto

バータ領域からの放射損失割合の関係を示している［１５］．

サーとアクチュエータは極端に制限されるだろう．数％のアルゴン（ネオン）のみの時は，主プラズマ（ダイバータ）

外部加熱源でどのようなプラズマ分布制御が可能だろう

領域からの放射損失しか制御できないが，アルゴンとネオか？原型炉に向けた燃焼プラズマに関しては，ITER やサンを組み合わせることによって，主プラズマ領域からの放テライトトカマク装置で制御手法の技術的見通しを得なけ

射損失割合を変えずにダイバータ領域からの放射損失割合

ればならないだろう．最終的には，プラズマ制御のできるを増大させることができている．

範囲で原型炉を構想する必要がある．

３．
５ 原型炉に向けて

参考文献

プラズマの応答特性に関する知見を深めることは，燃焼［１］Y. Koide et al., Phys. Rev. Lett.72, 3662 (1994).
［２］T. Fujita et al., Phys. Rev. Lett.87, 245001 (2001).
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(2001).
［４］J.B. Lister et al., Nucl. Fusion 40, 1167 (2000).
［５］E.J. Synakowski et al., Phys. Rev. Lett. 78, 2972 (1997).
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［８］K. Toi et al., J. Plasma Fusion Res. 78, 895 (2002).
［９］Y. Sakamoto et al., Nucl. Fusion41, 865 (2001).
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［１１］Y. Sakamoto et al.,Nucl. Fusion 47, 1506 (2007).
［１２］O. Sauter et al., Phys. Rev. Lett. 94, 105002 (2005).
［１３］Y. Nakamura et al.,Nucl. Fusion 46, S645 (2006).
［１４］H. Takenaga et al.,Nucl. Fusion43, 1235 (2003).
［１５］N. Asakura et al., Nucl. Fusion 49, 115010 (2009).

プラズマの分布制御に有用なだけでなく，プラズマの本質を理解することでもある．応答特性を調べる過程で予期せぬプラズマの素性が明らかになるかもしれない．また，原型炉のプラズマ設計や運転シナリオ構築に必要な炉心プラ
ズマシミュレータには，燃焼プラズマの定常状態だけでなく過渡応答特性まで記述できるモデル構築が必要である．
因果関係を含めた応答特性の知見を，燃焼プラズマのモデ
リングの検証に役立ていただきたい．
高自律性，非線形性，非局所性，分布の連関，異なる時
空間スケールを併せ持つ燃焼プラズマを制御するためには，本章で扱ったプラズマの応答特性の解明に加えて，それらに基づいた制御手法や制御ロジックの開発は極めて重要であるとともに挑戦的な課題の一つである．しかも，原型炉の過酷な環境下や空間的制約のため，設置可能なセン

５２９