Using the new version of the SOLPS plasma boundary code package, SOLPS-ITER, this paper presents the first ever simulations of the ITER burning baseline H-mode edge plasma with drifts and currents activated. Neon (Ne) seeded discharges for divertor power dissipation are considered. The results for divertor and scrape-off layer (SOL) parameters with and without drifts are compared, both for the SOLPS-ITER simulations and against the earlier SOLPS-4.3 modelling (which did not include a drift description) constituting the bulk of the existing ITER divertor simulation database. Whereas the drift effect on the equatorial midplane (main chamber) density and temperature profiles is moderate, drifts increase the peak heat flow to the outer divertor target. This effect is more pronounced for regimes with low sub-divertor neutral pressure, when even drift-free SOLPS4.3 simulations find strong out-in target power asymmetries. An important conclusion is thus that if ITER operates as expected with partially detached divertor targets, drifts should not influence the power handling, but that in the case of divertor reattachment, they will act to worsen the target loading, increasing the need for development of reliable schemes for detachment control. Comparing SOLPS-4.3 and SOLPS-ITER results for the key peak target heat flux versus sub-divertor neutral pressure operating domain, SOLPS-ITER with drifts predicts a narrower operational window for the divertor pressure.
SOLPSコードパッケージの新版であるSOLPS-ITERを用いて、ドリフトと電流を活性化したITER燃焼ベースラインHモード周辺プラズマの初めてのシミュレーションを本論文で提示する。ダイバータ出力散逸のためのネオン（Ne）シード入射を考慮する。SOLPS-ITERシミュレーションと、既存のITERダイバータシミュレーションデータベースの大部分を構成するドリフトを含まない従来のSOLPS-4.3モデリングの両方について、ドリフトの有無によるダイバータおよびスクレイプオフ層（SOL）パラメータの比較を行う。赤道面（主室）における密度および温度プロファイルに対するドリフトの影響は緩やかである一方、ドリフトは外側ダイバータターゲットへのピーク熱流束を増大させる。この効果は、サブダイバータ中性粒子圧が低い場合により顕著であり、その場合、ドリフトを含まないSOLPS-4.3シミュレーションでも強い内外ターゲット非対称性が既に予測される。重要な結論として、ITERが想定通り部分的にデタッチしたダイバータ状態で運転される場合、ドリフトは熱負荷制御に大きな影響を及ぼさないが、ダイバータがリデタッチ（再付着）する場合には、ドリフトがターゲット熱負荷を悪化させ、デタッチメント制御のための信頼性の高い手法の開発の重要性が増す。さらに、ピークターゲット熱流束とサブダイバータ中性粒子圧の関係で表される主要な運転領域に関して、ドリフトを含むSOLPS-ITERは、SOLPS-4.3と比較して、ダイバータ圧力に関するより狭い運転ウィンドウを予測することを示す。