Key DIII-D advanced tokamak (AT) experimental and modelling results are applied to examine the physics and control issues for ITER to operate in a negative central shear (NCS) AT scenario. The effects of a finite edge pressure pedestal and current density are included based on the DIII-D experimental profiles. Ideal and resistive stability analyses demonstrate that feedback control of resistive wall modes by rotational drive or flux conserving intelligent coils is crucial for these AT configurations to operate at attractive βN values in the range 3.0–3.5. Vertical stability and halo current analyses show that reliable disruption mitigation is essential and mitigation control using an impurity gas can significantly reduce the local mechanical stress to an acceptable level. Core transport and turbulence analyses indicate that control of the rotational shear profile is essential to reduce the pedestal temperature required for high β. Consideration of edge stability and core transport suggests that a sufficiently wide pedestal is necessary for the projected fusion performance. Heat flux analyses indicate that, with core-only radiation enhancement, the outboard peak divertor heat load is near the design limit of 10 MW m−2. Detached operation may be necessary to reduce the heat flux to a more manageable level. Evaluation of the ITER pulse length using a local step response approach indicates that the 3000 s ITER long-pulse scenario is probably both necessary and sufficient for demonstration of local current profile control.
主要なDIII-D先進トカマク(AT)実験およびモデリング結果を適用し、負磁気シア(NCS)ATシナリオで作動するITERの物理と制御の課題を検討する。有限の周辺圧力ペデスタルと電流密度の影響は、DIII-Dの実験プロファイルに基づいて含まれる。理想的および抵抗性安定性解析により、回転駆動または磁束保存インテリジェントコイルによる抵抗性壁モードのフィードバック制御が、これらのAT配位が3.0〜3.5の範囲の魅力的なβN値で作動するために極めて重要であることが実証された。垂直安定性とハロー電流解析により、信頼性の高いディスラプション軽減が不可欠であり、不純物ガスを用いた緩和制御により、局所的な機械的応力を許容可能なレベルまで大幅に低減できることが示された。コア輸送と乱流解析は、高いβに必要なペデスタル温度を低減するために、回転シア分布の制御が不可欠であることを示している。周辺安定性とコア輸送の考察は、想定される核融合性能のために十分に広いペデスタルが必要であることを示唆している。熱流束解析は、コアのみの放射率向上では、外側ダイバータのピーク熱負荷が設計限界の10 MW m⁻²に近いことを示している。熱流束をより管理しやすいレベルに低減するには、非接触プラズマ運転が必要となる可能性がある。局所ステップ応答法を用いたITERパルス長の評価は、3000秒のITER長時間パルスシナリオが、局所電流分布制御の実証におそらく必要かつ十分であることを示している。