The ITER plasma performance is assessed on the basis of the newly-proposed confinement scalings, using 1.5D simulations with the ASTRA code. In the simulations, the transport coefficients are adjusted to satisfy HH ≡ τE/τE(scaling) = 1 for each scaling. It is shown that for plasma current I = 15 MA and plasma minor radius a = 2 m for each scaling there exists an operational window within the range of moderate densities n/nG = 0.65–0.85 where nG is the Greenwald density nG (1020 m−3) = I/π a2. The fusion power Pfus = 250–600 MW can be obtained with neutral beam injection of 33 MW and ion cyclotron central heating of 0–20 MW. The operational windows predicted by the three scalings are close to each other. The fusion multiplication factor Q can achieve values in the range of 10–20 even with a more conservative assumption on helium pumping that corresponds to the ratio of the effective helium confinement time to the energy confinement time . The impact of enhanced particle confinement and increased threshold power for L to H mode transition on the ITER operational space is studied.
ITERプラズマ性能は、新たに提案された閉じ込めスケーリングに基づいて、ASTRAコードを用いた1.5次元シミュレーションにより評価される。シミュレーションでは、各スケーリングについて輸送係数がHH ≡ τE/τE(スケーリング) = 1を満たすように調整される。プラズマ電流I = 15 MA、プラズマ小半径a = 2 mの場合、各スケーリングについて、中程度の密度n/nG = 0.65–0.85の範囲内に運転ウィンドウが存在することが示される。ここでnGはグリーンワルド密度nG (1020 m−3) = I/π a2である。核融合出力Pfus = 250–600 MWは、中性粒子ビーム入射33 MWおよびイオンサイクロトロン中央加熱0–20 MWにより達成可能である。三つのスケーリングによって予測される運転ウィンドウは互いに近接している。核融合増倍率Qは、有効ヘリウム閉じ込め時間とエネルギー閉じ込め時間の比に対応するヘリウム排気に関するより保守的な仮定の下でも、10–20の範囲の値を達成できる。粒子閉じ込めの向上およびL-H遷移の閾値パワーの増大がITERの運転領域に及ぼす影響が研究される。