ELM mitigation to avoid melting of the tungsten (W) divertor is one of the main factors affecting plasma fuelling and detachment control at full current for high Q operation in ITER. Here we derive the ITER operational space, where ELM mitigation to avoid melting of the W divertor monoblocks top surface is not required and appropriate control of W sources and radiation in the main plasma can be ensured through ELM control by pellet pacing. We apply the experimental scaling that relates the maximum ELM energy density deposited at the divertor with the pedestal parameters and this eliminates the uncertainty related with the ELM wetted area for energy deposition at the divertor and enables the definition of the ITER operating space through global plasma parameters. Our evaluation is thus based on this empirical scaling for ELM power loads together with the scaling for the pedestal pressure limit based on predictions from stability codes. In particular, our analysis has revealed that for the pedestal pressure predicted by the EPED1 + SOLPS scaling, ELM mitigation to avoid melting of the W divertor monoblocks top surface may not be required for 2.65 T H-modes with normalized pedestal densities (to the Greenwald limit) larger than 0.5 to a level of current of 6.5–7.5 MA, which depends on assumptions on the divertor power flux during ELMs and between ELMs that expand the range of experimental uncertainties. The pellet and gas fuelling requirements compatible with control of plasma detachment, core plasma tungsten accumulation and H-mode operation (including post-ELM W transient radiation) have been assessed by 1.5D transport simulations for a range of assumptions regarding W re-deposition at the divertor including the most conservative assumption of zero prompt re-deposition. With such conservative assumptions, the post-ELM W transient radiation imposes a very stringent limit on ELM energy losses and the associated minimum required ELM frequency. Depending on W transport assumptions during the ELM, a maximum ELM frequency is also identified above which core tungsten accumulation takes place.
ELM緩和によりタングステン（W）ダイバータの溶融を回避することは、ITERにおける高Q運転のための全電流でのプラズマ燃料供給とディタッチメント制御に影響を与える主な要因の一つである。ここでは、Wダイバータモノブロック上面の溶融を回避するためのELM緩和が不要となり、ペレットペーシングによるELM制御を通じて主プラズマ中のW源と放射の適切な制御が確保できるITER運転領域を導出する。我々は、ダイバータに堆積する最大ELMエネルギー密度とペデスタルパラメータを関係付ける実験スケーリングを適用する。これにより、ダイバータへのエネルギー堆積に関するELM湿潤面積に伴う不確実性が排除され、グローバルなプラズマパラメータによるITER運転領域の定義が可能となる。したがって、我々の評価は、このELM電力負荷に関する経験的スケーリングと、安定性コードからの予測に基づくペデスタル圧力限界のスケーリングに基づいている。特に、我々の解析により、EPED1 + SOLPSスケーリングによって予測されるペデスタル圧力について、Wダイバータモノブロック上面の溶融を回避するためのELM緩和は、規格化ペデスタル密度（グリーンヴァルト限界に対して）が0.5を超える2.65 T Hモードにおいて、6.5〜7.5 MAの電流レベルまで不要となる可能性があることが明らかになった。この電流範囲は、ELM中およびELM間のダイバータ電力フラックスに関する仮定に依存し、その仮定は実験的不確実性の範囲を広げるものである。ペレットおよびガス燃料供給要件は、プラズマ・ディタッチメント制御、コア・プラズマ・タングステン蓄積、Hモード運転（ELM後過渡W放射を含む）と両立可能なものとして、Wのダイバータ再堆積に関する一連の仮定（即時再堆積がゼロという最も保守的な仮定を含む）について、1.5D輸送シミュレーションにより評価された。このような保守的な仮定の下では、ELM後過渡W放射は、ELMエネルギー損失とそれに関連する必要最小ELM周波数に非常に厳しい制限を課す。ELM中のW輸送の仮定に応じて、最大ELM周波数も特定され、それを超えるとコアタングステン蓄積が生じる。