Since its inception in 2002, the International Tokamak Physics Activity topical group on Integrated Operational Scenarios (IOS) has coordinated experimental and modelling activity on the development of advanced inductive scenarios for applications in the ITER tokamak. The physics basis and the prospects for applications in ITER have been advanced significantly during that time, especially with respect to experimental results. The principal findings of this research activity are as follows. Inductive scenarios capable of higher normalized pressure (βN ⩾ 2.4) than the ITER baseline scenario (βN = 1.8) with normalized confinement at or above the standard H-mode scaling are well established under stationary conditions on the four largest diverted tokamaks (AUG, DIII-D, JET, JT-60U), demonstrated in a database of more than 500 plasmas from these tokamaks analysed here. The parameter range where high performance is achieved is broad in q95 and density normalized to the empirical density limit. MHD modes can play a key role in reaching stationary high performance, but also define the limits to achieved stability and confinement. Projection of performance in ITER from existing experiments uses empirical scalings and theory-based modelling. The status of the experimental validation of both approaches is summarized here. The database shows significant variation in the energy confinement normalized to standard H-mode confinement scalings, indicating the possible influence of additional physics variables absent from the scalings. Tests using the available information on rotation and the ratio of the electron and ion temperatures indicate neither of these variables in isolation can explain the variation in normalized confinement observed. Trends in the normalized confinement with the two dimensionless parameters that vary most from present-day experiments to ITER, gyroradius and collision frequency, are significant. Regression analysis on the multi-tokamak database has been performed, but it appears that the database is not conditioned sufficiently well to yield a new scaling for this type of plasma. Coordinated experiments on size scaling using the dimensionless parameter scaling approach find a weaker scaling with normalized gyroradius than the standard H-mode scaling. Preliminary studies on scaling with collision frequency show a favourable scaling stronger than the standard H-mode scaling. Coordinated modelling activity has resulted in successful benchmarking of modelling codes in the ITER regime. Validation of transport models using these codes on present-day experiments is in progress, but no single model has been shown to capture the variations seen in the experiments. However, projection to ITER using these models is in general agreement with the favourable projections found with the empirical scalings.
2002年の設立以来、国際トカマク物理活動の統合運転シナリオに関する専門家グループ（IOS）は、ITERトカマクへの応用を目的とした先進誘導シナリオの開発に関する実験的・モデリング活動を調整してきた。この期間中に、ITERへの応用のための物理的基盤と見通しは、特に実験結果に関して大きく前進した。この研究活動の主な知見は以下の通りである。ITERベースラインシナリオ（βN = 1.8）よりも高い規格化圧力（βN ≥ 2.4）を達成し、標準Hモードスケーリング以上の規格化閉じ込めを有する誘導シナリオは、4つの最大のダイバータトカマク（AUG、DIII-D、JET、JT-60U）において定常条件下で確立されており、ここで解析されたこれらトカマクからの500以上のプラズマのデータベースによって実証されている。高性能が達成されるパラメータ範囲は、q95と経験的密度限界で規格化された密度において広範囲にわたる。MHDモードは定常高性能の達成において重要な役割を果たす一方で、達成可能な安定性と閉じ込めの限界も規定する。既存の実験からITERへの性能外挿には、経験的スケーリングと理論ベースのモデリングが用いられる。両アプローチの実験的検証の現状はここに要約される。データベースは、標準Hモード閉じ込めスケーリングで規格化されたエネルギー閉じ込めに有意なばらつきを示しており、スケーリングに含まれない追加の物理変数の影響の可能性を示している。回転と電子温度とイオン温度の比に関する利用可能な情報を用いた検証では、これらの変数のいずれも単独では観測された規格化閉じ込めのばらつきを説明できないことが示されている。現在の実験からITERまで最も大きく変化する2つの無次元パラメータ、すなわちジャイロ半径と衝突周波数に関する規格化閉じ込めの傾向は有意である。多トカマクデータベースに対する回帰分析が実施されたが、この種のプラズマに対する新しいスケーリングを導出するにはデータベースの条件付けが十分ではないと思われる。無次元パラメータスケーリング手法を用いたサイズスケーリングの協調実験では、標準Hモードスケーリングよりも弱い規格化ジャイロ半径依存性が見出された。衝突周波数スケーリングに関する予備的研究では、標準Hモードスケーリングよりも強い有利なスケーリングが示されている。協調モデリング活動により、ITER領域におけるモデリングコードのベンチマークが成功裏に達成された。これらのコードを用いた現行実験での輸送モデルの検証は進行中であるが、実験で観測されたばらつきを再現できる単一のモデルはまだ示されていない。しかし、これらのモデルを用いたITERへの外挿は、経験的スケーリングで得られた有利な予測と概ね一致している。