Key parts of the ITER scenarios are determined by the capability of the proposed poloidal field (PF) coil set. They include the plasma breakdown at low loop voltage, the current rise phase, the performance during the flat top (FT) phase and a ramp down of the plasma. The ITER discharge evolution has been verified in dedicated experiments. New data are obtained from C-Mod, ASDEX Upgrade, DIII-D, JT-60U and JET. Results show that breakdown for Eaxis < 0.23–0.33 V m−1 is possible unassisted (ohmic) for large devices like JET and attainable in devices with a capability of using ECRH assist. For the current ramp up, good control of the plasma inductance is obtained using a full bore plasma shape with early X-point formation. This allows optimization of the flux usage from the PF set. Additional heating keeps li(3) < 0.85 during the ramp up to q95 = 3. A rise phase with an H-mode transition is capable of achieving li(3) < 0.7 at the start of the FT. Operation of the H-mode reference scenario at q95 ∼ 3 and the hybrid scenario at q95 = 4–4.5 during the FT phase is documented, providing data for the li (3) evolution after the H-mode transition and the li (3) evolution after a back-transition to L-mode. During the ITER ramp down it is important to remain diverted and to reduce the elongation. The inductance could be kept ⩽1.2 during the first half of the current decay, using a slow Ip ramp down, but still consuming flux from the transformer. Alternatively, the discharges can be kept in H-mode during most of the ramp down, requiring significant amounts of additional heating.
ITERシナリオの主要部分は、提案されているポロイダル磁場（PF）コイルセットの能力によって決定される。それらには、低ループ電圧でのプラズマのブレークダウン、電流立ち上げ位相、フラットトップ（FT）位相中の性能、およびプラズマのランプダウンが含まれる。ITERの放電の時間発展は、専用実験で検証されてきた。C-Mod、ASCDEX Upgrade、DIII-D、JT-60U、JETから新しいデータが得られている。結果は、Eaxis < 0.23–0.33 V m−1 でのブレークダウンが、JETのような大型装置では無支援（オーミック）で可能であり、ECRH支援を使用できる能力を持つ装置では達成可能であることを示している。電流ランプアップについては、早期X点形成を伴うフルボアのプラズマ形状を用いることにより、プラズマインダクタンスの良好な制御が得られる。これにより、PFセットからの磁束使用の最適化が可能になる。追加加熱により、q95 = 3 までのランプアップ中、li(3) < 0.85 が維持される。Hモード遷移を伴う立ち上げ位相は、FT開始時に li(3) < 0.7 を達成することができる。FT位相中における、q95 ∼ 3 でのHモード参照シナリオおよび q95 = 4–4.5 でのハイブリッドシナリオの運転が記録されており、Hモード遷移後の li (3) の時間発展と、Lモードへの逆遷移後の li (3) の時間発展に関するデータを提供する。ITERのランプダウン中は、ダイバータ配位を維持し、伸長度を低減することが重要である。インダクタンスは、緩やかなIpランプダウンを用いることにより、電流減衰の前半の間 ⩽1.2 に維持できるが、それでも変圧器からの磁束を消費する。あるいは、放電はランプダウンの大部分の間Hモードに維持することができ、その場合、かなりの量の追加加熱が必要となる。