One of the three goals of the ITER project is to demonstrate fusion gain Q ≥ 5 in steady-state operation (SSO). A reassessment of the necessary conditions for Q ≥ 5 SSO in ITER has been carried out for steady-state scenarios assuming no internal transport barrier in the core plasma and with the sole use of neutral beam injection (NBI) and electron cyclotron heating and current drive (EC H&CD) as heating and current drive sources in these scenarios. The parametric operational space for SSO in ITER has been reassessed utilizing an inverse evaluation approach that takes into account the baseline design of the NBI and EC H&CD systems with PNBI = 33 MW, PEC = 20 MW and their possible upgrade capabilities included in their design, PNBI ≤ 49.5 MW, and PEC ≤ 30 MW. The optimal operational points from this evaluation approach have been chosen for detailed 1.5-D transport modelling by ASTRA and followed-up by magnetohydrodynamic (MHD) stability analysis to demonstrate the conditions in which the Q = 5 SS goal can be achieved in ITER where the plasma current is fully accounted for by the driven current by NBI and EC H&CD and the self-driven bootstrap current. The ideal MHD stability of plasma configurations with self-consistently simulated plasma profiles and equilibrium for the chosen OPs has been analysed by the KINX code. Using this analysis, the possibility to control the MHD stability of these steady-state plasmas by tailoring the current profile with the flexibility provided by design of the systems for electron cyclotron current drive and neutral beam current drive in ITER has been demonstrated. Issues related to the realization of such scenarios from the point of view of plasma physics, experimental demonstration and design limits of the ITER systems and components is discussed.
ITERプロジェクトの3つの目標の1つは、定常運転（SSO）における核融合利得Q ≥ 5を実証することである。コアプラズマに内部輸送障壁がなく、これらのシナリオにおける加熱及び電流駆動源として中性粒子ビーム入射（NBI）と電子サイクロトロン加熱及び電流駆動（EC H&CD）のみを使用することを仮定した定常シナリオについて、ITERにおけるQ ≥ 5 SSOの必要条件の再評価が実施された。ITERにおけるSSOのパラメトリック運転空間は、NBI及びEC H&CDシステムのベースライン設計（PNBI = 33 MW、PEC = 20 MW）と、それらの設計に含まれる可能なアップグレード能力（PNBI ≤ 49.5 MW、PEC ≤ 30 MW）を考慮した逆評価アプローチを用いて再評価された。この評価アプローチから得られた最適運転点は、ASTRAによる詳細な1.5次元輸送モデリングのために選択され、続いて磁気流体力学（MHD）安定性解析が行われ、プラズマ電流がNBI及びEC H&CDによる駆動電流と自発的なブートストラップ電流によって完全に賄われるITERにおいてQ = 5 SS目標が達成され得る条件が実証された。選択された運転点に対して自己無撞着にシミュレートされたプラズマ分布と平衡を持つプラズマ配位の理想MHD安定性は、KINXコードによって解析された。この解析を用いて、ITERにおける電子サイクロトロン電流駆動及び中性粒子ビーム電流駆動のためのシステム設計によって提供される柔軟性を用いて電流分布を調整することにより、これらの定常プラズマのMHD安定性を制御する可能性が実証された。そのようなシナリオの実現に関連する課題が、プラズマ物理、実験的実証、およびITERシステムと構成要素の設計限界の観点から議論される。