To ensure optimal plasma performance at high Qfus for the baseline scenario foreseen for ITER, the fuelling requirements, in particular for non-stationary phases, need to be assessed by means of integrated modelling to address the special additional challenges facing plasma fuelling on ITER. The fuelling scheme needs to be adjusted to ensure robust divertor heat load control, avoiding complete detachment while still maintaining low divertor temperatures and heat fluxes to minimise W sputtering and contamination of the plasma by impurities. At the same time, the core density needs to be controlled to fulfil requirements for: the application of neutral beam heating with acceptable shine-through losses; a robust transition from L-mode to stationary fusion burn; the maximisation of the fusion yield; and a fast reduction in core particle content in the termination phase. Coupled core-edge-SOL transport calculations have been performed, simulating for the first time the entire ITER plasma evolution from just after the X-point formation until the late termination phase. These calculations are being exploited to find the most effective ways of fuelling and heating DT plasmas without exceeding ITER operational limits (e.g. divertor power density). The most efficient ways to fuel ITER with gas and/or pellet injection have been investigated self-consistently with the integrated core + edge + SOL transport suite of codes, JINTRAC, developed at JET (Romanelli et al 2014 Plasma Fusion Res.9 3403023). Our modelling is exploited to study schemes for gas and pellet fuelling for main ion SOL and core density control, respectively, and for impurity seeding by Ne for the control of SOL radiation, that allow ITER to approach Qfus10, with plasma evolution successfully controlled to respect major operational limits through all transients from the early ramp-up until the late ramp down phase.
ITERの高Qfusシナリオにおいて最適なプラズマ性能を確保するためには、特に非定常段階における燃料供給要件を、統合モデリングを用いて評価する必要がある。ITERにおけるプラズマ燃料供給が直面する特別な追加課題に対処するためには、燃料供給スキームの調整が必要である。完全なデタッチメントを回避しつつも、ダイバータの熱負荷を確実に制御するために燃料供給スキームを調整し、Wのスパッタリングと不純物によるプラズマの汚染を最小限に抑えるため、低いダイバータ温度と熱流束を維持する必要がある。同時に、コア密度は以下の要件を満たすように制御される必要がある：許容可能なシャインスルー損失を伴う中性粒子ビーム加熱の適用、Lモードから定常核融合燃焼への堅牢な遷移、核融合収率の最大化、そして終了段階におけるコア粒子含有量の急速な低減。結合コア・エッジ・SOL輸送計算が実施され、X点形成直後から終了段階後期までのITERプラズマ全体の時間発展が初めてシミュレーションされた。これらの計算は、ITERの運転限界（例えばダイバータ出力密度）を超えることなく、DTプラズマへの燃料供給と加熱の最も効果的な方法を見出すために活用されている。ガス入射およびペレット入射によるITERへの燃料供給の最も効率的な方法が、JINTRAC統合コア・エッジ・SOL輸送コード群を用いて自己無撞着に調査された（Romanelli et al 2014 Plasma Fusion Res. 9 3403023）。本モデリングは、主イオンSOLおよびコア密度制御のためのガス・ペレット燃料供給スキームと、SOL放射制御のためのNeシーディングを研究するために活用されており、初期立ち上げ段階から後期立ち下げ段階までの全ての過渡段階を通じて主要な運転限界を尊重しつつプラズマ時間発展を制御し、ITERがQfus10に到達することを可能にする。