The fusion alpha and beam ion with steady-state power loads in all four main operating scenarios of ITER have been evaluated by the ASCOT code. For this purpose, high-fidelity magnetic backgrounds were reconstructed, taking into account even the internal structure of the ferritic inserts and tritium breeding modules (TBM). The beam ions were found to be almost perfectly confined in all scenarios, and only the so-called hybrid scenario featured alpha loads reaching 0.5 MW due to its more triangular plasma. The TBMs were not found to jeopardize the alpha confinement, nor cause any hot spots. Including plasma response did not bring dramatic changes to the load. The ELM control coils (ECC) were simulated in the baseline scenario and found to seriously deteriorate even the beam confinement. However, the edge perturbation in this case is so large that the sources have to be re-evaluated with plasma profiles that take into account the ECC perturbation.
ITERの4つの主要運転シナリオすべてにおける核融合アルファ粒子とビームイオンの定常状態電力負荷を、ASCOTコードを用いて評価した。この目的のため、フェライトインサートおよびトリチウム増殖モジュール（TBM）の内部構造までも考慮した高忠実度の磁場配位を再構築した。ビームイオンはすべてのシナリオにおいてほぼ完全に閉じ込められることが判明し、アルファ粒子負荷が0.5 MWに達したのは、より三角形度の高いプラズマを有するいわゆるハイブリッドシナリオのみであった。TBMがアルファ粒子の閉じ込めを損なうことも、ホットスポットを引き起こすこともないことが判明した。プラズマ応答を含めても、負荷に劇的な変化はもたらされなかった。ELM制御コイル（ECC）をベースラインシナリオでシミュレーションしたところ、ビームの閉じ込めさえも著しく劣化させることが判明した。しかしながら、この場合のエッジ摂動は非常に大きいため、ECC摂動を考慮したプラズマプロファイルを用いてソースを再評価する必要がある。