One of the key issues to achieve the phase I mission of China fusion engineering test reactor (CFETR) is steady-state operation with a modest fusion power up to 200 MW. To study this feasibility, time-dependent modeling of CFETR baseline scenario is performed. The time-dependent scenario design examines actual discharge features, including auxiliary heating and current drive scheme, equilibrium, transport, PF coil systems and plasma control system during the plasma evolution. During plasma current ramp-up, 10 MW of EC or LH heating is used to effectively save volt–second consumption to a reasonable level within magnet coil capability and to reduce li for better plasma control. Three reference scenarios are designed to target full non-inductive operation with different external heating and current drive (H&CD), which are NB + EC, NB + LH, and LH + EC, respectively. Two scenarios with neutral beams reach the required fusion power of CFETR phase I target, while for LH + EC scenario the fusion power and confinement is somewhat lower. A reversed magnetic shear with is sustained with off-axis current drive and bootstrap current for all cases examined. Ideal MHD analysis shows that both large toroidal mode number n ballooning mode and low n kink mode are stable in the three reference cases independent of whether the current is totally relaxed or not. The L mode and H–L back transition ramp-down are designed to successfully reduce the plasma current to 2 MA and keep li below 2 with ramp-down rate of 80 kA s−1. The H–L back transition ramp-down yields improvements in the power transfer and coil current evolution as well as the li evolution. The heating and current drive characteristics of three auxiliary heating sources are indicated by scanning studies. A 2D scan of NB energy and tangency radius indicates the features of NB power deposition, current drive, torque and shine through issue. Both ramp-up and flattop are considered in the scanning of radio frequency parameters. For EC waves, the ramp-up phase constrains the parameter space more. The 2D scan of EC launch angle shows that EC waves launched above the midplane yield a better CD efficiency than using a midplane launcher. Specifically, 10 MW of EC waves launched from LFS above the midplane yield a maximum on axis driven current of about 0.55 MA, while waves launched from top yield a maximum near edge driven current of about 0.45 MA in the region of . Scanning of in LH spectrum shows that should be set around 1.7 to get enough penetration (inside ) for current drive and avoid strong accessibility problem. It is found that LH waves launched from HFS drives more current than that launched from LFS when is small. The maximum LH driven current reaches 1.1 MA with 10 MW of LH power launched from HFS.
中国核融合工学試験炉（CFETR）のフェーズIミッションを達成するための重要な課題の一つは、最大200 MWの穏やかな核融合出力による定常運転である。この実現可能性を検討するため、CFETRベースラインシナリオの時間依存モデリングを実施した。時間依存シナリオ設計では、プラズマの時間発展中の補助加熱・電流駆動方式、平衡、輸送、ポロイダル磁場コイルシステム、プラズマ制御システムなど、実際の放電特性を検討する。プラズマ電流立ち上げ中には、10 MWのECまたはLH加熱を用いて、磁気コイルの能力範囲内でボルト秒消費を合理的な水準まで効果的に削減し、より良好なプラズマ制御のために内部インダクタンスliを低減する。異なる外部加熱・電流駆動（H&CD）方式を用いた3つの基準シナリオが、完全非誘導運転を目標として設計されており、それぞれNB+EC、NB+LH、LH+ECである。中性粒子ビームを用いる2つのシナリオはCFETRフェーズI目標の核融合出力に到達するが、LH+ECシナリオでは核融合出力と閉じ込めがやや低くなる。反転磁気シアを有する配位が、全ケースにおいてオフ軸電流駆動とブートストラップ電流によって維持される。理想MHD解析により、大トロイダルモード数nのバルーニングモードと低nのキンクモードは、電流が完全に緩和されているかどうかに関わらず、3つの基準シナリオすべてにおいて安定であることが示される。LモードおよびH-L遷移を用いた立ち下げでは、プラズマ電流を2 MAまで低減し、80 kA s−1の立ち下げ速度でliを2未満に維持することに成功する。H-L遷移による立ち下げは、電力変換とコイル電流の時間発展、ならびにliの時間発展において改善をもたらす。3つの補助加熱源の加熱・電流駆動特性は、パラメータ走査によって明らかにされる。NBエネルギーと接線半径の2次元走査により、NBの電力堆積、電流駆動、トルク、シャインスルー問題の特徴が示される。RFパラメータの走査では、立ち上げ時とフラットトップ時の両方が考慮される。EC波については、立ち上げ時にパラメータ空間の制約がより強くなる。EC入射角の2次元走査により、赤道面より上方から入射するEC波は、赤道面入射と比較して優れた電流駆動効率を示すことが明らかになる。具体的には、低磁場側から赤道面より上方に10 MWのEC波を入射した場合、最大で約0.55 MAの軸上駆動電流が得られる一方、上方から入射した場合は、約0.45 MAの端部付近での最大駆動電流が得られる。LHスペクトルの走査では、電流駆動のための十分な浸透（内部への到達）を確保しつつ、強いアクセシビリティ問題を回避するために、n∥を約1.7に設定すべきであることが示される。n∥が小さい場合、高磁場側から入射したLH波は低磁場側から入射した場合よりも多くの電流を駆動することが見出される。高磁場側からの10 MWのLH電力による最大駆動電流は1.1 MAに達する。