The values of Q = (fusion power)/(auxiliary heating power) predicted for ITER by three different methods are compared. The first method utilizes an empirical confinement-time scaling and prescribed radial profiles of transport coefficients; the second approach extrapolates from specially designed ITER similarity experiments, and the third approach is based on partly theory-based transport models. The energy confinement time given by the ITERH-98(y, 2) scaling for an inductive scenario with a plasma current of 15 MA and a plasma density 15% below the Greenwald density is 3.7 s with one estimated technical standard deviation of ±14%. This translates, in the first approach, for levels of helium removal, and impurity concentration, that, albeit rather stringent, are expected to be attainable, into an interval for Q of [6–15] at the auxiliary heating power, Paux = 40 MW, and [6–30] at the minimum heating power satisfying a good confinement ELMy H-mode. All theoretical transport-model calculations have been performed for the plasma core only, whereas the pedestal temperatures were taken as estimated from empirical scalings. Predictions of similarity experiments from JET and of theory-based transport models that we have considered—Weiland, MMM, and IFS/PPPL—overlap with the prediction using the empirical confinement-time scaling within its estimated margin of uncertainty.
Q=(核融合出力)/(補助加熱出力)の値を、ITERについて3つの異なる方法で予測した結果を比較した。第1の方法は、実験的な閉じ込め時間スケーリングと輸送係数の所定の動径分布を用いるものであり、第2の方法は、特別に設計されたITER相似実験からの外挿であり、第3の方法は、部分的に理論に基づく輸送モデルに基づくものである。プラズマ電流15 MA、プラズマ密度がグリーンワルド密度より15%低い誘導シナリオに対するITERH-98(y,2)スケーリングによって与えられるエネルギー閉じ込め時間は3.7秒であり、推定される1標準偏差は±14%である。これは、第1の方法では、ヘリウム排気量と不純物濃度のレベルについて、かなり厳しいものの達成可能と予想されるものであるが、Qの区間[6–15]（補助加熱電力Paux = 40 MW時）、および[6–30]（良好な閉じ込めのELMy Hモードを満たす最小加熱電力時）に変換される。理論的輸送モデル計算はすべてコアプラズマのみに対して行われ、ペデスタル温度は経験的スケーリングから推定された値を用いた。JETの相似実験および我々が検討した理論ベースの輸送モデル（Weiland、MMM、IFS/PPPL）からの予測は、推定された不確かさの範囲内で、経験的閉じ込め時間スケーリングを用いた予測と重なる。