The hybrid operating mode observed in several tokamaks is characterized by further enhancement over the high plasma confinement (H-mode) associated with reduced magneto-hydro-dynamic (MHD) instabilities linked to a stationary flat safety factor () profile in the core region. The proposed ITER hybrid operation is currently aiming at operating for a long burn duration (>1000 s) with a moderate fusion power multiplication factor, , of at least 5. This paper presents candidate ITER hybrid operation scenarios developed using a free-boundary transport modelling code, CORSICA, taking all relevant physics and engineering constraints into account. The ITER hybrid operation scenarios have been developed by tailoring the 15 MA baseline ITER inductive H-mode scenario. Accessible operation conditions for ITER hybrid operation and achievable range of plasma parameters have been investigated considering uncertainties on the plasma confinement and transport. ITER operation capability for avoiding the poloidal field coil current, field and force limits has been examined by applying different current ramp rates, flat-top plasma currents and densities, and pre-magnetization of the poloidal field coils. Various combinations of heating and current drive (H&CD) schemes have been applied to study several physics issues, such as the plasma current density profile tailoring, enhancement of the plasma energy confinement and fusion power generation. A parameterized edge pedestal model based on EPED1 added to the CORSICA code has been applied to hybrid operation scenarios. Finally, fully self-consistent free-boundary transport simulations have been performed to provide information on the poloidal field coil voltage demands and to study the controllability with the ITER controllers.
いくつかのトカマクで観測されるハイブリッド運転モードは、コア領域における定常的なフラットな安全係数（）分布に関連する磁気流体力学（MHD）不安定性の低減を伴う、高閉じ込めモード（Hモード）をさらに向上させたものとして特徴づけられる。提案されているITERハイブリッド運転は、現在、少なくとも5倍の中等度の核融合出力増倍率（）で、1000秒を超える長時間燃焼運転を目標としている。本論文では、自由境界輸送シミュレーションコードCORSICAを用いて開発された、ITERハイブリッド運転シナリオの候補を提示する。ITERハイブリッド運転シナリオは、ITERの15 MAベースライン誘導Hモードシナリオを調整することにより開発された。ITERハイブリッド運転の実現可能な運転条件と達成可能なプラズマパラメータの範囲は、プラズマ閉じ込めと輸送に関する不確実性を考慮して調査された。ポロイダル磁場コイル電流、磁場、および力の限界を回避するためのITER運転能力は、異なる電流立ち上げ速度、フラットトッププラズマ電流と密度、およびポロイダル磁場コイルの予備磁化を適用することにより検討された。加熱および電流駆動（H&CD）方式の様々な組み合わせが、プラズマ電流密度分布の調整、プラズマエネルギー閉じ込めの向上、および核融合出力生成などのいくつかの物理的課題を研究するために適用された。EPED1に基づくパラメータ化されたエッジペデスタルモデルが、CORSICAコードに追加され、ハイブリッド運転シナリオに適用された。最後に、完全に自己無撞着な自由境界輸送シミュレーションが実行され、ポロイダル磁場コイル電圧要求に関する情報を提供し、ITER制御システムによる制御可能性を研究した。