Recent performance analysis has improved confidence in achieving Q (= fusion power/auxiliary heating power)⩾ 10 in inductive operation in ITER. Performance analysis based on empirical scalings shows the feasibility of achieving Q ⩾ 10 in inductive operation, particularly with improved modelling of helium exhaust. Analysis has also indicated the possibility that ITER can potentially demonstrate Q ∼ 50, enabling studies of self-heated plasmas. Theory-based core modelling indicates the need for a high pedestal temperature (3.2–5.3 keV) to achieve Q ⩾ 10, which is in the range of projections with presently available pedestal scalings. Pellet injection from the high-field side would be useful in enhancing Q and reducing edge localized mode (ELM) heat load in high plasma current operation. If the ELM heat load is not acceptable, it could be made tolerable by further tilting the target plate. Steady state operation scenarios at Q = 5 have been developed with modest requirements on confinement improvement and beta (HH98(y,2) ⩾ 1.3 and βN ⩾ 2.6). Stabilization of the resistive wall modes (RWMs), required in such regimes, is feasible with the present saddle coils and power supplies with double-wall structures taken into account. Recent analysis shows a potential of high power steady state operation with a fusion power of 0.7 GW at Q ∼ 8. Achievement of the required βN ∼ 3.6 by RWM stabilization is a possibility. Further analysis is also needed on reduction of the divertor target heat load.
近年の性能解析により、ITERにおける誘導運転でのQ（＝核融合出力／補助加熱出力）⩾ 10の達成に対する信頼性が向上している。経験則スケーリングに基づく性能解析は、特にヘリウム排気の改善されたモデリングにより、誘導運転でのQ ⩾ 10の達成可能性を示している。解析はまた、ITERが潜在的にはQ ∼ 50を実証でき、自己加熱プラズマの研究が可能になる可能性も示している。理論ベースのコアモデリングは、Q ⩾ 10を達成するために高いペデスタル温度（3.2–5.3 keV）が必要であることを示しており、これは現在利用可能なペデスタルスケーリングによる予測の範囲内である。高磁場側からのペレット入射は、高プラズマ電流運転においてQを向上させ、エッジ局在モード（ELM）熱負荷を低減する上で有用であろう。ELM熱負荷が許容できない場合、ターゲットプレートをさらに傾斜させることで許容可能にできる。Q = 5での定常運転シナリオは、閉じ込め改善とベータに関する控えめな要件（HH98(y,2) ⩾ 1.3およびβN ⩾ 2.6）で開発されている。そのような領域で必要とされる抵抗性壁モード（RWM）の安定化は、二重壁構造を考慮した場合、現在のサドルコイルと電源で実現可能である。最近の解析は、核融合出力0.7 GW、Q ∼ 8での高出力定常運転の可能性を示している。RWM安定化による必要とされるβN ∼ 3.6の達成は可能性がある。ダイバータターゲット熱負荷の低減に関するさらなる解析も必要である。