In order to prepare adequate current ramp-up and ramp-down scenarios for ITER, present experiments from various tokamaks have been analysed by means of integrated modelling in view of determining relevant heat transport models for these operation phases. A set of empirical heat transport models for L-mode (namely, the Bohm–gyroBohm model and scaling based models with a specific fixed radial shape and energy confinement time factors of H96−L = 0.6 or HIPB98 = 0.4) has been validated on a multi-machine experimental dataset for predicting the li dynamics within ±0.15 accuracy during current ramp-up and ramp-down phases. Simulations using the Coppi–Tang or GLF23 models (applied up to the LCFS) overestimate or underestimate the internal inductance beyond this accuracy (more than ±0.2 discrepancy in some cases). The most accurate heat transport models are then applied to projections to ITER current ramp-up, focusing on the baseline inductive scenario (main heating plateau current of Ip = 15 MA). These projections include a sensitivity study to various assumptions of the simulation. While the heat transport model is at the heart of such simulations (because of the intrinsic dependence of the plasma resistivity on electron temperature, among other parameters), more comprehensive simulations are required to test all operational aspects of the current ramp-up and ramp-down phases of ITER scenarios. Recent examples of such simulations, involving coupled core transport codes, free-boundary equilibrium solvers and a poloidal field (PF) systems controller are also described, focusing on ITER current ramp-down.
ITERのための適切な電流立ち上げ・立ち下げシナリオを準備するため、様々なトカマクにおける現在の実験を、これらの運転フェーズに関連する熱輸送モデルを決定する観点から、統合モデリングによって解析した。Lモードに対する一連の経験的熱輸送モデル（すなわち、Bohm–gyroBohmモデルおよび特定の固定された径方向形状とH96−L = 0.6またはHIPB98 = 0.4のエネルギー閉じ込め時間係数を有するスケーリングベースのモデル）を、電流立ち上げ・立ち下げフェーズ中のliを±0.1の精度で予測するための多機種実験データセットに対して検証した。Coppi–TangまたはGLF23モデル（LCFSまで適用）を用いたシミュレーションは、この精度を超えて内部インダクタンスを過大評価または過小評価する（場合によっては±0.2を超える差異）。最も精度の高い熱輸送モデルを、ITERの電流立ち上げ予測に適用し、ベースライン誘導シナリオ（主加熱プラトー電流Ip = 15 MA）に焦点を当てた。これらの予測には、シミュレーションの様々な仮定に対する感度研究が含まれる。熱輸送モデルはそのようなシミュレーションの中心であるが（プラズマ抵抗率の電子温度への本質的な依存性等のため）、ITERシナリオの電流立ち上げ・立ち下げフェーズの全ての運転側面を検証するには、より包括的なシミュレーションが必要である。結合されたコア輸送コード、自由境界平衡ソルバー、およびポロイダル磁場（PF）システム制御器を含むそのような最近のシミュレーションの例も、ITERの電流立ち下げに焦点を当てて記述する。