The dynamics for the transition from L-mode to a stationary high QDT H-mode regime in ITER is expected to be qualitatively different to present experiments. Differences may be caused by a low fuelling efficiency of recycling neutrals, that influence the post transition plasma density evolution on the one hand. On the other hand, the effect of the plasma density evolution itself both on the alpha heating power and the edge power flow required to sustain the H-mode confinement itself needs to be considered. This paper presents results of modelling studies of the transition to stationary high QDT H-mode regime in ITER with the JINTRAC suite of codes, which include optimisation of the plasma density evolution to ensure a robust achievement of high QDT regimes in ITER on the one hand and the avoidance of tungsten accumulation in this transient phase on the other hand.As a first step, the JINTRAC integrated models have been validated in fully predictive simulations (excluding core momentum transport which is prescribed) against core, pedestal and divertor plasma measurements in JET C-wall experiments for the transition from L-mode to stationary H-mode in partially ITER relevant conditions (highest achievable current and power, H98,y ~ 1.0, low collisionality, comparable evolution in Pnet/PL-H, but different ρ*, Ti/Te, Mach number and plasma composition compared to ITER expectations). The selection of transport models (core: NCLASS + Bohm/gyroBohm in L-mode/GLF23 in H-mode) was determined by a trade-off between model complexity and efficiency. Good agreement between code predictions and measured plasma parameters is obtained if anomalous heat and particle transport in the edge transport barrier are assumed to be reduced at different rates with increasing edge power flow normalised to the H-mode threshold; in particular the increase in edge plasma density is dominated by this edge transport reduction as the calculated neutral influx across the separatrix remains unchanged (or even slightly decreases) following the H-mode transition.JINTRAC modelling of H-mode transitions for the ITER 15 MA / 5.3 T high QDT scenarios with the same modelling assumptions as those being derived from JET experiments has been carried out. The modelling finds that it is possible to access high QDT conditions robustly for additional heating power levels of PAUX ⩾ 53 MW by optimising core and edge plasma fuelling in the transition from L-mode to high QDT H-mode. An initial period of low plasma density, in which the plasma accesses the H-mode regime and the alpha heating power increases, needs to be considered after the start of the additional heating, which is then followed by a slow density ramp. Both the duration of the low density phase and the density ramp-rate depend on boundary and operational conditions and can be optimised to minimise the resistive flux consumption in this transition phase. The modelling also shows that fuelling schemes optimised for a robust access to high QDT H-mode in ITER are also optimum for the prevention of the contamination of the core plasma by tungsten during this phase.
Lモードから定常高QDT Hモードへの遷移のダイナミクスは、ITERにおいては現在の実験とは質的に異なると予想される。その差異は、リサイクリング中性粒子の低い燃料補給効率に起因する可能性があり、これが遷移後のプラズマ密度発展に影響を与える。一方で、プラズマ密度発展自体がアルファ粒子加熱出力とHモード閉じ込めを維持するために必要な周辺部パワーフローに及ぼす影響も考慮する必要がある。本論文では、JINTRACコード群を用いたITERにおける定常高QDT Hモードへの遷移のモデリング研究の結果を示す。これには、プラズマ密度発展の最適化によるITERにおける高QDT状態の確実な達成と、この遷移位相におけるタングステン蓄積の回避の両方が含まれる。第一段階として、JINTRAC統合モデルは、JETカーボン壁実験におけるLモードから定常Hモードへの遷移のコア・ペデスタル・ダイバータプラズマ測定に対して、完全予測シミュレーション（運動量輸送は指定値を入力とするコア輸送を除く）を用いて検証された。検証条件は、部分的にITER関連条件（達成可能な最大電流と出力、H98,y ≈ 1.0、低衝突度、Pnet/PLの時間発展が類似、ただしρ*、Ti/Te、マッハ数、プラズマ組成はITER予想と異なる）であった。輸送モデルの選択（コア：NCLASS + LモードではBohm/gyroBohm、HモードではGLF23）は、モデルの複雑さと効率のトレードオフに基づいて決定された。周辺輸送障壁における異常熱・粒子輸送が、Hモード閾値に規格化された周辺パワーフローの増加に伴って異なる割合で低減すると仮定した場合、コード予測と測定されたプラズマパラメータの間に良好な一致が得られた。特に、周辺プラズマ密度の増加はこの周辺輸送低減によって支配され、セパラトリックスを横切る計算上の中性粒子流入量はHモード遷移後も変化しない（あるいはわずかに減少する）ままであった。ITERの15 MA / 5.3 T高QDTシナリオに対するHモード遷移のJINTRACモデリングが、JET実験から導出されたものと同じ仮定を用いて実施された。モデリングの結果、追加加熱出力PAUX ≥ 53 MWの条件において、Lモードから高QDT Hモードへの遷移時のコア・周辺部の燃料補給を最適化することで、高QDT状態を確実に達成できることが示された。追加加熱開始後、初期の低密度期間を考慮する必要があり、その後ゆっくりとした密度ランプアップが続く。この低密度位相の持続時間と密度ランプアップ率は、境界条件と運転条件に依存し、この遷移位相における抵抗性フラックス消費を最小化するように最適化できる。モデリングはまた、ITERにおける高QDT Hモードへの確実なアクセスのために最適化された燃料補給スキームが、この位相におけるコアプラズマのタングステン汚染防止にも最適であることを示している。