The operational space (Ip − n) for long-pulse scenarios (Δtburn ∼ 1000 s, Q ⩾ 5) of ITER has been assessed by 1.5D core transport modelling with pedestal parameters predicted by the EPED1 code by a set of transport codes under a joint activity carried out by the Integrated Operational Scenario ITPA group. The analyses include the majority of transport models (CDBM, GLF23, Bohm/gyroBohm (BgB), MMM7.1, MMM95, Weiland, scaling-based) presently used for interpretation of experiments and ITER predictions. The EPED1 code was modified to take into account boundary conditions predicted by SOLPS4 for ITER. In contrast to standard EPED1 assumptions, EPED1 with the SOLPS boundary conditions predicts no degradation of the pedestal pressure as density is reduced. Lowering the plasma density to ne ∼ (5–6) × 1019 m−3 leads to an increased plasma temperature (similar pedestal pressure), which reduces the loop voltage and increases the duration of the burn phase to Δtburn ∼ 1000 s with Q ⩾ 5 for Ip ⩾ 13 MA at moderate normalized pressure (βN ∼ 2). These ITER plasmas require the same level of additional heating power as the reference Q = 10 inductive scenario at 15 MA (33 MW NBI and 17–20 MW EC heating and current drive power). However, unlike the 'hybrid' scenarios considered previously, these H-mode plasmas do not require specially shaped q profiles nor improved confinement in the core for the transport models considered in this study. Thus, these medium density H-mode plasma scenarios with Ip ⩾ 13 MA present an attractive alternative to hybrid scenarios to achieve ITER's long-pulse Q ⩾ 5 scenario and deserve further analysis and experimental demonstration in present tokamaks.
ITERの長時間パルス（Δtburn ∼ 1000 s、Q ⩾ 5）のための運転領域（Ip ⩾ 13 MA、中程度の規格化圧力（βN ∼ 2））は、統合運転シナリオITPAグループによって実施された共同活動の下で、EPED1コードにより予測されたペデスタルパラメータを用いた1.5Dコア輸送シミュレーションにより評価された。これらの解析には、実験の解釈およびITER予測に現在使用されている主要な輸送モデル（CDBM、GLF23、Bohm/gyroBohm（BgB）、MMM7.1、MMM95、Weiland、スケーリングベース）が含まれる。EPED1コードは、ITERに対するSOLPS4により予測された境界条件を考慮するように修正された。標準的なEPED1の仮定とは対照的に、SOLPS境界条件を用いたEPED1は、密度が減少してもペデスタル圧力の低下を予測しない。プラズマ密度をne ∼ (5–6) × 10^19 m^−3に低下させると、プラズマ温度が上昇し（ペデスタル圧力は同程度）、これによりループ電圧が低下して、Ip ⩾ 13 MA、Q ⩾ 5、Δtburn ∼ 1000 sの燃焼時間が延長される。これらのITERプラズマは、15 MAでの参照Q = 10誘導シナリオ（33 MWのNBIおよび17–20 MWのEC加熱・電流駆動電力）と同レベルの追加加熱電力を必要とする。しかしながら、以前に検討された「ハイブリッド」シナリオとは異なり、これらのHモードプラズマは、本研究で検討された輸送モデルに対して、特別に成形されたqプロファイルやコアにおける閉じ込め改善を必要としない。したがって、これらのIp ⩾ 13 MAの中程度密度Hモードプラズマシナリオは、ITERの長時間パルスQ ⩾ 5シナリオを達成するためのハイブリッドシナリオに代わる魅力的な選択肢であり、現在のトカマクにおけるさらなる解析と実験的実証に値する。