The operation of a tokamak designed to test the sustainability of a thermonuclear grade plasma like the international tokamak experimental reactor (ITER) presents several challenges. Among them is the necessity of fuelling the plasma to reach the density required to generate enough fusion power to achieve and, at the same time, to avoid excessive power loads at the divertor targets (beyond 10 MW m). Whether this goal is achievable or not depends on the details of the fuelling scheme, of the atomic species that are injected into the plasma, of the power radiation pattern in the scrape-off layer and in the divertor, of the additional heating schemes and of the transport mechanisms at work in the core and near the edge of the plasma.In this study we present, for different operational scenarios, the results of an integrated modelling approach to the problem taking into account all the different aspects of it, albeit with some limitations and simplifications discussed in the paper. The tool adopted for our simulations is the JINTRAC suite of codes, which can simulate in an integrated fashion the transport of particles and heat in different regions of the plasma.Within the limitation of our modelling our assessment is that, by carefully tuning the gas fuelling and impurity seeding, it is indeed possible for ITER to achieve and at the same time maintain acceptable divertor power loads. We also investigate the sensitivity of this result to some of the uncertainties in the modelling assumptions underlying the simulations presented in the paper.
国際熱核融合実験炉（ITER）のような熱核融合グレードのプラズマの持続可能性を試験するために設計されたトカマクの運転には、いくつかの課題がある。その中には、十分な核融合出力を生成するために必要な密度に達するようプラズマへの燃料供給を行う一方で、ダイバータターゲットにおける過剰な電力負荷（10 MW m⁻²超）を回避する必要性が含まれる。この目標が達成可能かどうかは、燃料供給方式の詳細、プラズマに注入される原子種、スクレイプオフ層およびダイバータにおける電力放射パターン、追加加熱方式、そしてプラズマのコアおよびエッジ近傍で作用する輸送機構に依存する。本論文では、異なる運転シナリオに対して、これらすべての異なる側面を考慮した統合モデリングアプローチの結果を提示する。ただし、本論文で議論されるいくつかの制限および簡略化が伴う。我々のシミュレーションに採用したツールはJINTRACコード群であり、これはプラズマの異なる領域における粒子および熱の輸送を統合的にシミュレートすることができる。我々のモデリングの制約内での評価では、ガス供給と不純物シーディングを注意深く調整することにより、ITERが十分な核融合出力を達成し、同時に許容可能なダイバータ電力負荷を維持することは実際に可能である。また、本論文で提示されたシミュレーションの根底にあるモデリング仮定の不確実性の一部に対する、この結果の感度についても調査する。