One of the most severe problems for fusion reactors is the power load on the plasma facing components. The challenge is to develop operation scenarios, which combine sufficient energy confinement with benign heat loads to the plasma facing components. The radiative type-III ELMy H-mode seems a possible solution for such an integrated ITER scenario. Nitrogen seeded type-III ELMy H-modes for the standard inductive scenario and the high beta stationary hybrid scenario are investigated with respect to their transient and steady-state power fluxes to the divertor, confinement properties, edge operational space, core operational space, plasma purity and MHD behaviour. A large database of highly radiative type-III ELMy H-modes on JET is used for extrapolations to ITER. On this basis the transient heat load should be acceptable for ITER. It was found that the scaling of the confinement time with respect to the ion gyroradius is close to the gyro-Bohm scaling. Scalings with respect to the plasma collisionality suggest that the confinement will be good enough for an ITER scenario at 17 MA with a power amplification factor (Q) of 10 and might be marginally good enough for a Q = 10 scenario at 15 MA. Those extrapolations are supported by simulations with an integrated core/edge model COREDIV. In addition the hybrid scenario with type-III edge localized modes has been proven to have improved edge conditions without any modification of the central plasma current profile, indicating it is compatible with a high beta operation for a steady-state ITER Q = 5 scenario.
核融合炉にとって最も深刻な問題の一つは、プラズマ対向機器への電力負荷である。課題は、十分なエネルギー閉じ込めとプラズマ対向機器への穏やかな熱負荷を両立させる運転シナリオを開発することである。放射型III型ELMy Hモードは、そのような統合されたITERシナリオに対する可能な解決策と思われる。標準誘導シナリオおよび高ベータ定常ハイブリッドシナリオに対する窒素シード型III型ELMy Hモードについて、ダイバータへの過渡的および定常的な電力フラックス、閉じ込め特性、周辺運転領域、コア運転領域、プラズマ純度、およびMHD挙動に関して調査する。JETにおける高放射型III型ELMy Hモードの大規模なデータベースが、ITERへの外挿に使用される。この基盤に基づき、過渡的な熱負荷はITERにとって許容可能であるはずである。閉じ込め時間のイオンジャイロ半径に対するスケーリングは、ジャイロボームスケーリングに近いことが見出された。プラズマ衝突度に対するスケーリングは、17 MAで出力増倍率(Q)が10のITERシナリオに対して閉じ込めが十分に良好であり、15 MAでQ=10のシナリオに対しては辛うじて十分である可能性を示唆している。これらの外挿は、統合コア/エッジモデルCOREDIVを用いたシミュレーションによって支持されている。さらに、III型エッジ局在モードを伴うハイブリッドシナリオは、中心プラズマ電流分布を変更することなく周辺条件が改善されることが実証されており、定常ITER Q=5シナリオに対する高ベータ運転と互換性があることを示している。