The DIII-D programme has recently initiated an effort to provide suitably scaled experimental evaluations of four primary ITER operational scenarios. New and unique features of this work are that the plasmas incorporate essential features of the ITER scenarios and anticipated operating characteristics; e.g. the plasma cross-section, aspect ratio and value of I/aB of the DIII-D discharges match the ITER design, with size reduced by a factor of 3.7. Key aspects of all four scenarios, such as target values for βN and H98, have been replicated successfully on DIII-D, providing an improved and unified physics basis for transport and stability modelling, as well as for performance extrapolation to ITER. In all four scenarios, normalized performance equals or closely approaches that required to realize the physics and technology goals of ITER, and projections of the DIII-D discharges are consistent with ITER achieving its goals of ⩾400 MW of fusion power production and Q ⩾ 10. These studies also address many of the key physics issues related to the ITER design, including the L–H transition power threshold, the size of edge localized modes, pedestal parameter scaling, the impact of tearing modes on confinement and disruptivity, beta limits and the required capabilities of the plasma control system. An example of direct influence on the ITER design from this work is a modification of the physics requirements for the poloidal field coil set at 15 MA, based on observations that the inductance in the baseline scenario case evolves to a value that lies outside the original ITER specification.
DIII-D計画は最近、ITERの4つの主要な運転シナリオの適切にスケールされた実験的評価を提供する取り組みを開始した。この研究の新しく独自の特徴は、プラズマがITERシナリオと予想される運転特性の本質的な特徴を組み込んでいることである。例えば、DIII-D放電のプラズマ断面形状、アスペクト比、およびI/aBの値は、サイズが3.7倍縮小された状態でITER設計と一致している。βNおよびH98の目標値などの4つのシナリオすべての主要な側面は、DIII-Dで首尾よく再現されており、輸送および安定性モデリング、ならびにITERへの性能外挿のための改善された統一的物理基盤を提供している。4つのシナリオすべてにおいて、規格化された性能は、ITERの物理および技術目標を実現するために必要な性能と同等か、それに密接に近づいている。DIII-D放電の外挿は、ITERが核融合出力≥400 MWおよびQ≥10の目標を達成することと整合している。これらの研究はまた、L-H遷移出力閾値、ELMのサイズ、ペデスタルパラメータのスケーリング、閉じ込めおよびディスラプションに対するテアリングモードの影響、ベータ限界、およびプラズマ制御システムの要求能力など、ITER設計に関連する多くの主要な物理問題にも取り組んでいる。この研究からITER設計への直接的な影響の一例は、15 MAでのポロイダル磁場コイル群の物理要件の修正であり、これはベースラインケースにおけるインダクタンスの値が元のITER仕様の範囲外に進化するという観察に基づいている。