Demonstration of DEMO relevant fusion power (Pfus) level and tritium self-sufficiency are two important goals of the China fusion engineering testing reactor (CFETR). In this work the integrated modeling including self-consistent core–pedestal coupling are used to design the hybrid scenario plasmas at flat-top phase for these goals. Such plasmas have been taken as the reference plasma for studying the compatibility of the hybrid scenario with CFETR engineering design in the past two years. The physics justification for the selection of plasma density, Zeff, safety factor profile, and in particular the choice of auxiliary heating and current drive is presented. According to a scan of plasma density and Zeff, the target of Pfus ≈ 1 GW and finite ohmic flux consumption ∆Φohm (4 h) ⩽ 250 Vs can be met with Zeff = 1.9–2.2 and the density at the pedestal top set at 90% of the Greenwald limit. Turbulent transport analysis using the gyro-Landau-fluid model TGLF shows that the electromagnetic effects can enhance the energy confinement but reduce the particle confinement and thus Pfus. A baseline hybrid scenario case matching the target in the concept design is built using a combination of neutral beams (NB) and electron cyclotron (EC) waves to flatten the safety factor profile in the deep core region (with the normalized plasma radius ρ ⩽ 0.4). Such profile can yield better particle and energy confinement than that with either higher magnetic shear in the deep core region or higher q value in outer core region (e.g., due to the addition of lower hybrid current drive). Switching a part of auxiliary heating from electron to ions, e.g., replacing a part of EC waves by waves in the ion cyclotron range of frequencies, reduces the particle confinement and thus Pfus. Since high harmonic fast waves (HHFW) can drive current at the same location as ECCD with higher current drive efficiency than ECCD and yield more electron heating than NB, the case using HHFW to replace a part of EC waves and NB can yield higher Pfus and lower ∆Φohm than the baseline case. A discussion is given on future simulations to explore the improvement in plasma performance and the broadening of the feasible design space.
DEMOレベルの核融合出力（Pfus）とトリチウム自給自足の実証は、中国核融合工学試験炉（CFETR）の2つの重要な目標である。本研究では、自己無撞着なペデスタル-コア結合を含む統合モデリングを用いて、これらの目標に向けたハイブリッドシナリオのフラットトップ位相を設計する。このようなプラズマは、過去2年間にわたり、CFETR工学設計とのハイブリッドシナリオの適合性を研究するための参照プラズマとして用いられてきた。プラズマ密度、Zeff、安全係数プロファイルの選択、特に補助加熱と電流駆動の選択に関する物理的根拠を示す。プラズマ密度とZeffのスキャンによれば、Pfus ≈ 1 GWおよび有限オーミック磁束消費∆Φohm（4時間）⩽ 250 Vsの目標は、Zeff = 1.9–2.2、ペデスタル頂部密度をグリーンワルド限界の90%に設定することで達成可能である。ジャイロ-ランダウ-流体モデルTGLFを用いた乱流輸送解析により、電磁効果がエネルギー閉じ込めを向上させる一方で、粒子閉じ込めを低下させ、その結果Pfusを減少させることが示された。概念設計の目標に適合するベースラインハイブリッドシナリオケースは、中性粒子ビーム（NB）と電子サイクロトロン（EC）波の組み合わせを用いて、深部コア領域（規格化プラズマ半径ρ ⩽ 0.4）の安全係数プロファイルを平坦化することにより構築された。このようなプロファイルは、深部コア領域での磁気シアが高い場合や、外側コア領域でのq値が高い場合（例えば、低域混成波電流駆動の追加による）よりも、優れた粒子閉じ込めとエネルギー閉じ込めをもたらすことができる。補助加熱の一部を電子加熱からイオン加熱へ切り替えること、例えばEC波の一部をイオンサイクロトロン周波数帯の波に置き換えることは、粒子閉じ込めを低下させ、その結果Pfusを減少させる。高調波高速波（HHFW）はECCDと同じ位置で電流を駆動でき、ECCDよりも高い電流駆動効率を有し、NBよりも多くの電子加熱をもたらすため、EC波とNBの一部をHHFWに置き換えたケースは、ベースラインケースよりも高いPfusと低い∆Φohmを達成できる。将来のシミュレーションによるプラズマ性能の向上と実現可能な設計空間の拡大について議論する。