Integrated simulations are performed to establish a physics basis, in conjunction with present tokamak experiments, for the operating modes in the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER). Simulations of the hybrid mode are done using both fixed and free-boundary 1.5D transport evolution codes including CRONOS, ONETWO, TSC/TRANSP, TOPICS and ASTRA. The hybrid operating mode is simulated using the GLF23 and CDBM05 energy transport models. The injected powers are limited to the negative ion neutral beam, ion cyclotron and electron cyclotron heating systems. Several plasma parameters and source parameters are specified for the hybrid cases to provide a comparison of 1.5D core transport modelling assumptions, source physics modelling assumptions, as well as numerous peripheral physics modelling. Initial results indicate that very strict guidelines will need to be imposed on the application of GLF23, for example, to make useful comparisons. Some of the variations among the simulations are due to source models which vary widely among the codes used. In addition, there are a number of peripheral physics models that should be examined, some of which include fusion power production, bootstrap current, treatment of fast particles and treatment of impurities. The hybrid simulations project to fusion gains of 5.6–8.3, βN values of 2.1–2.6 and fusion powers ranging from 350 to 500 MW, under the assumptions outlined in section 3. Simulations of the steady state operating mode are done with the same 1.5D transport evolution codes cited above, except the ASTRA code. In these cases the energy transport model is more difficult to prescribe, so that energy confinement models will range from theory based to empirically based. The injected powers include the same sources as used for the hybrid with the possible addition of lower hybrid. The simulations of the steady state mode project to fusion gains of 3.5–7, βN values of 2.3–3.0 and fusion powers of 290 to 415 MW, under the assumptions described in section 4. These simulations will be presented and compared with particular focus on the resulting temperature profiles, source profiles and peripheral physics profiles. The steady state simulations are at an early stage and are focused on developing a range of safety factor profiles with 100% non-inductive current.
統合シミュレーションを実施し、国際熱核融合実験炉（ITER）における運転モードの物理的根拠を、現在のトカマク実験と併せて確立する。ハイブリッドモードのシミュレーションは、CRONOS、ONETWO、TSC/TRANSP、TOPICS、ASTRAを含む固定境界および自由境界の1.5次元輸送発展コードを用いて行う。ハイブリッド運転モードは、GLF23およびCDBM05エネルギー輸送モデルを用いてシミュレーションする。投入パワーは、負イオン中性粒子ビーム、イオンサイクロトロン加熱、電子サイクロトロン加熱に限定する。ハイブリッドケースに対していくつかのプラズマパラメータおよびソースパラメータを指定し、1.5次元コア輸送モデリングの仮定、ソースモデリングの仮定、および多数の周辺物理モデルの比較を可能にする。初期結果は、有用な比較を行うためには、例えばGLF23の適用に関して非常に厳格なガイドラインを課す必要があることを示している。シミュレーション間の差異の一部は、使用するコード間で大きく異なるソースモデルに起因する。さらに、核融合出力、ブートストラップ電流、高速粒子の扱い、不純物の扱いなど、検討すべき周辺物理モデルが多数存在する。ハイブリッドシミュレーションは、第3節で概説した仮定の下で、核融合利得5.6～8.3、βN値2.1～2.6、核融合出力350～500 MWを予測する。定常運転モードのシミュレーションは、上記と同じ1.5次元輸送発展コードを用いて行うが、ASTRAコードは除く。これらのケースでは、エネルギー輸送モデルの指定がより困難であり、そのためエネルギー閉じ込めモデルは理論ベースのものから経験ベースのものまで多岐にわたる。投入パワーは、ハイブリッドモードで使用されるものと同じソースに、必要に応じて低域混成波加熱を加えたものである。定常モードのシミュレーションは、第4節で述べた仮定の下で、核融合利得3.5～7、βN値2.3～3.0、核融合出力290～415 MWを予測する。これらのシミュレーション結果を提示し、特に得られた温度分布、ソース分布、周辺物理分布に焦点を当てて比較する。定常モードのシミュレーションは初期段階にあり、100%非誘導電流での安全係数分布の多様な範囲を開発することに重点を置いている。