Results of the simulation of the transport and radiation losses of high-Z impurities (tungsten and argon) in the ITER reference operational scenarios are presented. The impurity dynamics was modelled by the ZIMPUR impurity code, a description of which is presented. This code was integrated with the ASTRA transport code for the background plasma behaviour modelling and with the NCLASS code to take into account the neoclassical impurity fluxes. Simulations show that for flat plasma density profiles the neoclassical thermal diffusion contributes to plasma core screening from heavy impurities in all considered scenarios. Thus, a radiating layer is formed near the plasma column periphery. It is more essential for the steady-state scenario with the reversed shear region and an improved confinement in the plasma core. An appreciable effect is also found for the reference inductive ELMy H-mode scenario, where the plasma is more strongly influenced by anomalous transport. The calculated radiated power near the plasma edge exceeds by about twice the value obtained in the coronal model approximation. This can be explained as being due to the reduction of impurity ion charge states, due to their charge exchange with deuterium/tritium neutrals, fuelling the plasma. It offers the possibility of decreasing the total impurity contamination, which is necessary for re-radiation of the given power.
ITER参照運転シナリオにおける高Z不純物（タングステンおよびアルゴン）の輸送と放射損失のシミュレーション結果を提示する。不純物ダイナミクスは、本論文で記述されるZIMPUR不純物コードによってモデル化された。このコードは、背景プラズマ挙動のモデル化のためのASTRA輸送コード、および新古典的不純物フラックスを考慮するためのNCLASSコードと統合された。シミュレーションにより、平坦なプラズマ密度分布の場合、新古典的热拡散が、検討したすべてのシナリオにおいて重不純物からのプラズマコアの遮蔽に寄与することが示された。したがって、放射層はプラズマ柱周辺部近傍に形成される。これは、逆転シア領域とプラズマコアにおける改善閉じ込めを伴う定常シナリオにおいてより重要である。参照誘導ELMy Hモードシナリオにおいても顕著な効果が見られ、そこではプラズマは異常輸送の影響をより強く受ける。プラズマ周辺部近傍での計算された放射パワーは、コロナモデル近似で得られた値の約2倍を超える。これは、プラズマへの燃料供給である重水素/トリチウム中性粒子との電荷交換による、不純物イオン電荷状態の低下に起因すると説明できる。これは、与えられたパワーの再放射に必要な総不純物含有量を低減する可能性を提供する。