An important task of the China Fusion Engineering Test Reactor physics design is to develop operation scenarios with high fusion power (1 GW), high bootstrap current fraction for steady-state and a plasma edge compatible with heat and particle exhaust. To achieve these goals, triangularity (δ) effects on the fusion performance of two candidate scenarios, with or without reversed magnetic shear (RS), namely conventional H-mode and RS H-mode, are evaluated using core-edge coupled integrated modeling in this paper. For fixed pedestal density, it is shown that higher δ is favorable for higher fusion performance in the conventional H-mode scenario while the fusion performance decreases with increasing δ in the RS H-mode scenario. In conventional H-mode, the higher fusion performance at high δ mainly comes from a higher pedestal temperature as predicted by EPED in combination with stiff core kinetic profiles. In the RS H-mode scenario with a local reversed shear region, the profiles are non-stiff and a strong internal transport barrier (ITB) exists at low δ. This results in higher density and temperature inside the ITB for low δ, leading to higher fusion power. If the pedestal temperature is kept fixed, in both scenarios the significant increase in pedestal density, which extends into the core, dominates at high δ and leads to much higher fusion power. For conventional H-mode, destabilization from increasing δ is partially balanced by stabilization due to increasing ν*. Since the normalized heat sources are quite similar, it results in minimal changes in the temperature profiles except for the lowest density case. For RS H-mode, destabilization from increasing δ is approximately balanced by stabilization due to increasing ν* in foot region, but a strong temperature ITB is still evident for low δ. The ability to take advantage of the high pedestal density in conventional H-mode and reversed shear scenario depends on its compatibility with edge density requirements from efficient heat and particle exhaust. Transport analysis is presented to elucidate the roles of δ, collisionality and magnetic shear in altering the profiles and the ITB, which contribute to the different behavior in the two scenarios.
中国核融合工学試験炉の物理設計における重要な課題は、高核融合出力（1 GW）、定常運転のための高自発電流分岐比、および熱・粒子排気に適合するプラズマ周辺部を備えた運転シナリオを開発することである。これらの目標を達成するため、本論文では、コア・周辺結合統合モデリングを用いて、逆磁気シア（RS）を伴う場合と伴わない場合の2つの候補シナリオ、すなわち従来型HモードとRS Hモードにおける、三角形度（δ）が核融合性能に及ぼす影響を評価する。ペデスタル密度を固定した場合、従来型Hモードシナリオでは高いδが高い核融合性能に有利である一方、RS Hモードシナリオではδの増加に伴い核融合性能が低下することが示される。従来型Hモードでは、高いδにおける高い核融合性能は、主にEPEDモデルと剛体コア運動論プロファイルの組み合わせによって予測される高いペデスタル温度に起因する。局所的な逆磁気シア領域を有するRS Hモードシナリオでは、低いδにおいてプロファイルは非剛体となり、強い内部輸送障壁（ITB）が存在する。これにより、低いδではITB内部の密度と温度が高くなり、高い核融合出力につながる。ペデスタル温度を固定した場合、両シナリオにおいて、コア領域まで及ぶペデスタル密度の顕著な増加が高いδで支配的となり、高い核融合出力をもたらす。従来型Hモードでは、δの増加による不安定化は、ν*の増加による安定化によって部分的に相殺される。規格化熱源がほぼ同様であるため、最も低い密度の場合を除いて、温度プロファイルの変化は最小限に留まる。RS Hモードでは、δの増加による不安定化は、フット領域におけるν*の増加による安定化によってほぼ相殺されるが、低いδでは強い温度ITBが依然として明瞭に存在する。従来型Hモードおよび逆磁気シアシナリオにおいて、高いペデスタル密度の利点を活用できるかどうかは、効率的な熱・粒子排気による周辺密度要件との整合性に依存する。本論文では、輸送解析を通じて、δ、衝突度（ν*）、および磁気シアがプロファイルとITBに及ぼす影響を明らかにし、これらが2つのシナリオにおける異なる挙動に寄与することを示す。