In systems modelling for fusion power plants, it is essential to robustly predict the performance of a given machine design (including its respective operating scenario). One measure of machine performance is the energy confinement time that is typically predicted from experimentally derived confinement scaling laws (e.g. IPB98(y,2)). However, the conventionally used scaling laws have been derived for ITER which—unlike a fusion power plant—will not have significant radiation inside the separatrix.In the absence of a new high core radiation relevant confinement scaling, we propose an ad hoc correction to the loss power used in the ITER confinement scaling and the calculation of the stored energy by the radiation losses from the 'core' of the plasma . Using detailed ASTRA / TGLF simulations, we find that an appropriate definition of is given by 60% of all radiative losses inside a normalised minor radius . We consider this an improvement for current design predictions, but it is far from an ideal solution. We therefore encourage more detailed experimental and theoretical work on this issue.
核融合発電所のシステムモデリングにおいて、所与の機械設計（およびその各運転シナリオ）の性能を頑健に予測することは不可欠である。機械性能の一つの指標はエネルギー閉じ込め時間であり、これは通常、実験的に導出された閉じ込めスケーリング則（例：IPB98(y,2)）から予測される。しかし、従来使用されているスケーリング則はITER向けに導出されたものであり、ITERは核融合発電所とは異なり、セパラトリックス内に有意な放射を有さない。高いコア放射に関連する新しいスケーリング則が存在しないため、我々はITER閉じ込めスケーリング則および蓄積エネルギーの計算に用いられる損失電力に対して、プラズマの「コア」からの放射損失に基づくアドホックな補正を提案する。詳細なASTRA/TGLFシミュレーションを用いて、適切な定義は、規格化された小半径 内の全放射損失の60%であることを見出した。これは現在の設計予測に対する改善であると考えるが、理想的な解決策には程遠い。したがって、我々はこの問題に関するより詳細な実験的および理論的研究を奨励する。