Access to steady-state (SS) plasma scenarios that can be potentially achieved in ITER by the exploitation of the neutral beam (NB) and electron cyclotron (EC) heating and current drive capabilities, including their foreseen upgrades, has been assessed and development of the Q ∼ 5 ITER SS operation (SSO) scenario has been carried out by combining all the necessary physics and engineering components. A set of modelling codes including 0.5D/1.5D transport and source modelling suites (METIS, ASTRA and CORSICA) and ideal MHD stability analysis codes (KINX and MISHKA) are applied to combined analysis and scenario development. Operating the plasma with a moderate density peaking factor (ne0/<ne> ∼ 1.3) for sufficient fusion gain (Q up to 5) at a low density (fGW = 0.6–0.8) and the required current drive efficiency produced an internal inductance (li(3) ∼ 0.8–0 9) which improves the stability margin for low-n external ideal MHD modes. Based on this first observation, a combined operational space and ideal MHD stability analysis has recently identified Q ∼ 5 ITER SS target plasmas (Polevoi et al 2020 Nucl. Fusion60 096024), and then the CORSICA scenario modelling suite has been applied to study access to the target plasmas as well as to develop a candidate operation scenario. Ideal MHD stability analysis on the SS plasmas has been performed using DCON embedded in the CORSICA scenario modelling suite. The use of off-axis electron cyclotron current drive (ECCD) with a power level of 20–30 MW from the equatorial and upper launchers was essential for the tailoring of the current profile to maintain ideal MHD stability of SS plasmas in ITER. Upgrading the NBI power from the baseline 33 MW to 49.5 MW provided the necessary current drive capability to allow fully non-inductive Q ∼ 5 operation with an energy confinement enhancement requirement (H98 ≲ 1.6) similar to that achieved in some experiments in present tokamaks (Petty et al 2020 62nd Annual Meeting of the APS Division of Plasma Physics, Virtual Meeting (USA, 9–13 November 2020); Snyder et al 2019 Nucl. Fusion59 086017; Solomon et al 2013 Nucl. Fusion53 093033). The CORSICA simulations of the access to the Q ∼ 5 ITER SS target plasmas show that, provided that the enhancement of the energy confinement (H98 ∼ 1.5–1.6) is achieved, it is possible for ITER to demonstrate the Q ∼ 5 SSO with NB and EC heating and current drive within the limits of the ITER Central Solenoid (CS)/Poloidal Field (PF) coil systems.
ITERにおいて、中性粒子ビーム（NB）および電子サイクロトロン（EC）加熱・電流駆動能力（それらの予想されるアップグレードを含む）の活用によって潜在的に達成可能な定常状態（SS）プラズマシナリオへのアクセスが評価され、必要なすべての物理および工学要素を組み合わせることによってQ〜5のITER SS運転（SSO）シナリオの開発が実施された。0.5D/1.5D輸送およびソースモデリングスイート（METIS、ASTRA、CORSICA）と理想MHD安定性解析コード（KINCS、MISHKA）を含む一連のモデリングコードが、統合解析とシナリオ開発に適用される。低密度（fGW = 0.6–0.8）で十分な核融合利得（Q最大5）を得るための適度な密度ピーキング係数（ne0/<ne> ∼ 1.3）でのプラズマ運転と、必要な電流駆動効率は、低n外部理想MHDモードに対する安定性マージンを改善する内部インダクタンス（li(3) ∼ 0.8–0 9）を生み出した。この最初の観察に基づいて、統合された運転領域と理想MHD安定性解析により、最近Q〜5のITER SSターゲットプラズマが特定され（Polevoi et al 2020 Nucl. Fusion 60 096024）、その後、CORSICAシナリオモデリングスイートが、ターゲットプラズマへのアクセスを研究し、候補となる運転シナリオを開発するために適用された。SSプラズマに対する理想MHD安定性解析は、CORSICAシナリオモデリングスイートに組み込まれたDCONを用いて実施された。赤道および上部ランチャーからの20〜30 MWの電力レベルでのオフアクシス電子サイクロトロン電流駆動（ECCD）の使用は、ITERにおけるSSプラズマの理想MHD安定性を維持するための電流分布の調整に不可欠であった。NBIパワーをベースラインの33 MWから49.5 MWにアップグレードすることで、完全非誘導のQ〜5運転を可能にするために必要な電流駆動能力が得られ、その際のエネルギー閉じ込め向上要件（H98 ≲ 1.6）は、現在のトカマクにおけるいくつかの実験で達成されたものと同様である（Petty et al 2020 62nd Annual Meeting of the APS Division of Plasma Physics, Virtual Meeting (USA, 9–13 November 2020); Snyder et al 2019 Nucl. Fusion 59 086017; Solomon et al 2013 Nucl. Fusion 53 093033）。Q〜5のITER SSターゲットプラズマへのアクセスのCORSICAシミュレーションは、エネルギー閉じ込めの向上（H98〜1.5–1.6）が達成されるならば、ITERがNBおよびEC加熱・電流駆動を用いて、ITERの中心ソレノイド（CS）/ポロイダル磁場（PF）コイルシステムの制限内でQ〜5のSSOを実証することが可能であることを示している。