ITER operations require effective fuelling of the core plasma for conditions in which neutral dynamics through the scrape-off layer is expected to significantly affect the efficiency of gas penetration. On the basis of the previous analysis for stationary conditions, pellets are foreseen to provide core fuelling of high-Q DT scenarios. In this paper we present a modelling study of the gas fuelling efficiency in ITER providing an estimate of the maximum plasma density achievable with gas fuelling only in various DT reference scenarios. Dynamical integrated core-edge plasma simulations for various phases of ITER DT H-mode discharges have been carried out with the JINTRAC suite of codes. Simulations of the L-mode phase show that divertor detachment sets the maximum density achievable at the separatrix by deuterium-tritium gas fuelling. The maximum volume-average density is achieved for 15 MA/5.3 T and it is close to the requirement for stationary application of neutral beam injection heating at full power (16.5 MW per injector) and ion energy (1 MeV) compatible with acceptable shine-through loads on the first wall. The achievable density in gas fuelled H-modes is typically a factor of 2–3 larger than in L-modes. The fusion performance of gas fuelled H-modes at 15 MA is typically found to be moderately high (Q ~ 6–8). Sensitivity of the above predictions to modelling assumptions and validation of the physics models are discussed.
ITER運転には、スクレイプオフ層を通る中性粒子のダイナミクスがガス入射効率に有意に影響すると予想される条件において、コアプラズマへの効果的な燃料供給が必要である。定常状態の先行解析に基づき、ペレットは高Q DTシナリオのコア燃料供給を提供すると見込まれる。本論文では、ITERにおけるガス燃料供給効率のモデリング研究を提示し、様々なDT参照シナリオにおいてガス入射のみで達成可能な最大プラズマ密度の推定値を提供する。ITER DT Hモード放電の様々な位相に対する動的統合コア・エッジシミュレーションが、JINTRACコード群を用いて実施された。Lモード位相のシミュレーションは、重水素・トリチウムガス入射によるセパラトリックスでの最大密度がダイバータのデタッチメントによって決定されることを示している。最大体積平均密度は15 MA/5.3 Tで達成され、これは全出力中性粒子ビーム入射（各ビーム16.5 MW、イオンエネルギー1 MeV）の定常運転要件に近く、第一壁への許容可能なシャインスルー負荷と両立する。ガス入射によるHモードで達成可能な密度は、典型的にLモードより2〜3倍大きい。15 MAにおけるガス入射Hモードの核融合性能は、典型的に中程度（Q〜6〜8）であると見積もられる。上記の予測のモデリング仮定に対する感度と、物理モデルの検証について議論する。