Fuelling requirements for ITER are analysed in relation to pellet fuelling and ELM pacing, and a divertor power load control consistent with the ITER pumping and fuel throughput capabilities. The plasma parameters at the separatrix and the particle sources are derived from scalings based on SOLPS simulations. Effective transport coefficients in the H-mode pedestal are derived from EPED1 + SOLPS scalings for the pedestal height and width. 1.5D transport is simulated in the ASTRA framework. The operating window for ITER DT plasmas with the required fusion performance and level of ELM, and divertor power load control compatible with ITER fuelling and pumping capabilities, is determined. It is shown that the flexibility of the ITER fuelling systems, comprising pellet and gas injection systems, enables operation with Q = 10, which was found to be marginal in previous studies following a similar approach but with different assumptions. The present assessment shows that a reduction of by a factor ~2 (from 9 to 5 × 1019 m−3) in 15 MA H-mode plasmas leads to a reduction in the required pellet fuelling rate by a factor of four. Results of the analysis of the fuelling requirements for a range of ITER scenarios are found to be similar to those obtained with the JINTRAC code that included 2D modelling of the edge plasma.
ITERの燃料供給要件を、ペレット入射とELMペーシングに関連して分析し、ITERのポンプ排気能力および燃料供給能力と整合するダイバータ熱負荷制御について検討する。セパラトリクスにおけるプラズマパラメータと粒子源は、SOLPSシミュレーションに基づくスケーリング則から導出される。Hモードペデスタルにおける有効輸送係数は、ペデスタル高さと幅に関するEPED1+SOLPSスケーリング則から導出される。1.5次元輸送はASTRAフレームワーク内でシミュレーションされる。要求される核融合性能とELMレベルを満たし、ITERの燃料供給能力およびポンプ排気能力と整合するダイバータ熱負荷制御を実現するITER DTプラズマの運転ウィンドウが決定される。ペレット入射システムとガス入射システムからなるITERの燃料供給システムの柔軟性により、Q=10の運転が可能であることが示される。これは、同様のアプローチを異なる仮定のもとで用いた従来の研究では限界的であるとされていたものである。本評価では、15 MAのHモードプラズマにおいて密度を約2倍低減（9×10¹⁹ m⁻³から5×10¹⁹ m⁻³へ）することで、必要なペレット入射率が4分の1に低減されることが示される。様々なITERシナリオに対する燃料供給要件の分析結果は、周辺プラズマの2次元モデリングを含むJINTRACコードを用いて得られた結果と類似していることが見出される。