The compatibility of two operational constraints—operation above the L–H power threshold and at low power to divertor—is examined for ITER long pulse H-mode and hybrid scenarios in integrated core–scrape off layer (SOL)–divertor modelling including impurities (intrinsic Be, He, W and seeded Ne). The core thermal, particle and momentum transport is simulated with the GLF23 transport model tested in the self-consistent simulations of temperatures, density and toroidal rotation velocity in JET hybrid discharges and extrapolated to ITER. The beneficial effect of toroidal rotation velocity on fusion gain is shown. The sensitivity studies with respect to operational (separatrix and pedestal density, Ne gas puff) and unknown physics (W convective velocity and perpendicular diffusion in SOL as well as W prompt re-deposition) parameters are performed to determine their influence on the operational window and fusion gain.
ITER長パルスHモードおよびハイブリッドシナリオにおける、L–Hパワー閾値以上の運転とダイバータへの低パワーという2つの運転制約の両立性を、不純物（固有Be、He、WおよびシードNe）を含む統合コア–スクレイプオフ層（SOL）–ダイバータモデリングにおいて検討する。コアの熱、粒子および運動量輸送は、JETハイブリッド放電における温度、密度およびトロイダル回転速度の自己無撞着シミュレーションで検証され、ITERに外挿されたGLF23輸送モデルを用いてシミュレーションされる。トロイダル回転速度が核融合利得に及ぼす有益な効果が示される。運転パラメータ（セパラトリックスおよびペデスタル密度、Neガスパフ）および未知の物理パラメータ（SOLにおけるW対流速度と垂直拡散、ならびにW即時再堆積）に関する感度研究を実施し、それらが運転ウィンドウと核融合利得に及ぼす影響を決定する。