We have modelled self-consistently how to most efficiently fuel ITER hydrogen (H), helium (He) and deuterium–tritium (DT) plasmas with gas and/or pellets with the integrated core and 2D SOL/divertor suite of codes JINTRAC. This paper presents the first overview of full integrated simulations from core to divertor of ITER scenarios following their evolution from X-point formation, through L-mode, L–H transition, steady-state H-mode, H–L transition and current ramp-down. Our simulations respect all ITER operational limits, maintaining the target power loads below 10 MW m−2 by timely gas fuelling or Ne seeding. For the pre-fusion plasma operation (PFPO) phase our aim was to develop robust scenarios and our simulations show that commissioning and operation of the ITER neutral beam (NB) to full power should be possible in 15 MA/5.3 T L-mode H plasmas with pellet fuelling and 20 MW of ECRH. For He plasmas gas fuelling alone allows access to H-mode at 7.5 MA/2.65 T with 53–73 MW of additional heating, since after application of NB and during the L–H transition, the modelled density build-up quickly reduces the NB shine-through losses to acceptable levels. This should allow the characterisation of ITER H-mode plasmas and the demonstration of ELM control schemes in PFPO-2. In ITER DT plasmas we varied the fuelling and heating schemes to achieve a target fusion gain of Q = 10 and to exit the plasma from such conditions with acceptable divertor loads. The use of pellets in DT can provide a faster increase of the density in L-modes, but it is not essential for unrestricted NB operation due to the lower shine-through losses compared to H. During the H–L transition and current ramp-down, gas fuelling and Ne seeding are required to keep the divertor power loads under the engineering limits but accurate control over radiation is crucial to prevent the plasma becoming thermally unstable.
我々は、統合コードスイートJINTRACを用いて、ITERの水素（H）、ヘリウム（He）、重水素–トリチウム（DT）プラズマにガスおよび/またはペレットで最も効率的に燃料供給する方法を自己無撞着にモデル化した。本論文は、X点形成からLモード、L–H遷移、定常Hモード、H–L遷移、電流ランプダウンに至るITERシナリオの時間発展を追跡した、コアからダイバータまでの完全統合シミュレーションの最初の概要を提示する。我々のシミュレーションは、ITERのすべての運転制限を尊重し、タイムリーなガス燃料供給またはNeシーディングにより、ダイバータへの熱負荷を10 MW m⁻²以下に維持する。前期融合プラズマ運転（PFPO）フェーズでは、堅牢なシナリオの開発を目的とし、シミュレーションにより、ペレット燃料供給と20 MWのECRHを備えた15 MA/5.3 T LモードHプラズマにおいて、ITER中性粒子ビーム（NB）の試運転と全出力運転が可能であることが示された。Heプラズマでは、ガス燃料供給のみで、53–73 MWの追加加熱により7.5 MA/2.65 TでHモードへのアクセスが可能となる。これは、NB印加後およびL–H遷移中に、モデル化された密度上昇がNBのシャインスルー損失を許容レベルまで急速に低減するためである。これにより、PFPO-2におけるITER Hモードプラズマの特性評価とELM制御方式の実証が可能となるはずである。ITER DTプラズマでは、目標核融合利得Q = 10を達成し、そのような条件からプラズマを排出して許容可能なダイバータ負荷を得るために、燃料供給および加熱方式を変化させた。DTにおけるペレット使用は、Lモードでの密度上昇をより速めることができるが、Hと比較してシャインスルー損失が低いため、無制限のNB運転には必須ではない。H–L遷移および電流ランプダウン中は、ダイバータ熱負荷を工学的制限内に保つためにガス燃料供給とNeシーディングが必要であるが、プラズマが熱的に不安定になるのを防ぐには、放射の正確な制御が極めて重要である。