The evolution of the JET high performance hybrid scenario, including central accumulation of the tungsten (W) impurity, is reproduced with predictive multi-channel integrated modelling over multiple confinement times using first-principle based core transport models. Eight transport channels () are modelled predictively, with self-consistent sources, radiation and magnetic equilibrium, yielding a system with multiple non-linearities: This system can reproduce the observed radiative temperature collapse after several confinement times. W is transported inward by neoclassical convection driven by the main ion density gradients and enhanced by poloidal asymmetries due to centrifugal acceleration. The slow evolution of the bulk density profile sets the timescale for W accumulation. Modelling this phenomenon requires a turbulent transport model capable of accurately predicting particle and momentum transport (QuaLiKiz) and a neoclassical transport model including the effects of poloidal asymmetries (NEO) coupled to an integrated plasma simulator (JINTRAC). The modelling capability is applied to optimise the available actuators to prevent W accumulation, and to extrapolate in power and pulse length. Central NBI heating is preferred for high performance, but gives central deposition of particles and torque which increase the risk of W accumulation by increasing density peaking and poloidal asymmetry. The primary mechanism for ICRH to control W in JET is via its impact through turbulence in reducing main ion density peaking (which drives inward neoclassical convection), increased temperature screening and turbulent W diffusion. The anisotropy from ICRH also reduces poloidal asymmetry, but this effect is negligible in high rotation JET discharges. High power ICRH near the axis can sensitively mitigate against W accumulation, and dominant ion heating (e.g. He-3 minority) is predicted to provide more resilience to W accumulation than dominant electron heating (e.g. H minority) in the JET hybrid scenario. Extrapolation to DT plasmas finds 17.5 MW of fusion power and improved confinement compared to DD, due to reduced ion-electron energy exchange, and increased Ti/Te stabilisation of ITG instabilities. The turbulence reduction in DT increases density peaking and accelerates the arrival of W on axis; this may be mitigated by reducing the penetration of the beam particle source with an increased pedestal density.
JET高性能ハイブリッドシナリオの進化（タングステン不純物の中心蓄積を含む）は、第一原理に基づくコア輸送モデルを用いた予測的マルチチャンネル統合モデリングにより、複数の閉じ込め時間にわたって再現される。8つの輸送チャンネルが、自己無撞着な源、放射、および磁気平衡を用いて予測的にモデル化され、複数の非線形性を有するシステムが構築される。このシステムは、数回の閉じ込め時間後に観測される放射温度崩壊を再現できる。Wは、主イオン密度勾配によって駆動され、遠心加速度によるポロイダル非対称性によって増強される新古典対流により、内向きに輸送される。バルク密度分布の緩やかな進化が、W蓄積の時間スケールを決定する。この現象のモデル化には、粒子輸送と運動量輸送を正確に予測できる乱流輸送モデル（QuaLiKiz）と、ポロイダル非対称性の効果を含む新古典輸送モデル（NEO）を、統合プラズマシミュレーター（JINTRAC）に結合する必要がある。このモデリング能力は、W蓄積を防止するための利用可能な加熱手段の最適化、ならびに加熱パワーとパルス長に関する外挿に適用される。中心NBI加熱は高性能に有利であるが、中心部への粒子堆積とトルクをもたらし、密度ピーキングとポロイダル非対称性を増大させることによりW蓄積のリスクを高める。JETにおけるICRHによるW制御の主要なメカニズムは、乱流を介した主イオン密度ピーキングの低減（これが内向き新古典対流を駆動する）、温度スクリーニングの増大、および乱流W拡散である。ICRHによる異方性もポロイダル非対称性を低減するが、この効果は高回転JET放電では無視できる程度である。軸近傍での高パワーICRHはW蓄積を感度よく緩和でき、JETハイブリッドシナリオにおいては、主電子加熱（例：Hマイノリティ）よりも主イオン加熱（例：He-3マイノリティ）の方がW蓄積に対する resilience が高いと予測される。DTプラズマへの外挿では、イオン-電子間エネルギー交換の低減とTi/Teスタビライゼーションの増大により、17.5MWの核融合出力とDDと比較した閉じ込め改善が見込まれる。DTにおける乱流低減は密度ピーキングを増大させ、Wの軸方向への到達を加速するが、これはペデスタル密度を増大させてビーム粒子源の浸透を低減することにより緩和できる可能性がある。