The chapter summarizes the physics issues of the demonstration toroidal fusion power plant (Demo) that can be addressed by ITER operation. These include burning plasma specific issues, i.e. energetic particle behaviour and plasma self-heating effects, and a broader class of power-plant scale physics issues that cannot be fully resolved in present experiments. A critical issue for Demo is whether MHD and energetic particle modes driven by fast particles will become unstable and affect plasma performance. Self-heating effects are expected to be especially important for control of steady-state plasmas with internal transport barriers (ITBs) and high bootstrap current fractions. Experimental data from ITER will improve strongly the physics basis of projections to Demo of major plasma parameters such as the energy confinement time, beta and density limits, edge pedestal temperature and density, and thermal loads on in-vessel components caused by ELMs and disruptions. ITER will also serve as a test bed for fusion technology studies, such as power plant plasma diagnostics, heating and current drive systems, plasma facing components, divertor and blanket modules. Finally, ITER is expected to provide benefits for the understanding of burning plasma behaviour in other magnetic confinement schemes.
この章は、ITER運転によって対処できる実証用トーラス型核融合発電所（Demo）の物理学的課題を要約するものである。これには、燃焼プラズマに固有の課題、すなわち高エネルギー粒子の挙動とプラズマ自己加熱効果、ならびに現在の実験では完全には解決できない、より広範な発電所規模の物理学的課題が含まれる。Demoにとって重要な課題は、高速粒子によって駆動されるMHDおよび高エネルギー粒子モードが不安定化し、プラズマ性能に影響を及ぼすかどうかである。自己加熱効果は、内部輸送障壁（ITB）と高いブートストラップ電流割合を有する定常プラズマの制御にとって特に重要になると予想される。ITERからの実験データは、エネルギー閉じ込め時間、ベータおよび密度限界、周辺ペデスタル温度および密度、ELMおよびディスラプションによって引き起こされる容器内構成部品への熱負荷など、主要なプラズマパラメータのDemoへの外挿に関する物理学的基盤を大幅に強化するであろう。ITERはまた、発電所プラズマ診断、加熱および電流駆動システム、プラズマ対向構成部品、ダイバータおよびブランケットモジュールなどの核融合技術研究の試験場としても機能するであろう。最後に、ITERは他の磁気閉じ込め方式における燃焼プラズマ挙動の理解に貢献することが期待されている。