ITER will demonstrate the feasibility of burning plasma operation by operating DT plasmas in the ELMy H-mode regime with a high ratio of fusion power gain Q ~ 10. 15 MA ITER baseline operation scenario has been studied using CORSICA, focusing on the entry to burn, flat-top burning plasma operation and exit from burn. The burning plasma operation for about 400 s of the current flat-top was achieved in H-mode within the various engineering constraints imposed by the poloidal field coil and power supply systems. The target fusion gain (Q ~ 10) was achievable in the 15 MA ITER baseline operation with a moderate amount of the total auxiliary heating power (~50 MW). It has been observed that the tungsten (W) concentration needs to be maintained low level (nw/ne up to the order of 1.0 × 10−5) to avoid the radiative collapse and uncontrolled early termination of the discharge. The dynamic evolution of the density can modify the H-mode access unless the applied auxiliary heating power is significantly higher than the H-mode threshold power. Several qualitative sensitivity studies have been performed to provide guidance for further optimizing the plasma operation and performance. Increasing the density profile peaking factor was quite effective in increasing the alpha particle self-heating power and fusion power multiplication factor. Varying the combination of auxiliary heating power has shown that the fusion power multiplication factor can be reduced along with the increase in the total auxiliary heating power. As the 15 MA ITER baseline operation scenario requires full capacity of the coil and power supply systems, the operation window for H-mode access and shape modification was narrow. The updated ITER baseline operation scenarios developed in this work will become a basis for further optimization studies necessary along with the improvement in understanding the burning plasma physics.
ITERは、Q〜10という高い核融合利得比を持つELMy Hモード領域でのDTプラズマ運転により、燃焼プラズマ運転の実現可能性を実証する。15 MA ITERベースライン運転シナリオについて、CORSICAを用いて、燃焼進入、平坦部燃焼プラズマ運転、燃焼終了に焦点を当てて研究を行った。ポロイダル磁場コイルおよび電源システムによって課される種々の工学的制約の範囲内で、電流平坦部の約400秒間にわたる燃焼プラズマ運転がHモードで達成された。目標核融合利得（Q〜10）は、15 MA ITERベースライン運転において、中程度の総補助加熱電力（約50 MW）で達成可能であった。タングステン（W）濃度は、放射崩壊および放電の制御不能な早期終了を回避するために、低レベル（nw/neが1.0×10−5のオーダーまで）に維持する必要があることが観察された。密度の動的変化は、印加される補助加熱電力がHモード閾値電力よりも有意に高くない限り、Hモードへの進入を変更し得る。プラズマ運転と性能をさらに最適化するための指針を提供するために、いくつかの定性的感度研究が実施された。密度分布ピーキング係数の増加は、アルファ粒子自己加熱電力と核融合出力増倍係数の増加に非常に効果的であった。補助加熱電力の組み合わせを変化させることにより、総補助加熱電力の増加に伴って核融合出力増倍係数が低下し得ることが示された。15 MA ITERベースライン運転シナリオは、コイルおよび電源システムの全容量を必要とするため、Hモード進入および形状変更のための運転ウィンドウは狭かった。本研究で開発された更新版ITERベースライン運転シナリオは、燃焼プラズマ物理の理解の向上とともに必要となるさらなる最適化研究の基礎となるであろう。