The optimum conditions for access to and sustainment of H-mode plasmas and their expected plasma parameters in the pre-fusion power operation 1 (PFPO-1) phase of the ITER research plan, where the additional plasma heating will be provided by 20 MW of electron cyclotron heating, are assessed in order to identify key open R&D issues. The assessment is performed on the basis of empirical and physics-based scalings derived from present experiments and integrated modelling of these plasmas including a range of first-principle transport models for the core plasma. The predictions of the integrated modelling of ITER H-mode plasmas are compared with ITER-relevant experiments carried out at JET (low-collisionality high-current H modes) and ASDEX Upgrade (significant electron heating) for both global H-mode properties and scale lengths of density and temperature profiles finding reasonable agreement. Specific integration issues of the PFPO-1 H-mode plasma scenarios are discussed taking into account the impact of the specificities of the ITER tokamak design (level of ripple, etc).
ITER研究計画の前期核融合出力運転1（PFPO-1）段階におけるHモードプラズマの到達条件と維持条件、ならびに期待されるプラズマパラメータを評価した。この段階では、追加加热として20 MWの電子サイクロトロン加热が供給される。評価の目的は、重要な未解決の研究開発課題を特定することである。この評価は、既存の実験から得られた経験則および物理基盤に基づくスケーリング則と、コアプラズマに対する複数の第一原理輸送モデルを含む統合モデリングに基づいて実施された。ITER Hモードプラズマの統合モデリングによる予測は、JET（低衝突度・高電流Hモード）およびASDEX Upgrade（顕著な電子加热）で実施されたITER関連実験と、グローバルなHモード特性および密度・温度分布のスケール長の両方について比較され、合理的な一致が確認された。PFPO-1 Hモードプラズマシナリオの具体的な統合課題について、ITERトカマク設計の特異性（リップルレベル等）の影響を考慮して考察した。