An assessment of ITER plasma parameters is carried out for the low activation phase that is required for commissioning the basic ITER systems including plasma control, heating and current drive. Such an operation is analysed for hydrogen, helium and deuterium plasmas for full field and current, as well as with magnetic field and plasma current reduced to half of their design values, B0 = 2.65 T, Ip = 7.5 MA. Both hydrogen and deuterium neutral beam injection (NBI) are considered. We assess the possible domain for safe operation, and the possible target plasmas for commissioning the NBI, electron cyclotron heating (ECH) and ion cyclotron heating (ICH) systems, taking into account the constraints imposed by NB shine-through loss, Greenwald limit and access to H-mode operation. Simulations with the Automated System for Transport Analysis (ASTRA) show that for 33 MW of NBI with 20 MW of ECH, H-mode access is marginal for hydrogen plasmas. Good H-mode confinement, expected at PNB + PEC + PIC > 1.5 PL–H, is more likely for the helium and deuterium cases. It is found that plasma parameters, such as normalized beta, plasma density and current flat-top duration, for full power/half field/half current operation can be similar to those required for the DT long pulse operation. Preliminary assessment is also made of the maximum of tritium and neutron yield achievable in a single shot at the deuterium phase of ITER operation.
ITERプラズマパラメータの評価は、ITERの基本システム（プラズマ制御、加熱、電流駆動を含む）の試運転に必要とされる低放射化段階について実施される。このような運転は、水素、ヘリウム、重水素プラズマについて、全磁場・全電流の場合、ならびに磁場とプラズマ電流を設計値の半分に低減した場合（B0 = 2.65 T、Ip = 7.5 MA）について解析される。水素および重水素中性粒子ビーム入射（NBI）の両方が考慮される。我々は、安全運転の可能な領域、ならびにNBI、電子サイクロトロン加熱（ECH）、イオンサイクロトロン加熱（ICH）システムの試運転のための可能な目標プラズマを、NBシャインスルー損失、グリーンワルド限界、Hモード運転へのアクセスによって課される制約を考慮して評価する。自動輸送解析システム（ASTRA）を用いたシミュレーションは、33 MWのNBIと20 MWのECHの場合、水素プラズマではHモードへのアクセスが限界的であることを示す。PNB + PEC + PIC > 1.5 PL–Hで期待される良好なHモード閉じ込めは、ヘリウムおよび重水素の場合により可能性が高い。全パワー／半磁場／半電流運転におけるノーマライズドベータ、プラズマ密度、電流フラットトップ持続時間などのプラズマパラメータは、DT長時間パルス運転に必要とされるものと同様になり得ることが見出される。ITER運転の重水素段階における単一ショットで達成可能なトリチウムおよび中性子収量の最大値についても予備評価が行われる。