Time-dependent integrated predictive modelling is carried out using the PTRANSP code to predict fusion power and parameters such as alpha particle density and pressure in ITER H-mode plasmas. Auxiliary heating by negative ion neutral beam injection and ion-cyclotron heating of He3 minority ions are modelled, and the GLF23 transport model is used in the prediction of the evolution of plasma temperature profiles. Effects of beam steering, beam torque, plasma rotation, beam current drive, pedestal temperatures, sawtooth oscillations, magnetic diffusion and accumulation of He ash are treated self-consistently. Variations in assumptions associated with physics uncertainties for standard base-line DT H-mode plasmas (with Ip = 15 MA, BTF = 5.3 T and Greenwald fraction = 0.86) lead to a range of predictions for DT fusion power PDT and quasi-steady state fusion QDT (≡PDT/Paux). Typical predictions assuming Paux = 50–53 MW yield PDT = 250–720 MW and QDT = 5–14. In some cases where Paux is ramped down or shut off after initial flat-top conditions, quasi-steady QDT can be considerably higher, even infinite. Adverse physics assumptions such as the existence of an inward pinch of the helium ash and an ash recycling coefficient approaching unity lead to very low values for PDT. Alternative scenarios with different heating and reduced performance regimes are also considered including plasmas with only H or D isotopes, DT plasmas with toroidal field reduced 10% or 20% and discharges with reduced beam voltage. In full-performance D-only discharges, tritium burn up is predicted to generate central tritium densities up to 1016 m−3 and DT neutron rates up to 5 × 1016 s−1, compared with the DD neutron rates of 6 × 1017 s−1. Predictions with the toroidal field reduced 10% or 20% below the planned 5.3 T and keeping the same q98, Greenwald fraction and βn indicate that the fusion yield PDT and QDT will be lower by about a factor of two (scaling as B3.5).
時間依存統合予測モデリングは、PTRANSPコードを用いて、ITERのHモードプラズマにおける核融合出力およびアルファ粒子密度や圧力などのパラメータを予測するために実施される。負イオン中性粒子ビーム入射およびHe3マイノリティイオンのイオンサイクロトロン加熱による補助加熱がモデル化され、GLF23輸送モデルがプラズマ温度分布の時間発展の予測に使用される。ビームステアリング、ビームトルク、プラズマ回転、ビーム電流駆動、ペデスタル温度、鋸歯状振動、磁気拡散、およびHe灰の蓄積の影響は、自己無撞着に扱われる。標準ベースラインDT Hモードプラズマ（Ip = 15 MA、BTF = 5.3 T、グリーンワルド分率 = 0.86）に対する物理的不確実性に関連する仮定の変動は、DT核融合出力PDTおよび準定常核融合QDT（≡PDT/Paux）の予測範囲をもたらす。Paux = 50–53 MWを仮定した典型的な予測では、PDT = 250–720 MWおよびQDT = 5–14が得られる。初期フラットトップ条件の後にPauxがランプダウンまたは停止されるいくつかの場合では、準定常QDTはかなり高くなり、無限大にさえなり得る。ヘリウム灰の内向きピンチの存在や1に近い灰リサイクリング係数などの不利な物理的仮定は、PDTの非常に低い値をもたらす。異なる加熱および低減された性能領域を持つ代替シナリオも考慮されており、HまたはD同位体のみのプラズマ、トロイダル磁場が10%または20%低減されたDTプラズマ、およびビーム電圧が低減された放電が含まれる。フル性能のDのみの放電では、トリチウム燃焼により、中心トリチウム密度が最大1016 m−3、DT中性子生成率が最大5 × 1016 s−1になると予測され、DD中性子生成率は6 × 1017 s−1である。トロイダル磁場が計画値5.3 Tより10%または20%低減され、同じq98、グリーンワルド分率、およびβnを維持した場合の予測では、核融合収量PDTおよびQDTは約2分の1（B3.5に比例）低くなることが示される。