In its first phase of exploitation, JT-60SA will be equipped with an inertially cooled divertor, which can sustain heat loads of 10 MW/m 2 on the targets for a few seconds, which is much shorter than the intended discharge duration. Therefore, in order to maximize the duration of discharges, it is crucial to develop operational scenarios with a high radiated fraction in the plasma edge region without unacceptably compromising the scenario performance. In this study, the core and edge conditions of unseeded and neon-seeded deuterium H-mode scenarios in JT-60SA were investigated using METIS and SOLEDGE3X–EIRENE codes. The aim was to determine whether, and under which operational conditions, it would be possible to achieve heat loads at the targets significantly lower than 10 MW/m 2 and potentially establish a divertor-detached regime while keeping favorable plasma core conditions. In first analysis, an investigation of the edge parameter space of unseeded scenarios was carried out. Simulations at an intermediate edge power of 15 MW indicate that, without seeded impurities, the heat loads at the targets are higher than 10 MW/m 2 in attached cases, and achieving detachment is challenging, requiring upstream electron densities at least above 4 × 10 19 m −3 . This points toward the need for impurity injection during the first period of exploitation of the machine. Therefore, neon seeding simulations were carried out, performing a seeding rate scan and an injected power scan while keeping the upstream electron density at the separatrix at 3 × 10 19 m −3 . They show that at 15 MW of power injected into the edge plasma, the inner target is easily detached and presents low heat loads when neon is injected. However, at the outer target, the heat fluxes are not lowered below 10 MW/m 2 , even when the power losses in the edge plasma are equal to 50% of the power crossing the separatrix. Therefore, the tokamak will probably need to be operated in a deep detached regime in its first phase of exploitation for discharges longer than a few seconds. In the framework of core–edge integrated modeling, using METIS, the power radiated in the core was computed for the most interesting cases.

Abstract This paper is dealing with the physics basis used for the design of the Divertor Tokamak Test facility (DTT), under construction in Frascati (DTT 2019 DTT interim design report (2019)) Italy, and with the description of the main target plasma scenarios of the device. The main goal of the facility will be the study of the power exhaust, intended as a fully integrated core-edge problem, and eventually to propose an optimized divertor for the European DEMO plant. The approach used to design the facility is described and their main features are reported, by using simulations performed by state-of-the-art codes both for the bulk and edge studies. A detailed analysis of MHD, including also the possibility to study disruption events and Energetic Particles physics is also reported. Eventually, a description of the ongoing work to build-up a Research Plan written and shared by the full EUROfusion community is presented.

Abstract We use an integrated modeling workflow with the transport code ASTRA coupled with the quasi-linear transport model TGLF-SAT2, the neoclassical model NCLASS, the FACIT model for the neoclassical impurity transport and the IMEP routines for the pedestal calculations, in order to predict the evolution of the plasma profiles for the DTT tokamak main scenarios. The simulations cover the whole confined plasma radius, up to the separatrix, and the time evolution of the plasma including the early phase in limiter configuration, the whole current ramp-up phase in L-mode divertor configuration, the L-H transition and part of the stationary H-mode phase. Six fields are predicted, i.e. the ion and electron temperatures, the electron density, two impurity densities and the plasma current. The simulations indicate that the main DTT scenarios are within the technical capabilities of the machine. They also indicate that the DTT full power, full current, full field scenario will be able to operate in H-mode with a duration of the flat-top phase of the order of \sim30 seconds, and plasma parameters allowing a core-edge integrated study of the power exhaust, which is the main mission of the device. The simulations show also a strong flexibility of the DTT plasmas, that allows DTT to study reactor-relevant conditions unexplored by existing tokamaks.