To have reliable predictions of the thermal loads on the divertor plates and of the core plasma purity in the proposed Fusion Advanced Studies Torus (FAST) tokamak, numerical self-consistent simulations have been made for the H-mode and steady-state scenario by using the 2D multi-fluid code COREDIV. In the simulations full W plasma facing components, foreseen for basic operation, as well as liquid lithium divertor targets have been considered. Impurity seeding, for reducing divertor heat loads, was allowed. The overall picture shows that, marginally in the intermediate and, necessarily in the high density H-mode scenarios (average density 〈ne〉 = 2 × 1020 m−3 and 5 × 1020 m−3, respectively), impurity seeding should be foreseen with W as target material; however, only a small amount of Ar (0.03% atomic concentration), not affecting the core purity, is sufficient to maintain the divertor peak loads below 18 MW m−2, which represents the safety limit for the W monoblock technology, presently accepted for the ITER divertor tiles. Li always needs additional impurities for decreasing divertor heat loads. At low plasma densities (but ⩾1.3 × 1020 m−3), typical of steady-state regimes, W alone is effective in dissipating the input power by radiative losses, without excessive core contamination. Impurity seeding would lead to excessive W sputtering by Ar and too high Zeff. The impact of unmitigated giant (1.5 MJ) type I edge localized modes on the W divertor targets was also analysed: the resulting maximum energy load of 1 MJ m−2, larger than the tolerable one by a factor of 3, seems not difficult to recover by foreseen mitigation tools.
提案されたFusion Advanced Studies Torus（FAST）トカマクにおけるダイバータ板の熱負荷とコアプラズマ純度の信頼性の高い予測を得るために、2次元多流体コードCOREDIVを用いて、Hモードおよび定常状態シナリオに対する数値的自己無撞着シミュレーションを実施した。シミュレーションでは、基本運転で想定される全面タングステン（W）プラズマ対向機器に加え、液体リチウム（Li）ダイバータターゲットも考慮した。ダイバータ熱負荷低減のための不純物シーディングも許容した。全体的な結果として、中間密度ではかろうじて、高密度Hモードシナリオ（平均密度〈ne〉= 2×10^20 m^-3および5×10^20 m^-3）では必然的に、Wをターゲット材料とする場合には不純物シーディングが必要となることが示された。しかしながら、コア純度に影響を与えないわずかな量のAr（原子濃度0.03%）で、ダイバータのピーク熱負荷を18 MW m^-2以下に維持するのに十分であり、これは現在ITERダイバータタイルで採用されているWモノブロック技術の安全限界に相当する。Liはダイバータ熱負荷を低減するために常に追加の不純物を必要とする。定常状態に典型的な低プラズマ密度（ただし1.3×10^20 m^-3以上）では、W単独で放射損失による入力電力の散逸に有効であり、過度のコア不純物混入は生じない。不純物シーディングは、Arによる過度のWスパッタリングと過大なZeffを引き起こすことになる。さらに、Wダイバータターゲットに対する未緩和の巨大（1.5 MJ）型I ELM（エッジ局在モード）の影響も解析した：その結果生じる最大エネルギー負荷は1 MJ m^-2であり、許容値の3倍に達するが、想定される緩和手段によって克服することは困難ではないと思われる。