Disruption mitigation poses a significant and unresolved challenge for ITER and future fusion reactor devices. To mitigate the effect of plasma disruption, a Shattered Pellet Injection (SPI) system has been developed and the first rapid shutdown experiments have been successfully performed in the Experimental Advanced Superconducting Tokamak with full metal wall. The experiments confirmed the system's capability to inject 5 mm diameter neon (Ne) pellets at velocities ranging from 100 to 400 m s−1, with a maximum injected quantity of 13.2 Pa m3. Compared to unmitigated disruptions, the total radiation power was significantly higher with the respective use of SPI and Massive Gas Injection (MGI). Additionally, the radiation distribution and divertor heat flux were compared between SPI and MGI methods. The results demonstrated that SPI exhibited shorter cooling time, stronger core radiation and more uniform poloidal radiation distribution compared to MGI, indicating deeper deposition using SPI. Furthermore, during plasma shutdown, the electron temperature and peak heat flux near outer divertor strike points were reduced by 40% and 50% respectively, with SPI, in comparison to MGI. These findings serve as a valuable reference for implementing SPI technology as the baseline approach for disruption mitigation in ITER.
ディスラプション緩和は、ITERおよび将来の核融合炉装置にとって重要かつ未解決の課題である。プラズマディスラプションの影響を緩和するために、破砕ペレット注入（SPI）システムが開発され、全面金属壁を備えた実験先進超伝導トカマクにおいて初の急速停止実験が成功裏に実施された。実験により、このシステムが直径5 mmのネオン（Ne）ペレットを100～400 m s−1の速度範囲で注入でき、最大注入量は13.2 Pa m3であることが確認された。緩和されていないディスラプションと比較して、全放射パワーはSPIおよび大量ガス注入（MGI）のそれぞれの使用により有意に高かった。さらに、放射分布とダイバータ熱流束がSPI法とMGI法の間で比較された。その結果、SPIはMGIと比較して、より短い冷却時間、より強いコア放射、より均一なポロイダル放射分布を示し、SPIを用いたより深い堆積を示唆した。さらに、プラズマ停止中において、外側ダイバータ打撃点近傍の電子温度とピーク熱流束は、MGIと比較してSPIではそれぞれ40%および50%減少した。これらの知見は、ITERにおけるディスラプション緩和のベースライン手法としてSPI技術を実装するための貴重な参考資料となる。