During the ITER design phase, the focus of ITER boundary plasma modeling activities has been on divertor performance under baseline H-mode, fusion power operation (FPO) conditions. However, early ITER operation will be primarily with hydrogen fuel in L-mode, in the pre-fusion power operation 1 (PFPO-1) phase. Here, the SOLPS-ITER code is used to evaluate divertor performance during this non-active phase. To verify the assumptions used in the existing high power simulation database, gas throughput scans were performed for two types of divertor surface material (beryllium and tungsten) and two gas puff locations (divertor and main chamber). The adoption of beryllium target surfaces simulates the effect of main chamber material erosion and migration and, along with main chamber gas injection, is the current default for the high power database. Depending on the divertor surface material, the atom to molecule ratio of the recycled neutral particles varies. This modifies the momentum and power loss mechanisms arising from plasma–neutral interactions. However, since the effect of atomic and molecular reactions are compensatory, the 'total' power and momentum losses are relatively insensitive to the target surface material. Similarly, the impact of gas puff location on divertor plasma parameters is not significant, though main chamber injection provides an additional ionization source in the upstream scrape-off layer (SOL) and leads to moderate changes in the upstream density and far SOL parameters. However, these effects can be neglected within the available range of the gas puff and pump rates in ITER. Since beryllium and tungsten are materials at both extremes in terms of surface reflection properties, the conclusions may be applicable to other divertor surface materials. An important additional finding of the study is that the insensitivity of upstream density to divertor neutral pressure found in the FPO database is also recovered in these PFPO-1 simulations.
ITER設計段階において、ITER境界プラズマモデリング活動の焦点は、ベースラインHモード、核融合出力運転（FPO）条件下でのダイバータ性能に置かれてきた。しかし、ITER初期運転は、主に水素燃料を用いたLモードで、核融合出力前運転1（PFPO-1）段階で行われる。ここでは、SOLPS-ITERコードを用いて、この非活性相におけるダイバータ性能を評価する。既存の高電力シミュレーションデータベースで使用されている仮定を検証するために、2種類のダイバータ表面材料（ベリリウムとタングステン）と2つのガスパフ位置（ダイバータとメインチャンバー）についてガススループットスキャンを実施した。ベリリウムターゲット表面の採用は、主チャンバー材料の侵食と移動の効果を模擬し、主チャンバーガス入射とともに、高電力データベースの現在のデフォルトとなっている。ダイバータ表面材料に応じて、リサイクルされた中性粒子の原子対分子比は変化する。これにより、プラズマ-中性粒子相互作用から生じる運動量およびパワー損失機構が変更される。しかし、原子反応と分子反応の効果は補償的であるため、「全」パワーおよび運動量損失はターゲット表面材料に対して比較的鈍感である。同様に、ガスパフ位置がダイバータプラズマパラメータに与える影響は重要ではないが、メインチャンバー入射は上流スクレイプオフ層（SOL）に追加の電離源を提供し、上流密度および遠方SOLパラメータに中程度の変化をもたらす。しかし、これらの効果は、ITERにおけるガスパフ流量および排気速度の利用可能な範囲内では無視できる。ベリリウムとタングステンは表面反射特性の点で両極端の材料であるため、結論は他のダイバータ表面材料にも適用できる可能性がある。この研究の重要な追加の発見は、FPOデータベースで見られた上流密度のダイバータ中性粒子圧力に対する非感受性が、これらのPFPO-1シミュレーションでも再現されることである。