AbstractThe International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) tokamak has been designed to have two limiter modules located outboard in horizontal ports. During the start-up and shut-down phases of the Tokamak operating cycle, the limiter defines the plasma boundary and protect the main first wall (FW) and the RF antennas from the direct contact with the plasma. Furthermore during the flat-top phase of a plasma pulse, the limiter has the same functions of a primary wall blanket module, namely: to provide a plasma-compatible surface, to withstand the radiation and charge particle flux, and to provide adequate shield to the structures behind. The paper presents the status of the limiter design with particular attention to the explanation of the reasons behind the several design and technology choices.
ITERトカマクは、水平ポートの外側に配置された2つのリミターモジュールを有するように設計されている。トカマク運転サイクルの立ち上げ段階および停止段階において、リミターはプラズマ境界を画定し、主第一壁（FW）およびRFアンテナをプラズマとの直接接触から保護する。さらに、プラズマパルスのフラットトップ段階において、リミターは主ブランケットモジュールと同様の機能を果たす。すなわち、プラズマ適合性のある表面を提供し、放射および粒子束に耐え、背後にある構造物に対して十分な遮蔽を提供する。本論文は、リミター設計の現状を提示し、特に複数の設計および技術選択の背後にある理由の説明に重点を置いている。