The ITER divertor design and performance assessment, primarily based on the SOLPS-4.3 burning plasma database (Pitts R. et al 2019 Nucl. Mater. Energy 20 100696), assumes the use of beryllium (Be) as the divertor surface material and the injection of gas from the main chamber top. However, the current ITER baseline favors gas injection from the more toroidally symmetric sub-divertor region. This paper evaluates the implications of these assumptions for divertor performance in the ITER fusion power operation phase. The impact of the divertor surface material and the gas injection location on the main ions mirrors the hydrogen only low power phase scenario shown in Park J.-S.et al (2020 Nucl. Fusion 61 016021). However, during burning plasma operation, extrinsic impurity seeding will be required. In the case of neon (Ne), studied here, impurity retention is influenced by both the divertor surface material and the fueling location. Neon leakage increases due to more energetic reflection from tungsten than beryllium, but equivalent divertor performance can be achieved by adjusting the neon seeding rate. While the impurity seeding location does not affect the distributions of impurity or radiation, the fueling location does. Top fueling provides local ionization sources mainly in the mid-SOL under detached conditions, enhancing divergences of the flux there (source-driven flow), bringing stagnation points close to the fueling location, and equilibrating flows towards both targets. In contrast, the global flow pattern (in the absence of fluid drifts) in the case of sub-divertor fueling is biased towards the inner target. Impurity flows, driven by force balance, largely mirror those of the main ion flow, including the stagnation point. The case with top fueling enhances Ne retention and corresponding radiation in the outer divertor, effectively reducing the total and peak target heat fluxes by 20%–40%, compared to the case with divertor fueling. Meanwhile, the case with outer target fueling also achieves similar reductions by enhancing plasma-neutral interactions. These results suggest the possibility that the selection of the fueling location and throughput can be used as an actuator to control impurity divertor retention and divertor radiation asymmetry.
ITERダイバータの設計と性能評価は、主にSOLPS-4.3燃焼プラズマデータベース（Pitts R. et al 2019 Nucl. Mater. Energy 20 100696）に基づいており、ダイバータ表面材料としてベリリウム（Be）の使用と、主容器上部からのガス注入を前提としている。しかし、現在のITERベースラインは、よりトロイダル方向に対称なサブダイバータ領域からのガス注入を支持している。本論文は、ITER核融合出力運転段階におけるダイバータ性能に対するこれらの前提条件の影響を評価する。ダイバータ表面材料とガス注入位置が主イオンに与える影響は、Park J.-S. et al (2020 Nucl. Fusion 61 016021)に示された水素のみの低出力段階シナリオを反映している。しかしながら、燃焼プラズマ運転中は、外部不純物シーディングが必要となる。ここで研究されるネオン（Ne）の場合、不純物保持はダイバータ表面材料と燃料供給位置の両方によって影響を受ける。ネオン漏出は、ベリリウムよりもタングステンからの反射がより高エネルギーであるために増加するが、ネオンシーディング率を調整することにより同等のダイバータ性能を達成できる。一方、不純物シーディング位置は不純物または放射の分布に影響を与えないが、燃料供給位置は影響を与える。上部からの燃料供給は、非接触状態において主に中SOLに局所的な電離源を提供し、そこでのフラックスの発散を強化し（ソース駆動流）、淀み点を燃料供給位置の近くにもたらし、両ターゲットへの流れを均衡させる。対照的に、サブダイバータ燃料供給の場合の全体的な流れパターン（流体ドリフトがない場合）は、内側ターゲット側に偏っている。力バランスによって駆動される不純物流は、淀み点を含めて、主イオン流のそれらを概ね反映している。上部燃料供給の場合、外側ダィバータにおけるNe保持と対応する放射が強化され、ダイバータ燃料供給の場合と比較して、合計およびピークのターゲット熱流束を効果的に20%–40%低減させる。一方、外側ターゲット燃料供給の場合も、プラズマ・中性粒子相互作用を強化することによって同様な低減を達成する。これらの結果は、燃料供給位置とスループットの選択が、不純物ダイバータ保持とダイバータ放射非対称性を制御するためのアクチュエータとして使用できる可能性を示唆している。