On ITER, plasma start-up will be performed in limiter configuration on the inboard equatorial beryllium first wall panels (FWP). In contrast to most present tokamaks, however, this ramp-up phase will be comparatively long (∼10 s) and the use of actively cooled components means that power flux management is key if FWP lifetime is not to be compromised. Shaping of the FWPs is mandatory to ensure that leading edges do not appear between neighbouring units. For the ITER inboard panels, this has been optimized to account for the discovery in recent years on current devices of narrow scrape-off layer power flux channels for inner wall limited plasmas. However, the shaping results in power densities which are particularly sensitive to the overall 'longwave' (LW) alignment of the central column FWP ring with the structure of the toroidal magnetic field (TF), placing tight constraints on the target alignment. This target is currently based on a pure n = 1 LW alignment, but simulations of TF coil (TFC) locking upon energization show that, depending on the initial configuration of the gaps between the TFC inner legs, the field structure can be more complex. Although the TFC manufacture and machine assembly strategy is to make every effort possible to approach the ideal TF structure, an NMR sensor-based TF mapping diagnostic will be implemented to measure the field structure during the first plasma and engineering operation phase. An analytic framework has been developed and verified against numerical simulations to assess the capability for measurements from a set of discrete sensors located on the vacuum vessel inner column to be used to reconstruct the field structure at the FWP locations, a further ∼60 cm radially inward. In parallel with the alignment optimization and TF mapping strategies, modified ramp-up scenarios are also being designed which may be used to reduce inner wall limiter power fluxes if this proves to be necessary during operation.
ITERでは、プラズマ立ち上げは、内側赤道面のベリリウム第一壁パネル（FWP）上でのリミター配位で実施される。しかし、ほとんどの現行トカマクとは対照的に、この立ち上げ段階は比較的長く（∼10 s）、能動冷却コンポーネントの使用は、FWPの寿命を損なわないためには電力フラックス管理が鍵となることを意味する。隣接ユニット間にリーディングエッジが現れないようにするために、FWPの成形が必須である。ITER内側パネルについては、近年の現行装置における内壁リミター配位プラズマの狭いスクレイプオフ層電力フラックスチャネルの発見を考慮して、この成形が最適化されている。しかし、この成形により生じる電力密度は、中央柱FWPリングのトロイダル磁場（TF）構造に対する全体的な「長波長」（LW）アライメントに特に敏感であり、目標アライメントに厳しい制約を課している。この目標は現在、純粋なn = 1 LWアライメントに基づいているが、通電時のTFコイル（TFC）ロッキングのシミュレーションは、TFC内側脚間のギャップの初期配置に依存して、磁場構造がより複雑になり得ることを示している。TFC製造および装置組み立て戦略は理想的なTF構造に可能な限り近づけるためのあらゆる努力をするものであるが、最初のプラズマおよびエンジニアリング運転段階で磁場構造を測定するために、NMRセンサーに基づくTFマッピング診断装置が実装される予定である。真空容器内側柱に配置された一連の個別センサーからの測定値を使用して、さらに約60 cm半径方向内側のFWP位置での磁場構造を再構築する能力を評価するために、解析的枠組みが開発され、数値シミュレーションに対して検証された。アライメント最適化およびTFマッピング戦略と並行して、運転中にこれが必要であると判明した場合に内壁リミター電力フラックスを低減するために使用され得る、修正された立ち上げシナリオも設計されている。