The heat flux mitigation during the thermal quench (TQ) by the shattered pellet injection (SPI) is one of the major elements of disruption mitigation strategy for ITER. It's efficiency greatly depends on the SPI and the target plasma parameters, and is ultimately characterised by the heat deposition on to the plasma facing components. To investigate such heat deposition, JOREK simulations of neon-mixed dual-SPIs into ITER baseline H-mode and a 'degraded H-mode' with and without good injector synchronization are performed with focus on the first wall heat flux and its energy impact. It is found that low neon fraction SPIs into the baseline H-mode plasmas exhibit strong major radial plasmoid drift as the fragments arrive at the pedestal, accompanied by edge stochasticity. Significant density expulsion and outgoing heat flux occurs as a result, reducing the mitigation efficiency. Such drift motion could be mitigated by injecting higher neon fraction pellets, or by considering the pre-disruption confinement degradation, thus improving the radiation fraction. The radiation heat flux is found to peak in the vicinity of the fragment injection location in the early injection phase, while it relaxes later on due to parallel impurity transport. The overall radiation asymmetry could be significantly mitigated by good synchronization. Time integration of the local heat flux is carried out to provide its energy impact for wall heat damage assessment. For the baseline H-mode case with full pellet injection, melting of the stainless steel armour of the diagnostic port could occur near the injection port, which is acceptable, without any melting of the first wall tungsten tiles. For the degraded H-mode cases with quarter-pellet SPIs, which have total volume of a full pellet, the maximum energy impact approaches the tolerable limit of the stainless steel with un-synchronized SPIs, and stays well below such limit for the perfectly synchronized ones.
熱クエンチ(TQ)中の破砕ペレット入射(SPI)による熱流束緩和は、ITERのディスラプション緩和戦略の主要要素の一つである。その効率はSPIとターゲットプラズマパラメータに大きく依存し、最終的にはプラズマ対向機器への熱堆積によって特徴づけられる。このような熱堆積を調査するため、ITERのベースラインHモードおよび「劣化Hモード」へのネオン混合デュアルSPIのJOREKシミュレーションを、入射器の同期が良好な場合とそうでない場合について、第一壁熱流束とそのエネルギー影響に焦点を当てて実施した。ベースラインHモードプラズマへの低ネオン割合SPIは、フラグメントがペデスタルに到達する際に強い大半径方向のプラズモイドドリフトを示し、周辺部のストカスティシティを伴うことが見出された。その結果、顕著な密度排出と外向き熱流束が発生し、緩和効率を低下させる。このようなドリフト運動は、より高いネオン割合のペレットを入射するか、あるいはディスラプション前の閉じ込め劣化を考慮することによって緩和され、これにより放射割合が改善される可能性がある。放射熱流束は、入射初期段階ではフラグメント入射位置の近傍でピークに達し、その後は平行不純物輸送によって緩和されることが見出された。全体的な放射非対称性は、良好な同期によって大幅に緩和され得る。局所熱流束の時間積分を実施し、壁の熱損傷評価のためのエネルギー影響を提供する。完全ペレット入射を伴うベースラインHモードの場合、入射ポート近傍で診断ポートのステンレス鋼製アーマーの溶融が発生する可能性があるが、これは許容可能であり、第一壁タングステンタイルの溶融は発生しない。総体積が完全ペレット1個分に相当するクォーターペレットSPIを用いた劣化Hモードの場合、同期されていないSPIでは最大エネルギー影響がステンレス鋼の許容限界に近づき、完全に同期された場合にはその限界を十分に下回る。