The inboard limiters for ITER were initially designed on the assumption that the parallel heat flux density in the scrape-off layer (SOL) could be approximated by a single exponential with decay length λq. This assumption was found not to be adequate in 2012, when infra-red (IR) thermography measurements on the inner column during JET limiter discharges clearly revealed the presence of a narrow heat flux channel adjacent to the last closed flux surface. This near-SOL decay occurs with λq ∼ few mm, much shorter than the main SOL λq, and can raise the heat flux at the limiter apex a factor up to ∼4 above the value expected from a single, broader exponential. The original logarithmically shaped ITER inner wall first wall panels (FWPs) would be unsuited to handling the power loads produced by such a narrow feature. A multi-machine study involving the C-Mod, COMPASS, DIII-D and TCV tokamaks, employing inner wall IR measurements and/or inner wall reciprocating probes, was initiated to investigate the narrow limiter SOL heat flux channel. This paper describes the new results which have provided an experimental database for the narrow feature and presents an ITER inner wall FWP toroidal shape optimized for a double-exponential profile with λq = 4 (narrow feature) and 50 mm (main-SOL), the latter also derived from a separate multi-machine database constituted recently within the International Tokamak Physics Activity. It is shown that the new shape allows the power handling capability of the original shape design to be completely recovered for a wide variety of limiter start-up equilibria in the presence of a narrow feature, even taking assembly tolerances into account. It is, moreover, further shown that the new shape has the interesting property of both mitigating the impact of the narrow feature and resulting in only a very modest increase in heat load, compared to the current design, if the narrow feature is not eventually found on ITER.
ITERの内側リミターは当初、スクレイプオフ層(SOL)における平行熱流束密度が減衰長λqを持つ単一指数関数で近似できるという仮定に基づいて設計された。この仮定は、JETリミター放電中の内側柱における赤外線(IR)サーモグラフィー測定が、最終閉鎖磁気面に隣接する狭い熱流束チャネルの存在を明確に明らかにした2012年に、不十分であることが判明した。この近SOL減衰はλq～数mmで生じ、主SOLのλqよりもはるかに短く、リミター頂点での熱流束を、単一のより広い指数関数から予想される値の最大～4倍に上昇させ得る。元の対数形状のITER内壁第一壁パネル(FWP)は、そのような狭い特徴によって生じる電力負荷を処理するには不適当であろう。C-Mod、COMPASS、DIII-DおよびTCVトカマクを含む複数装置にわたる研究が、内壁IR測定および/または内壁往復プローブを用いて、狭いリミターSOL熱流束チャネルを調査するために開始された。本論文は、この狭い特徴に関する実験データベースを提供した新しい結果について述べ、λq = 4(狭い特徴)および50 mm(主SOL)を持つ二重指数関数プロファイルに対して最適化されたITER内壁FWPトロイダル形状を提示する。後者はまた、国際トカマク物理活動(International Tokamak Physics Activity)内で最近構築された別の複数装置データベースから導出された。新しい形状により、狭い特徴の存在下で、組立公差を考慮しても、多種多様なリミター立ち上げ平衡に対して元の形状設計の電力処理能力が完全に回復できることが示される。さらに、新しい形状は、狭い特徴が最終的にITERで見つからない場合、現在の設計と比較して、狭い特徴の影響を緩和し、かつ熱負荷の増加を極めてわずかに抑えるという興味深い特性を有することも示される。