In ITER, tritium retention primarily occurs through co-deposition with beryllium. To avoid exceeding the strict tritium inventory limit, efficient tritium recovery techniques are essential. Baking is the ITER baseline for tritium recovery, but its effectiveness in removing tritium from thick beryllium layers is limited. A raised strike point scenario is considered an alternative method for removing tritium from the ITER inner vertical divertor target by heating components via plasma flux. This paper presents SOLPS-ITER code simulations conducted under various conditions, assessing the divertor performance and tritium outgassing of the raised strike point scenario. As the strike point is raised, recycled neutrals are not efficiently baffled by the dome and scrape-off layer, significantly changing the neutral trajectory and ionization source distribution. This improves detachment accessibility but worsens core-edge compatibility compared to the baseline scenario. However, in the partially detached condition, the impact of raising the strike point, perpendicular transport, and q95 on target heat flux is not significant, as it primarily scales with the input power. Target heat flux is translated to target surface temperature using a simplified heat transfer model that considers the 3D target monoblock geometry and active cooling condition, excluding Be layer thermal properties. For partially detached divertor conditions, the bulk tungsten monoblock surface temperature remains below the baking temperature, which is insufficient for efficient tritium outgassing under the actively cooled ITER divertor condition. However, considering the potential thermal contact resistance between the beryllium and tungsten layers, which may significantly impact temperature distribution, the temperature of the beryllium layer can be raised to a level sufficient for efficient tritium outgassing. Therefore, the raised strike point scenario can be considered as an alternative in-vessel tritium removal technique.
ITERにおいて、トリチウム保持は主にベリリウムとの共堆積によって生じる。厳格なトリチウムインベェントリ上限を超えないようにするためには、効率的なトリチウム回収技術が不可欠である。ベーキングはITERにおけるトリチウム回収の基準手法であるが、厚いベリリウム層からトリチウムを除去する効果は限られている。持ち上げられたストライク点シナリオは、プラズマフラックスによるコンポーネントの加熱を通じて、ITER内側垂直ダイバータターゲットからトリチウムを除去する代替手法と考えられている。本論分では、様々な条件下で実施したSOLPS-ITERコードシミュレーションを示し、持ち上げられたストライク点シナリオのダイバータ性能とトリチウム放出を評価する。ストライク点が持ち上げられると、リサイクル中牲粒子はドームおよびスクレイプオフ層によって効率的にバッフルされず、中牲粒子の軌道と電離源分布が大きく変化する。これにより、ベースラインシナリオと比較して、デタッチメント到達性は向上するが、コア・エッジ両立性は悪化する。しかしながら、部分デタッチ状態では、ストライク点の持ち上げ、垂直輸送、およびq95がターゲット熱流束に与える影響は顕著ではなく、主に入力電力に比例する。ターゲット熱流束は、3Dターゲットモノブロック形状と能動冷却条件を考慮し、Be層の熱特性を除外した簡易熱伝達モデルを用いて、ターゲット表面温度に換算される。部分デタッチダイバータ条件では、バルクタングステンモノブロック表面温度はベーキング温度を下回り、能動冷却されたITERダイバータ条件下では効率的なトリチウム放出には不十分である。しかしながら、ベリリウム層とタングステン層の間の熱接触抵抗が温度分布に大きく影響する可能性を考慮すると、ベリリウム層の温度は効率的なトリチウム放出に十分なレベルまで上昇し得る。したがって、持ち上げられたストライク点シナリオは、炉内トリチウム除去技術の代替として考えられる。