The baseline ITER burning plasma equilibrium is designed to place the divertor strike points deep into the 'V-shaped' region formed by the high heat flux handling vertical targets (VT) and the reflector plates (RP). The divertor plasma performance under these conditions has been extensively studied in the past two decades with the SOLPS4.3 plasma boundary code suite. However, during tokamak operation, inaccuracies in the control of the vertical plasma position, or a requirement to avoid damaged monoblocks, could force the strike point position further down the VTs, or even directly on the RPs. In this paper, we present the results from the first SOLPS-ITER modelling in which the consequences of strike point displacements on the divertor plasma behaviour and surface heat loading are assessed. The starting point of the study is a baseline coupled fluid plasma-kinetic neutral solution (without fluid drifts), corresponding to an ITER burning plasma scenario at QDT = 10 with neon seeding for detachment control, PSOL = 100 MW, λq ~ 2 mm and nominal strike point positions. From this baseline condition, the equilibrium is progressively moved downwards in a series of rigid displacements, obtaining new steady-state solutions, up to a maximum displacement of ~8 cm, beyond which the separatrix is too close to the inner dome wing. At this point, the inner strike point is well onto the inner RP while the outer strike point is still on the VT. The different interaction of the recycled neutrals with the SOL plasma when the strike point intersects the inner RP, switching from vertical to horizontal target configuration, enhances the detachment degree at the inboard divertor, mitigating the heat load deposited onto the inner RP. At the outboard divertor the plasma condition is not significantly affected by the downward displacements, nor are the power fluxes to the outer RP. Finally, the heat load profiles computed with SOLPS are used in input for a finite element thermal analysis, considering the full cooling geometry, to assess the response of the VTs and RPs under the conditions exploited in the displaced scenarios. This thermal model, based on a simplified treatment not requiring a full 3D description of the divertor monoblock plasma-facing units, constitutes a new module for the SOLPS-ITER code suite.
ITER燃焼プラズマのベースライン平衡は、ダイバータのストライク点を、高熱流束処理用の垂直ターゲット（VT）と反射板（RP）によって形成される「V字型」領域の深部に配置するように設計されている。この条件下でのダイバータプラズマ性能は、過去20年にわたりSOLPS4.3プラズマ境界コードスイートを用いて広範に研究されてきた。しかしながら、トカマク運転中において、垂直プラズマ位置制御の不正確さや、損傷したモノブロックを回避する必要性により、ストライク点位置がVTのさらに下方、あるいはRP上に直接移動せざるを得ない状況が生じ得る。本論文では、ストライク点の変位がダイバータプラズマ挙動と表面熱負荷に及ぼす影響を評価した初のSOLPS-ITERモデリング結果を提示する。研究の出発点は、QDT = 10、PSOL = 100 MW、λq ~ 2 mm、および公称ストライク点位置に対応するITER燃焼プラズマシナリオの、結合流体プラズマ・運動論的中性粒子（流体ドリフトなし）のベースライン解である。このベースライン条件から、平衡を一連の剛体変位として段階的に下方へ移動させ、最大変位量~8 cmまでの新たな定常解を得た。この最大変位点では、内側ストライク点は内側RP上に完全に到達する一方、外側ストライク点は依然としてVT上に留まる。ストライク点が内側RPと交差し、垂直ターゲットから水平ターゲットへと配位が切り替わると、リサイクル中性粒子とSOLプラズマとの相互作用が変化し、インボードダイバータにおけるデタッチメントの度合いが増強され、内側RPに堆積する熱負荷が緩和される。一方、アウトボードダイバータでは、下方変位によるプラズマ状態への顕著な影響は見られず、外側RPへのパワーフラックスも大きな変化を示さない。最後に、SOLPSで計算された熱負荷プロファイルを、完全な冷却幾何形状を考慮した有限要素熱解析の入力として用い、変位シナリオ条件下でのVTおよびRPの熱応答を評価した。この熱モデルは、ダイバータモノブロックのプラズマ対向面の完全な3次元記述を必要としない簡略化手法に基づいており、SOLPS-ITERコードスイートの新規モジュールを構成する。