As in many of today's tokamaks, plasma start-up in ITER will be performed in limiter configuration on either the inner or outer midplane first wall (FW). The massive, beryllium armored ITER FW panels are toroidally shaped to protect panel-to-panel misalignments, increasing the deposited power flux density compared with a purely cylindrical surface. The chosen shaping should thus be optimized for a given radial profile of parallel heat flux, in the scrape-off layer (SOL) to ensure optimal power spreading. For plasmas limited on the outer wall in tokamaks, this profile is commonly observed to decay exponentially as , or, for inner wall limiter plasmas with the double exponential decay comprising a sharp near-SOL feature and a broader main SOL width, . The initial choice of , which is critical in ensuring that current ramp-up or down will be possible as planned in the ITER scenario design, was made on the basis of an extremely restricted L-mode divertor dataset, using infra-red thermography measurements on the outer divertor target to extrapolate to a heat flux width at the main plasma midplane. This unsatisfactory situation has now been significantly improved by a dedicated multi-machine ohmic and L-mode limiter plasma study, conducted under the auspices of the International Tokamak Physics Activity, involving 11 tokamaks covering a wide parameter range with Measurements of in the database are made exclusively on all devices using a variety of fast reciprocating Langmuir probes entering the plasma at a variety of poloidal locations, but with the majority being on the low field side. Statistical analysis of the database reveals nine reasonable engineering and dimensionless scalings. All yield, however, similar predicted values of mapped to the outside midplane. The engineering scaling with the highest statistical significance, , dependent on input power density, aspect ratio and elongation, yields = [7, 4, 5] cm for = [2.5, 5.0, 7.5] MA, the three reference limiter plasma currents specified in the ITER heat and nuclear load specifications. Mapped to the inboard midplane, the worst case (7.5 MA) corresponds to mm, thus consolidating the 50 mm width used to optimize the FW panel toroidal shape.
今日の多くのトカマクと同様に、ITERにおけるプラズマ立ち上げは、内側または外側の赤道面第一壁（FW）上のリミター配位で実施される。大型のベリリウム装甲ITER FWパネルは、パネル間の位置ずれを保護するためにトロイダル方向に整形されており、純粋な円筒面と比較して堆積熱流束密度が増大する。したがって、選択される整形形状は、スクレイプオフ層（SOL）における平行熱流束の所与の動径プロファイルに対して最適化され、最適な電力拡散を確保する必要がある。トカマクの外壁リミター配位のプラズマでは、このプロファイルは一般に指数関数的に減衰することが観測されるが、内壁リミター配位のプラズマでは、急峻な近接SOL領域とより広い主SOL幅からなる二重指数関数的減衰を示す。ITERシナリオ設計において、電流立ち上げおよび立ち下げが計画通りに実施可能であることを確保する上で重要となるこの初期選択は、主プラズマ赤道面における熱流束幅を外側ダイバータターゲット上の赤外線サーモグラフィ測定から外挿するという、極めて限られたLモードダイバータデータセットに基づいて行われた。この不十分な状況は、国際トカマク物理活動（ITER Physics Activity）の主催の下で実施された、11台のトカマクを対象とし広範なパラメータ範囲を網羅する、専用の多機種オーミックおよびLモードリミター研究によって大幅に改善された。データベース中の測定は、全機種において、多様なポロイダル位置から入射する多種の高速往復ラングミュアプローブを用いて排他的に行われたが、その大半は低磁場側であった。データベースの統計解析により、9つの妥当な工学的および無次元スケーリング則が導出された。しかしながら、そのすべてが、外側赤道面に写像された同様の予測値を与える。最高の統計的有意性を有する工学的スケーリング則は、入力電力密度、アスペクト比、および伸長度に依存し、ITERの熱・核負荷仕様で指定された3つの基準リミター電流値 = [2.5, 5.0, 7.5] MAに対して、 = [7, 4, 5] cm の値を与える。内側赤道面に写像した場合、最悪ケース（7.5 MA）は mm に相当し、これによりFWパネルのトロイダル形状を最適化するために用いられた50 mm幅が裏付けられる。