This paper explores the operational boundaries and power availability of the neutral beam injection (NBI) system in ITER, with a specific focus on shine-through (ST) loss prevention. ST, a phenomenon where part of the injected neutral beam remains un-ionized in the plasma and directly impacts the first wall components, poses a significant risk to the lifetime of ITER's plasma-facing components (PFCs). The operational window for NBI is consequently constrained by these losses, which are influenced by factors such as plasma density, beam energy, and injection geometry. Leveraging advanced numerical simulations, we investigate these dependencies across various ITER plasma scenarios, particularly for the DT-1 phase, which will mark the first NBI operations. In light of recent ITER blanket design changes, our analysis refines previous estimates of the maximum acceptable ST power on PFCs. We then present a new heuristic formula which permits the calculation of the ST fraction and the minimum plasma density that permits ITER NBI operations as a function of global variables. This allows for establishing operational limits for Hydrogen and Deuterium NBI in Hydrogen, Deuterium, and Deuterium–Tritium plasmas. Additionally, we compare commonly used beam ionisation codes for ITER and tokamak simulations, evaluating their reliability in the investigated parameter space. The findings of this study are crucial for ensuring the efficient operation of the NBI system during ITER's experimental phases. They define the conditions under which beam power can be fully utilised without compromising operational lifetime, thereby informing future plasma operation plans and contributing to the success of ITER's scientific objectives.
本論文では、ITER における中性粒子入射 (NBI) システムの運転境界と利用可能電力について調査し、特にシャインスルー (ST) 損失の防止に焦点を当てる。ST は、入射された中性ビームの一部がプラズマ中で電離されずに残り、直接第一壁構成要素に衝突する現象であり、ITER のプラズマ対向機器 (PFCs) の寿命に重大なリスクをもたらす。その結果、NBI の運転ウィンドウはこれらの損失によって制約され、これらはプラズマ密度、ビームエネルギー、入射幾何学などの要因に影響される。高度な数値シミュレーションを活用し、我々は様々な ITER プラズマシナリオ、特に最初の NBI 運転となる DT-1 段階において、これらの依存性を調査する。最近の ITER ブランケット設計変更を踏まえ、我々の解析は PFCs 上での最大許容 ST 出力に関する従来の推定値を精密化する。次に、我々は新しいヒューリスティック式を提示する。これにより、グローバル変数の関数として、ST 割合と ITER NBI 運転を可能にする最小プラズマ密度の計算が可能になる。これにより、水素、重水素、および重水素–三重水素プラズマにおける水素および重水素 NBI の運転限界を確立することが可能になる。さらに、我々は ITER およびトカマクシミュレーションに一般的に使用されるビーム電離コードを比較し、調査したパラメータ空間におけるそれらの信頼性を評価する。本研究の知見は、ITER の実験段階における NBI システムの効率的な運転を確保するために極めて重要である。それらは、運転寿命を損なうことなくビーム出力を完全に利用できる条件を定義し、それによって将来のプラズマ運転計画に情報を提供し、ITER の科学的目標の成功に貢献する。