A control-oriented approach, based on real-time equilibrium reconstruction, has been developed to monitor power fluxes to ITER plasma-facing components (PFC). The model describes the deposited heat flux as a poloidal flux function with two main input parameters: the power exhausted across the plasma boundary and the scrape-off layer heat flux width. A module containing weighting factors accounts for the real PFC 3D geometry. These factors are obtained using a new sophisticated GUI interface, SMITER, hosting a magnetic field line tracing code permitting the import and appropriate meshing of full PFC CAD descriptions. This new methodology has been used to examine two critically important first wall (FW) power loading issues for ITER: the start-up phase at low current and power, but requiring direct contact with the inboard wall, and the case of an upward plasma shift in a diverted configuration under high power, high current H-mode burning plasma conditions, which imposes very high power loads on the upper chamber FW panels.
制御指向アプローチは、実時間平衡再構成に基づき、ITERのプラズマ対向機器（PFC）への電力フラックスを監視するために開発された。このモデルは、堆積熱流束をポロイダル磁束関数として記述し、2つの主要な入力パラメータ、すなわちプラズマ境界を横切って排出される電力とスクレープオフ層の熱流束幅を用いる。重み係数を含むモジュールは、実際のPFC三次元形状を考慮する。これらの係数は、新しい高度なGUIインターフェースであるSMITERを用いて取得され、これは完全なPFC CAD記述のインポートと適切なメッシュ生成を可能にする磁力線追跡コードをホストする。この新しい方法論は、ITERにとって極めて重要な2つの第一壁（FW）電力負荷問題を検討するために用いられた。すなわち、低電流・低電力であるが内側壁との直接接触を必要とする立ち上げ段階と、高電力・高電流のHモード燃焼プラズマ条件における上方シフト配位で、上部チャンバーFWパネルに非常に高い電力負荷を課す場合である。