The impacts of plasma disruptions on ITER have been investigated in detail to confirm the robustness of the design of the machine to the potential consequential loads. The loads include both electro-magnetic (EM) and heat loads on the in-vessel components and the vacuum vessel. Several representative disruption scenarios are specified based on newly derived physics guidelines for the shortest current quench time as well as the maximum product of halo current fraction and toroidal peaking factor arising from disruptions in ITER. Disruption simulations with the DINA code and EM load analyses with a 3D finite element method code are performed for these scenarios. Some margins are confirmed in the EM load on in-vessel components due to induced eddy and halo currents for these representative scenarios. However, the margins are not very large. The heat load on various parts of the first wall due to the vertical movement and the thermal quench (TQ) is calculated with a 2D heat conduction code based on the database of heat deposition during disruptions and simulation results with the DINA code. For vertical displacement event, it is found that the beryllium (Be) wall does not melt during the vertical movement, prior to the TQ. Significant melting is anticipated for the upper Be wall and the tungsten divertor baffle due to TQ after the vertical movement. However, its impact could be substantially mitigated by implementing a reliable detection system of the vertical movement and a mitigation system, e.g. massive noble gas injection. Some melting of the upper Be wall is anticipated at major disruptions. At least several tens of unmitigated disruptions must be considered even if an advanced prediction/mitigation system is implemented. With these unmitigated disruptions, the loss of the Be layer is expected to be within ≈30–100 µm/event out of a 10 mm thick Be first wall.
プラズマ擾乱がITERに及ぼす影響は、想定される結果的荷重に対する機械設計の頑健性を確認するために詳細に調査されている。荷重には、真空容器内コンポーネントおよび真空容器に対する電磁（EM）荷重と熱荷重の両方が含まれる。いくつかの代表的な擾乱シナリオは、ITERにおける擾乱から生じる最短の電流クエンチ時間ならびにハロー電流割合とトロイダル増倍係数の積の最大値に関する新たに導出された物理ガイドラインに基づいて特定されている。これらのシナリオに対して、DINAコードによる擾乱シミュレーションと3次元有限要素法コードによるEM荷重解析が実施されている。これらの代表的なシナリオに対して、誘導渦電流およびハロー電流による真空容器内コンポーネントのEM荷重にはいくつかの余裕が確認されている。しかしながら、その余裕はそれほど大きくない。垂直移動および熱クエンチ（TQ）による第一壁の各部への熱荷重は、擾乱中の熱堆積のデータベースおよびDINAコードによるシミュレーション結果に基づいて、2次元熱伝導コードを用いて計算されている。垂直変位事象については、ベリリウム（Be）壁はTQに先立つ垂直移動中に溶融しないことが見出されている。垂直移動後のTQにより、上部Be壁およびタングステンダイバータバッフルの有意な溶融が予想される。しかしながら、その影響は、垂直移動の信頼性の高い検出システムおよび緩和システム、例えば大量の希ガス注入を実装することによって、実質的に軽減され得る。上部Be壁のいくらかの溶融は、主たる擾乱時に予想される。高度な予測・緩和システムが実装されたとしても、少なくとも数十回の未緩和擾乱を考慮しなければならない。これらの未緩和擾乱により、Be層の損失は、10 mm厚のBe第一壁のうち1事象あたり約30〜100 µm以内であると予想される。