ITER has recently decided to change the first wall (FW) material from beryllium (Be) to tungsten (W). W being a high-Z impurity behaves differently as compared to Be during normal plasma operations as well as during plasma current disruptions. To study the effects of W impurities during disruptions, especially on radiation fraction, current quench (CQ) times, halo current dynamics etc, unmitigated simulations for various intrinsic W density fractions and mitigated simulations with varying neon (Ne) density fractions have been performed using the Tokamak Simulation Code. The simulations show that, compared to the cases of intrinsic Be impurities in the previous ITER FW design, the CQ times are generally faster with the expected amount of intrinsic W impurities due to the much higher Z value of W, resulting in a higher radiation fraction. For intrinsic W impurity concentrations lower than 0.005% of the background plasma density, the CQ time can be higher than 300 ms and is lower only for higher W concentrations in unmitigated discharges in ITER. In addition, we have studied the effectiveness of mitigation through injection of Ne on a disrupted plasma with a background intrinsic W impurity density of m−3. With injected Ne densities varying from m−3 to m−3, the CQ time can be progressively brought down to less than 50 ms with a radiation fraction greater than 80% and a reduction in poloidal halo currents can be achieved.
ITERは最近、第一壁(FW)材料をベリリウム(Be)からタングステン(W)に変更することを決定した。Wは高Z不純物であり、通常のプラズマ運転中およびプラズマ電流ディスラプション中において、Beと比較して異なる挙動を示す。ディスラプション中のW不純物の影響、特に放射割合、電流クエンチ(CQ)時間、ハロー電流ダイナミクスなどを研究するために、種々の固有W密度割合に対する未緩和シミュレーションと、様々なネオン(Ne)密度割合を用いた緩和シミュレーションを、トカマクシミュレーションコードを用いて実施した。シミュレーションは、以前のITER FW設計における固有Be不純物の場合と比較して、WのZ値がはるかに高いことに起因して放射割合が高くなるため、予想される量の固有W不純物ではCQ時間が概して短くなることを示している。固有W不純物濃度がバックグラウンドプラズマ密度の0.005%未満の場合、CQ時間は300 msを超える可能性があり、ITERにおける未緩和放電ではより高いW濃度の場合にのみ短くなる。さらに、我々は、バックグラウンド固有W不純物密度が m−3 であるディスラプションプラズマに対するNe入射による緩和の有効性を研究した。入射Ne密度を m−3 から m−3 まで変化させると、CQ時間は徐々に50 ms未満まで短縮でき、放射割合は80%を超え、ポロイダルハロー電流の低減を達成できる。