The paper presents results of SOLPS modelling of the edge plasma performance during the low-activation phase of ITER operation. The calculations show that the peak power loading of the divertor targets can reach the reactor-relevant level of 3 to 5 MW m−2, even without the fusion reactions, rendering commissioning of the high heat flux components possible in this phase. Parametrization of the output of the SOLPS runs for the predominantly helium plasma concerned by the studies reported here is performed, thus providing the boundary conditions for modelling of the core and allowing efficient integration of the core and edge models. This approach, using the ASTRA code for core simulations, is applied to the analysis of hydrogen accumulation in helium plasmas due to H pellet injection. The latter is the only available option for early testing of ELM pace-making as an ELM control tool assuming H-mode in hydrogen will not be possible. Critical dilution with H down to 70% He in the core plasma can be reached in only 0.5 to 1 s or even shorter, depending on the assumptions made.
本論文は、低放射化段階のITERにおける周辺プラズマ性能のSOLPSモデリング結果を示す。計算により、ダイバータターゲットへのピーク熱負荷は、核融合反応がなくても3〜5 MW m⁻²という炉心関連レベルに達し得ることが示され、この段階での高熱流束コンポーネントの試運転が可能となる。本報告で対象とする主にヘリウムプラズマに関するSOLPS実行結果のパラメータ化が行われ、これによりコアモデリングの境界条件が提供され、コアと周辺モデルの効率的な統合が可能となる。このアプローチは、ASTRAコードを用いたコアシミュレーションに適用され、Hペレット入射によるヘリウムプラズマ中の水素蓄積の解析に用いられる。後者は、Hモードで水素プラズマが利用できない場合にELM制御手法の早期試験を行うための唯一の選択肢である。仮定に応じて、コアプラズマ中のヘリウム濃度は70%まで水素で希釈され得るが、この希釈はわずか0.5〜1秒、あるいはそれより短い時間で達成可能である。