An analysis workflow has been developed to assess energy deposition and material damage for ITER vertical displacement events (VDEs) and major disruptions (MD). This paper describes the use of this workflow to assess the melt damage to be expected during unmitigated current quench (CQ) phases of VDEs and MDs at different points in the ITER research plan. The plasma scenarios are modeled using the DINA code with variations in plasma current Ip, disruption direction (upwards or downwards), Be impurity density nBe, and diffusion coefficient χ. Magnetic field line tracing using SMITER calculates time-dependent, 3D maps of surface power density q⊥ on the Be-armored first wall panels (FWPs) throughout the CQ. MEMOS-U determines the temperature response, macroscopic melt motion, and final surface topology of each FWP. Effects of Be vapor shielding are included. Scenarios at the baseline combination of Ip and toroidal field (15 MA/5.3 T) show the most extreme melt damage, with the assumed nBe having a strong impact on the disruption duration, peak q⊥ and total energy deposition to the first wall. The worst-cases are upward 15 MA VDEs and MDs at lower values of nBe, with q⊥,max = 307 MW m−2 and maximum erosion losses of ∼2 mm after timespans of ∼400–500 ms. All scenarios at 5 MA avoided melt damage, and only one 7.5 MA scenario yields a notable erosion depth of 0.25 mm. These results imply that disruptions during 5 MA, and some 7.5 MA, operating scenarios will be acceptable during the pre-fusion power operation phases of ITER. Preliminary analysis shows that localized melt damage for the worst-case disruption should have a limited impact on subsequent stationary power handling capability.
エネルギー堆積と材料損傷を評価するための解析ワークフローが、ITERの垂直変位事象（VDE）および大規模ディスラプション（MD）に対して開発された。本論文では、ITER研究計画の異なる段階におけるVDEおよびMDの非緩和電流クエンチ（CQ）位相中に予想される溶融損傷を評価するための、このワークフローの使用について述べる。プラズマシナリオは、プラズマ電流Ip、ディスラプション方向（上向きまたは下向き）、Be不純物密度nBe、および拡散係数χを変化させて、DINAコードを用いてモデル化される。SMITERを用いた磁力線トレーシングにより、CQ全体を通じてベリリウム被覆第一壁パネル（FWP）上の表面電力密度q⊥の時間依存3次元マップが計算される。MEMOS-Uは、各FWPの温度応答、巨視的溶融移動、および最終的な表面トポロジーを決定する。Be蒸気シールドの効果が含まれる。Ipとトロイダル磁場のベースライン組み合わせ（15 MA/5.3 T）でのシナリオは、最も極端な溶融損傷を示し、想定されるnBeはディスラプション持続時間、ピークq⊥、および第一壁への総エネルギー堆積に強い影響を与える。最悪のケースは、低いnBe値での上向き15 MA VDEおよびMDであり、q⊥,max = 307 MW m⁻²、最大侵食損失は約400～500 msの時間スケールで約2 mmである。5 MAでの全シナリオは溶融損傷を回避し、7.5 MAのシナリオのうち1つのみが0.25 mmの顕著な侵食深さを示す。これらの結果は、5 MA、および一部の7.5 MA運転シナリオにおけるディスラプションは、ITERの核融合出力運転前段階において許容可能であることを示唆する。予備解析により、最悪のディスラプションケースにおける局所的な溶融損傷は、その後の定常運転時の電力処理能力に限定的な影響しか及ぼさないことが示される。