AbstractDecay heat densities are fairly small in ITER when compared to fission plants. The global decay heat in the water cooled shielding blanket design of ITER (fusion power 1.5 GW) is about 20 MW at shutdown and decreases to 1.5 MW after one day after which it stays fairly constant (1 MW after one month). These numbers are calculated assuming pulsed operation of ITER. With active blanket cooling in operation the removal of this decay heat does not pose any problem. Active vacuum vessel cooling alone can limit in-vessel temperatures to below 500 °C which is required to limit H2 production from long-term Be—steam reactions. Several strategies to deal with decay heat in situations ranging from normal operation to beyond design basis accidents (occurrence rate of event sequence < 10−6 per yr) are analyzed. In beyond design basis states it is important to access the heat sink of the magnets and/or cryostat. To promote passive decay heat removal one has to optimize the radial thermal conductivity through blanket and radiation transport between the blanket and vacuum vessel.
崩壊熱密度は、核分裂プラントと比較した場合、ITERではかなり小さい。ITERの水冷却遮蔽ブランケット設計における全崩壊熱（核融合出力1.5 GW）は、停止時に約20 MWであり、1日後には1.5 MWに減少し、その後はほぼ一定に保たれる（1ヶ月後には1 MW）。これらの数値は、ITERのパルス運転を仮定して計算されている。ブランケットの能動冷却が作動している場合、この崩壊熱の除去は問題とならない。真空容器の能動冷却のみでも、容器内温度を500 ℃以下に制限することができ、これは長期的なBe—蒸気反応によるH₂生成を制限するために必要である。通常運転から設計基準外事象（事象発生頻度 < 10⁻⁶/年）までの様々な状況における崩壊熱への対処戦略が分析されている。設計基準外状態では、マグネットおよび/またはクライオスタットの熱シンクへの熱アクセスが重要である。受動的な崩壊熱除去を促進するためには、ブランケットを通る径方向の熱伝導率と、ブランケットと真空容器間の放射伝熱を最適化する必要がある。