The switch from beryllium (Be) to tungsten (W) first wall (FW) armor in the new ITER baseline Pitts et al (2025 Nucl. Mater. Energy42 101854), Loarte (n.d. Plasma Phys. Control. Fusion) will impact the limiter start-up phase due to the much higher radiated power associated with W impurity. To assess this impact, a large database of SOLPS-ITER simulations of the hydrogen (H) plasmas in contact with the tungsten (W) limiter has been constituted, including transport of all individual W charge states up to a given cut-off. It has been shown that the plasma-limiter system exhibits strong self-regulating properties due to the strong dependence of W self-sputtering on the electron temperature at the last closed flux surface (LCFS). This self-regulation limits the power (PLCFS) crossing the LCFS into the scrape-off layer (SOL), resulting in high core radiated fractions (frad), but at the same time reducing the FW heat loads. Regression within the database also permits the derivation of a simple scaling relationship between the plasma temperature and density at the LCFS and the heating power which is used to construct a boundary condition for time-dependent scenario simulations. Simulations of W prompt redeposition using the ERO code for selected plasma backgrounds in the database found that 25%–45% of the eroded W particles reside in plasma for less than a gyration time. The reverse effect of the prompt redeposition on the background solution, assessed by re-running SOLPS-ITER with reduced W sputtering yield, proved have a greater effect on the solution than the impact of SOL plasma transport variation. Self-consistent simulations with an appropriate prompt redeposition model are therefore required to improve the prediction for ITER and to validate the code against W limiter start-up experiments on current devices. To assess the consequence of the inevitable background impurities present in real tokamak start-up plasmas, some preliminary simulations have also been performed with feedback-controlled nitrogen (N) seeding. It is found that even moderate N content leads to saturation of PLCFS, and hence frad, with respect to plasma density variation. The plasma density increase with seeding leads to redistribution of radiation between the W and N, preferentially cooling the edge in comparison with pure plasmas.
ITERの新しいベースライン(Pitts et al (2025 Nucl. Mater. Energy42 101854), Loarte (n.d. Plasma Phys. Control. Fusion))において、ベリリウム(Be)からタングステン(W)への第一壁(FW)アーマーの切り替えは、W不純物に関連するはるかに高い放射電力のため、リミタ立ち上げ段階に影響を与えるであろう。この影響を評価するために、タングステン(W)リミタと接触する水素(H)プラズマのSOLPS-ITERシミュレーションの大規模なデータベースが構築された。そこには、与えられたカットオフまでの全ての個々のW電荷状態の輸送が含まれる。プラズマ・リミタ系は、W自己スパッタリングの最終閉鎖磁気面(LCFS)における電子温度への強い依存性により、強い自己調整特性を示すことが示されている。この自己調整は、LCFSを横切ってスクレイプオフ層(SOL)に入る電力(PLCFS)を制限し、その結果、高いコア放射割合(frad)をもたらすが、同時にFW熱負荷を低減する。データベース内の回帰により、LCFSでのプラズマ温度と密度と加熱電力との間の単純なスケーリング関係の導出も可能となり、これは時間依存シナリオシミュレーションの境界条件を構築するために使用される。データベース内の選択されたプラズマ背景に対してEROコードを用いたWの即時再堆積(prompt redeposition)のシミュレーションでは、侵食されたW粒子の25%～45%が1ジャイロ周期未満の間プラズマ中に留まることが見いだされた。Wスパッタ収量を低減してSOLPS-ITERを再実行することにより評価された、背景解に対する即時再堆積の逆効果は、SOLプラズマ輸送変動の影響よりも解に大きな影響を与えることが判明した。したがって、ITERの予測を改善し、現在の装置におけるWリミタ立ち上げ実験に対してコードを検証するためには、適切な即時再堆積モデルを用いた自己無撞着シミュレーションが必要である。実在のトカマク立ち上げプラズマに存在する不可避の背景不純物の影響を評価するために、フィードバック制御された窒素(N)シード入射を伴う予備的シミュレーションもいくつか実行された。中程度のN含有量でも、プラズマ密度変動に対してPLCFS、したがってfradの飽和につながることが見いだされた。シード入射によるプラズマ密度の増加は、WとNの間の放射の再分配をもたらし、純粋なプラズマと比較して周辺部を優先的に冷却する。