Divertor armour issues: lifetime, safety and influence on ITER performance

Comprehensive simulations of the ITER divertor armour vaporization and brittle destruction under ELMs of different sizes have revealed that the erosion rate of CFC armour is intolerable for an industrial reactor, but it can be considerably reduced by the armour fibre structure optimization. The ITER core contamination with carbon is tolerable for medium size ELMs, but large type I ELM can run the confinement into the disruption. Erosion of tungsten, an alternative armour material, under ELMs influence is satisfactory, but the danger of the core plasma contamination with tungsten is still not enough understood and potentially it could be very dangerous. Vaporization of tungsten, its cracking and dust production during ELMs are rather urgent issues to be investigated for proper choice of the divertor armour material for ITER. However, the erosion rate under action of the disruptive heat loads is tolerable for both armour materials assuming few hundred disruptions falls out during ITER lifetime.Комплексне дослідження процесів випарування та розтріскування теплозахисту дивертора під впливом ELM в ІТЕРі виявило, що швидкість ерозії теплозахисту з CFC неприйнятно велика для промислового реактора, але вона може бути значно зменшена завдяки оптимізації структури ниток CFC. Забруднення ядра ІТЕРа вуглецем є некритичним для ELMів середньої енергії, але великий ELM типу І може призвести до зриву розряду. Швидкість ерозії вольфраму, який є альтернативним матеріалом для теплозахисту, прийнятно мала, але небезпека забруднення розряду вольфрамом ще недостатньо вивчена, а потенційно це забруднення дуже небезпечно. Оцінка випарування вольфраму, його розтріскування та пилоутворення під час ELM – це питання, які потребують термінового рішення для правильного вибору матеріалу теплозахисту дивертора ІТЕРа. Однак ерозія обох матеріалів під впливом зривів цілком прийнятна, якщо припустити, що під час життя ІТЕРа відбудеться декілька сотень зривів.Комплексное исследование процессов испарения и растрескивания теплозащиты дивертора под действием ELM в ИТЕРе выявило, что скорость эрозии теплозащиты из CFC неприемлемо велика для промышленного реактора, но она может быть значительно уменьшена при оптимизации струтуры нитей CFC. Загрязнение ядра ИТЕРа углеродом некритично для ELMов средней энергии, но большой ELM типа I может вызвать срыв разряда. Скорость эрозии вольфрама, являющегося альтернативным материалом для теплозащиты, приемлемо мала, но опасность загрязнения разряда вольфрамом ещё недостаточно изучена, а потенциально это загрязнение очень опасно. Оценка испарения вольфрама, его растрескивания и пылеобразования во время ELM – это вопросы, требующие срочного решения для правильного выбора материала теплозащиты дивертора ИТЕРа. Однако эрозия обоих материалов под действием срывов вполне приемлема, если предположить, что в течение жизни ИТЕРа произойдёт несколько сот срывов

TOKES studies of the thermal quench heat load reduction in mitigated ITER disruptions

Disruption mitigation by massive gas injection (MGI) of Ne gas has been simulated using the 3D TOKES code that includes the injectors of the Disruption Mitigation System (DMS) as it will be implemented in ITER. The simulations have been done using a quasi-3D approach, which gives an upper limit for the radiation heat load (notwithstanding possible asymmetries in radial heat flux associated with MHD). The heating of the first wall from the radiation flash has been assessed with respect to injection quantity, the number of injectors, and their location for an H-mode ITER discharge with 280 MJ of thermal energy. Simulations for the maximum quantity of Ne (8 kPa m3) have shown that wall melting can be avoided by using solely the three injectors in the upper ports, whereas shallow melting occurred when the midplane injector had been added. With all four injectors, melting had been avoided for a smaller neon quantity of 250 Pa m3 that provides still a sufficient radiation level for thermal load mitigation

Simulation of Be armour cracking under ITER-like transient heat loads

Simulation of beryllium cracking under action of multiple severe surface heatings has been performed using the PEGASUS-3D code and verified by experiments in the JUDITH 1 facility. Analysis of the results has revealed beryllium thermo conductivity degradation under action of repetitive pulsed heat load due to accumulation of the cracks in the surface layer. Thermo conductivity degradation is found to be at least 4 times after 100 pulses in JUDITH 1 facility. An analytical model for the Be cracking threshold under action of arbitrary heat pulses has been developed