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Optimization of lithium vapor box divertor evaporator location on NSTX-U using SOLPS-ITER

E.D. Emdee, R.J. Goldston, A. Khodak, R. Maingi2024年8月Nuclear FusionIF 3出版社

Commercial fusion reactors will be faced with extremely high divertor target heat fluxes that will require mitigation. Simulations of detachment in an NSTX-U scenario projected to have 92 MW m−2 unmitigated peak target heat flux are presented, which reaches sub-10 MW m−2 target heat flux using a highly dissipating lithium vapor box divertor design. The lithium vapor box is a detached divertor design which employs lithium vapor evaporation and condensation to contain lithium below the X-point. Previous SOLPS modeling has indicated a lithium vapor box can reduce the heat flux down to 10 MW m−2 via simultaneous evaporation from the Private Flux Region (PFR) and the Common Flux Region (CFR) sides of the vapor box. It is found here that PFR evaporation has improved access to the separatrix leading to significantly more efficient power dissipation than CFR evaporation. Simulations of target evaporation with an evaporation distribution that is self-consistent with the temperature of a Capillary Porous System with Fast flowing liquid lithium could reach / 0.025–0.030 at the Last Closed Flux Surface (LCFS) depending on the liquid metal flow speeds and lithium sputtering yield, while PFR-side evaporation can reach acceptable heat fluxes with / 0.038 at the LCFS. However, PFR evaporator performance can be improved if the target is allowed to be hot enough such that it reflects lithium, reaching / 0.028 and reducing required lithium evaporation. Ultimately PFR evaporation and target evaporation are found to have similar ability to produce acceptable heat flux solutions with minimal upstream concentration.

日本語訳

商業用核融合炉は、非常に高いダイバータ標的熱流束に直面することになり、その緩和策が必要となる。未緩和時のピーク標的熱流束が92 MW m−2になると予測されるNSTX-Uシナリオにおけるデタッチメントのシミュレーションを示す。これは、高散逸リチウム蒸気ボックスダイバータ設計を用いて、10 MW m−2未満の標的熱流束を達成する。リチウム蒸気ボックスは、X点下方にリチウムを閉じ込めるためにリチウム蒸気の蒸発と凝縮を利用するデタッチドダイバータ設計である。従来のSOLPSモデリングは、リチウム蒸気ボックスが、蒸気ボックスの私有フラックス領域(PFR)側と共通フラックス領域(CFR)側の両方からの同時蒸発により、熱流束を10 MW m−2まで低減できることを示している。ここでは、PFR蒸発はセパラトリックスへのアクセスが改善され、CFR蒸発よりも大幅に効率的な電力散逸をもたらすことが見出された。高速流動液体リチウムを備えた毛管多孔質システム(Capillary Porous System)の温度と自己無撞着な蒸発分布を持つ標的蒸発のシミュレーションでは、液体金属の流速とリチウムのスパッタリング収量に応じて、最終閉鎖磁気面(LCFS)で / 0.025–0.030 に到達し得る。一方、PFR側蒸発はLCFSで / 0.038 という値を伴う許容可能な熱流束に到達できる。しかし、PFR蒸発器の性能は、標的がリチウムを反射するほど十分に高温に許容されれば改善でき、 / 0.028 を達成し、必要なリチウム蒸発量を低減する。最終的に、PFR蒸発と標的蒸発は、上流濃度を最小限に抑えつつ許容可能な熱流束解を生成する能力が類似していることが見出された。

装置

iter高精度(タイトル一致)nstx-u高精度(タイトル一致)

wiki

ITERDivertorLithiumNSTXSOLPS-ITERNSTX-U

AIによる論文要約

Optimization of lithium vapor box divertor evaporator location on NSTX-U using SOLPS-ITER
ENThis paper is relevant for fusion researchers working on divertor design and heat flux mitigation. It provides insights into optimizing the location of lithium evaporators to effectively dissipate power and could be useful for students and researchers in the field.#FusionReactor #DivertorDesign #LithiumVaporBox #HeatFluxMitigation #NSTX-U

This paper explores using a lithium vapor box to mitigate extreme heat fluxes in fusion reactors. Simulations show the vapor box can reduce heat flux to acceptable levels by evaporating lithium from the private flux region, which is more efficient than evaporation from the common flux region.

NSTX-Uにおけるリチウム蒸気ボックス・ダイバータ蒸発器の最適配置に関する研究
JAこの論文は、核融合炉のダイバータ設計に関心のある研究者や技術者に有益です。特に、リチウム蒸気を用いた先進的なダイバータ冷却技術に興味がある人に向けて書かれています。#核融合炉 #ダイバータ #リチウム蒸気 #NSTX-U #SOLPS-ITER

この論文では、NSTX-Uにおけるリチウム蒸気ボックス・ダイバータの設計最適化について報告しています。ダイバータ熱負荷を大幅に低減できることを示し、リチウム蒸気の発生位置が重要であることを明らかにしています。

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