FusionPapers
図版検索トレンドwiki日本の研究
© 2026 FUSIONPAPERS
About法務情報
トップに戻る

Modelling study of divertor W leakage for different divertor conditions with Ne seeding in EAST tokamak

Guoliang Xu, Hui Wang, Rui Ding, Hang Si, Guozhang Jia, Jin Guo, Hai Xie, Rong Yan, Ran Hai, Dahuan Zhu2024年12月Nuclear FusionIF 3出版社

Sequential SOLPS-ITER and DIVIMP simulations are carried out for tungsten (W) edge transport during neon (Ne) injection in EAST, elucidating the pathway of W impurity leakage from the divertor to the core plasma under different dissipative divertor conditions. Divertor conditions from low-recycling to detachment are generated by modulating the Ne injection rate in the SOLPS simulation. With the drift velocities incorporated in DIVIMP, W transport under the drift effect is investigated. For low-density L-mode plasma conditions with favorable Bt direction, the majority of W source originates from the outer divertor target and leaks upstream through the near-SOL E× B drift reversed region at both inner and outer divertors. The E× B drift is demonstrated to have a significant effect on W leakage and the effect diminishes with the increase of Ne injection rate. Compared to the D2 injection cases, Ne injection helps to achieve a strong dissipative divertor condition at a much lower plasma density, resulting in a higher W leakage ability due to the smaller friction with the background plasma. For Ne injection cases under high-density H-mode conditions, W leaks mostly through the outer divertor region while the inner divertor is fully detached. Compared to the L-mode cases, the shorter power decay lengths in the scrap-off layer (SOL) of the H-mode cases result in smaller parallel E× B drift velocities especially in the middle and far SOL region. With the increase of the Ne injection rate, the decrease of the E× B drift in the middle SOL leads to a wider near-separatrix W leakage path. Therefore, a worse divertor W screening is expected, which is consistent with the previous published experimental observations (Ding et al 2022 Nucl. Mater. Energy33 101250).

日本語訳

EASTにおけるネオン(Ne)入射時のタングステン(W)周辺輸送について、SOLPS-ITERとDIVIMPを順次用いたシミュレーションを実施し、異なる散逸ダイバータ条件下でのダイバータからコアプラズマへのW不純物漏出経路を解明した。低リサイクリングからデタッチメントまでのダイバータ条件は、SOLPSシミュレーションでNe入射率を変調することにより生成された。DIVIMPにドリフト速度を組み込み、ドリフト効果下でのW輸送を調査した。低密度Lモードプラズマ条件でBt方向が有利な場合、W源の大部分は外側ダイバータターゲットに起源を持ち、内側および外側ダイバータの両方における近SOL E× Bドリフト反転領域を通って上流へ漏出する。E× BドリフトはW漏出に有意な影響を与えることが実証され、その影響はNe入射率の増加とともに減少する。D2入射の場合と比較して、Ne入射ははるかに低いプラズマ密度で強い散逸ダイバータ条件を達成するのに役立ち、背景プラズマとの摩擦が小さくなるため、W漏出能が高くなる。高密度Hモード条件下のNe入射の場合、Wは主に外側ダイバータ領域を通って漏出する一方、内側ダイバータは完全にデタッチしている。Lモードの場合と比較して、Hモードの場合のスクレイプオフ層(SOL)におけるより短い電力減衰長は、特に中SOLおよび遠SOL領域において、より小さな平行E× Bドリフト速度をもたらす。Ne入射率の増加に伴い、中SOLにおけるE× Bドリフトの減少は、より広いセパラトリクス近傍のW漏出経路をもたらす。したがって、より悪いダイバータW遮蔽が予想され、これは以前に発表された実験観測(Ding et al 2022 Nucl. Mater. Energy33 101250)と一致する。

装置

east高精度(タイトル一致)iter中精度(概要文一致)

wiki

DivertorEAST

AIによる論文要約

EAST トカマクにおける Ne 注入時のダイバータ W リークのモデル化研究
JAこの論文は、プラズマ物理、核融合工学、シミュレーション研究に携わる研究者や学生に有益です。ダイバータ性能とインパリティ制御の関係を理解するのに役立ちます。#核融合 #ダイバータ #不純物輸送 #EAST #SOLPS-ITER
LLM向け: {'Title': 'EAST トカマクにおける Ne 注入時のダイバータ W リークのモデル化研究', 'Author(s)': '不明', 'Researc…

この論文は、EAST トカマクにおけるネオン(Ne)注入時のタングステン(W)の端プラズマ輸送を解明しています。SOLPS-ITER とDIVIMP シミュレーションを行い、異なる消散型ダイバータ条件下でのWリークのメカニズムを明らかにしています。E×B ドリフトの影響が重要で、Ne 注入により低密度でも強い消散型ダイバータが実現でき、Wリークが増大することを示しています。

Modeling study of divertor tungsten leakage for different divertor conditions with neon seeding in the EAST tokamak
ENThis paper would be of interest to fusion researchers, particularly those studying plasma-wall interactions, impurity transport, and divertor optimization. The findings can help improve the understanding of W behavior in fusion devices and guide the design of future fusion reactors.#FusionPlasma #ImpurityTransport #DivertorOptimization #EAST
LLM向け: {'Title': 'Modeling study of divertor tungsten leakage for different divertor co…

This paper investigates the transport of tungsten (W) impurities from the divertor to the core plasma under different divertor conditions with neon (Ne) injection in the EAST tokamak. The study uses simulations to understand how the E×B drift and divertor detachment affect W leakage, which is crucial for fusion reactor performance.

関連論文

Drifts effect on the divertor W leakage mechanisms under different dissipative divertor conditions of EAST

2024Nuclear Fusion

SOLPS-ITER modeling of neon-seeded EAST plasmas under connected double-null configurations and its impact on tungsten impurity behaviors

2026Nuclear Fusion

SOLPS-ITER modelling of ITER edge plasma with drifts and currents

2020Nuclear Fusion

Impact of drift flows and turbulence on island divertor operation in Wendelstein 7-X

2026Nuclear Fusion

Impurity leakage and radiative cooling in the first nitrogen and neon seeding study in the closed DIII-D SAS configuration

2022Nuclear Fusion

E × B flow driven electron temperature bifurcation in a closed slot divertor with ion B × ∇B away from the X-point in the DIII-D tokamak

2022Nuclear Fusion

SOLPS analysis of changes in the main SOL of DIII-D associated with divertor detachment vs attachment and closure vs openness

2020Nuclear Fusion

Simulation study of the influence of E× B drift on tungsten impurity transport in the scrape-off layer

2023Nuclear Fusion

Modelling of tungsten impurity edge transport and screening for different divertor conditions in EAST

2022Nuclear Fusion

Design of EAST lower divertor by considering target erosion and tungsten ion transport during the external impurity seeding

2021Nuclear Fusion