This paper explores a range of high-performance equilibrium scenarios achievable with neutral beam heating in the NSTX-Upgrade device (Menard J.E. 2012 Nucl. Fusion52 083015). NSTX-Upgrade is a substantial upgrade to the existing NSTX device (Ono M. et al 2000 Nucl. Fusion40 557), with significantly higher toroidal field and solenoid capabilities, and three additional neutral beam sources with significantly larger current-drive efficiency. Equilibria are computed with free-boundary TRANSP, allowing a self-consistent calculation of the non-inductive current-drive sources, the plasma equilibrium and poloidal-field coil currents, using the realistic device geometry. The thermal profiles are taken from a variety of existing NSTX discharges, and different assumptions for the thermal confinement scalings are utilized. The no-wall and ideal-wall n = 1 stability limits are computed with the DCON code. The central and minimum safety factors are quite sensitive to many parameters: they generally increase with large outer plasma-wall gaps and higher density, but can have either trend with the confinement enhancement factor. In scenarios with strong central beam current drive, the inclusion of non-classical fast-ion diffusion raises qmin, decreases the pressure peaking, and generally improves the global stability, at the expense of a reduction in the non-inductive current-drive fraction; cases with less beam current drive are largely insensitive to additional fast-ion diffusion. The non-inductive current level is quite sensitive to the underlying confinement and profile assumptions. For instance, for BT = 1.0 T and Pinj = 12.6 MW, the non-inductive current level varies from 875 kA with ITER-98y,2 thermal confinement scaling and narrow thermal profiles to 1325 kA for an ST specific scaling expression and broad profiles. Scenarios are presented which can be sustained for 8–10 s, or (20–30) τCR, at βN = 3.8–4.5. The value of qmin can be controlled at either fixed non-inductive fraction of 100% or fixed plasma current, by varying which beam sources are used, opening the possibility for feedback control of the current profile. In terms of quantities like collisionality, neutron emission, non-inductive fraction, or stored energy, these scenarios represent a significant performance extension compared with NSTX and other present spherical torii.
本論文は、NSTX-Upgrade装置（Menard J.E. 2012 Nucl. Fusion 52 083015）における中性粒子ビーム加熱によって達成可能な、さまざまな高性能平衡シナリオを探求するものである。NSTX-Upgradeは、既存のNSTX装置（Ono M. et al 2000 Nucl. Fusion 40 557）からの大幅なアップグレードであり、トロイダル磁場とソレノイドの能力が著しく向上し、さらに3つの追加された中性粒子ビーム源により、電流駆動効率が大幅に向上している。平衡は自由境界TRANSPを用いて計算され、現実的な装置形状のもとで、非誘導電流駆動源、プラズマ平衡、およびポロイダル磁場コイル電流の自己無撞着な計算が可能となっている。熱プロファイルは既存のさまざまなNSTX放電から取得され、熱閉じ込めスケーリングに関するさまざまな仮定が用いられている。無壁および理想壁n = 1安定性限界はDCONコードを用いて計算される。中心および最小安全係数は多くのパラメータに非常に敏感であり、一般的に、外側プラズマ壁間距離が大きく、密度が高いほど増加するが、閉じ込め改善係数に対してはどちらの傾向もあり得る。強い中心ビーム電流駆動を伴うシナリオでは、非古典的高速イオン拡散を含めることにより、q_minが上昇し、圧力ピーキングが低下し、非誘導電流駆動割合の減少を代償として、全体的な安定性が概ね向上する。ビーム電流駆動が弱い場合には、追加の高速イオン拡散に対して結果はほとんど影響を受けない。非誘導電流レベルは、基礎となる閉じ込めおよびプロファイルの仮定に非常に敏感である。例えば、B_T = 1.0 TおよびP_inj = 12.6 MWの場合、非誘導電流レベルは、ITER-98y,2熱閉じ込めスケーリングと狭い熱プロファイルを用いると875 kAとなるが、ST固有のスケーリング式と広いプロファイルを用いると1325 kAとなる。β_N = 3.8–4.5において、8–10秒間、すなわち(20–30)τ_CRにわたって維持可能なシナリオが提示される。q_minの値は、非誘導割合を100%に固定するか、プラズマ電流を固定するかのいずれかの条件下で、使用するビーム源を変えることによって制御可能であり、電流プロファイルのフィードバック制御の可能性が開かれる。衝突度、中性子放出、非誘導割合、蓄積エネルギーのような量に関して、これらのシナリオは、NSTXおよび他の現在の球状トーラスと比較して、顕著な性能向上を表している。