Devising a means to measure the radial impurity flux across the pedestal could be used to reduce impurity accumulation, if not prevent it while providing natural fueling, and thus improving fusion performance in tokamaks. We employ a novel solution procedure that takes advantage of the poloidal flow measurement to obtain the radial impurity flux directly from available diagnostics, such as charge exchange recombination spectroscopy and Thomson scattering. In the absence of our procedure, a computationally demanding kinetic calculation of the full bulk ion response would be required at finite aspect ratio for the flux surface shape of interest. The more general form of the model considered here permits large toroidal impurity flow on the order of the impurity thermal speed. Moreover, it allows plasma heating techniques to be employed to actively modify the poloidal variation of the potential to adjust the location of impurity accumulation and thereby alter the radial impurity flux.
トカマクにおけるペデスタルを横切る径方向不純物フラックスを測定する手段を考案することは、自然な燃料供給を提供しつつ不純物の蓄積を低減し、あるいは防止し、それによって核融合性能を向上させるために用いることができる。我々は、ポロイダル流測定を活用して、チャージ交換再結合分光法やトムソン散乱などの利用可能な診断から径方向不純物フラックスを直接得る新規な解法手順を採用する。我々の手順がない場合、対象となるフラックス面形状に対して有限アスペクト比での全バルクイオン応答の計算負荷の高い運動論的計算が必要となるであろう。ここで考察するモデルのより一般的な形式は、不純物熱速度程度の大きなトロイダル不純物流を許容する。さらに、プラズマ加熱手法を用いてポテンシャルのポロイダル変動を積極的に変更し、不純物蓄積の位置を調整し、それによって径方向不純物フラックスを変化させることを可能にする。