The COMPASS upgrade tokamak (Panek et al 2017 Fusion Eng. Des.123 11–16) will be a tokamak of major radius R0 = 0.894 m with the possibility to reach high field (Bt ∼ 5 T) and high current (Ip ∼ 2 MA). The machine should see its first plasma in 2023 and H-mode plasma will be obtained from 2025. The main auxiliary heating system used to access H-mode will be 4 MW of neutral beam injection (NBI) power. The NBI will have a nominal injection energy of 80 keV, a maximum injection radius Rtan = 0.65 m and will create a population of well-confined energetic D ions. In this contribution, our modelling studies the NBI deposition and losses when a significant edge background density of neutrals is assumed. We follow the fast ions in the 3D field generated by the 16 toroidal field (TF) coils using the upgraded EBdyna orbit solver (Jaulmes et al 2014 Nucl. Fusion54 104013). We have implemented a Coulomb collision operator similar to that of NUBEAM (Goldston et al 1981 J. Comput. Phys.43 61) and a charge-exchange operator that follows neutrals and allows for multiple re-ionizations. Detailed integrated modelling with the METIS code (Artaud et al 2018 Nucl. Fusion58 105001) yields the pressure and current profiles for various sets of achievable engineering parameters. The FIESTA code (Cunningham 2013 Fusion Eng. Des.88 3238–3247) calculates the equilibrium and a Biot–Savart solver is used to calculate the intensity of the perturbation induced by the TF coils. Initial distributions of the NBI born fast ions are obtained from the newly developed NUR code, based on Suzuki et al (1998 Plasma Phys. Control. Fusion40 2097). We evolve the NBI ions during the complete thermalization process and we calculate the amount of NBI ions loss in the edge region due to neutralizations. Results indicate the NBI losses for various injection geometries, various engineering parameters and various assumptions on the magnitude of the background neutral densities.
COMPASSアップグレード・トカマク（Panek et al 2017 Fusion Eng. Des.123 11–16）は、大半径R0 = 0.894 m、高磁場（Bt ∼ 5 T）および高電流（Ip ∼ 2 MA）に到達可能なトカマクとなる予定である。この装置は2023年に初プラズマを迎え、2025年からHモードプラズマが得られる見込みである。Hモードへのアクセスに用いられる主な追加加热システムは、4 MWの中性粒子ビーム入射（NBI）電力である。NBIは公称入射エネルギー80 keV、最大入射半径Rtan = 0.65 mを持ち、良好に閉じ込められた高エネルギーDイオンの集団を生成する。本発表では、有意な周辺部中性粒子密度を仮定した場合のNBI堆積と損失について、我々のモデリングが検討する。我々は、16個のトロイダル磁場（TF）コイルによって生成される3次元磁場中での高速イオンの追跡を、改良されたEBdyna軌道ソルバー（Jaulmes et al 2014 Nucl. Fusion54 104013）を用いて行う。我々は、NUBEAM（Goldston et al 1981 J. Comput. Phys.43 61）と同様のクーロン衝突演算子と、中性粒子を追跡し多重再電離を可能にする荷電交換演算子を実装した。METISコード（Artaud et al 2018 Nucl. Fusion58 105001）による詳細な統合モデリングにより、様々な達成可能な工学パラメータに対する圧力および電流分布が得られる。FIESTAコード（Cunningham 2013 Fusion Eng. Des.88 3238–3247）は平衡を計算し、ビオ・サバール・ソルバーを用いてTFコイルによって誘起される摂動の強度を計算する。NBI生成高速イオンの初期分布は、Suzuki et al（1998 Plasma Phys. Control. Fusion40 2097）に基づく新たに開発されたNURコードから得られる。我々は、NBIイオンを完全な熱化過程にわたって時間発展させ、荷電交換による周辺領域でのNBIイオン損失量を計算する。結果は、様々な入射幾何学配置、様々な工学パラメータ、および周辺部中性粒子密度の大きさに関する様々な仮定に対するNBI損失を示す。