In this work we utilize the recently upgraded Thomson scattering diagnostic to resolve density and temperature plasma profiles after pure deuterium and mixed neon/deuterium shattered pellet injections (SPIs) on DIII-D. This allows us to study individual components of the staggered scheme proposed for disruption mitigation on ITER, consisting of a low-Z material SPI followed by a delayed high-Z SPI. Obtained spatio-temporal density profiles exhibit very different dynamics after dominantly neon and pure deuterium SPIs. The neon SPI causes a fast radiative plasma collapse in a few milliseconds and results in almost flat density profile once the impurity mixes with the plasma during and after the thermal quench (TQ). The deuterium SPI leads to a disruption delayed by ten and more milliseconds, but very limited core fueling can be observed before the disruption. Even during and after the TQ, the edge deuterium density significantly exceeds the core density. 1D transport modeling suggests that this poor core fueling can be explained by strong outward grad-B-induced drift of the injected deuterium. Preliminary simulations show that larger pellet shards and greater injected quantity can be used to improve the penetration of the low-Z material into the core. These results call for optimization and further evaluation of the staggered SPI on ITER.
本研究では、最近アップグレードされたトムソン散乱計測を用いて、DIII-Dにおける純重水素およびネオン/重水素混合の破砕ペレット入射（SPI）後の密度・温度のプラズマ分布を分解して計測する。これにより、ITERにおけるディスラプション緩和のために提案された、低Z材料のSPIに続いて遅延した高Z SPIからなる段階的スキームの個々の構成要素を研究することができる。得られた時空間密度分布は、ネオン主体のSPIと純重水素SPIの後で非常に異なるダイナミクスを示す。ネオンSPIは、数ミリ秒での急速な放射損失によるプラズマ崩壊を引き起こし、不純物が熱クエンチ（TQ）中およびその後にプラズマと混合すると、ほぼ平坦な密度分布をもたらす。重水素SPIは、10ミリ秒以上遅延したディスラプションを引き起こすが、ディスラプション前のコア燃料供給は非常に限定的であることが観測される。TQ中およびその後も、周辺部の重水素密度はコア密度を有意に上回る。1D輸送モデリングは、この乏しいコア燃料供給が、入射された重水素の強い外向きgrad-B誘起ドリフトによって説明できることを示唆している。予備シミュレーションは、より大きなペレット破片とより多くの入射量を用いることで、低Z材料のコアへの侵入を改善できることを示している。これらの結果は、ITERにおける段階的SPIの最適化とさらなる評価を必要としている。