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

Advanced ST plasma scenario simulations for NSTX

C.E. Kessel, E.J. Synakowski, M.E. Bell, D.A. Gates, R.W. Harvey, S.M. Kaye, T.K. Mau, J. Menard, C.K. Phillips, G. Taylor2005年被引用 12Nuclear FusionIF 3出版社

Integrated scenario simulations are done for NSTX that address four primary objectives for developing advanced spherical torus (ST) configurations: high β and high βN inductive discharges to study all aspects of ST physics in the high β regime; non-inductively sustained discharges for flattop times greater than the skin time to study the various current drive techniques; non-inductively sustained discharges at high β for flattop times much greater than a skin time which provides the integrated advanced ST target for NSTX and non-solenoidal startup and plasma current rampup. The simulations done here use the tokamak simulation code and are based on a discharge 109070. TRANSP analysis of the discharge provided the thermal diffusivities for electrons and ions, the neutral beam deposition profile and other characteristics. CURRAY is used to calculate the high harmonic fast wave (HHFW) heating depositions and current drive. GENRAY/CQL3D is used to establish the heating and CD deposition profiles for electron Bernstein waves (EBW). Analysis of the ideal MHD stability is done with JSOLVER, BALMSC and PEST2. The simulations indicate that the integrated advanced ST plasma is reachable, obtaining stable plasmas with βT ≈ 40% at βN's of 7.7–9, IP = 1.0 MA and BT = 0.35 T. The plasma is 100% non-inductive and has a flattop of four skin times. The resulting global energy confinement corresponds to a multiplier of H98(y),2 = 1.5. The simulations have demonstrated the importance of HHFW heating and CD, EBW off-axis CD, strong plasma shaping, density control and early heating/H-mode transition for producing and optimizing these plasma configurations.

日本語訳

NSTXに対して統合シミュレーションが実施され、高度な球状トーラス(ST)配位を開発するための4つの主要な目的に対処する:高βおよび高βN誘導放電による高β領域におけるST物理の全側面の研究、表皮時間よりも長いフラットトップ時間を有する非誘導維持放電による様々な電流駆動技術の研究、表皮時間よりもはるかに長いフラットトップ時間を有する高β非誘導維持放電によるNSTXの統合先進ST目標の提供、ならびに非誘導立ち上げおよびプラズマ電流ランプアップ。ここで実施されるシミュレーションはトカマクシミュレーションコードを用い、放電109023に基づいている。TRANSP解析により、電子およびイオンの熱拡散率、中性粒子ビーム堆積プロファイル、その他の特性が得られた。CURRAYは高調波高速波(HHFW)加熱堆積および電流駆動の計算に使用される。GENRAY/CQL3Dは電子バーンスタイン波(EBW)の加熱および電流駆動堆積プロファイルを確立するために使用される。理想MHD安定性の解析はJSOLVER、BALMSC、およびPEST2を用いて行われる。シミュレーションは、βNが7.7〜9、IP = 1.0 MA、BT = 0.35 TにおいてβT ≈ 40%の安定なプラズマを得ることで、統合先進STプラズマが達成可能であることを示している。プラズマは100%非誘導であり、表皮時間の4倍のフラットトップを有する。結果として得られる全体的なエネルギー閉じ込めは、H98(y),2 = 1.5の倍率に相当する。シミュレーションは、これらのプラズマ配位を実現し最適化するためのHHFW加熱および電流駆動、EBWオフアクシス電流駆動、強力なプラズマ形状制御、密度制御、ならびに早期加熱/Hモード遷移の重要性を実証している。

装置

nstx-u高精度(タイトル一致)

wiki

NSTX
この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

Recent progress towards an advanced spherical torus operating point in NSTX

2011Nuclear Fusion

The national spherical torus experiment (NSTX) research programme and progress towards high beta, long pulse operating scenarios

2003Nuclear Fusion

Progress towards steady state on NSTX

2006Nuclear Fusion

Progress towards steady state at low aspect ratio on the National Spherical Torus Experiment (NSTX)

2007Nuclear Fusion

Progress towards high-performance, steady-state spherical torus

2003Plasma Physics and Controlled Fusion

Progress towards high performance plasmas in the National Spherical Torus Experiment (NSTX)

2005Nuclear Fusion

NSTX-U theory, modeling and analysis results

2022Nuclear Fusion

Overview of recent results from the ST40 compact high-field spherical tokamak

2024Nuclear Fusion

Overview of results from the National Spherical Torus Experiment (NSTX)

2009Nuclear Fusion

Overview of JT-60U results towards the establishment of advanced tokamak operation

2009Nuclear Fusion