As reactor-level nuclear fusion experiments are approaching, a solution to the power exhaust issue in future fusion reactors is still missing. The maximum steady-state heat load that can be exhausted by the present technology is around 10 MW m−2. Different promising strategies aiming at successfully managing the power exhaust in reactor-relevant conditions such that the limit is not exceeded are under investigation, and will be tested in the Divertor Tokamak Test (DTT) experiment. Meanwhile, the design of tokamaks beyond the DTT, e.g. EU-DEMO/ARC, is progressing at a high pace. A strategy to work around the present lack of reactor-relevant data consists of exploiting modelling to reduce the uncertainty in the extrapolation in the design phase. Different simulation tools, with their own capabilities and limitations, can be employed for this purpose. In this work, we compare SOLPS-ITER, SOLEDGE2D and UEDGE, three state-of-the-art edge codes heavily used in power exhaust studies, in modelling the same DTT low-power, pure-deuterium, narrow heat-flux-width scenario. This simplified, although still reactor-relevant, testbed eases the cross-comparison and the interpretation of the code predictions, to identify areas where results differ and develop understanding of the underlying causes. Under the conditions investigated, the codes show encouraging agreement in terms of key parameters at both targets, including peak parallel heat flux (1%–45%), ion temperature (2%–19%), and inner target plasma density (1%–23%) when run with similar input. However, strong disagreement is observed for the remaining quantities, from 30% at outer mid-plane up to a factor 4–5 at the targets. The results primarily reflect limitations of the codes: the SOLPS-ITER plasma mesh not reaching the first wall, SOLEDGE2D not including ion-neutral temperature equilibration, and UEDGE enforcing a common ion-neutral temperature. Potential improvements that could help enhance the accuracy of the code models for future applications are also discussed.
核融合炉レベルの実験が近づくにつれ、将来の核融合炉における出力排出問題の解決策は依然として見つかっていない。現在の技術で排出できる最大定常熱負荷は約10 MW m⁻²である。炉心関連条件においてこの限界を超えないように出力排出をうまく管理することを目的とした、さまざまな有望な戦略が調査されており、Divertor Tokamak Test（DTT）実験で試験される予定である。一方で、DTTを超えるトカマク、例えばEU-DEMO/ARCの設計は急速に進められている。現在の炉心関連データの不足を回避する戦略の一つは、モデリングを活用して設計段階における外挿の不確実性を低減することである。それぞれに能力と限界を持つさまざまなシミュレーションツールをこの目的に使用できる。本研究では、出力排出研究で多用されている最先端のエッジコードであるSOLPS-ITER、SOLEDGE2D、UEDGEを比較し、同じDTT低出力・純重水素・狭熱流束幅シナリオのモデリングを行う。この簡略化された、それでもなお炉心関連性のあるテストベッドは、コード予測の相互比較と解釈を容易にし、結果が異なる領域を特定してその根本原因の理解を深めることを可能にする。調査した条件下では、コードは両ターゲットにおける主要パラメータに関して、ピーク平行熱流束（1%–45%）、イオン温度（2%–19%）、内側ターゲットプラズマ密度（1%–23%）などについて、同様の入力を用いて実行した場合、有望な一致を示している。しかし、残りの量については、外側中平面での30%からターゲットでの4〜5倍に至るまで、大きな不一致が観察される。この結果は主にコードの限界を反映している：SOLPS-ITERのプラズマメッシュが第一壁に到達しないこと、SOLEDGE2Dがイオン-中性粒子温度平衡を含まないこと、UEDGEが共通のイオン-中性粒子温度を強制することである。将来の応用に向けてコードモデルの精度を高めるのに役立つ可能性のある潜在的な改善点についても議論する。