SOLPS-ITER is used for modeling divertor plasmas in the experimental shot on the EAST tokamak with a carbon divertor. The modeling uses real divertor geometry and an MHD equilibrium from the shot. The modelled divertor configurations include upper single null (USN), disconnected double null (DDN) and lower single null (LSN). D0, D+1, e− and carbon impurity species sputtered from the first wall are included in the multi-fluid simulations. Neutral particles are traced with EIRENE in which neutral–neutral collisions in triangular grids are considered. The default physics models in the code are employed. The cross-field transport coefficients D, and deduced from the profile measurements at the targets are used with the assumption of , some of the deduced D are modified in the SOL and private regions and D, , in the core are adjusted in order to match better the experimental measurement at the target plates. Employed D, and drop from the core to the SOL, they may drop to neoclassic level within the edge transport barriers (ETBs). A ballooning effect on the transport coefficients is introduced. The computational contour profiles of electron temperature in the divertor regions and the computational profiles of plasma pressure and electron temperature at the mid-plane (the upstream) and at the target plate show the sheath limited (low recycling) operation regime. The calculated profiles of electron density ne, electron temperature Te, particle flux f , parallel ion saturation current and parallel power flux P along the target plates of the divertor are compared to the experimental measurements. Using the deduced and adjusted cross-field transport coefficients, when the measurement errors are considered the calculated and measured profiles have a relatively good match, the computational profiles are similar to the measured profiles, the profiles peaked at the separatrix strike points. The most peak values f s of calculated profiles are in the range of the measured error-bars , only in several matched profiles f s is out of the range of the error-bar, but, relative error does not exceed . When full drifts are taken into account in the entire SOL and the private flux regions the calculated profiles have better match to the measured profiles and the modeling results show the drifts enhance the divertor asymmetry.
SOLPS-ITERは、カーボンダイバータを備えたEASTトカマクの実験ショットにおけるダイバータプラズマのモデリングに使用される。モデリングは、実機のダイバータ形状とショットからのMHD平衡を使用する。モデル化されたダイバータ配位には、上部シングルヌル（USN）、非結合ダブルヌル（DDN）、下部シングルヌル（LSN）が含まれる。D0、D+1、e−、および第一壁からスパッタリングされた炭素不純物種は、多流体シミュレーションに含まれる。中性粒子は、三角形グリッドにおける中性子-中性子衝突を考慮したEIRENEによって追跡される。コード内のデフォルト物理モデルが採用される。ターゲットでのプロファイル測定から推定された輸送係数D、χ は、仮定のもとで使用され、推定されたDの一部はSOLおよびプラズマ周辺領域で修正され、コア領域のD、χ は、ターゲットプレートでの実験測定により良く一致するように調整される。採用されたD、χ はコアからSOLに向かって低下し、エッジ輸送障壁（ETB）内では新古典レベルまで低下する可能性がある。輸送係数に対するバルーニング効果が導入される。ダイバータ領域における電子温度の計算コンター図、およびミッドプレーン（上流）とターゲットプレートにおけるプラズマ圧力と電子温度の計算プロファイルは、シース制限（低リサイクリング）運転領域を示している。ダイバータプレートに沿った電子密度ne、電子温度Te、粒子束f、平行イオン飽和電流、および平行パワー束の計算プロファイルは、実験測定値と比較される。推定され調整された輸送係数を使用し、測定誤差を考慮すると、計算プロファイルと測定プロファイルは比較的良好な一致を示し、計算プロファイルは測定プロファイルと類似しており、プロファイルはセパラトリックスのストライク点でピークを持つ。計算プロファイルの最大値fsは、ほとんどの場合測定誤差範囲内にあるが、いくつかのプロファイルではfsが誤差範囲外となるものの、相対誤差は を超えない。全SOLおよびプラズマ周辺領域で完全なドリフトを考慮すると、計算プロファイルは測定プロファイルにより良く一致し、モデリング結果はドリフトがダイバータ非対称性を増強することを示している。