An efficient iterative, free-plasma-boundary solver for the Grad–Shafranov–Bernoulli system of equations, that describes the ideal MHD equilibrium of a toroidally axisymmetric plasma with flow, is presented. The code implements a numerical scheme recently developed in the context of free-plasma-boundary solvers for ideal static MHD equilibria with magnetic islands and stochastic regions for stellarators. The shape of the plasma edge is permitted to change as needed until the total net force eventually vanishes en route to the equilibrium. Complex coil configurations can be treated in the toroidally axisymmetric approximation. The code opens the possibility of quantifying the changes that plasma flows may induce on important features of a tokamak equilibrium such as the shape of the plasma edge, the plasma confining volume, the position of the magnetic axis or the position of the X-point, among others. Some examples, selected for illustrative purposes, are shown for the ITER baseline magnetic configuration.
グラード・シャフラノフ・ベルヌーイ方程式系に対する効率的な反復型自由境界プラズマソルバーを提示する。この方程式系は、流れを伴うトロイダル軸対称プラズマの理想MHD平衡を記述するものである。本コードは、磁気島およびストカスティック領域を伴う理想静的MHD平衡のための自由境界ソルバーの文脈で最近開発された数値スキームを実装している。プラズマ境界の形状は、平衡への経路において総正味力が最終的に消滅するまで、必要に応じて変化することが許される。複雑なコイル配置は、トロイダル軸対称近似において取り扱うことができる。本コードは、プラズマ境界の形状、プラズマ閉じ込め体積、磁気軸の位置、またはX点の位置など、トカマク平衡の重要な特性にプラズマ流が及ぼし得る影響を定量化する可能性を開くものである。例示を目的として選択されたいくつかの例を、ITERベースライン磁気配位について示す。