We present a new framework for core-edge integration studies named SICAS (SOLPS-ITER coupled to ASTRA-STRAHL) which enables high fidelity simulations of the core, edge, and divertor regions encompassing the transport of ions as well as the impurities through the entire plasma domain. SICAS handles the exchanging of the particle and power fluxes as well as transport coefficients to ensure consistency through the codes. An overlapping region is defined from the inside of the separatrix of the plasma to the SOLPS-ITER core boundary allowing for matching profiles and fluxes between the two codes for a self-consistent approach. The results presented here demonstrated the flexibility of SICAS to simulate different configurations, scenarios, divertor geometries, and plasma species with good agreement with DIII-D experimental data. This tool opens new possibilities in integrated modeling of fusion devices integrating all relevant phenomena in the core and the divertor plasmas. These capabilities are required for the interpretation of current experiments as well as the design of new devices.
我々は、SICAS（SOLPS-ITERとASTRA-STRAHLの連成）と名付けられた炉心-周辺統合研究のための新しいフレームワークを提示する。これは、イオンおよび不純物の輸送をプラズマ全域にわたって含む、炉心、周辺、およびダイバータ領域の高忠実度シミュレーションを可能にする。SICASは、コード間の整合性を確保するために、粒子束とパワー束、および輸送係数の交換を処理する。重複領域は、プラズマのセパラトリックスの内側からSOLPS-ITERのコア境界まで定義され、自己無撞着なアプローチのために2つのコード間のプロファイルとフラックスの整合を可能にする。ここで提示された結果は、異なる配位、シナリオ、ダイバータ形状、およびプラズマ種をシミュレートするSICASの柔軟性を、DIII-Dの実験データとの良好な一致をもって実証した。このツールは、炉心およびダイバータプラズマにおけるすべての関連現象を統合する、核融合装置の統合モデリングに新たな可能性を開く。これらの能力は、現在の実験の解釈ならびに新しい装置の設計に必要とされる。