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Simulations on the transient heat fluxes for the low-hybrid wave heating H-mode on EAST

T.Y. Xia, B. Gui, Y.Q. Huang, Y.B. Wu, X.T. Xiao, EAST Team2019年被引用 8Nuclear FusionIF 3出版社

In the previous simulations on the divertor heat fluxes of C-Mod and EAST, the inverse proportional to the plasma current or poloidal magnetic field trend of Eich's Scaling is well reproduced by the BOUT+ + simulations. However, the simulated SOL width is only half of the value realized in EAST measurements. The reason is believed to be the lack of RF heating scheme in the simulations. The RF heating on EAST, especially lower hybrid wave (LHW), is considered to change the boundary topology and increase the flux expansion. To prove the topology change effects of LHW in the scraped-off layer (SOL), a modeled helical current filament (HCF) due to LHW in SOL, which has the same amplitude of 13 kA to the experiments, is added as the force-free form into the 6-field 2-fluid module of BOUT++. The radial magnetic field induced by this HCF could be much smaller than the perturbed field induced by the edge tubulence or ELM, but it is able to force the perturbations of the turbulence or ELM with the same toroidal mode number to grow up at the start of the linear phase during the simulations. This forced mode is effective to compete with the spontaneous fluctuations and change their linear properties, which leads to the suppression of the divertor heat flux and the broadening of SOL width. The modeling results imply that the HCF with the toroidal mode number is able to increase the SOL width by  ∼, and the peak parallel heat flux towards divertor target is decreased by  ∼. The scan of the toroidal mode number of HCF indicates that the smaller could generate the broader SOL width and lower peak heat flux. The modeled broadening of the particle flux by HCF clearly shows the secondary striate filaments on divertor target, which is similar to the splitting of the strike point observed in the measurements by the divertor probes.

日本語訳

C-ModとEASTのダイバータ熱流束に関する以前のシミュレーションでは、Eich's Scaling のプラズマ電流 またはポロイダル磁場 に反比例する傾向は、BOUT+ + シミュレーションによってよく再現されている。しかし、シミュレーションされたSOL幅 は、EAST測定で実現された値の半分に過ぎない。その理由は、シミュレーションにおけるRF加熱スキームの欠如であると考えられている。EASTにおけるRF加熱、特に低域混成波(LHW)は、境界トポロジーを変化させ、フラックス拡大を増加させると考えられている。スクレイプオフ層(SOL)におけるLHWのトポロジー変化効果を証明するために、SOL内のLHWによるモデル化されたヘリカル電流フィラメント(HCF)(実験と同じ13 kAの振幅を持つ)が、力無し形式としてBOUT++の6場2流体モジュールに追加された。このHCFによって誘起される径方向磁場は、周辺乱流またはELMによって誘起される摂動場よりもはるかに小さい可能性があるが、シミュレーション中に線形段階の開始時に同じトロイダルモード数を持つ乱流またはELMの摂動を成長させることを強制できる。この強制モードは、自発的揺動と競合し、それらの線形特性を変化させるのに有効であり、ダイバータ熱流束の抑制とSOL幅の拡大をもたらす。モデリング結果は、トロイダルモード数 を持つHCFがSOL幅を ∼ 増加させ、ダイバータターゲットへのピーク平行熱流束を ∼ 減少させることができることを示唆している。HCFのトロイダルモード数のスキャンは、より小さい がより広いSOL幅とより低いピーク熱流束を生成できることを示している。HCFによる粒子束のモデル化された拡大は、ダイバータターゲット上に二次的な縞状フィラメントを明確に示しており、これはダイバータプローブによる測定で観測されたストライク点の分裂に類似している。

装置

east高精度(タイトル一致)

wiki

EASTH-modeWave heating
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