Extrapolating the observed behavior of helium exhaust in current tokamaks towards future reactors requires the understanding of the underlying physical mechanisms determining helium transport, recycling and pumping. Helium compression is the main physics-based figure of merit characterizing how efficiently helium is transported towards the divertor and recycled at the target plates. Moreover, helium gas transport in the subdivertor region towards the pumps is strongly influenced by vessel geometry and installed pumps. The SOLPS-ITER code package is used to model H-mode He-seeded deuterium plasmas at the ASDEX Upgrade tokamak, and compared to recent experiments. The simulations generally indicate a poor recycling of helium in the divertor, compared to that of deuterium, in qualitative agreement with the experiment. This is mainly determined by a deeper edge transport barrier and a weaker parallel SOL transport of He ions, with respect to D ions, and by the higher first ionization energy of He atoms, which results in a deeper penetration of recycled atoms into the plasma. The simulated He compression is, however, much smaller than the experimentally measured one, despite the introduction of additional, non-default physics components into the code. Helium gas transport in the subdivertor region towards the pumps is conductance-limited, but moderately enhanced by the entrainment of He atoms into the stronger, viscous deuterium gas flow via friction. The observed poor helium recycling poses challenges in view of the requirements of helium exhaust in future reactors. Our results emphasize the need to investigate further strategies to optimize helium pumping, to guarantee an efficient removal of helium ash in future burning plasmas. Additionally, the observed difficulty of SOLPS-ITER in reproducing the experimental observations suggests a careful evaluation of the currently available extrapolations of impurity transport towards future devices obtained via edge transport modelling.
現在のトカマクにおけるヘリウム排気の観測された挙動を将来の原子炉に向けて外挿するには、ヘリウム輸送、リサイクリング、およびポンピングを決定する基礎となる物理機構の理解が必要である。ヘリウム圧縮は、ヘリウムがダイバータへ輸送され、ターゲットプレートでリサイクリングされる効率を特徴づける主な物理ベースの性能指数である。さらに、サブダイバータ領域からポンプに向かうヘリウムガス輸送は、容器形状と設置されたポンプに強く影響される。SOLPS-ITERコードパッケージを用いて、ASDEX UpgradeトカマクにおけるHモードのHeシード重水素プラズマをモデル化し、最近の実験と比較した。シミュレーションは一般に、ダイバータにおけるヘリウムのリサイクリングが重水素のそれと比較して乏しいことを示しており、実験と定性的に一致している。これは主に、Dイオンと比較してHeイオンでは周辺輸送障壁がより深く平行方向SOL輸送がより弱いこと、そしてHe原子の第一イオン化エネルギーがより高いことによって決定される。その結果、リサイクルされた原子のプラズマへのより深い浸透が生じる。しかしながら、シミュレーションされたHe圧縮は、コードに追加の非デフォルト物理要素を導入したにもかかわらず、実験で測定された値よりもはるかに小さい。サブダイバータ領域からポンプに向かうヘリウムガス輸送はコンダクタンス律速であるが、摩擦によるHe原子のより強い粘性のある重水素ガス流への同伴によって適度に増強される。観測されたヘリウムリサイクリングの乏しさは、将来の原子炉におけるヘリウム排気の要件の観点から課題を提起する。我々の結果は、将来の燃焼プラズマにおけるヘリウム灰の効率的な除去を保証するために、ヘリウムポンピングを最適化するさらなる戦略を調査する必要性を強調する。さらに、実験観測を再現する際のSOLPS-ITERの観測された困難は、周辺輸送モデリングによって得られた、将来の装置に対する不純物輸送の現在利用可能な外挿を注意深く評価することを示唆している。