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Determining the access to H–mode in the ITER pre–fusion and fusion power operation phases at low plasma current with full–radius TGLF–SAT2 simulations of L–mode plasmas

C. Angioni, J. Citrin, A. Loarte, A.R. Polevoi, S.H. Kim, E. Fable, G. Tardini2023年被引用 1Nuclear FusionIF 3出版社

The pre–fusion power operation 1 phase of ITER is planned to be characterized by electron cyclotron resonance heating only. Under the assumption that the access to H–mode is determined by a critical ion heat flux at the plasma edge, full–radius ASTRA simulations with the TGLF–SAT2 transport model are performed in order to compute the ion heat flux produced by the thermal exchange between electrons and ions in different operational conditions. Both hydrogen and deuterium plasmas at 5 MA are considered, respectively at 1.8 T and 2.65 T, corresponding to one third and half of the nominal maximum magnetic field. Different levels of electron cyclotron heating power are considered in sets of simulations with increasing values of the electron line averaged density. The predictions are compared with the currently available scaling of the critical ion heat flux. In hydrogen, 20 MW of electron heating power are predicted to allow H–mode access in a vanishingly small density window, whereas 30 MW and 40 MW would allow more substantial H–mode operational windows. Despite the fact that in deuterium plasmas the thermal exchange between electrons and ions is smaller by the hydrogen to deuterium mass ratio compared to hydrogen plasmas, the lower H–mode power threshold in deuterium leads to the prediction that an even broader and more robust domain to access H–mode is obtained at half field at 40 MW in deuterium as compared to operation in hydrogen at one third of the maximum magnetic field, even at the same power.

日本語訳

ITERのpre–fusion power operation 1フェーズは、電子サイクロトロン共鳴加熱のみによって特徴づけられる計画である。H–モードへのアクセスがプラズマ端部での臨界イオン熱流束によって決定されるという仮定の下で、TGLF–SAT2輸送モデルを用いたfull–radius ASTRAシミュレーションを実行し、異なる運転条件における電子とイオン間の熱交換によって生成されるイオン熱流束を計算する。5 MAの水素および重水素プラズマの両方が考慮され、それぞれ1.8 Tおよび2.65 Tであり、公称最大磁場の3分の1および半分に相当する。電子線平均密度の値を増加させた一連のシミュレーションにおいて、異なるレベルの電子サイクロトロン加熱電力が考慮される。予測は、現在利用可能な臨界イオン熱流束のスケーリングと比較される。水素では、20 MWの電子加熱電力は、極めて小さな密度窓においてH–モードへのアクセスを可能にすると予測され、一方30 MWおよび40 MWは、より substantial なH–モード運転窓を可能にするだろう。重水素プラズマでは電子とイオン間の熱交換が水素プラズマと比較して水素対重水素の質量比の分だけ小さいという事実にもかかわらず、重水素におけるより低いH–モード出力閾値により、同じ電力であっても、最大磁場の3分の1での水素運転と比較して、半分の磁場での重水素における40 MWでは、H–モードにアクセスするためのさらに広くより堅牢な領域が得られるという予測が導かれる。

装置

iter高精度(タイトル一致)

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ITERH-modeL-mode
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