In this research, the fluid plasma transport code SOLPS-ITER is applied and validated against experimental data from the plasma interaction surface component experimental station (PISCES)-RF linear plasma device to establish a physics basis for plasma and neutral transport in its two magnetic field (B-field) geometry setups-(1)the cusp and (2) non-cusp or linear B-field. The main focus of this study is to understand (1) radial plasma transport (2) heat and particle loads on the upstream dump and downstream target plate, and (3) the physics of plasma-neutral interactions in PISCES-RF. The simulation setup adheres to typical PISCES-RF experimental conditions, with a 2D helicon power deposition profile as an input heating source. SOLPS-ITER simulations reproduce experimental conditions with the Bohm diffusion model for both B-field configurations of the PISCES-RF experiment. Major energy loss channels include neutral radiation and power deposited on the wall and dump plate, with only 1 of the input power reaching the target. The ionization front is well confined near the dump plate due to the heating and puffing regions. Additionally, SOLPS-ITER simulation results are also found to be in very good agreement with the particle-in-cell calculations using the code-PICOS++ which supports the validity of SOLPS in low collisionality regime.
本研究では、流体プラズマ輸送コードSOLPS-ITERを適用し、プラズマ相互作用表面構成要素実験ステーション(PISCES)-RF線形プラズマ装置からの実験データに対して検証を行い、その2つの磁場(B-field)形状設定、すなわち(1)カスプおよび(2)非カスプもしくは線形B-fieldにおけるプラズマおよび中性粒子輸送の物理的基盤を確立する。本研究の主な焦点は、(1)径方向プラズマ輸送、(2)上流ダンプおよび下流ターゲット板への熱・粒子負荷、そして(3)PISCES-RFにおけるプラズマ-中性粒子相互作用の物理を理解することである。シミュレーション設定は典型的なPISCES-RF実験条件に従い、入力加熱源として2次元ヘリコン電力堆積分布を用いる。SOLPS-ITERシミュレーションは、PISCES-RF実験の両方のB-field配置について、Bohm拡散モデルを用いて実験条件を再現する。主要なエネルギー損失経路には、中性粒子放射および壁とダンプ板に堆積する電力が含まれ、入力電力のわずか1がターゲットに到達する。電離フロントは、加熱およびガス入射領域により、ダンプ板近傍によく閉じ込められている。さらに、SOLPS-ITERシミュレーション結果は、コードPICOS++を用いた粒子インセル計算とも非常に良く一致することが見出され、これは低衝突性領域におけるSOLPSの妥当性を支持するものである。