The neoclassical transport optimization of the Wendelstein 7-X stellarator has not resulted in the predicted high energy confinement of gas fueled electron-cyclotron-resonance-heated (ECRH) plasmas as modelled in (Turkin et al 2011 Phys. Plasmas 18 022505) due to high levels of turbulent heat transport observed in the experiments. The electron-turbulent-heat transport appears non-stiff and is of the electron temperature gradient (ETG)/ion temperature gradient (ITG) type (Weir et al 2021 Nucl. Fusion61 056001). As a result, the electron temperature Te can be varied freely from 1 keV–10 keV within the range of PECRH = 1–7 MW, with electron density ne values from 0.1–1.5 × 1020 m−3. By contrast, in combination with the broad electron-to-ion energy-exchange heating profile in ECRH plasmas, ion-turbulent-heat transport leads to clamping of the central ion temperature at Ti ∼ 1.5 keV ± 0.2 keV. In a dedicated ECRH power scan at a constant density of 〈ne〉 = 7 × 1019 m−3, an apparent 'negative ion temperature profile stiffness' was found in the central plasma for (r/a < 0.5), in which the normalized gradient ∇Ti/Ti decreases with increasing ion heat flux. The experiment was conducted in helium, which has a higher radiative density limit compared to hydrogen, allowing a broader power scan. This 'negative stiffness' is due to a strong exacerbation of turbulent transport with an increasing ratio of Te/Ti in this electron-heated plasma. This finding is consistent with electrostatic microinstabilities, such as ITG-driven turbulence. Theoretical calculations made by both linear and nonlinear gyro-kinetic simulations performed by the GENE code in the W7-X three-dimensional geometry show a strong enhancement of turbulence with an increasing ratio of Te/Ti. The exacerbation of turbulence with increasing Te/Ti is also found in tokamaks and inherently enhances ion heat transport in electron-heated plasmas. This finding strongly affects the prospects of future high-performance gas-fueled ECRH scenarios in W7-X and imposes a requirement for turbulence-suppression techniques.
Wendelstein 7-Xステラレーターの新古典輸送最適化は、(Turkinら 2011 Phys. Plasmas 18 022505)でモデル化されたような、ガス供給・電子サイクロトロン共鳴加熱(ECRH)プラズマにおける予測された高いエネルギー閉じ込めをもたらさなかった。これは、実験で観測された高いレベルの乱流熱輸送によるものである。電子乱流熱輸送は非スティフな特性を示し、電子温度勾配(ETG)/イオン温度勾配(ITG)型である(Weirら 2021 Nucl. Fusion 61 056001)。その結果、電子温度Teは、PECRH = 1–7 MW、電子密度ne = 0.1–1.5 × 10²⁰ m⁻³の範囲内で、1 keVから10 keVまで自由に変化させることができる。対照的に、ECRHプラズマにおける電子からイオンへのエネルギー交換加熱プロファイルが広いことと組み合わさって、イオン乱流熱輸送は中心イオン温度をTi ∼ 1.5 keV ± 0.2 keVにクランプする。一定密度〈ne〉 = 7 × 10¹⁹ m⁻³での専用ECRHパワースキャンにおいて、中心プラズマ領域(r/a < 0.5)で見かけ上の「負のイオン温度プロファイルスティフネス」が観測された。この領域では、規格化勾配∇Ti/Tiがイオン熱流束の増加とともに減少する。実験はヘリウム中で実施された。ヘリウムは水素と比較して放射損失限界密度が高く、より広いパワースキャン範囲を可能にするためである。この「負のスティフネス」は、この電子加熱プラズマにおいて、Te/Ti比の増加に伴う乱流輸送の強い増大によるものである。この観測結果は、ITG駆動乱流などの静電微視的不安定性と整合的である。GENEコードを用いたW7-Xの3次元幾何形状における線形および非線形ジャイロ運動論シミュレーションによる理論計算は、Te/Ti比の増加に伴う乱流の強い増大を示している。Te/Ti比の増加に伴う乱流の増大はトカマクでも見られ、電子加熱プラズマにおけるイオン熱輸送を本質的に増強する。この発見は、W7-Xにおける将来の高性能ガス供給ECRHシナリオの見通しに強い影響を与え、乱流抑制技術の必要性を課すものである。