The most relevant features of FLIPEC (Free fLow Iterative Plasma Equilibrium Code) are presented. This new code iteratively calculates free-boundary, axisymmetric ideal MHD equilibria with arbitrary poloidal and toroidal plasma flows. FLIPEC is a mature code that has emerged from a complete overhaul of a previous version (F-Torija Daza 2022 et alNucl. Fusion62 126044). It uses a (inverse) curvilinear coordinate representation for the Grad–Shafranov–Bernoulli equation system, which allows FLIPEC to extend its free-boundary capabilities to arbitrary plasma shapes and removes many limitations with regards to the distance between plasma and external coils. Run-time stabilization of vertical modes has also been implemented by means of artificial feedback coils. Finally, active targeting schemes have also been included. These capabilities are illustrated on two very different cases: the ITER tokamak baseline configuration and a NSTX spherical tokamak equilibrium.
FLIPEC (Free fLow Iterative Plasma Equilibrium Code) の最も関連性の高い特徴を提示する。この新しいコードは、任意のポロイダル流およびトロイダル流を伴う自由境界・軸対称理想MHD平衡を反復的に計算する。FLIPECは、以前のバージョン（F-Torija Daza 2022 et alNucl. Fusion62 126044）の全面的な改修から生まれた成熟したコードである。これは、Grad–Shafranov–Bernoulli方程式系に対して（逆）曲線座標表現を用いており、それによりFLIPECは自由境界能力を任意のプラズマ形状に拡張し、プラズマと外部コイル間の距離に関する多くの制限を除去する。垂直モードの実行時安定化も、人工フィードバックコイルによって実装されている。最後に、能動的なターゲティング手法も含まれている。これらの機能は、ITERトカマクのベースライン配位とNSTX球状トカマク平衡という、非常に異なる2つのケースで示される。