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Predictive SOLPS-ITER simulations to study the role of divertor magnetic geometry in detachment control in the MAST-U Super-X configuration

O. Myatra, B. Lipschultz, D. Moulton, K. Verhaegh, B. Dudson, S. Orchard, A. Fil, C. Cowley2023年被引用 4Nuclear FusionIF 3出版社

The SOLPS-ITER code has been utilised to study the movement of the detachment front location from target towards the X-point for MAST-U Super-X plasmas. Two sets of detached steady state solutions are obtained by either varying the deuterium (D2) fuelling rate or the nitrogen (N) seeding rate to scan the corresponding 'control' parameters of outboard midplane density, , and the divertor impurity concentration, . At seeding and fuelling rates ∼10× and ∼5× that required to start detachment at the divertor target, the detachment front only reaches ∼50% of the poloidal distance to the X-point, , corresponding to a region of strong parallel gradients in the total magnetic field B. The region of strong total field gradients correlates with where the detachment front location becomes less sensitive to control parameter variation. This result is qualitatively consistent with the predictions of a simple, analytic detachment location sensitivity (DLS) model (Lipschultz et al 2016 Nucl. Fusion56 056007) which is based in a scaled parallel-to-B space, z. While the DLS model predictions are in agreement with SOLPS-ITER results in terms of where the front location becomes less sensitive to controls (i.e. in the region of strong parallel gradients in B), the DLS model predicts a higher sensitivity in the region of weak parallel gradients in B downstream as compared to the simulation results. Potential sources of differences between the SOLPS-ITER and DLS model predictions were explored: The DLS model does not include energy sinks beyond radiation from a single impurity nor cross-field energy transport. Momentum and particle balance are also not included in the DLS model. The tight opening into the divertor for flux surfaces could lead to variations in plasma-neutral pressure balance as the detachment front reaches that region, exactly how this affects the front movement needs further investigation.

日本語訳

SOLPS-ITERコードは、MAST-U Super-Xプラズマにおけるデタッチメントフロント位置のターゲットからX点への移動を研究するために使用されてきた。2組のデタッチメント定常状態解は、重水素(D2)燃料供給率または窒素(N)シード率のいずれかを変化させて、対応する「制御」パラメータであるアウトボード中間面密度, 、およびダイバータ不純物濃度, をスキャンすることによって得られる。ダイバータターゲットでデタッチメントを開始するために必要なシード率および燃料供給率の∼10倍および∼5倍において、デタッチメントフロントはX点までのポロイダル距離の∼50%にしか到達せず, 、これは全磁場Bの強い平行勾配の領域に対応する。全磁場勾配の強い領域は、デタッチメントフロント位置が制御パラメータの変化に対して鈍感になる場所と相関する。この結果は、スケーリングされた平行B空間zに基づく単純な解析的デタッチメント位置感度(DLS)モデル(Lipschultz et al 2016 Nucl. Fusion56 056007)の予測と定性的に一致する。DLSモデルの予測は、フロント位置が制御に対して鈍感になる場所(すなわちBの強い平行勾配の領域)に関してSOLPS-ITER結果と一致するが、DLSモデルは、下流のBの弱い平行勾配の領域においてシミュレーション結果と比較してより高い感度を予測する。SOLPS-ITERとDLSモデルの予測の差異の潜在的な原因が調査された: DLSモデルは、単一不純物からの放射を超えるエネルギーシンクも、横断磁場エネルギー輸送も含まない。運動量および粒子バランスもDLSモデルには含まれない。フラックス面がダイバータへ入る際の狭い開口部は、デタッチメントフロントがその領域に到達する際にプラズマ-中性粒子圧力バランスの変動を引き起こす可能性があり、これがフロント移動にどのように正確に影響するかは、さらなる調査が必要である。

装置

iter高精度(タイトル一致)

wiki

ITERDivertorMASTDivertor detachmentMAST UpgradeSOLPS-ITER
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