We use an integrated modeling workflow with the transport code ASTRA coupled with the quasi-linear transport model TGLF-SAT2, the neoclassical model NCLASS, the FACIT model for the neoclassical impurity transport and the IMEP routines for the pedestal calculations, in order to predict the evolution of the plasma profiles for the Divertor Tokamak Test facility (DTT) tokamak main scenarios. The simulations cover the whole confined plasma radius, up to the separatrix, and the time evolution of the plasma including the early phase in limiter configuration, the whole current ramp-up phase in L-mode divertor configuration, the L–H transition and part of the stationary H-mode phase. Six fields are predicted, i.e. the ion and electron temperatures, the electron density, two impurity densities and the plasma current. The simulations indicate that the main DTT scenarios are within the technical capabilities of the machine. They also indicate that the DTT full power, full current, full field scenario will be able to operate in H-mode with a duration of the flat-top phase of the order of ∼ 30 s, and plasma parameters allowing a core-edge integrated study of the power exhaust, which is the main mission of the device. The simulations show also a strong flexibility of the DTT plasmas, that allows DTT to study reactor-relevant conditions unexplored by existing tokamaks.
我々は、輸送コードASTRAに準線形輸送モデルTGLF-SAT2、新古典モデルNCLASS、新古典的不純物輸送のためのFACITモデル、およびペデスタル計算のためのIMEPルーチンを結合した統合モデリングワークフローを用いて、Divertor Tokamak Test facility (DTT) トカマクの主要シナリオに対するプラズマプロファイルの時間発展を予測する。シミュレーションは、セパラトリクスまでの閉じ込めプラズマ半径全体と、リミター配置における初期段階、Lモード・ダイバータ配置における電流ランプアップ段階全体、L–H遷移、および定常Hモード位相の一部を含むプラズマの時間発展をカバーする。予測されるのは6つの場、すなわちイオン温度と電子温度、電子密度、2つの不純物密度、およびプラズマ電流である。シミュレーションは、DTTの主要シナリオが装置の技術的能力の範囲内にあることを示している。また、DTTの全出力・全電流・全磁場シナリオは、フラットトップ位相の持続時間が ∼ 30 秒のオーダーであるHモードで運転可能であり、かつ、装置の主要ミッションであるパワー排気のコア・エッジ統合研究を可能にするプラズマパラメータを有することも示している。シミュレーションはまた、DTTプラズマの強い柔軟性を示しており、これによりDTTは既存のトカマクでは未探索の核融合炉に関連する条件を研究することができる。