A quantitative estimation of the confinement enhancement due to the heating profile effect is introduced to the helical fusion DEMO reactor design of FFHR-d1, based on the experimental results of the Large Helical Device. By applying this to the direct profile extrapolation (DPE) method, radial profiles in the reactor are extrapolated from experimental results. In reactor plasmas, the heat deposition profile of alpha heating is expected to be peaked in the core region as in the case of tangential neutral beam (NB) injection on low-density plasmas. The height of the pressure profile normalized by the gyro-Bohm-type parameter dependence increases with the power (∼0.6) of the peaking factor of the heat deposition profile, as long as the core confinement degradation observed in low-density plasmas is ignored. According to this observation, the confinement enhancement factor expected under the self-ignition condition ranges from ∼1.1 to ∼1.7, for example, depending on the used data. Degradation of the global energy confinement observed in high-density NB-heated plasmas is mitigated and the gyro-Bohm-type parameter dependence reappears after introducing the confinement enhancement due to the heating profile effect. Finally, typical example profiles in FFHR-d1 are provided by the DPE method for future analyses.
加熱分布効果による閉じ込め改善の定量的評価を、大型ヘリカル装置の実験結果に基づいて、ヘリカル核融合炉設計FFHR-d1に導入した。これを直接分布外挿(DPE)法に適用することにより、炉心プラズマ中の径方向分布を実験結果から外挿した。炉心プラズマ中では、アルファ粒子加熱の熱堆積分布は、低密度プラズマへの接線中性粒子ビーム(NB)入射の場合と同様に、中心領域でピークを持つと予想される。ジャイロボーム型のパラメータ依存性で規格化した圧力分布の高さは、低密度プラズマで観測される中心部の閉じ込め劣化を無視する限り、熱堆積分布のピーキング係数の約0.6乗に比例して増加する。この観測によれば、自己点火条件で期待される閉じ込め改善係数は、例えば使用するデータによって約1.1から1.7の範囲となる。高密度NB加熱プラズマで観測される全球エネルギー閉じ込めの劣化は緩和され、加熱分布効果による閉じ込め改善を導入した後、ジャイロボーム型のパラメータ依存性が再び現れる。最後に、FFHR-d1における代表的なプロファイル例を、今後の解析のためにDPE法により提示する。