The Material Plasma Exposure Experiment (MPEX) is being constructed at Oak Ridge National Laboratory to investigate critical fusion reactor issues, such as plasma–material interactions (PMIs) under reactor-relevant conditions and time scales. The linear device Proto-MPEX was used as a test bed to address anticipated research and development issues associated with heating scenarios and establish the physics basis for MPEX. The SOLPS-ITER code suite has been applied to understand plasma and neutral transport in Proto-MPEX and to increase confidence in predictive simulations for MPEX. Coupling between COMSOL and SOLPS is performed to implement a 2D electron heating profile of the helicon source. The simulations show reasonable agreement with the experimental data for plasma with helicon and auxiliary electron cyclotron heating (ECH). Both Bohm and constant diffusion (D: 0.5 m2 s−1 and : 1 m2 s−1) simulations show similar levels of agreement with respect to the sparse experimental data available, assuming a few per cent impurity concentration. ECH significantly increases the target electron temperature, however, the target electron density is reduced compared to helicon-only heated plasmas due to an increase in flow velocity and radial losses. The simulations show that further increasing the ECH power results in an increase in the target electron density due to increased recycling flux and ionization. The results indicate that ECH significantly enhances the target heat flux, with ECH power of 50 kW increasing the target heat flux from 0.4 to 17 MW m−2. It is found that a small amount of gas puffing (GP) near the target plate can further increase the target heat fluxes at the higher ECH power cases, but the target heat flux is reduced at higher GP conditions due to a significant reduction in electron temperature via radiation. ECH and GP scenarios can generate a higher target flux, facilitating improved PMI studies with more reactor-relevant plasma conditions.
マテリアル・プラズマ曝露実験（MPEX）は、オークリッジ国立研究所で建設中であり、炉心関連条件下および時間スケールにおけるプラズマ–材料相互作用（PMI）などの重要な核融合炉の課題を調査することを目的としている。線形装置Proto-MPEXは、加熱シナリオに関連する研究開発上の課題に対処し、MPEXの物理基盤を確立するための試験ベッドとして使用された。SOLPS-ITERコード群は、Proto-MPEXにおけるプラズマおよび中性粒子輸送を理解し、MPEXの予測シミュレーションへの信頼性を高めるために適用されている。COMSOLとSOLPSの連成は、ヘリコン源の2次元電子加熱プロファイルを実装するために実施された。シミュレーションは、ヘリコンおよび補助電子サイクロトロン加熱（ECH）を伴うプラズマの実験データと合理的な一致を示している。ボーム拡散および一定拡散係数（D：0.5 m² s⁻¹および1 m² s⁻¹）の両方のシミュレーションは、数パーセントの不純物濃度を仮定した場合に、利用可能な限られた実験データと同程度の一致を示している。ECHはターゲット電子温度を有意に増加させるが、ターゲット電子密度は、流速の増加および径方向損失により、ヘリコン単独加熱プラズマと比較して減少する。シミュレーションは、ECHパワーをさらに増加させると、リサイクリングフラックスおよび電離の増加により、ターゲット電子密度が増加することを示している。結果は、ECHがターゲット熱流束を有意に増強し、50 kWのECHパワーによりターゲット熱流束が0.4 MW m⁻²から17 MW m⁻²へ増加することを示している。ターゲット板近傍への少量のガスパフ（GP）は、より高いECHパワーの場合にターゲット熱流束をさらに増加させ得ることが見出されたが、より高いGP条件では、放射による電子温度の有意な低下によりターゲット熱流束は減少する。ECHおよびGPシナリオは、より高いターゲットフラックスを生成でき、より炉心関連性の高いプラズマ条件でのPMI研究の向上を促進する。