An experimental discharge from the DIII-D tokamak is modeled using the SOLPS-ITER code suite and compared against measurements in the pumped and relatively closed upper divertor. Uncertainties of boundary plasma simulations are identified by attempting to match code inputs to experimental conditions, including iteratively solving transport coefficients to match upstream experimental profiles using varying quantities of core particle flux, different pumping models, and various assumptions of ion thermal transport. Simulated boundary conditions for particle injection at the core interface are shown to be relevant to the plasma solution at the divertor targets, even if upstream transport is modified so that plasma profiles are comparatively similar, although seperatrix density is not held constant. When upstream plasma profiles are matched to experimental measurements by varying diffusive transport coefficients, using either poloidally symmetric or ballooning structure, the model finds a majority of injected energy being transported radially off the computational domain, in conflict with experimental radiated power measurements and heat flux measurements at the divertor target. Imposing a maximum thermal diffusivity or radially shifting the experimental separatrix location of the fitted profiles to increase power conducted to the targets by increasing the upstream electron temperature does not significantly modify this result. Including a thermalizing plenum volume in the simulation domain is shown to maintain the experimental volumetric pumping rate without knowing the neutral energy distribution incident on the pump duct a priori. By modifying transport parameters to match different assumptions for ion temperature, downstream neutral pressure changes by more than a factor of two, suggesting that attention to ion thermal transport may be a critical parameter for simulations to accurately resolve recycling and neutral transport, particularly in a closed divertor geometry. In addition to quantifying various modeling uncertainties, this work motivates both further experimental study and modeling improvements to improve predictive capabilities.
DIII-Dトカマクからの実験的放電は、SOLPS-ITERコードスイートを用いてモデル化され、ポンプ付きで比較的閉じた上部ダイバータにおける測定値と比較される。境界プラズマシミュレーションの不確実性は、コード入力を実験条件に一致させようと試みることによって特定される。これには、異なる量のコア粒子束、異なるポンピングモデル、および様々なイオン熱輸送の仮定を用いて、上流の実験プロファイルに一致するように輸送係数を反復的に解くことが含まれる。コア界面での粒子入射に対するシミュレーションされた境界条件は、上流の輸送が変更されてプラズマプロファイルが比較的類似していても（ただしセパラトリックス密度は一定に保たれていない）、ダイバータターゲットにおけるプラズマ解に関連することが示されている。上流のプラズマプロファイルが、拡散輸送係数を変化させることによって実験測定値に一致させられるとき、ポロイダル対称またはバルーニング構造のいずれかを用いても、モデルは注入エネルギーの大部分が計算領域から径方向外側へ輸送されることを見いだし、これは実験的な放射パワー測定値およびダイバータターゲットでの熱流束測定値と矛盾する。最大熱拡散率を課すこと、または上流の電子温度を上げることによってターゲットに伝導されるパワーを増加させるために適合させたプロファイルの実験的なセパラトリックス位置を半径方向にシフトすることは、この結果を有意に変更しない。シミュレーション領域に熱化プレナム体積を含めることが、ポンプダクトに入射する中性粒子エネルギー分布を事前に知ることなく、実験的な体積ポンプ速度を維持することが示されている。イオン温度に関する異なる仮定に一致するように輸送パラメータを変更することにより、下流の中性粒子圧力は2倍以上変化し、イオン熱輸送への注意が、特に閉じたダイバータ形状において、リサイクリングおよび中性粒子輸送を正確に解像するためのシミュレーションの重要なパラメータである可能性があることを示唆している。様々なモデリングの不確実性を定量化することに加えて、この研究は予測能力を向上させるためのさらなる実験研究とモデリング改善の両方を動機付けるものである。