FusionPapers
図版検索トレンドwiki日本の研究
© 2026 FUSIONPAPERS
About法務情報
トップに戻る

3D modeling of n = 1 RMP driven heat fluxes on the SPARC tokamak PFCs using HEAT

M. Scotto d’Abusco, A. Wingen, T. Looby, A. Kleiner, D. Corona, M. Churcill, N. Ferraro, S. Munaretto2025年9月Nuclear FusionIF 3出版社

3D heat flux calculations at the lower outer divertor plate of SPARC using the HEAT code show that 3D fields generated from error field correction coils can lead to enhanced peak heat fluxes up to 15 times larger compared to the axisymmetric case. Previously employed to simulate axisymmetric heat flux on 3D plasma facing components, the HEAT code can now predict 3D heat flux generated by non-axisymmetric plasmas. This is achieved via a new HEAT module which leverages the 3D field line tracing capabilities of MAFOT starting from an M3D-C1 (MHD resistive code) perturbed equilibria. The resulting heat flux is assigned using the magnetic footprint and the heat flux layer model, an extension of the 2D heat flux model also known as the Eich, to 3D non-axisymmetric plasmas. For SPARC, the new capabilities of HEAT are used to calculate the 3D heat loads resulting from n = 1 perturbation fields (with n indicating the toroidal periodicity) applied through a toroidal array of six picture frame coils with different amplitude. The comparison with the unperturbed case shows significant changes in shape and intensity of the heat flux profile. The results show that the application of n = 1 3D field leads to a localized enhancement of the heat flux peak, influenced by the wetted area impacted by the magnetic footprint, and the appearance of a secondary heat flux peak, whose intensity depends on amplitude of the applied 3D field and toroidal location.

日本語訳

HEATコードを用いたSPARCの下部外側ダイバータ板上の3D熱流束計算は、誤差場補正コイルから生成される3D場が、軸対称の場合と比較して最大15倍のピーク熱流束の増大をもたらすことを示している。以前は3Dプラズマ対向部品上の軸対称熱流束をシミュレートするために使用されていたHEATコードは、現在では非軸対称プラズマによって生成される3D熱流束を予測できる。これは、M3D-C1(MHD抵抗性コード)の摂動平衡から開始するMAFOTの3D磁力線追跡機能を活用する新しいHEATモジュールによって達成される。結果として得られる熱流束は、磁気フットプリントと熱流束層モデル(2D熱流束モデルを3D非軸対称プラズマに拡張したもの、Eichとしても知られる)を用いて割り当てられる。SPARCについて、HEATの新機能は、異なる振幅を持つ6つのピクチャーフレームコイルのトロイダルアレイを通じて印加されるn = 1摂動場(nはトロイダル周期性を示す)から生じる3D熱負荷を計算するために使用される。摂動のない場合との比較は、熱流束プロファイルの形状と強度の有意な変化を示している。結果は、n = 1 3D場の適用が、磁気フットプリントによって影響を受ける濡れ領域に影響され、印加された3D場の振幅とトロイダル位置に依存する強度を持つ二次熱流束ピークの出現とともに、熱流束ピークの局所的な増大をもたらすことを示している。

wiki

Resonant magnetic perturbationSPARC

AIによる論文要約

SPARCトカマクにおけるn = 1 RMP駆動熱流束の3Dモデリング
JAこの論文は、トカマクの熱負荷解析に興味のある核融合研究者や、プラズマ対向部品の設計に携わる研究者に有益です。学生にも、トカマクにおける3D効果の重要性を理解する良い機会となります。#トカマク #熱負荷 #3D効果 #プラズマ対向部品
LLM向け: {'Title': '3D modeling of n = 1 RMP driven heat fluxes on the SPARC tokamak PFCs…

この論文は、SPARCトカマクの下部外側ダイバータ板における3D熱流束計算を紹介しています。3D磁場の影響により、軸対称の場合に比べて熱流束のピークが最大15倍にも達することを示しています。HEAT codeを用いて非軸対称プラズマによる3D熱流束を予測することで、プラズマ対向部品の設計に役立つ知見が得られます。

3D modeling of n = 1 RMP driven heat fluxes on the SPARC tokamak PFCs using HEAT
ENThis paper is relevant for fusion researchers and engineers working on plasma-material interactions, heat load analysis, and 3D plasma modeling. It provides insights into the impact of non-axisymmetric magnetic fields on PFC heat loads, which is crucial for the design and operation of future fusion devices.#FusionResearch #PlasmaMaterialInteractions #HeatLoadAnalysis #3DPlasmaModeling
LLM向け: {'Title': '3D modeling of n = 1 RMP driven heat fluxes on the SPARC tokamak PFCs…

This paper presents a new capability of the HEAT code to model 3D heat fluxes on plasma-facing components (PFCs) of the SPARC tokamak due to non-axisymmetric magnetic fields. The results show that 3D fields can lead to significantly enhanced peak heat fluxes compared to the axisymmetric case.

関連論文

Development and validation of non-axisymmetric heat flux simulations with 3D fields using the HEAT code

2025Nuclear Fusion

Impact of error fields and error field correction on heat fluxes in SPARC

2025Nuclear Fusion

New heat flux model for non-axisymmetric divertor infrared structures

2021Nuclear Fusion

Numerical analysis of heat load distribution in Heliotron J with magnetic field tracing and plasma transport modeling

2021Plasma Physics and Controlled Fusion

Investigation of heat flux deposition on divertor target on the Large Helical Device with EMC3-EIRENE modelling

2017Plasma Physics and Controlled Fusion

Three-dimensional modeling of plasma edge transport and divertor fluxes during application of resonant magnetic perturbations on ITER

2016Nuclear Fusion

Heat flux to the material surfaces in a tokamak

1978Nuclear Fusion

Heat flux mitigation characteristics in the radiative divertors with multi-peaks of heat flux in the large helical device

2025Plasma Physics and Controlled Fusion

Divertor heat load in ASDEX Upgrade L-mode in presence of external magnetic perturbation

2017Plasma Physics and Controlled Fusion

Modeling of heat flux on the main limiter in EAST

2025Nuclear Fusion