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Non-monotonic energy flux density profiles at the ITER divertor entrance

D. Moulton, R.A. Pitts, X. Bonnin2026年1月Nuclear FusionIF 3出版社

SOLPS-ITER simulations of the ITER baseline (Q = 10) plasma boundary, with tungsten (W) targets and drift terms activated, exhibit a radially localised peak in the energy flux density entering the outer divertor, despite constant anomalous transport coefficients across the scrape-off layer (SOL). This peak occurs radially beyond the near-SOL energy flux fall-off length λQ and is associated with a strong parallel current at the same radial location. It is enhanced by radial E × B flows near the target and by fast-reflected atoms from the W surface. The maximum target energy load is dictated by the location and magnitude of this localised peak, which is found to propagate to the target without any dissipation, even in the semi-detached conditions of these simulations. Consequently, partial detachment of the target plasma within the first λQ from the separatrix is not sufficient for tolerable loads radially further out. This is in contrast to simulations with neither drifts nor parallel current, for which partial detachment inside the first λQis sufficient for tolerable loads radially further out. Equivalent simulations without parallel current and without drifts exhibit a maximum load of just 5.6 MWm−2 at the outer target, compared to 12.7 MWm−2 in their presence. Simulations with parallel current and drifts turned on predict a heat flux profile entering the ITER divertor which cannot be usefully described by a single width parameter λQ, at least with the standard seeding and fuelling setup. Implications for simple models are discussed.

日本語訳

SOLPS-ITERシミュレーションは、ITERベースライン(Q = 10)プラズマ境界、タングステン(W)ターゲットとドリフト項を有効化したもので、スクレイプオフ層(SOL)全体にわたって一定の異常輸送係数にもかかわらず、外側ダイバータに入射するエネルギー束密度に径方向に局在したピークを示す。このピークは、近SOLエネルギー束減衰長λQより径方向外側に発生し、同じ径方向位置における強い平行電流と関連している。これは、ターゲット近傍の径方向E×Bフローと、W表面からの高速反射原子によって増強される。最大ターゲットエネルギー負荷は、この局在ピークの位置と大きさによって決定され、そのピークは、これらのシミュレーションの半非接触状態でも、散逸なしにターゲットまで伝播することがわかった。したがって、セパラトリクスから最初のλQ内におけるターゲットプラズマの部分非接触は、径方向さらに外側での許容可能な負荷には十分ではない。これは、ドリフトも平行電流もないシミュレーションとは対照的であり、その場合、最初のλQ内の部分非接触は、径方向さらに外側での許容可能な負荷に十分である。平行電流もドリフトもない同等のシミュレーションでは、外側ターゲットでの最大負荷はわずか5.6 MWm−2であり、それらが存在する場合の12.7 MWm−2と比較される。平行電流とドリフトをオンにしたシミュレーションは、ITERダイバータに入射する熱流束プロファイルを予測し、これは少なくとも標準的なシーディングとフューエリング設定では、単一の幅パラメータλQでは有用に記述できない。単純モデルへの含意が議論される。

装置

iter高精度(タイトル一致)

wiki

ITERDivertorDensity profiles

AIによる論文要約

ITERダイバータ入口における非単調なエネルギー束密度分布
JA核融合炉設計者やプラズマ物理研究者、特にダイバータの熱負荷問題に関心のある学生や技術者#核融合 #ITER #ダイバータ #SOLPS #熱負荷
LLM向け: {"Title": "Non-monotonic energy flux density profiles at the ITER divertor entra…

ITERの核融合炉設計において、プラズマの排気口(ダイバータ)に流入するエネルギー量が場所によって単調に減少せず、局所的なピークが生じることがシミュレーションで明らかになりました。このピークは、通常考えられている近接スクレイプオフ層の減衰長さ(λQ)の外側に現れ、強い平行電流や径方向のE×B流れ、高速中性粒子の反射が原因です。このため、ダイバータに入る熱流を単一の幅パラメータで記述する従来のモデルが使えず、部分的な剥離(detachment)だけでは負荷を十分に低減できないことが示されました。研究は、ITERのダイバータ設計と運転条件に重要な示唆を与えます。

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