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

Simulation of the SPARC plasma boundary with the UEDGE code

S.B. Ballinger, A.Q. Kuang, M.V. Umansky, D. Brunner, J.M. Canik, M. Greenwald, J.D Lore, B. LaBombard, J.L. Terry, M. Wigram2021年被引用 6Nuclear FusionIF 3出版社

In this work, the UEDGE edge transport code is used to examine conditions in the SPARC divertor and edge plasma for various levels of carbon impurity and power from the core (PSOL). A double-null magnetic configuration is simulated assuming up-down symmetry in geometry and physics. The anomalous heat and particle transport coefficients are tuned to match empirical predictions for SPARC's midplane density profiles, target plate heat flux profiles, and inner/outer divertor power sharing. Convective transport is included on the low-field side, while on the high-field side the transport is modeled as purely diffusive. Hydrogen neutrals are modeled as a fluid with inertial effects, and a carbon impurity is included using the fixed-fraction model. We find that detachment induced by impurity seeding could significantly reduce the heat flux to the divertor surfaces in the SPARC tokamak. At PSOL = 28 MW (the value predicted for SPARC's full-power H-mode scenario) cases with both divertor legs detached were obtained with a carbon impurity fraction between 0.3%–1.4%, far below Zeff limits for SPARC. When the plasma in the outer leg is detached, the peak heat flux density perpendicular to the target plate is below 1 MW m−2, electron and ion temperatures are less than 1.5 eV, and momentum detachment is observed. However, the detachment state is found to be sensitive to the side-wall boundary conditions, the level of neutral pumping, and the target plate tilt. Finally, a broadly similar SOLPS simulation of SPARC is used to assess the appropriateness of the simpler impurity and neutral models used in UEDGE.

日本語訳

本論文では、UEDGEエッジ輸送コードを用いて、様々なレベルの炭素不純物とコアからのパワー(PSOL)に対するSPARCダイバータおよびエッジプラズマの条件を検討する。幾何学的・物理的に上下対称を仮定したダブルヌル磁気配位をシミュレーションする。異常熱輸送係数および粒子輸送係数は、SPARCのミッドプレーン密度分布、ターゲット板熱流束分布、内外ダイバータパワー配分に関する経験的予測に一致するように調整される。対流輸送は低磁場側に含まれ、高磁場側では輸送は純粋に拡散的としてモデル化される。水素中性粒子は慣性効果を伴う流体としてモデル化され、炭素不純物は固定割合モデルを用いて含まれる。不純物シーディングによって誘起されるデタッチメントが、SPARCトカマクのダイバータ表面への熱流束を大幅に低減できることが見出された。PSOL = 28 MW(SPARCのフルパワーHモードシナリオで予測される値)において、両ダイバータ脚がデタッチしたケースが、炭素不純物割合0.3%~1.4%で得られ、これはSPARCのZeff限界をはるかに下回る。外側脚のプラズマがデタッチした場合、ターゲット板に垂直なピーク熱流束密度は1 MW m⁻²未満となり、電子温度およびイオン温度は1.5 eV未満となり、運動量デタッチメントが観測される。しかしながら、デタッチメント状態は側壁境界条件、中性粒子ポンピングのレベル、およびターゲット板の傾斜に敏感であることが見出された。最後に、SPARCの広く類似したSOLPSシミュレーションを用いて、UEDGEで使用されるより単純な不純物モデルおよび中性粒子モデルの妥当性を評価する。

wiki

SPARCArc plasma
この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

Power handling in a highly-radiative negative triangularity pilot plant

2024Plasma Physics and Controlled Fusion

Evaluation of SPARC divertor conditions in H-mode operation using SOLPS-ITER

2024Nuclear Fusion

Energy and particle balance during plasma detachment in a long-leg divertor configuration

2023Nuclear Fusion

Modeling of divertor heat flux limits and lithium vapor shielding in NSTX-U using UEDGE code

2026Nuclear Fusion

Understanding detachment of the W7-X island divertor

2021Nuclear Fusion

Impurity peaking of SPARC H-modes: a sensitivity study on physics and engineering assumptions

2026Plasma Physics and Controlled Fusion

Observation of neoclassical impurity transport in Ohmically heated plasmas of CDX-U low aspect ratio tokamak

2002Plasma Physics and Controlled Fusion

Surface heat flux feedback controlled impurity seeding experiments with Alcator C-Mod's high-Z vertical target plate divertor: performance, limitations and implications for fusion power reactors

2017Nuclear Fusion

A simulation study of large power handling in the divertor for a Demo reactor

2013Nuclear Fusion

A new scaling for divertor detachment

2017Plasma Physics and Controlled Fusion