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

SOLPS-ITER modeling of neon-seeded EAST plasmas under connected double-null configurations and its impact on tungsten impurity behaviors

Fuqiong Wang, R. Yan, Y.F. Xu, S.C. Liu, X.J. Zha, F.C. Zhong, Y. Liang, S.T. Mao, Y.M. Duan, L.Q. Hu2026年1月Nuclear FusionIF 3出版社

The SOLPS-ITER edge modeling package was employed to numerically investigate neon (Ne)-seeded EAST plasmas under connected-double-null configurations, focusing on Ne impurity transport and its impacts on tungsten (W) impurity behaviors. Results reveal that E× B drift significantly modifies the target profiles of plasma density (ne) and temperature (Te) by modulating divertor particle transport, thereby strongly influencing W sputtering. Without drifts, radial particle transport into the far divertor SOL is minimal, resulting in low ne and high Te, which in turn leads to significant W sputtering in this region. Drifts shift the peak positions of ne and Te at the target, and generate significant in-out/up-down divertor asymmetries. Notably, in-out divertor asymmetry in Te exhibits a distinct dependence on Ne puffing rate (ΓNe,puff) compared to single-null configurations. W sputtering can be effectively reduced by increasing ΓNe,puff, but only when radial particle transport into the far divertor SOL is significantly enhanced by E× B drift. Under drift-free conditions, low ΓNe,puff leads to stagnation points for the poloidal Ne (W) velocity within divertor regions, causing a significant Ne (W) divertor leakage through the near SOL. This leakage can be alleviated by increasing ΓNe,puff. Conversely, at high ΓNe,puff, influences of Ne on the deuterium ionization source in the divertor regions leads to the redistribution of Ne density from the upper to lower divertor through the main SOL. In full-drift scenarios, the E× B drift dominates the poloidal flow of Ne and W, as in single-null plasmas, but the stagnation point and divertor retention are less sensitive to ΓNe,puff variations in CDN configurations. Neglecting drifts leads to a substantial overestimation of Ne and W densities near the core boundary. The differing spatial distribution of Ne+ and W+ ionization sources from neutrals leads to distinct ion flux patterns for Ne and W. Importantly, increasing ΓNe,puff can reduce W core leakage.

日本語訳

SOLPS-ITERエッジモデリングパッケージを用いて、connected-double-null配位におけるネオン(Ne)シードEASTプラズマを数値的に調査し、Ne不純物輸送とそれがタングステン(W)不純物挙動に及ぼす影響に焦点を当てた。結果は、E×Bドリフトがダイバータ粒子輸送を変調することにより、プラズマ密度(ne)と温度(Te)のターゲットプロファイルを大きく変化させ、それによってWスパッタリングに強く影響することを示している。ドリフトがない場合、遠ダイバータSOLへの径方向粒子輸送は最小限であり、その結果、低いneと高いTeが生じ、この領域での顕著なWスパッタリングにつながる。ドリフトはターゲットにおけるneとTeのピーク位置を移動させ、顕著なイン-アウト/アップ-ダウンダイバータ非対称性を生じさせる。特筆すべきことに、Teにおけるイン-アウトダイバータ非対称性は、シングルヌル配位と比較して、Neパフ率(ΓNe,puff)に対して異なる依存性を示す。WスパッタリングはΓNe,puffを増加させることで効果的に低減できるが、それはE×Bドリフトによって遠ダイバータSOLへの径方向粒子輸送が大幅に強化される場合に限られる。ドリフトなしの条件下では、低いΓNe,puffはダイバータ領域内でのポロイダルNe(W)速度のよどみ点を生じさせ、近接SOLを通した顕著なNe(W)ダイバータ漏出を引き起こす。この漏出はΓNe,puffを増加させることで緩和できる。逆に、高いΓNe,puffでは、ダイバータ領域における重水素電離源に対するNeの影響により、主SOLを通じて上部ダイバータから下部ダイバータへのNe密度の再分布が生じる。フルドリフトシナリオでは、シングルヌルプラズマと同様にE×BドリフトがNeとWのポロイダル流を支配するが、CDN配位ではよどみ点とダイバータ閉じ込めはΓNe,puffの変化にあまり敏感ではない。ドリフトを無視すると、コア境界近傍でのNeおよびW密度が大幅に過大評価される。中性粒子からのNe+およびW+電離源の空間分布の違いは、NeとWに対して異なるイオン束パターンをもたらす。重要なことに、ΓNe,puffを増加させることでWのコア漏出を低減できる。

装置

east高精度(タイトル一致)iter高精度(タイトル一致)

wiki

ITERTungstenEASTImpuritySOLPS-ITER

AIによる論文要約

接続二重ヌル配位におけるネオンシードEASTプラズマのSOLPS-ITERモデリングとタングステン不純物挙動への影響
JA核融合プラズマ物理の研究者や大学院生、特に周辺プラズマや不純物輸送、ダイバータ設計に興味がある方#核融合 EAST SOLPS-ITER 不純物輸送 タングステン
LLM向け: {"Title": "Ne-seeded EAST plasmas under CDN configurations: SOLPS-ITER modeling …

本研究では、EASTトカマクのプラズマエッジを模擬するSOLPS-ITERコードを用いて、ネオンガスを注入したプラズマの挙動を調べました。特に、プラズマの配位が「接続二重ヌル」という形状で、不純物としてタングステンがどのように振る舞うかに注目しました。その結果、E×Bドリフトと呼ばれるプラズマの流れが、ダイバータ板でのプラズマ密度や温度を大きく変え、タングステンのスパッタリングに影響することが分かりました。また、ネオンの注入量を増やすとタングステンのスパッタリングが減りますが、それはドリフトによる粒子輸送が十分に強い場合に限られました。この研究は、将来の核融合炉で問題となるプラズマ対向材料の損耗を抑えるための知見を与えます。

関連論文

Modelling study of divertor W leakage for different divertor conditions with Ne seeding in EAST tokamak

2024Nuclear Fusion

The influence of E× B drift on tungsten target erosion and W impurity transport during neon seeding on EAST

2023Nuclear Fusion

Drifts effect on the divertor W leakage mechanisms under different dissipative divertor conditions of EAST

2024Nuclear Fusion

Impurity behaviour under puff-and-pump radiating divertor conditions

2009Nuclear Fusion

Simulation study of the influence of E× B drift on tungsten impurity transport in the scrape-off layer

2023Nuclear Fusion

SOLPS-ITER modelling of ITER edge plasma with drifts and currents

2020Nuclear Fusion

Role of E × B drift in double-peak density distribution for the new lower tungsten divertor with unfavorable Bt on EAST

2022Nuclear Fusion

First SOLPS-ITER predictions of the impact of cross-field drifts on divertor and scrape-off layer conditions in double-null configuration of STEP

2024Nuclear Fusion

Impact of drift flows and turbulence on island divertor operation in Wendelstein 7-X

2026Nuclear Fusion

Design of EAST lower divertor by considering target erosion and tungsten ion transport during the external impurity seeding

2021Nuclear Fusion