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Simulation of divertor heat flux width on EAST by BOUT++ transport code

G.Z. Deng, X.Q. Xu, N.M. Li, X.J. Liu, X. Liu, J.C. Xu, W. Feng, J.B. Liu, S.L. Gao, S.C. Liu2020年被引用 9Nuclear FusionIF 3出版社

The BOUT++ edge plasma transport code is applied to study the effects of neutral recycling, drifts and heating scheme on edge plasma profiles and the divertor heat flux width of two discharges of the experimental advanced superconducting tokamak (EAST) steady-state H-mode plasmas heated by low hybrid wave (LHW) and neutral beam (NB), respectively. Neutral recycling seems to have played an important role in the plasma density profile. The edge plasma density drops dramatically for the case w/o neutral recycling, while it can be sustained for the case w/ neutral recycling. Drifts are found to have significant influences on edge plasma profiles. Both the amplitude and width of the divertor heat flux are found to have increased a lot due to drifts. The simulated heat flux width w/ drifts for the two discharges shows reasonable agreement with the experiments. However, the width from the simulation and experiment for the LHW heated discharge is much larger than that of the NB heated discharge. Comparison with Goldston's drift-based model and more detailed analysis on the heat flux contributions from drifts versus turbulence show that drifts are the dominant factor in edge plasma transport for both LHW and NB heated discharges, while turbulence may have played a more important role in determining the heat flux width in LHW heated discharges than that in NB heated discharges. This may account for the larger heat flux width in the LHW heated discharge. The magnetic topology and the equilibrium change by the LHW power may also be a potential reason for the larger heat flux width in the LHW heated discharges, which still needs more evidence and studies to support it. Additional SOLPS simulation w/o drifts for the two discharges show reasonable agreement with the counterpart from the BOUT++ simulation, suggesting the two are both suitable codes for EAST edge plasma simulation.

日本語訳

BOUT++エッジプラズマ輸送コードは、低混成波(LHW)および中性粒子ビーム(NB)によってそれぞれ加熱された実験先進超伝導トカマク(EAST)の定常Hモードプラズマの2つのディスチャージにおける、エッジプラズマ分布とダイバータ熱流束幅に対する中性粒子リサイクリング、ドリフト、および加熱方式の影響を研究するために適用された。中性粒子リサイクリングはプラズマ密度分布において重要な役割を果たしたと思われる。エッジプラズマ密度は、中性粒子リサイクリングなしの場合には劇的に低下するが、中性粒子リサイクリングありの場合には維持され得る。ドリフトはエッジプラズマ分布に顕著な影響を与えることが見出された。ダイバータ熱流束の振幅と幅の両方が、ドリフトによって大幅に増加することが見出された。ドリフトありの場合の2つのディスチャージに対するシミュレーション熱流束幅は、実験と妥当な一致を示す。しかしながら、LHW加熱ディスチャージのシミュレーションと実験からの幅は、NB加熱ディスチャージのそれよりもはるかに大きい。Goldstonのドリフトベースモデルとの比較、およびドリフト対乱流からの熱流束寄与に関するより詳細な解析は、LHWおよびNB加熱ディスチャージの両方においてドリフトがエッジプラズマ輸送の支配的要因であることを示す一方、乱流はNB加熱ディスチャージにおけるよりもLHW加熱ディスチャージにおいて熱流束幅の決定により重要な役割を果たした可能性がある。これはLHW加熱ディスチャージにおけるより大きな熱流束幅を説明するかもしれない。LHWパワーによる磁気トポロジーと平衡の変化も、LHW加熱ディスチャージにおけるより大きな熱流束幅の潜在的な理由である可能性があり、それを支持するにはさらなる証拠と研究が依然として必要である。2つのディスチャージに対するドリフトなしの追加のSOLPSシミュレーションは、BOUT++シミュレーションからの対応するものと妥当な一致を示し、両者がEASTエッジプラズマシミュレーションに適したコードであることを示唆している。

装置

east高精度(タイトル一致)

wiki

DivertorEASTBOUT
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