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

Modelling of stochastic magnetic perturbation by RWMEF coils on NSTX

Longwen Yan, T.E. Evans, S.M. Kaye, R. Maingi2006年被引用 11Nuclear FusionIF 3出版社

A 3-D field line integration code, TRIP3D, has been modified to model stochastic magnetic perturbation produced by a resistive wall mode, error field (RWMEF) coil in the NSTX tokamak with very low aspect ratio. Multiple field lines with a uniform poloidal angle interval on each flux surface are automatically traced for the first time to follow the lines with large elongation plasmas. Each RWMEF coil can be configured to produce perturbation fields with dominant toroidal mode numbers of n = 1 or 3. In this study, it is found that the strongest stochastic layer is produced by the n = 3 configuration rather than n = 1 for the same coil current. Two NSTX divertor discharges, a lower single null and a double null have been modelled with different RWMEF-coil currents and toroidal modes. RWMEF currents of 2 kAt are sufficient to produce a strong stochastic field and significantly perturb the plasma boundary due to weak toroidal field in the spherical tokamak. The edge electron thermal diffusivity due to stochastic magnetic field is estimated to be 1 m2 s−1 with a 2 kAt current, which is comparable to that in DIII-D with an 8 kAt C-coil current. Currents of this magnitude, when used in the DIII-D I-coil configured for n = 3 perturbations suppress large edge localized modes (ELMs) and thus may have an impact on ELMs in NSTX. The result has been verified by the initial experiments.

日本語訳

3次元磁力線追跡コードTRIP3Dは、非常に低いアスペクト比を有するNSTXトカマクにおいて、抵抗性壁モード・誤差磁場(RWMEF)コイルによって生成される確率磁束摂動をモデル化するように改良された。各磁気面上で一様なポロイダル角間隔を有する複数の磁力線が、大きな伸長を持つプラズマの磁力線を追跡するために初めて自動的にトレースされた。各RWMEFコイルは、n = 1または3の卓越したトロイダルモード数を有する摂動場を生成するように構成できる。本研究では、同じコイル電流に対して、最も強い確率層がn = 1ではなくn = 3の構成によって生成されることが見出された。2つのNSTXダイバータ放電、すなわち下部シングルヌルとダブルヌルが、異なるRWMEFコイル電流とトロイダルモードでモデル化された。2 kAtのRWMEF電流は、球状トカマク内の弱いトロイダル磁場のために、強い確率磁場を生成し、プラズマ境界を著しく摂動させるのに十分である。確率磁場による周辺電子熱拡散係数は、2 kAtの電流で1 m2 s−1と推定され、これは8 kAtのCコイル電流を用いたDIII-Dの値に匹敵する。この大きさの電流は、n = 3摂動用に構成されたDIII-D Iコイルで使用された場合、大きな周辺局在モード(ELM)を抑制し、したがってNSTXのELMに影響を与える可能性がある。この結果は初期実験によって検証されている。

装置

nstx-u高精度(タイトル一致)diii-d中精度(概要文一致)

wiki

Magnetic perturbationNSTX
この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

3D vacuum magnetic field modelling of the ITER ELM control coil during standard operating scenarios

2013Nuclear Fusion

A 3D finite element model simulating tearing modes and their measurements in ASDEX Upgrade

2025Plasma Physics and Controlled Fusion

Study of in-vessel nonaxisymmetric ELM suppression coil concepts for ITER

2008Nuclear Fusion

Time-extended inductive tokamak discharges with differentially-tilted toroidal field coils

2023Nuclear Fusion

The radial electric field as a measure for field penetration of resonant magnetic perturbations

2014Nuclear Fusion

Multimode observations and 3D magnetic control of the boundary of a tokamak plasma

2013Nuclear Fusion

A tokamak with nearly uniform coil stress based on the virial theorem

2004Nuclear Fusion

Suppression of large edge localized modes with edge resonant magnetic fields in high confinement DIII-D plasmas

2005Nuclear Fusion

Numerical investigation of toroidal plasma response for ELM control via magnetic perturbations in the DTT Tokamak

2024Nuclear Fusion

Influence of stochastic coil perturbations on magnetic configurations in Chinese First Quasi-axisymmetric Stellarator

2026Nuclear Fusion