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Variations in lithium vapor cave performance predictions due to radial transport and recycling assumptions

E.D. Emdee, R.J. Goldston, M.S. Parsons, M. Porcelli2026年6月Nuclear FusionIF 3出版社

The lithium vapor cave is a detached divertor design that uses a single private flux region baffle to contain a dense cloud of lithium vapor to dissipate heat flux. Plasma flows are created via fuel gas puffing in order to minimize lithium contamination of the main plasma. Significant modeling using the 2D edge code SOLPS-ITER has already been performed, predicting that sufficient target heat flux reductions ( MW m−2) with (/) is possible in a case with 90 MW m−2 unmitigated heat flux in NSTX-U. Low heat flux and low upstream concentration was found with a variety of combinations of divertor geometries, target recycling coefficients, upstream plasma parameters, lithium evaporation locations and deuterium fueling locations, with variations in performance found for each design choice. However, the most universal uncertainty of SOLPS-ITER simulations has until now remained unaddressed systematically, namely the cross-field anomalous particle and heat diffusivities. This article aims to bound the uncertainty in lithium concentration prediction as a result of the assumed deuterium cross-field transport and recycling. For the simulations presented here, a factor of 2.1 increase in the upstream lithium density prediction across a factor of four decrease to the assumed deuterium radial particle diffusivity is found. This result is compared across different assumed deuterium recycling coefficients, known to reduce with lithium injection. Upstream lithium density is found to vary by a factor of 2.4 across a feasible range of recycling coefficients at similar .

日本語訳

リチウム蒸気キャビティは、単一のプライベートフラックス領域バッフルを用いて高密度のリチウム蒸気雲を閉じ込め、熱流束を散逸させる非接触ダイバータ設計である。プラズマ流は、メインプラズマのリチウム汚染を最小限にするために燃料ガスパフィングによって生成される。2次元周辺コードSOLPS-ITERを用いた重要なモデリングがすでに実施されており、NSTX-Uにおける90 MW m−2の未低減熱流束の場合に(/)で十分なターゲット熱流束低減( MW m−2)が可能であると予測している。低熱流束と低上流濃度は、ダイバータ形状、ターゲットリサイクリング係数、上流プラズマパラメータ、リチウム蒸発位置、および重水素燃料供給位置のさまざまな組み合わせで見られ、それぞれの設計選択に対して性能のばらつきが見られた。しかしながら、SOLPS-ITERシミュレーションの最も普遍的な不確実性は、これまで系統的に扱われていないままである。すなわち、クロスフィールドの異常粒子拡散係数と熱拡散係数である。本論文は、仮定された重水素のクロスフィールド輸送とリサイクリングに起因するリチウム濃度予測の不確実性の範囲を限定することを目的とする。ここで提示するシミュレーションでは、仮定した重水素の径方向粒子拡散係数を4分の1に減少させると、上流リチウム密度予測が2.1倍増加することが見いだされた。この結果は、リチウム注入によって低下することが知られている、異なる仮定の重水素リサイクリング係数にわたって比較される。上流リチウム密度は、同様の における実現可能なリサイクリング係数の範囲にわたって2.4倍変動することが見いだされた。

装置

nstx-u高精度(AI判定)iter低精度(概要文一致)

wiki

LithiumRecyclingRadial transport

AIによる論文要約

リチウム蒸気キャビティ性能予測における径方向輸送とリサイクリング仮定による変動
JA核融合ダイバータ設計やエッジプラズマモデリングに携わる研究者、特にSOLPS-ITERユーザー#核融合 #ダイバータ #リチウム #プラズマエッジ #SOLPS
LLM向け: {"Title": "Variations in lithium vapor cave performance predictions due to radia…

核融合炉のダイバータ設計の一つであるリチウム蒸気キャビティは、リチウム蒸気の雲で熱流を散逸する方式です。本研究では、2次元エッジコードSOLPS-ITERを用いて、プラズマの径方向輸送やリサイクリング係数の仮定が、上流リチウム密度予測に与える不確かさを分析しました。その結果、重水素の径方向粒子拡散係数を4分の1に減少させると、上流リチウム密度が2.1倍増加することがわかりました。また、リサイクリング係数の現実的な範囲で密度は2.4倍変動しました。これらの結果は、性能予測の信頼性向上に重要です。

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