An approach to the integrated modelling of plasma regimes in the projected neutron source DEMO-FNS based on different codes is developed. The consistency check of the steady-state regime is carried out, namely, the possibility of the plasma current ramp-up, acceptance of growth rates of MHD modes in the steady-state regime, heat loads to the wall and divertor plates and neutron yield value. The following codes are employed for the integrated modelling. ASTRA transport code for calculation of plasma parameters in the steady-state regime, NUBEAM Monte Carlo code for NBI incorporated into the ASTRA code, DINA free boundary equilibrium and evolution code, SPIDER free boundary equilibrium and equilibrium reconstruction code, KINX ideal MHD stability code, TOKSTAB rigid shift vertical stability code, edge and divertor plasma B2SOLPS5.2 code and Semi-analytic Hybrid Model (SHM) code for self-consistent description of the core, edge and divertor plasmas based on the experimental scaling laws. The consistent steady-state regime for the DEMO-FNS plasma and the plasma current ramp-up scenario are developed using the integrated modelling approach. Passive copper coils are suggested to reduce the plasma vertical instability growth rate to below ∼30 s−1.The outer divertor operation in the 'high-recycling' regime is numerically demonstrated with a maximal heat flux density of 7–9 MW m−2 that is technically acceptable.
核融合中性子源DEMO-FNSにおけるプラズマ状態の統合モデリング手法を、異なるコードに基づいて開発する。定常状態の整合性検証、すなわちプラズマ電流立ち上げの可能性、定常状態におけるMHDモードの成長率の許容性、壁およびダイバータ板への熱負荷、ならびに中性子発生量の評価を行う。統合モデリングには以下のコードを用いる。定常状態のプラズマパラメータ計算にはASTRA輸送コード、ASTRAコードに組み込まれたNBI用NUBEAMモンテカルロコード、自由境界平衡および時間発展計算にはDINAコード、自由境界平衡および平衡再構成にはSPIDERコード、理想MHD安定性解析にはKINXコード、剛体シフト垂直安定性解析にはTOKSTABコード、周辺およびダイバータプラズマ解析にはB2SOLPSコード、そして実験スケーリング則に基づくコア・周辺・ダイバータプラズマの自己無撞着記述には半解析ハイブリッドモデル(SHM)コードを用いる。統合モデリングアプローチにより、DEMO-FNSプラズマの整合的な定常状態とプラズマ電流立ち上げシナリオを構築する。受動銅コイルの導入により、プラズマ垂直不安定性の成長率を約30 s⁻¹以下に低減することを提案する。また、ダイバータの「高リサイクリング」運転モードを数値的に実証し、最大熱流束密度が7〜9 MW m⁻²となり、技術的に許容可能であることを示す。