Two identical neutral beam injectors (NBIs) have been installed on the COMPASS tokamak. Each of them is capable of producing a deuterium (or hydrogen, helium) neutral beam with nominal power of up to 400 kW at 40 keV. Since the COMPASS tokamak is a compact machine, the design of the neutral beams was carefully optimized to fit the neutral beam through the narrow ports of the tokamak. However, once the neutral beams are operated out of the scope of their optimal parameters, additional power losses occur due to neutral beam scraping. This article investigates the amount of power loss due to neutral beam scraping. The losses are calculated using the neutral beam models and measured neutral beam parameters. The calculated results are compared with the measured power delivered into the plasma. Two different neutral beam models are employed. One describes the neutral beam as a sum of small beamlets, which are Gaussian-like. The second one describes the neutral beam as a single Gaussian beam. The amount of the power lost to scraping is determined by both models and compared. Neutral beam parameters, the input parameters for both models, are derived from the Doppler-shifted spectra emitted by fast neutral atoms. It is shown that when operating NBIs at nominal parameters, the scraping losses are negligible (5% ). If the NBIs are operated too far from the nominal parameters, the scraping losses can reach up to ∼60% of the NBI output power. As the highest fractional losses occur with low power NBI, the beam duct is capable of withstanding the corresponding power loads. The expected auxiliary heating power , the power entering the tokamak chamber carried by fast neutrals, is benchmarked against the additional plasma input power observed in the measured plasma parameters . The additional plasma input power is derived from the plasma power balance. The power balance terms are independent of the neutral beam model used for the auxiliary heating power calculation . The results of the power balance evaluation reveal a difference between two NBIs installed on COMPASS. One of the injectors systematically delivers 17% less power than the other into the plasma given the same beam parameters. It is concluded that the additional losses occur before the beam enters the tokamak chamber.
2基の同一の中性粒子ビーム入射装置（NBI）がCOMPASSトカマクに設置されている。それぞれは、最大400 kWの公称出力を40 keVで有する重水素（または水素、ヘリウム）中性粒子ビームを生成可能である。COMPASSトカマクはコンパクトな装置であるため、NBIの設計は、トカマクの狭いポートを通して中性粒子ビームを適合させるために慎重に最適化された。しかしながら、中性粒子ビームが最適パラメータの範囲外で運転されると、ビームのスクレイピングによる追加の電力損失が発生する。本論文では、ビームのスクレイピングによる電力損失量を調査する。損失は、中性粒子ビームモデルと測定されたビームパラメータを用いて計算される。計算結果は、プラズマへ入射される測定電力と比較される。2つの異なる中性粒子ビームモデルが用いられる。1つは、ガウス分布に類似したビームレットの集合としてビームを記述するモデルであり、もう1つは、単一のガウス分布ビームとしてビームを記述するモデルである。スクレイピングによる損失電力は、両モデルによって決定され、比較される。両モデルの入力パラメータであるビームパラメータは、高速中性粒子によって放出されるドップラーシフトスペクトルから導出される。公称パラメータでNBIを運転した場合、スクレイピング損失は無視できる程度（5％未満）であることが示される。NBIが公称パラメータから大きく外れて運転されると、スクレイピング損失はNBI出力電力の最大約60％に達する可能性がある。最も高い割合の損失が低出力NBIで発生するため、ビームダクトは対応する電力負荷に耐えることが可能である。トカマク容器内へ高速中性粒子によって運ばれる期待される追加加热電力は、測定されたプラズマパラメータにおいて観測される追加のプラズマ入力電力とベンチマークされる。追加のプラズマ入力電力は、プラズマパワーバランスから導出される。パワーバランスの各項は、追加加热電力の計算に使用される中性粒子ビームモデルとは独立である。パワーバランス評価の結果は、COMPASSに設置された2基のNBI間に差異があることを明らかにする。同一のビームパラメータを与えた場合、一方の入射装置は他方よりも系統的に17％少ない電力をプラズマへ入射する。追加の損失は、ビームがトカマク容器へ入射する前に発生すると結論付けられる。