The RAPTOR transport code has been applied to model how the time required for controlled discharge termination of Ohmic plasmas scales from present tokamaks like TCV and JET, to reactor-grade tokamaks like ITER and DEMO. It is shown that ramping the plasma current down to 20% of the flat-top value over a time interval , with non-normalized internal inductance and resistance evaluated at stationary Ohmic conditions, results in an approximately self-similar peaking of the current density for the four considered tokamaks, indicating the adequacy of as a relevant timescale for cross-machine comparisons, yielding for TCV, for JET, for ITER and for DEMO. Note that is easy to evaluate, both in reactor design systems codes and on a tokamak real-time control system based on magnetic equilibrium reconstructions. For the simulated ramp-downs with , the end-of-ramp-down normalized internal inductance is limited to values below 2, and a reversal of the boundary loop voltage is avoided. An ramp-down faster than requires a reversal of the boundary loop voltage and leads to the formation of a broad plasma layer carrying current in the direction opposite to the total plasma current, concomitant with , a central region with low magnetic shear and strongly peaked pressure profiles. Significant reduction of plasma volume and elongation, as foreseen for ITER and DEMO reference ramp-down scenarios, is shown to counteract the reversal of current density and the increase, while easing vertical stability control, potentially enabling faster ramp-down scenarios. Further studies, both experimental and theoretical, should be performed to assess the feasibility of such fast termination scenarios, notably with respect to vertical position control, shape control and (resistive) beta limits. A simple analytical model is proposed to estimate the values of based on 0D engineering parameters for different tokamaks and for varying assumptions regarding effective charge, Greenwald fraction and confinement quality. For burning plasmas, ITER baseline simulations show that a termination within 150% of the L-mode can avoid negative edge current density and a large increase for an HL transition 1/3rd into the ramp-down.
RAPTOR輸送コードを適用して、TCVやJETのような現在のトカマクからITERやDEMOのような炉級トカマクまで、オーミックプラズマの制御放電終了に必要な時間がどのようにスケーリングするかをモデル化した。定常オーミック条件で評価された非正規化内部インダクタンス および抵抗 を用いて、プラズマ電流をフラットトップ値の20%まで時間間隔 でランプダウンすると、検討した4つのトカマクにおいて電流密度のほぼ自己相似的なピーキングが生じることが示され、これは が機種間比較のための関連する時間スケールとして適切であることを示しており、TCVでは 、JETでは 、ITERでは 、DEMOでは となる。なお、 は、炉設計システムコードと、磁気平衡再構成に基づくトカマク実時間制御システムの両方において評価が容易である。 によるシミュレーションされたランプダウンでは、ランプダウン終了時の正規化内部インダクタンス は2未満の値に制限され、境界ループ電圧の反転は回避される。 より速い ランプダウンでは、境界ループ電圧の反転が必要となり、全プラズマ電流と反対方向に電流を流す広いプラズマ層の形成を伴い、それに伴って 、低磁気シアと強くピーキングした圧力分布を持つ中心領域が生じる。ITERおよびDEMOの参照ランプダウンシナリオで想定されているような、プラズマ体積と伸長度の大幅な減少は、電流密度の反転と の増加に対抗し、同時に垂直安定性制御を容易にし、より速い ランプダウンシナリオを可能にする可能性があることが示されている。このような高速終了シナリオの実現可能性、特に垂直位置制御、形状制御、（抵抗性）ベータ限界に関して評価するためには、実験的および理論的の両方でさらなる研究を実施すべきである。異なるトカマクと、実効電荷、グリーンワルド分率、閉じ込め品質に関する様々な仮定に対して、 の値を0D工学的パラメータに基づいて推定するための簡単な解析モデルが提案されている。燃焼プラズマについては、ITERベースラインシミュレーションにより、Lモード の150%以内での終了が、ランプダウン開始から1/3時点でのHL遷移に対して、負の周辺電流密度と大きな 増加を回避できることが示されている。