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

SOLPS-ITER numerical simulations of ITER-scale Snowflake divertors: low-field-side SF−/SF+ and high-field-side SF−/SF+ configurations

H.S. Wu, F. Subba, M.R.K. Wigram, O. Pan, R. Lo Frano, A. Pucciarelli, R. Zanino2026年1月Nuclear FusionIF 3出版社

Using the edge plasma code package SOLPS-ITER, we study the four types of Snowflake (SF) divertors for an ITER-size tokamak, with toroidal magnetic field BT∼ 5 T, major radius R ∼ 5 m and plasma current Ip ∼ 10 MA. Our aim is to provide insights into SF divertor design for future devices. In this work, the impacts of magnetic geometry and divertor target geometry in the four types of SF configurations on plasma behavior and power exhaust performance are investigated in detail. Low-recycling regime, high-recycling and detachment in the four types of SF divertors are obtained through an upstream density scan. The secondary X-point positions of SF divertors are systematically varied to examine their impact. For Low-Field-Side (LFS) SF− and High-Field-Side (HFS) SF− divertors the observed power splitting, induced by the secondary X-point, is consistent with experimental observations. The effect of target geometry is studied by comparing the flat target plates with the ITER-like divertor shape. The overall simulation results reveal a notable consequence of the LFS SF− divertor: a closed structure of the inner target with highly inclined plate can compress recycling neutrals originating from the HFS divertor region towards the LFS Scrape-Off Layer (SOL) and Private Flux Region regions. This results in considerable volumetric dissipation through strong ionization and recombination, causing the connected outer target region to detach. This feature can be considered in the design of the LFS SF− divertor for future devices. For the LFS and HFS SF+ divertors, the region between the two X-points exhibits strong ionization and recombination sources which are close to the primary X-point. This feature might be beneficial for the formation of X-Point Radiator (XPR) but would require further impurity seeding simulation study.

日本語訳

周辺プラズマコードパッケージSOLPS-ITERを用いて、我々はトロイダル磁場BT∼ 5 T、主半径R ∼ 5 m、プラズマ電流Ip ∼ 10 MAを有するITER規模のトカマクにおける4種類のスノーフレーク(SF)ダイバータを研究する。我々の目的は、将来の装置におけるSFダイバータ設計への洞察を提供することである。本研究では、4種類のSF配位における磁気幾何学形状とダイバータターゲット幾何学形状が、プラズマ挙動と排熱性能に及ぼす影響を詳細に調査する。上流密度スキャンにより、4種類のSFダイバータにおける低リサイクリング状態、高リサイクリング状態、およびデタッチメントを得た。SFダイバータの第二X点位置を系統的に変化させ、その影響を調べた。低磁場側(LFS)SF−ダイバータと高磁場側(HFS)SF−ダイバータでは、第二X点によって誘起される観測された電力分流は、実験観測と一致する。ターゲット幾何学形状の影響は、平板ターゲット板とITER類似ダイバータ形状を比較することにより調べた。全体のシミュレーション結果は、LFS SF−ダイバータの顕著な帰結を明らかにする。すなわち、高傾斜板を備えた内側ターゲットの閉鎖構造が、HFSダイバータ領域に由来するリサイクリング中性粒子を、LFSスクレイプオフ層(SOL)領域およびプライベートフラックス領域に向かって圧縮し得る。これにより、強い電離と再結合を通じた相当な体積散逸が生じ、接続された外側ターゲット領域がデタッチする。この特徴は、将来の装置のLFS SF−ダイバータ設計において考慮され得る。LFSおよびHFS SF+ダイバータでは、2つのX点の間の領域が、主X点に近い強い電離および再結合源を示す。この特徴は、X点放射体(XPR)の形成に有益かもしれないが、さらなる不純物シーディングのシミュレーション研究が必要であろう。

装置

iter高精度(タイトル一致)

wiki

ITERSOLPS-ITER

AIによる論文要約

SOLPS-ITER数値シミュレーションによるITER規模スノーフレークダイバータ:低磁場側SF−/SF+および高磁場側SF−/SF+配位
JA核融合炉設計者やダイバータ研究者、特にスノーフレーク配位の排熱制御に興味のある方。#核融合 #ダイバータ #スノーフレーク #SOLPS #ITER
LLM向け: {"Title": "SOLPS-ITER数値シミュレーションによるITER規模スノーフレークダイバータの研究", "Authors": "記載なし", "Re…

この研究では、プラズマ端コードSOLPS-ITERを用いて、ITERサイズのトカマク(BT∼5 T、R∼5 m、Ip∼10 MA)における4種類のスノーフレーク(SF)ダイバータをシミュレーションしました。磁気幾何形状とターゲット形状がプラズマ挙動と排熱性能に与える影響を詳しく調べ、上流密度走査により低リサイクリング、高リサイクリング、ディタッチメントを得ました。低磁場側SF−および高磁場側SF−ダイバータでは、副X点によるパワー分割が実験観測と一致しました。また、低磁場側SF−では、内側ターゲットの閉じた構造が高磁場側からのリサイクリング中性粒子を閉じ込め、強い電離と再結合により外側ターゲット領域をディタッチさせる効果が確認されました。SF+ダイバータでは、2つのX点間で強い電離・再結合源が主X点近くに生じ、X点放射体(XPR)形成に有利な可能性がありますが、更なる不純物入射シミュレーションが必要です。

関連論文

Developing physics basis for the snowflake divertor in the DIII-D tokamak

2018Nuclear Fusion

Modeling snowflake divertors in MAST-U Tokamak

2022Nuclear Fusion

Power exhaust and core-divertor compatibility of the baffled snowflake divertor in TCV

2023Plasma Physics and Controlled Fusion

The effect of the secondary x-point on the scrape-off layer transport in the TCV snowflake minus divertor

2019Nuclear Fusion

Taming the plasma–material interface with the 'snowflake' divertor in NSTX

2011Nuclear Fusion

The simulation of ELM control by the advanced divertor configuration in EAST

2025Nuclear Fusion

SOLPS analysis of changes in the main SOL of DIII-D associated with divertor detachment vs attachment and closure vs openness

2020Nuclear Fusion

Enhanced drift effects in the TCV snowflake divertor

2015Nuclear Fusion

Divertor power load studies for attached L-mode single-null plasmas in TCV

2018Nuclear Fusion

Power exhaust in the snowflake divertor for L- and H-mode TCV tokamak plasmas

2014Nuclear Fusion