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

Edge topology and flows in the reversed-field pinch

G. Spizzo, M. Agostini, P. Scarin, N. Vianello, R. B. White, S. Cappello, M. E. Puiatti, M. Valisa, the RFX-mod Team2012年被引用 16Nuclear FusionIF 3出版社

Edge topology and plasma flow deeply influence transport in the reversed-field pinch as well as in all fusion devices, playing an important role in many practical aspects of plasma performance, such as access to enhanced confinement regimes, the impact on global power balance and operative limits, such as the density limit (Spizzo G. et al 2010 Plasma Phys. Control. Fusion52 095011). A central role is played by the edge electric field, which is determined by the ambipolar constraint guaranteeing quasi-neutrality in a sheath next to the plasma wall. Its radial component is experimentally determined in RFX over the whole toroidal angle by means of a diagnostic set measuring edge plasma potential and flow with different techniques (Scarin P. et al 2011 Nucl. Fusion51 073002). The measured radial electric field is used to construct the potential in the form Φ(ψp, θ, ζ) (ψp radial coordinate, θ, ζ angles), by means of the Hamiltonian guiding-centre code ORBIT. Simulations show that a proper functional form of the potential can balance the differential radial diffusion of electrons and ions subject to m = 0 magnetic island O- and X-points. Electrons spend more time in the X-points of such islands than in O-points; ions have comparatively larger drifts and their radial motion is more uniform over the toroidal angle. The final spatial distribution of Φ(ψp, θ, ζ) results in a complex 3D pattern, with convective cells next to the wall. Generally speaking, an edge topology dominating parallel transport with a given symmetry brings about an edge potential with the same symmetry. This fact helps us to build a first step of a unified picture of the effect of magnetic topology on the Greenwald limit, and, more generally, on flows in the edge of RFPs and tokamaks.

日本語訳

エッジトポロジーとプラズマ流は、反転磁場ピンチおよびすべての核融合装置において輸送に深く影響を及ぼし、プラズマ性能の多くの実用的側面、例えば強化閉じ込めモードへのアクセス、グローバルパワーバランスへの影響、そして密度限界などの運転限界において重要な役割を果たす(Spizzo G. et al 2010 Plasma Phys. Control. Fusion52 095011)。中心的な役割を担うのはエッジ電場であり、これはプラズマ壁近傍のシースにおける準中性条件を保証する両極性拘束によって決定される。その径方向成分は、異なる手法を用いてエッジプラズマ電位と流れを測定する診断セットにより、RFXにおいて全トロイダル角度にわたって実験的に決定された(Scarin P. et al 2011 Nucl. Fusion51 073002)。測定された径方向電場は、ハミルトニアン guiding-centre コード ORBIT を用いて、ポテンシャルを Φ(ψp, θ, ζ)(ψp は径方向座標、θ と ζ は角度座標)の関数として構築するために使用される。シミュレーションは、ポテンシャルの適切な関数形が、m = 0 磁気島の O 点と X 点に従う電子とイオンの径方向拡散の差をバランスさせ得ることを示す。電子はそのような島の X 点でより多くの時間を費やし、イオンは比較的大きなドリフトを持ち、その径方向運動はトロイダル角度に対してより一様である。Φ(ψp, θ, ζ) の最終的な空間分布は複雑な 3 次元パターンをもたらし、壁近傍に対流セルが形成される。一般的に言えば、平行輸送を支配するエッジトポロジーが特定の対称性を持つ場合、エッジポテンシャルも同じ対称性を持つことになる。この事実は、磁気トポロジーがグリーンワルド密度限界に及ぼす影響、そしてより一般的には RFP やトカマクのエッジ流れに及ぼす影響についての統一的描像を構築するための第一歩となる。

wiki

Reversed field pinch
この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

Electrostatic properties and active magnetic topology modification in the RFX-mod edge plasma

2013Nuclear Fusion

Plasma edge transport with magnetic islands—a comparison between tokamak and reversed-field pinch

2014Nuclear Fusion

Stabilization of ideal pressure gradient driven edge modes during pulsed parallel current drive in reversed field pinch

2010Nuclear Fusion

An intrinsic source of radial electric field and edge flows in tokamaks

2009Nuclear Fusion

Understanding of edge plasmas in magnetic fusion energy devices

2005Plasma Physics and Controlled Fusion

Investigation on the relation between edge radial electric field asymmetries in RFX-mod and density limit

2010Plasma Physics and Controlled Fusion

Edge physics in reversed-field pinch and tokamak: similarities and differences

1997Plasma Physics and Controlled Fusion

Sheared flows and turbulence in fusion plasmas

2007Plasma Physics and Controlled Fusion

Predicting the radial electric field imposed by externally driven radial currents in tokamaks

1994Nuclear Fusion

Investigation of turbulence rotation and radial electric field in the island divertor and plasma edge at W7-X

2019Plasma Physics and Controlled Fusion