A reversed magnetic shear high plasma performance H-mode discharge with internal transport barrier (ITB) has been realized and modeled on experimental advanced superconducting tokamak (EAST) in deuterium (D) plasmas with an ITER-like tungsten (W) upper divertor. In this shot (#71326), the dimensionless parameter G () can reach to 0.25 (H89 ⩽ 2, βN ⩽ 2, q95 ∼ 4, Ip ⩽ 450 kA, BT ⩽ 1.6 T). The ITB has been observed in the channels of particle (electron density ne), electron and ion temperature (Te and Ti) and toroidal rotation velocity (Vt). However, in the formation process of Vt and ne ITBs, the heavy impurities accumulate in the core plasmas, which may be one of the most important reasons for the limitation of the improvement of plasma performance. A time slice (t = 4.65 s) of the high plasma performance phase with ne, Ti and Vt ITBs has been analyzed. It is found that the position of minimum safety factor (qmin) is at about normalized radius ρ = 0.4 where may be the location of ion ITB foot, during equilibrium reconstruction from EFIT using external magnetic and internal polarimeter-INTferometer (POINT) measurement constraints. Based on this equilibrium, the source is self-consistently calculated by ONETWO and NUBEAM. Then the ne, Te, Ti and Vt have been modeled predictively and simultaneously by TGYRO utilizing the reconstructed equilibrium, the self-consistent source and the experimental radiated power for the first time in EAST. This modeling well reproduces the experimental ne and Ti profiles in the reversed magnetic shear plasmas. In addition, it is shown that reversed magnetic shear rather than shear of radial electric field (Er) mainly produced by Vt plays a key role to the formation of ne and Ti ITBs. The reasons for central accumulation of W impurity are also clarified by computing both neoclassical and turbulent transport components of W. It turns out that the neoclassical transport dominates over turbulent transport for W and neoclassical pinch of W causes its central accumulation.
逆磁気シアー高プラズマ性能Hモード放電で、内部輸送障壁(ITB)を有するものが、実験先進超伝導トカマク(EAST)において、ITER類似タングステン(W)上部ダイバータを備えた重水素(D)プラズマ中で実現され、モデル化された。このショット(#71326)では、無次元パラメータG()は0.25に達し得る(H89 ⩽ 2、βN ⩽ 2、q95 ∼ 4、Ip ⩽ 450 kA、BT ⩽ 1.6 T)。ITBは、粒子(電子密度ne)、電子・イオン温度(TeおよびTi)、トロイダル回転速度(Vt)のチャンネルで観測された。しかしながら、Vtおよびne ITBの形成過程において、重不純物がコアプラズマに蓄積し、これがプラズマ性能向上の制限の最も重要な理由の一つである可能性がある。ne、TiおよびVt ITBを有する高プラズマ性能位相の時間スライス(t = 4.65 s)が解析された。外部磁気および内部偏光計-干渉計(POINT)測定の制約を用いたEFITによる平衡再構成の際、最小安全係数(qmin)の位置が規格化半径ρ = 0.4付近にあり、そこがイオンITBフットの位置である可能性があることが見出された。この平衡に基づき、ソースはONETWOおよびNUBEAMによって自己無撞着に計算された。次に、再構成された平衡、自己無撞着なソース、および実験的な放射パワーを利用して、ne、Te、TiおよびVtがTGYROによって予測的かつ同時にモデル化された。これはEASTで初めてのことである。このモデリングは、逆磁気シアープラズマにおける実験的なneおよびTi分布をよく再現する。さらに、主にVtによって生成される径電場(Er)のシアではなく、逆磁気シアーがneおよびTi ITBの形成に重要な役割を果たすことが示された。W不純物の中心蓄積の理由も、Wの新古典輸送成分と乱流輸送成分の両方を計算することによって明らかにされた。Wに対しては新古典輸送が乱流輸送よりも支配的であり、Wの新古典的ピンチがその中心蓄積を引き起こすことが判明した。