The B2.5 code is applied for modelling SOL plasma in the HT-7U superconductor tokamak in order to construct a database for the design of a divertor for the device. The plasma parameters at the core-SOL interface set as the boundary conditions for B2.5 modelling are varied extensivelyin order to survey the operation of the divertor over a wider range of plasma parameters. Detailed distributions of the plasma heat flux and the other plasma parameters in the SOL, especially at the target plate of the divertor and the outer wall, are found by modelling, and a detailed analysis for the power balance in the SOL is carried out. The modelling results show that most of the electron heat flux and a small part of the ion heat flux arrive at the target plate of the divertor, while a part of the ion heat flux and a small part of the electron heat flux arrive at the outer wall. For the same boundary conditions the SOL physics widths λTe, λTi and λne,i increase with SOL thickness DSOL and the peak values of plasma heat flux and some other plasma parameters at the target plate of the divertor decrease with increasing DSOL. For a boundary density Nedge of 2×1019 m-3, a boundary temperature Tedge of 300 eV and DSOL = 5 cm, the peak value of the electron heat flux at the target plate is 3.92 MW/m2, with 52.81% of the electron heat flux and only 4.20% of the ion heat flux arriving at the target plate. The modelling results form a database for the preliminary design of the HT-7U tokamak divertor.
B2.5コードは、HT-7U超伝導トカマクにおけるSOLプラズマのモデリングに適用され、装置用ダイバータ設計のためのデータベースを構築する。B2.5モデリングの境界条件として設定されるコア-SOL界面でのプラズマパラメータは、より広いプラズマパラメータ範囲にわたってダイバータの動作を調査するために広範囲に変化させる。モデリングにより、SOL内、特にダイバータのターゲットプレートと外壁におけるプラズマ熱流束およびその他のプラズマパラメータの詳細な分布が求められ、SOL内のパワーバランスに関する詳細な解析が行われる。モデリング結果は、電子熱流束の大部分とイオン熱流束の一部がダイバータのターゲットプレートに到達し、イオン熱流束の一部と電子熱流束の一部が外壁に到達することを示している。同じ境界条件に対して、SOL物理幅λTe、λTiおよびλne,iはSOL厚さDSOLとともに増加し、ダイバータのターゲットプレートにおけるプラズマ熱流束およびその他のいくつかのプラズマパラメータのピーク値はDSOLの増加とともに減少する。境界密度Nedgeが2×10^19 m^-3、境界温度Tedgeが300 eV、DSOL = 5 cmの場合、ターゲットプレートにおける電子熱流束のピーク値は3.92 MW/m^2であり、電子熱流束の52.81%とイオン熱流束のわずか4.20%がターゲットプレートに到達する。モデリング結果は、HT-7Uトカマクダイバータの予備設計のためのデータベースを形成する。