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Equilibrium and vertical-instability considerations for vertical strike-point shifts on the ITER divertor targets

R.A. Kolesnikov, R.H. Bulmer, L.L. LoDestro, T.A. Casper, R.A. Pitts2013年被引用 6Nuclear FusionIF 3出版社

The study of operation with raised strike points on the first ITER divertor target plates is motivated by the need to gain experience with operation with strike points on tungsten (W) surfaces during the non-active phases (in the case of an initial carbon fibre composite (CFC)/W divertor); or (if ITER begins with a full-W divertor), to gain experience with plasma control and transients while operating with raised strike points to avoid damaging the baseline strike regions in preparation for the nuclear phase, and to provide a means for operation should damage occur in the baseline strike zone. For operation with raised strike points, we use the Corsica code to investigate the range of possible H- and L-mode equilibria, with emphasis on the maximum plasma current, achievable shapes, etc. With raised strike points the maximum achievable plasma current is close to 14 MA. The operating space (βp − li) for raised strike points has been studied. The size of the βp − li operating space shrinks (compared to using standard strike-point positions) at 14 MA. For 12 MA, however, the operating space is not affected when using raised strike points. For equilibria with elevated strike points (at roughly the CFC/W transitions, following the 2007 ITER Design Review) the vertical-instability growth-rates at high plasma current (14 MA) are somewhat high but are within the 20 s−1 which studies indicate are controllable in ITER. At lower currents (12 MA) in H-mode, the vertical-instability growth rates stay below 10.0 s−1 for most of βp − li space. At 12 MA in H-mode, multiple equilibria which meet our constraints have been found in overlapping regions of the βp − li operating space.

日本語訳

最初のITERダイバータターゲット板におけるストライク点を上昇させた状態での運転に関する研究は、非活性段階(初期の炭素繊維複合材(CFC)/Wダイバータの場合)においてタングステン(W)表面上でのストライク点を有する運転の経験を得る必要性、あるいは(ITERが全面Wダイバータで開始する場合)ベースラインのストライク領域への損傷を回避するためにストライク点を上昇させた状態でのプラズマ制御および過渡現象の経験を得る必要性、そして核融合段階に備えてベースラインのストライク領域に損傷が生じた場合の運転手段を提供する必要性によって動機づけられる。ストライク点を上昇させた状態での運転に関して、我々はCorsicaコードを用いて、可能なHモードおよびLモード平衡の範囲を調査し、最大プラズマ電流、達成可能な形状などに重点を置いた。ストライク点を上昇させた場合、達成可能な最大プラズマ電流は14 MAに近い。ストライク点を上昇させた場合の運転領域(βp − li)が調査された。βp − li運転領域の大きさは、14 MAにおいて(標準的なストライク点位置を使用した場合と比較して)縮小する。しかしながら、12 MAでは、ストライク点を上昇させて使用した場合、運転領域は影響を受けない。ストライク点を上昇させた平衡(おおよそCFC/W遷移時、2007年ITER設計レビューに従う)では、高プラズマ電流(14 MA)における垂直不安定性成長率はやや高いものの、研究によりITERで制御可能であると示された20 s⁻¹の範囲内にある。より低い電流(12 MA)のHモードでは、垂直不安定性成長率はβp − li空間の大部分において10.0 s⁻¹未満に留まる。12 MAのHモードでは、我々の制約条件を満たす複数の平衡が、βp − li運転領域の重複する領域において見出された。

装置

iter高精度(タイトル一致)

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ITERDivertorDivertor target
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