Study on active control of the parallel plasma heat flux

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核融合炉は核融合反応を担う高温の炉心プラズマとそれを取り囲む低温の周辺プラズマに大別される。炉心プラズマから周辺プラズマに漏れ出た粒子・熱は受熱装置であるダイバータ板に到達する。この際ダイバータ板が受ける高い熱負荷を許容範囲内に制御することは、核融合炉実現に向けた最重要課題の一つである。申請者はこれまでに第一原理シミュレーションを用いて、プラズマへのペレット(水素氷)入射による粒子供給の際に生じる揺動に着目してきた。この揺動により周辺プラズマにおける径方向への粒子・熱の乱流輸送が増大されれば、ダイバータ熱負荷を低減できると期待される。大規模周辺プラズマシミュレーションコードSOLPS-ITERは欧州を中心に世界中の実験装置のダイバータ熱負荷評価の実績がある。プラズマ輸送モデルは流体モデルであるため、径方向乱流輸送は拡散係数を与えることで近似せざるを得ないが、上記の第一原理シミュレーションより原子・分子過程が詳細であることや、計算時間が短いために系統的にデータを得られることなどの利点がある。そこで本研究としては、第一原理シミュレーションにて粒子供給時に生じる乱流輸送を調べ、それを拡散係数として表現し、SOLPS-ITERに導入することでダイバータ熱負荷への効果を調べることにした。令和4年度はSOLPS-ITERを管理しているITER機構(フランス)を訪問し、SOLPS-ITERコードと計算機クラスタの使用手続きとコード使用の初期トレーニングを進めた。今後はペレット入射実験を実施しているDIII-D装置(アメリカ)に同コードを適用する。