Study on active control of the parallel plasma heat flux

平行等离子体热流主动控制研究

• 批准号: 22K14022
• 负责人: 東郷 訓
• 金额: $ 1.91万
• 依托单位: University of Tsukuba
• 依托单位国家: 日本
• 项目类别: Grant-in-Aid for Early-Career Scientists
• 财政年份: 2022
• 资助国家: 日本
• 起止时间: 2022-04-01 至 2027-03-31
• 项目状态: 未结题
• 来源: https://kaken.nii.ac.jp/en/grant/KAKENHI-PROJECT-22K14022/
• 关键词: 周辺プラズマ; ダイバータ熱負荷制御; ジャイロ運動論的シミュレーション; 熱流束広がり幅; 乱流輸送

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。

核融合反应器可以广泛分为高温核心等离子体，这些等离子体负责融合反应，并围绕其周围的低温外围等离子体。颗粒和热量从核心等离子体到周围的等离子体泄漏到达散热器板，即接收器件。在这种情况下，控制分流板在可接受范围内接收的高热负荷是实现核融合反应器的最重要问题之一。申请人先前已经使用了第一个原理模拟来集中于颗粒被入射在血浆上的颗粒（氢冰）时发生的振荡。如果由于这种摇摆而增加了颗粒和径向方向上的湍流传输，则可以预计可以减少分流器的热负荷。大规模的外围等离子体模拟代码solps-iter具有评估世界各地（主要在欧洲）实验设备的分流热载荷的记录。由于血浆传输模型是流体模型，因此可以通过给出扩散系数来近似径向湍流传输，但是与上面的第一个原理模拟相比，它具有诸如详细原子和分子过程之类的优点，并且简短的计算时间允许获得系统数据。因此，在这项研究中，我们研究了第一个原理模拟中粒子供应期间发生的湍流转运，以扩散系数表示，并将其引入SOLPS-仪，以研究对分流器热负载的影响。在2022年，我们访问了管理Solps-iter的ITER组织（法国），并进行了有关使用Solps-iter代码和计算机群集以及代码使用的初步培训。该代码将应用于进行颗粒注射实验的DIII-D设备（美国）。

项目成果

ITER機構(フランス)

ITER组织（法国）