筑波大学プラズマ研究センターシンポジウム	  スクレープオフ層とダイバータ物理サブクラスター	  平成２３年度 合同研究会	  ブランケットサブクラスター	  双方向型共同研究会合	  2011/7/20-­‐21 つくばサイエンスインフォメーションセンター 	  非接触プラズマ及びタングステン輸送のシミュレーションの現状	
星野一生	
原子力機構	

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非接触ダイバータプラズマシミュレーションの	  現状	3	  3	/	  16	

非接触ダイバータプラズマ	
ダイバータに集中する膨大な熱負荷の低減に対して、	  非接触ダイバータプラズマ概念が重要	

Sheath

非接触ダイバータの基本メカニズム	  	  エネルギー損失	  	  不純物放射、リサイクリング	  運動量損失	  	  イオン-­‐中性粒子間の荷電交換	  	  イオン粒子損失	  	  体積再結合	  	  	SOL

Divertornnn

Attachment

TDetachment

s=0

s=L

しかし、トカマク実験で観測されるような非接触ダイバータプラズマ、特に著しい粒子束の減少の再現は、多くの実験解析・設計に	  用いられている2次元ダイバータコードにとって未だ課題。	  4	/	  16	2次元ダイバータコードによる非接触ダイバータモデリング!
SOLPSコードによる非接触ダイバータシミュレーションの例	
上流密度に対するダイバータへの粒子束	 M.Wischmeier、JNM2009	
SOLPS	  simula4on	  for	  ASDEX-­‐U	SOLPS	  simula4on	  for	  DIII-­‐D	

•ASDEX（左図）の外側DIV（実線）は、実験を比較的よく再現できている。	  
•その他は、粒子束の減少が始まる 上流密度 が実験と大きく異なるもしくは起こらない。	  
•内外非対称性が実験に 比べて小さい	  非接触ダイバータモデルの改善を目指してITPA	  SOL/ダイバータグループの元でコード間ベンチマーク活動が進められている。	

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非接触ダイバータモデル改善に関連した試み	
SOLPS	

B2-­‐EIRENE	

・非接触ダイバータ内外非対称に対するモデル・仮定の検討(D.Coster,	  PSI19)	  	  	  à	  hot	  ele.の寄与大の可能性	  B2+Hot	  ele.	

B2	・解析領域（計算セル）の拡大 	  	  	  	  	  	  	  	  (W.Dekeyser	  PSI19,	  M.Baelmans	  NF2011)	  	  	  EDGE2D	・径方向輸送係数の衝突周波数依存性(S.Wiesen,	  PSI19)	
⎛ ν* ⎞*D⊥ ν = D⊥ref ⋅ ⎜ * ⎟⎜ν ⎟⎝ ref ⎠( )UEDGE	εGinnerTime	  (=rise	  of	  nsepdue	  to	  gas	  puﬀ	  )	・モデル・条件の検証(M.Groth,	  PSI19,	  ITPA	  15th	  SOLDIV)	  	  -­‐	  2xYchem	  →	  Prad,	  Isは改善するが、他の分光計測と矛盾	  	  -­‐	  nsep	  x	  1.3	  →X点近傍まで低温下するが密度ピークはダイバータ近傍のまま	6	/	  16	SONICによるJT-60Uダイバータシミュレーション例	
JT-­‐60U	  L-­‐mode放電	  	  Qin = 3.2 MW, Gin = 0.8 - 4.0 x	  1021 s-1, Gpuff = 0 - 20 x	  1021 s-1

D = 0.3 m2/s, ci = ce = 1.0 m2/s
電子温度	

イオン粒子束	

10084020000.2 0.4 0.6 0.8

nmid11.2 1.4 1.6(1019 m-3)

!d (1023 m-3 s-1)

Te (eV)

60

76543210outer	  strike	  point	
00.2 0.4 0.6 0.8

nmid (10191X-­‐point	  MARFE	  &	  recombina4on	  detachment	  80X-­‐point	  MARFE	  &	  recombina4on	  detachment	  outer	  strike	  point	

1.2 1.4 1.6-3m )-­‐	  実験に比べて低いnmidでダイバータの電子温度は数eV以下	  -­‐	  イオン粒子束のroll	  overは見られない	  (実験ではave	  n~2x1019でロールオーバー)	  -­‐	  シミュレーションにおいてより高いnmidでは体積再結合による粒子束の減少	  -­‐	  実験と同程度のnmidでX点MARFE	  7	/	  16	SONICにおける非接触ダイバータの改善検討

実験データとの比較に基づくSONICシミュレーションにおける問題点の把握と、物理モデル・仮定が非接触ダイバータプラズマ特性に与える影響を検討

20Private	  	  region	

SOL	  region	

1510ni (1019-3m )プライベートプラズマの境界条件検討	
19	  m-­‐3	n=1.1	  x	  10
mid25

5

inner	  divertor	

0-0.04 -0.03 -0.02 -0.01

00.01

0.02

distance from separatrix (m)108420par4cle	  loss	  	  by	  diﬀusion	

6private	  side	  	  boundary	

イオン粒子束 (1023m-2s-1)(K.	  Hoshino	  JNM	  2011)	

864SONIC
改善後

20

外側ストライク点
00.40.8

赤道面密度(101.2191.6-3m )プライベートプラズマ条件の再検討と壁排気効果の考慮により、赤道面密度に対するダイバータへのイオン粒子束の傾向がやや改善。

• 他の効果（超音速流、炭化水素の解離、SOL流、ion flux limiter）についても検討・継続中。
• 低温・低密度プラズマを安定に解析できるようコードの改良も必要

非接触ダイバータモデリングのまとめ	

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• 現状、2次元ダイバータコードにより実験で観測されるような	  非接触ダイバータプラズマ（粒子束低減、内外非対称性）を	  再現することは困難	  • 非接触ダイバータモデルの改善を目指して	  コード間ベンチマーク（ITPA）、及び各コードでモデルの再検討が進行中	  非接触ダイバータに関連すると考えられる開発課題	
・径方向輸送	  ・運動論効果（Flux	  Limiter,	  Supra-­‐thermal	  electron,	  etc)	  ・境界条件（ダイバータ、SOL端）	  ・中性粒子輸送、原子分子データ	  ・第一壁とのリサイクリング（解析領域の拡張）	  ・ドリフト、電流	  ・etc	  9	/	  16	

タングステン輸送シミュレーションの現状	

Transport	  of	  tungsten	  impurity	  in	  SOL	  and	  divertor	

10	/	  16	The	  W	  transport,	  especially	  long	  range	  transport,	  is	  not	  understood	  well	  compared	  with	  low-­‐Z	  impurity	  transport.	
Important	  physics	  for	  the	  W	  transport	Finite	  Larmor	  radius	  (FLR)	  eﬀect	  :	  	  	  prompt	  re-­‐deposi4on,	  transport	  in	  sharp	  plasma	  gradient	  Plasma	  wall	  interac4on	  （PWI）:	  	  	  self-­‐spujering,	  reﬂec4on,	  incident	  angle,	  emijed	  angle	  Coulomb	  collision,	  thermal	  force,	  etc	  	Modeling	  of	  the	  long	  range	  W	  transport	
Fluid	  Approach	
Bundle	  scheme:	  	  SOLPS(IPP),	  EDGE2D(JET)	
Full	  charge	  state:	  EMC3(IPP)	

Monte-­‐Carlo	  approach	Guiding-­‐center	  (GC)	  approxima4on:	  DIVIMP(CA),	  (IMPMC(JA))	
Full	  orbit:	  IMPGYRO(JA),	  	  ERO(Jülich,	  short	  range	  only?)	

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Modeling	  of	  long	  tungsten	  transport	
Fluid	  Approach	 Bundle	  Scheme:	  	  SOLPS,	  EDGE2D	
W輸送を扱うと７５セットの流体方程式が増加	  à計算時間は約100倍に増加	
ある価数範囲でまとめて1流体とすることで	  計算コスト削減 àBundle	  Scheme	

バンドルすると放射損失を低く見積もる傾向にあり、	  エネルギーバランスの観点から改善が必要。	

X.Bonnin,	  PSI19	

Transport of tungsten impurity	

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Advantage / Disadvantage of each approach 	
ﬂuid	
Computer	  resource	  (cpu	  Hme,	  memory,	  etc)	

MC	

Full	  states	Bundle	Full	  orbit	

GC	

middle	small	

huge	  large	

Coupling	  with	  plasma	consistent	

ﬁx	  /	  itera4ve	

Ion	  temperature	

Share	  with	  plasma	

individual	model	

appropriate	

KineHc	  eﬀect	  (ex.	  Non-­‐local	  transport)	

Finite	  Larmor	  radius	  eﬀect	

model	PWI	  model	  (spuQering,	  reﬂecHon)	

database	  	  empirical/analy4c	  formula	  include	  model	

empirical/analy4c	  formula	  integra4on	  with	  PWI	  code	  Full orbit trace is better for W transport because of FLR effect and PWI.
Huge computer resource will not be large problem in CSC	In future, the modeling of the W transport in the core region and the integration
are also necessary to estimate the core contamination.	

周辺領域におけるW輸送シミュレーション例	

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IMPGYROによるJT-­‐60UのW輸送解析	  SOL：イオン化後、磁力線に沿って運動	  プライベート：中性粒子としての	  運動が比較的多い	
外側ドームウィングへの堆積は	  実験とよく一致している	

Y.Ueda	  NF2009	14	/	  16	

コア領域におけるタングステン輸送	
基本的には、新古典輸送に加え、	  乱流輸送も重要であると考えられている。	
新古典輸送	

1 dnZ Z dn ! dT=+nZ drn dr T drradia4on	  proﬁle	  	  in	  ASDEX	  	  (A.C.C.Sips,	  PPCF,	  2008)	

中心EC加熱	  OFF	
新古典輸送による蓄積と	  乱流による拡散 ？	

乱流輸送	（高Z）不純物に対する乱流モデリングはあまり進んでいない	

また、JT-­‐60Uで観測されたような	  トロイダル回転に伴うコアへのW蓄積は	  従来の新古典理論では説明できない。	

W	  accumula4on	  vs	  toroidal	  rota4on	  	  in	  JT-­‐60U （T.Nakano,	  PSI2010)	

トロイダル回転に伴う高Z不純物のピンチモデル	  15	/	  16	

トロイダル回転に起因する高Z不純物のピンチ機構 (K.Hoshino	  NF2011)	
•PHZ	  	  	   	  高Z不純物のドリフト軌道に沿った	  温度変化とそれに伴う電離・再結合	  過程に起因するピンチ	  v d2 0 CT C"Tv PHZ = v r =2Z 0 CZ2 + # 2

ドリフト軌道に沿った温度と価数の変化 	

•Er	  ピンチ	  	  クーロン衝突を通した径電場の影響に	  ! よる高Z不純物の外向き・内向きピンチ	  (1! 2! )k" 20"cvEr =2(1! ! )2 1+ (" c / # b )2

これらのピンチ効果は、JT-60Uで観測された炉心へのタングステン不純物蓄積量のトロイダル回転依存性を説明しうる。	

トロイダル回転速度に対するピンチ速度の評価	

タングステン輸送モデリングのまとめ	

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周辺ダイバータ領域	
•••

タングステン輸送解析のための流体コード、モンテカルロコードの開発が進んでいる。	  
どのコードも一長一短があるので，評価すべき物理量，その精度，計算資源（計算時間，CPU数，メモリ）等を考えながら，最適なコードを選んで解析を行っていくべき 	  今後の課題	  	   コードの妥当性検討、有限Larmor半径効果、	  プラズマの解析領域と第一壁・ドームとのギャップ	コア領域	
•••乱流モデルや新しいピンチモデルの開発が進んでいる。	  
背景プラズマの輸送コード、および周辺コードと統合し、	  グローバルでセルフコンシステントな解析が必要	  今後の課題	  1次元輸送コードに組み込めるような簡約化乱流モデル	  ELMによる吐き出し（動的な輸送効果の定常モデルへの反映	  共通課題：原子データの整備・検証