-drift, current, and kinetic effects on divertor plasma profiles during ELMs

ELM中のダイバータプラズマ分布に対する ドリフト,電流及び動力学の効果

Rognlien, T. D.*; 嶋田 道也

Rognlien, T. D.*; Shimada, Michiya

周辺局在モード(Edge Localised Mode, ELM)による熱負荷の低減は、核融合炉の第一壁設計において重要な課題である。ELMが発生すると、ペデスタルの高温高密度のプラズマがスクレイプオフ層に押し出される。イオンは電子に比べて磁力線方向の動きが遅いので、磁力線方向にプレシース電場が発生し、イオンを加速する。回転変換が存在するので、プレシース電場はポロイダル方向の電場となり、トロイダル磁場の中で高温高密度プラズマは径方向に移動する。この移動距離は、ITERの場合径方向の移動距離は1cm程度と予測されるが、プラズマの場所によって電場の大きさが異なるので、ELMの熱流束が拡散する可能性もある。径方向に1cm程度であれば、ダイバータ板の上では3cm程度となるので、無視できない効果である。二次元のダイバータ輸送コードUEDGEを用いてITERにおける効果を定量的に予測し、報告する。

Edge Localized Mode (ELM) heat load on material surfaces is a key issue for burning-plasma tokamak experiments, e.g., ITER or FIRE. When a hot and dense plasma is injected to open field lines near the midplane at an ELM event, there will be a pressure imbalance along the field line, because ion motion is slow. Therefore an electric field will develop along the field line(an extended presheath). Due to the rotational transform, the parallel electric field becomes a poloidal electric field. The field Ep generates an . Therefore, as the injected plasma flows toward the divertor surface to deposit its energy, it experiences a radial shift 1cm. As the target plate is usually inclined to reduce the heat load, a radial shift of 1 cm is appreciable. For ITER, this would correspond to 3 cm on the target. As different portions of the hot ion plasma feel different electric field, the heat flux should also spread radially. A detailed assessment of these cross-field drift effects is given for an ITER-sized device using time-dependent simulations with the 2D UEDGE transport code.