NSTX-U 等离子体中碳丸破裂缓和的建模
等离子体物理
2021-10-27 v1
摘要
使用 M3D-C1 在类 NSTX-U 等离子体中进行了单次碳丸破裂缓和模拟，以支持电磁丸注入概念（EPI）。已在 M3D-C1 中实现了碳烧蚀模型并用可用数据进行了测试。进行了二维模拟以估计淬灭等离子体所需的碳量，发现若完全烧蚀，一个半径为 mm 的玻璃碳丸（约 3.2x10E20 个原子）中的含量即已足够。进行了三维模拟，扫描了丸速度、平行热导率，以及不同注入方向和丸概念（实心丸和壳丸）。评估了热淬灭及其他相关量对这些参数的敏感性。半径为 1 mm 的实心丸在 300 m/s 或更高速度下仅部分烧蚀，因此无法完全淬灭等离子体。为了进一步增强烧蚀，还探索了丸阵列和壳丸概念的近似。三维场线随机化在淬灭等离子体中心和热流损失中都起着重要作用，从而与二维情况相比降低了缓和等离子体所需的碳量。本研究是 NSTX-U 及 ITER 等其他装置中破裂缓和的“先预测”模拟的重要一步。
引用
@article{arxiv.2106.14788,
title = {Modeling of carbon pellets disruption mitigation in an NSTX-U plasma},
author = {C. F. Clauser and S. C. Jardin and R. Raman and B. C. Lyons and N. M. Ferraro},
journal= {arXiv preprint arXiv:2106.14788},
year = {2021}
}