Tokamak operation at low q and scaling toward a fusion machine
R. Paccagnella
本文讨论了q边在2附近的托卡马克的运行。结果表明，在一个相对较高的环形磁场的L模式操作可以产生类似于ITER-FEAT的约束条件。
Operation of a tokamak with q edge around 2 is discussed in this paper. It is shown that an L mode operation at a relatively high toroidal magnetic field can produce confinement conditions similar to ITER-FEAT.
机构、总结、中文摘要均由AI分析而来，可能存在错误，请以论文正文为准。
继续探索
Alternating Current Adiabatic Compression Tokamak: A New Way to Fusion Reactor
提出了一种新的磁约束聚变方案。简单的数值计算表明，在托卡马克中，通过大小半径绝热压缩，仅用OH加热就可以实现D-T等离子体的点火。压缩等离子体的密度和温度可分别达到1-3*10^22/m^3和15- 25 keV。在R 0 = 1.8m的情况下，交流绝热压缩脉冲可产生400 MW聚变功率。
A study of the requirements of p-11B fusion reactor by tokamak system code
包括ITER在内的大多数托卡马克装置都利用了D-T反应，因为它具有高反应性，但是由相关的14MeV中子引起的壁负荷将限制高β聚变性能的进一步发展。为了探索p-11B聚变循环，由于电子温度接近电子的静止能，将托卡马克系统程序扩展为包含相对论韧致辐射的程序，通过选择最佳的p-11B混合物和离子温度，计算了聚变增益超过1的p-11B托卡马克堆的一些代表性参数，当忽略同步辐射损失时，在热壁载荷极限和β极限下，然而，当考虑同步辐射损失的影响时，聚变增益大大降低。氦灰在聚变性能中也起着重要的作用，我们发现氦约束时间必须低于能量约束时间，以保持氦浓度比在可接受的范围内。
Reply to "Comment on Nuclear Fusion 66, 016012 (2026) by Richard Fitzpatrick, A Simple Model of Current Ramp-Up and Ramp-Down in Tokamaks" by A.H. Boozer
作者回应了Richard Fitzpatrick对自身论文中关于托卡马克电流上升和下降模型的评论，澄清并补充了相关研究内容。
Combing physics-based and data-driven predictions for quantitatively accurate models that extrapolate well; with application to DIII-D, AUG, and ITER tokamak fusion reactors
本文提出将数据驱动模型精度与物理模型外推能力相结合的方法，用于构建可外推的托卡马克输运模型，并在DIII-D、AUG及ITER场景中验证和讨论其应用。
Self-consistent kinetic simulations of lower hybrid drift instability resulting in electron current driven by fusion products in tokamak plasmas
我们提出的粒子在细胞（PIC）模拟氘等离子体中的少数高能质子，这表明了集体不稳定性负责发射附近的较低的混合频率及其谐波。模拟捕捉低混合漂移不稳定性的制度相关的托卡马克聚变等离子体，并进一步表明，激发的电磁场集体和无碰撞耦合自由能从质子到定向电子运动。这导致反平行于磁场的不对称尾部。我们专注于斜传播模式下的条件下近似的外中平面边缘在一个大型托卡马克，通过它有通过限制中心出生的融合产品香蕉轨道，有大的径向偏移。一个完全自洽的电磁相对论PIC代码表示所有的矢量场量和粒子速度在三维空间作为一个单一的空间维度的功能是用来模拟这种情况下，通过演变的初始反平行行进环束分布的3MeV质子在背景10keV麦克斯韦氘等离子体与现实的离子-电子质量比。因此，模拟展示了一个关键的建筑块α通道的情况下燃烧聚变等离子体托卡马克。
A Note on Optimal Tokamak Control for Fusion Power Simulation
托卡马克装置是最有希望通过核聚变产生可持续电功率的候选装置。它是一个环形装置，通过强磁场限制等离子体。该设计的开发、设计和控制一直是研究的重要领域，一个重要的目标是有效地将极热等离子体限制在其中空环形体内而不长时间接触其边界。为了控制托卡马克装置，本文研究了在外加电流作用下，不可压缩、粘性、导电的磁流体在封闭环形区域内的最优控制问题。最优控制问题的目标泛函服从约束方程组、Navier-Stokes方程组和麦克斯韦方程组。我们的目标是引导等离子体在一个特定的短的时刻，在期望的流量已被设计为离线从稳态操作的角度来看是所需的一个所需的流量的瞬态控制。
Prospects of negative triangularity tokamak for advanced steady-state confinement of fusion plasmas
本研究针对聚变等离子体环形约束中的稳态约束、β极限及偏滤器热负荷问题，探究负三角形变托卡马克的特性，发现其高自举电流等参数下归一化β可达扩展Troyon极限两倍，兼具偏滤器设计优势与高β先进稳态约束前景。
Natural Fueling of a Tokamak Fusion Reactor
讨论了托卡马克聚变堆维持主堆芯氘氚密度分布的自然加料机制。在由离子温度梯度（ITG）驱动的湍流主导的H模式等离子体中，边缘附近的冷DT离子将自然地朝向核心径向向内箍缩。这种机制是由于准中性热通量主导的ITG湍流的性质，仍然适用时，被困和通过动力学电子效应。使用浅弹丸喷射或超音速气体射流的燃料加注通过向内收缩的DT燃料来增强。使用三维环形电磁回旋湍流代码GEM演示了自然加油机制，并使用准线性理论进行了分析。配置文件类似于保守的ITER运输模型，有一个完全平坦的密度配置文件进行检查，它被发现，天然燃料实际上降低了线性增长率和能量传输。
Comment on Nuclear Fusion 66, 016012 (2026) and arXiv:2508.03561 by Richard Fitzpatrick, A Simple Model of Current Ramp-Up and Ramp-Down in Tokamaks
本文批评Fitzpatrick在核聚变论文中的基本物理错误，指出其对托卡马克极向磁通量演化理论的误解，并强调arXiv文章中已明确表达的观点。
Energy-selective confinement of fusion-born alpha particles during internal relaxations in a tokamak plasma
使用环形磁密封的自持聚变反应堆的长脉冲操作需要控制由D-T聚变反应产生的α粒子的含量。一方面，MeV级的α粒子必须被限制在等离子体中加热。另一方面，减速的氦灰必须在稀释聚变燃料之前排出。我们的大型托卡马克等离子体的动力学-磁流体动力学混合模拟证实了一个参数窗口的存在，这种能量选择性约束可以通过利用内部弛豫事件被称为“碰撞”来完成。通过澄清磁漂移所起的作用，完成了由磁几何形状、最佳碰撞持续时间和快速粒子运动之间的协同作用组成的物理图像。除了造成同向和反向粒子群之间的不对称性外，磁漂移还通过决定粒子轨道拓扑中发生“重连”的位置和程度来确定限制窗口的大小。
Ion cyclotron emission from fusion-born ions in large tokamak plasmas: a brief review from JET and TFTR to ITER
离子回旋辐射（ICE）是第一个集体辐射不稳定性，由约束聚变产生的离子驱动，从氘氚等离子体中观察到的JET和TFTR。ICE包括强烈的超热辐射，其在托卡马克等离子体的外中平面边缘处评估的多个离子回旋谐波频率处具有谱峰。ICE谱峰的测量强度与JET中测量的聚变反应性成线性比例。在其他大型托克马克等离子体中，ICE目前被用作快离子物理的指示器。ICE的激发机制是磁声回旋不稳定性（MCI）;在JET和TFTR的情况下，MCI是由一组中心出生的聚变产物驱动的，位于速度空间中的捕获通过边界内，其漂移轨道向外中平面边缘进行大的径向偏移。因此，在未来的实验中ICE的诊断开发部分依赖于对MCI的深入了解，并且计算等离子体物理的最新进展已经导致了大量的最新进展，在这里进行综述。
Fusion research in a Deuterium-Tritium tokamak
针对ITER重新基线化，提出基于JET经验、具备钨壁和ECRH的增强型氘-氚托卡马克（SET），以开展聚变相关研究并验证下一代核诊断。
Highest Fusion Performance without Harmful Edge Energy Bursts in Tokamak
本文提出融合机器学习与实时控制的自适应三维磁扰动优化，并在 DIII-D、KSTAR 上验证，可在抑制边缘能量爆发的同时实现最高聚变性能。
Impurity seeding for suppression of the near Scrape-Off Layer heat flux feature in tokamak limited plasmas
在板内有限的等离子体，预计将用于未来的聚变反应堆的启动和斜坡下降阶段，刮削层（SOL）表现出两个区域：“近”和“远”SOL。与近SOL相关联的平行热通量的陡峭径向梯度可导致固体表面上的过度热负荷，损坏它们和/或限制聚变反应堆的操作空间。在本文中，利用[F. Nespoli等人，核聚变2017]，我们提出了一种通过杂质播种来缓解和抑制近SOL热通量特征的技术。首次成功的实验结果从TCV托卡马克的介绍和讨论。
Bayesian neural network for plasma equilibria in the Korea Superconducting Tokamak Advanced Research
聚变梯度等离子体是物理上复杂的复杂系统之一，为了对核聚变反应堆进行彻底的控制，人们不断地建立起对不清楚的物理现象的等离子体理论。深度学习已经引起了人们对受控聚变等离子体领域的广泛关注，将物理现象与控制相关参数联系起来，而无需加深对等离子体理论的理解。尽管如此，量化深度学习模型的不确定性一直被要求，因为它们缺乏物理理解。因此，提出了一种能够呈现其概率分布的可靠深度学习模型的概念，以及在模型中灌输物理理论的方法。
Staged cooling of a fusion-grade plasma in a tokamak thermal quench
本文研究了托卡马克破裂中磁连接长度较短时等离子体核热猝灭的四阶段冷却过程，发现主要温降发生在近无碰撞阶段且平行电子温度随时间以 $t^{-2}$ 下降，揭示了由平行电子热传导有效抑制导致的全新物理标度律。
Autoregressive Transformers for Disruption Prediction in Nuclear Fusion Plasmas
本研究提出使用掩码自回归Transformer模型预测核聚变托卡马克中的等离子体破裂现象，该方法比现有方法的ROC AUC平均提升5%，并揭示了托卡马克控制下等离子体记忆的持久性。
Polarized fusion, its Implications and plans for Direct Measurements in a Tokamak
经过几十年的努力，一个长期的能源选择刚刚接近地平线，那就是核聚变。最近的发展使我们能够应用自旋物理技术来提高其可行性。托卡马克反应堆中的主聚变燃料的截面D+T=> α +n，如果燃料被极化，将增加1.5倍。模拟预测，由于阿尔法加热的增加，在大型机器（如ITER）中会出现进一步的非线性功率增益。这些都是重大的改进，可以降低达到点火所需的要求，并可用于通过补偿中子降解来延长反应堆的使用寿命。潜在的实现依赖于自旋极化的生存期相当于能量遏制时间。对极化燃料选择的兴趣在20世纪80年代达到了最初的高峰，当时的计算预测极化实际上可以在等离子体中存活下来。然而，有人对从反应堆壁回收燃料的累积影响表示关切。此外，制备和处理极化材料的技术挑战阻碍了直接测试。在过去几十年中，这种情况发生了巨大变化。对ITER等离子体的详细模拟表明，在高功率反应堆中，壁面再循环可以忽略不计。此外，极化材料技术、为惯性约束开发的聚合物颗粒以及为将燃料输送到托卡马克堆芯而开发的低温注入枪这三个领域的进步组合已经成熟到可以进行直接原位测量的程度。杰斐逊实验室- DIII-D/通用原子学-弗吉尼亚大学的合作正在圣地亚哥的DIII-D托卡马克上开发使用同位旋镜反应D+3 He =>alpha+p的原理证明极化生存实验的设计。
Broadening of the Divertor Heat Flux Profile in High Confinement Tokamak Fusion Plasmas with Edge Pedestals Limited by Turbulence in DIII-D
针对未来托卡马克排热层过窄问题，本研究在DIII-D高约束低碰撞率台基中通过增强边缘湍流使热通量宽度与偏滤器扩散展宽近乎加倍，并由XGC模拟和探针测量证实。
A data management system for machine learning research of tokamak
近年来，机器学习（ML）研究方法在托卡马克社区中受到越来越多的关注。传统的数据库（即，MDSplus（用于托卡马克）的实验数据可视化系统是专为小组消费而设计的，主要用于少量数据的同时可视化。ML数据访问模式与传统的数据访问模式有着根本的不同。典型的MDSplus数据库越来越显示出其局限性。我们基于实验先进超导托克马克（EAST）数据开发了一种适合托克马克机器学习研究的新数据管理系统。数据管理系统基于MongoDB和分层数据格式版本5（HDF5）。目前，整个数据管理已经有3000多个通道的数据。该系统可以提供高可靠性的并发访问。该系统包括纠错、MDSplus原始数据转换和高性能序列数据输出。此外，实现了一些有价值的功能来加速融合的ML模型训练，如桶生成器，级联缓冲区和分布式序列生成。该数据管理系统比MDSplus更适合于融合机器学习模型的研发，但不能取代MDSplus数据库。MDSplus数据库仍然是EAST托卡马克数据采集和存储的后端。
Magnetic Confinement by Alfven Carpets
扭转阿尔芬波的“地毯”，共振激发在环形传导容器内的环，可以保持磁化等离子体内的环对固有的向外膨胀。这种用于聚变的环形磁约束可能比传统的托卡马克具有一些优势。这个想法也可以用来稳定托卡马克和其他能量受限的聚变装置中的交换和气球模式。
Tracking Blobs in the Turbulent Edge Plasma of a Tokamak Fusion Device
等离子体中的湍流分析是聚变研究的基础。尽管在过去的15年里，理论模拟取得了广泛的进展，但我们仍然缺乏对磁约束装置（如托卡马克）中湍流的完整和一致的理解。由于驱动湍流现象的高速动力学的不同过程，实验研究具有挑战性。这项工作提出了一种新的应用运动跟踪，以识别和跟踪湍流细丝融合等离子体，称为斑点，在高频视频从气体喷流成像诊断。我们比较了在合成数据上训练的四种基线方法（RAFT，Mask R-CNN，GMA和Flow Walk），然后在托卡马克配置变量（TCV）中从等离子体获得的合成和真实数据上进行测试。从斑点轨迹的分析确定的斑点制度同意与国家的最先进的条件平均方法的基线方法，这些技术的准确性给予信心。传统上，高进入壁垒将托卡马克等离子体研究限制在该领域的一小部分研究人员中。通过公开提供数据集和基准，我们希望向科学和工程领域的广泛社区开放该领域。
Simulation of runaway electron generation in fusion grade tokamak and suppression by impurity injection
在像ITER这样的聚变级托卡马克的中断期间，在热淬火（TQ）期间之后会感应出大的电场，这可以产生大量的逃逸电子（RE），其可以在电流淬火阶段（CQ）中携带高达10 MA的电流，能量高达几十MeV [1-3]。这些逃逸电子由于其局部能量沉积而可能对面向等离子体的部件造成显著损坏。为了减轻这些影响，已经提出了高Z原子的杂质注入[1-3]。在本文中，我们使用了一个自洽的0 D托卡马克破裂模型，该模型在PREDICT程序[6]中实现，该程序已被升级以考虑杂质注入对RE动力学的影响，如[4-5]中所建议的。主要的稀土产生机制，如二次雪崩机制以及主要的稀土产生机制，即Dreicer，热尾，氚衰变和康普顿散射（从激活壁发射的γ射线）已被考虑在内。在这些模拟中，考虑到杂质的影响，考虑到稀土与自由和束缚电子的碰撞，以及从完全和部分屏蔽的核电荷的散射。这些修正也在相对论性试验粒子模型中实现，以模拟动量空间中的RE动力学。我们表明，杂质的存在下有一个非均匀的影响失控电子分布函数。我们还表明，与杂质离子碰撞引起的俯仰角散射和同步辐射损失的综合效应导致RE能量分布函数的更快耗散[7]。不同的稀土产生机制的变化，在不同阶段的中断，主要是之前和之后的杂质注入的报告。
On the extrapolation to ITER of discharges in present tokamaks
本文导出了ITER外推聚变增益G = Pfusion /5 Pheat（Pfusion为总聚变功率，Pheat为总加热功率）与约束改善因子（H）和归一化β（β N）的关系式。它示出，在归一化β的增加可以预期有一个负面或中性的影响G取决于所选择的限制标度律。像H β N/q95 ^2这样的品质因数应该小心使用，因为这个量的大值并不能保证G的高值，而且在ITER上安装的加热功率可能无法达到。
Fast particle-driven ion cyclotron emission (ICE) in tokamak plasmas and the case for an ICE diagnostic in ITER
离子回旋频率范围内的快粒子驱动波（离子回旋辐射或ICE）为许多托卡马克装置中的受限和逃逸快离子提供了有价值的诊断。这是一种被动的、非侵入性的诊断方法，与ITER中氘氚等离子体的高辐射环境兼容，可以提供有关该设备中聚变α粒子和束离子的重要信息。在JET中，来自受限聚变产物的ICE与聚变反应速率的比例线性超过6个数量级，并提供了α粒子约束接近经典的证据。在TFTR中，从等离子体边缘的超Alfvénic α粒子中观察到ICE。DIII-D中的束驱动ICE的强度与鱼骨激发期间的中子速率下降的相关性比来自更直接的束离子损失诊断的信号更强。在ASDEX Upgrade中，ICE由超Alfvénic DD聚变产物和亚Alfvénic氘束离子产生。
Bayesian optimisation of poloidal field coil positions in tokamaks
针对托卡马克极向场线圈位置需平衡多目标约束的设计难题，提出采用多目标贝叶斯优化探索设计空间，该框架易用、性能更优且计算资源需求更低，为聚变设计问题提供了有前景的优化方法。
Fast modeling of turbulent transport in fusion plasmas using neural networks
我们提出了一个超快神经网络（NN）模型，QLKNN，它预测核心托卡马克输运热量和粒子通量。QLKNN是一个基于准线性回旋运动输运模型的3亿通量计算数据库的替代模型。该数据库涵盖了广泛的现实托卡马克堆芯参数。物理特征，如湍流输送的临界梯度的存在被集成到神经网络的训练方法。我们耦合QLKNN的托卡马克建模框架JINTRAC和快速控制导向的托卡马克输运求解器RAPTOR。耦合框架的演示和验证，通过应用到三个喷气枪涵盖了代表性的传播H-模式的操作空间，预测湍流传输的能量和粒子在等离子体核心。JINTRAC-QLKNN和RAPTOR-QLKNN能够准确地再现JINTRAC-PLC-LiKiz Ti，e和ne轮廓，但速度快3到5个数量级。需要数小时的模拟时间减少到只需几十秒。在QLKNN和KALLiKiz之间的最终源驱动的预测轮廓的差异是在1%-15%的顺序。此外，QLKNN很好地捕捉到了动态行为，与在中半径处观察到的JINTRAC-PLI-LiKiz相比，差异仅为4%-10%，用于研究L-H转变后的密度积累。在多物理场集成托卡马克建模中部署神经网络代理模型是实现精确和快速的托卡马克场景优化、不确定性量化和控制应用的一条有前途的路线。
Steady state, core, operational optimization of an ARC-like tokamak via plasma composition and shape
本研究采用贝叶斯优化方法，对类ARC托卡马克的等离子体成分与形状等参数进行稳态运行优化，提升了聚变功率与功率密度，该方法可推广至其他托卡马克。
A unified model of density limit in fusion plasmas
边缘密度的限制，统治轻杂质的辐射损失，建立了一个最小的圆柱形磁热平衡模型。对于欧姆托卡马克和反向场箍缩，极限与等离子体电流成线性关系，作为经验格林沃尔德极限。辅助加热增加了进一步的依赖性，缩放与0.4的权力，与L模式托卡马克实验。对于一个纯粹的外部加热配置的限制采取了一个类似Sudo的形式，主要取决于输入功率，并与最近的仿星器缩放兼容。
First-principles density limit scaling in tokamaks based on edge turbulent transport and implications for ITER
基于湍流输运考虑的第一性原理标度律和ASDEX升级、JET和TCV托卡马克的密度极限放电的多机数据库表明，边界湍流输运随等离子体碰撞性的增加设定了托卡马克中可实现的最大密度。该标度律显示出对加热功率的强烈依赖性，因此在无意的H-L跃迁的情况下，预测ITER的安全裕度比Greenwald经验标度（Greenwald等人，Nucl. Fusion，28（12），1988）大得多。
Linear gyrokinetic stability of a high $β$ non-inductive spherical tokamak
球形托卡马克（ST）已被证明具有理想的性能，如实现高等离子体聚变发电厂？并且具有增加的垂直稳定性。为了了解高$β$ ST聚变反应堆概念设计中可能预期的约束特性，使用局部线性回转动力学分析了1GW ST等离子体平衡，以确定出现的微不稳定性类型。动力学气球模式（KBM）和微撕裂模式（MTM）被发现是占主导地位的不稳定性。确定这些线性模式的参数依赖性，并根据获得的见解，调整平衡以找到在$θ_0$ = 0：0时对所有微观不稳定性略微稳定的状态。这项工作确定了最重要的微观不稳定性，预计产生湍流输送高$β$ ST。这些模式的影响必须忠实地捕捉到基于第一原理的减少模型的异常运输，需要预测模拟。
Prospects for a dominantly microwave-diagnosed magnetically confined fusion reactor
与目前的实验相比，托卡马克和仿星器反应堆将承受更高的热负荷、溅射、侵蚀和随后的涂层、氚滞留、更高的中子通量和一些辐射效应。此外，中性束在托卡马克反应堆中的穿透将仅限于等离子体边缘。因此，对今天等离子体的几种光学、基于束的和磁诊断可能不适用于明天的反应堆，但目前的讨论表明，反应堆可以在很大程度上依赖于微波诊断，包括基于模式转换和集体汤姆森散射的技术。
The Negative Triangularity Tokamak Path for Fusion Pilot Plants: Experimental Progress and Future Prospects
本文综述负三角形性（NT）托卡马克构型的实验进展，该构型通过反转D形截面，在性能、排热和鲁棒性之间取得平衡，有望解决传统正三角形性H模面临的挑战。
Gyrokinetic Simulations for Spherical Tokamak Divertor Design
开发回旋动理学代码Gkeyll模拟球形托卡马克低再循环模式，证明无需锂偏滤器板即可实现高SOL温度和低SOL密度，并揭示动理学效应可降低偏滤器峰值热通量、限制杂质污染。
Gyrotropy-Induced Symmetry Breaking of Erosion Hot Spots on Antenna Limiters during High-Power Tokamak RF Operation: Mechanisms and Mitigation Strategies
本文揭示了高功率托卡马克ICRF天线限制器热点不对称性源于波物理的回旋各向异性，提出通过控制极向相位或修改限制器形状可使其总侵蚀量较现有设计减少约2倍。
Blocks-in-Conduit: REBCO cable for a 20T@20K toroid for compact fusion tokamaks
Blocks-in-Conduit是一种新颖的电缆、线圈和接头技术，具有独特的优势，可使高电流密度环形D绕组在20 T、20 K下运行。REBCO带块在导管中布线，带有薄壁中心管弹簧，可提供换位、电缆水平的应力管理以及厚线圈环形绕组的横流冷却。线圈技术采用了一种共绕铠装结构，该结构集成了应力管理和横流冷却，并绕过线圈应力以保护BIC。交错拼接接头使得能够实现绕组的低电阻可拆卸拼接。这些规定产生最大的电流密度在绕组包，最大的稳定性的REBCO磁带块，和最低的导体成本的托卡马克环。
Adjoint Monte Carlo Simulation of Fusion Product Activation Probe Experiment in ASDEX Upgrade tokamak
活化探针是测量磁约束等离子体中聚变产物通量的一种可靠工具。一个精心挑选的固体样品暴露在通量中，撞击的离子使材料发生嬗变，使其具有放射性。超低水平伽马射线光谱法用于死后测量活动，从而测量融合产物的数量。这篇文章介绍了ASDEX升级托卡马克的第一次测量的数值分析，这也是第一次测量单次放电的实验。ASCOT套件的代码被用来执行伴随/反向蒙特卡罗计算的融合产物。分析方便，第一次，绝对校准通量的数值和实验值的比较。结果在大约2的因子内一致，考虑到在模拟中不能考虑等离子体的所有特征的事实，这可以被认为是相当好的结果。还研究了当前探头方向的替代方案。结果表明，更好的优化取向可以测量来自等离子体的显著更大部分的通量。
Modeling the complete prevention of disruption-generated runaway electron beam formation with a passive 3D coil in SPARC
在托卡马克等离子体突然终止过程中，可能形成相对论性“逃逸”电子（RE）的多兆安培束，这对托卡马克作为聚变能源的发展构成了重大挑战。在这里，我们使用最先进的破坏磁流体动力学模型，结合RE产生和传输的自洽演化，表明非轴对称的容器内线圈将被动地防止RE束形成，在托卡马克，紧凑，高场，高电流设备，能够实现聚变增益Q > 2的氘氚等离子体中的中断。
Disruption Modelling for Engineering and Physics Design of Tokamak Energy ST-E1 Fusion Power Plant
本文通过全面的扰动建模方法，支持斯特-埃1聚变发电厂的预概念设计，分析了不同设计配置对等离子体动态和电磁行为的影响，为优化未来聚变反应堆设计提供关键见解。
Discovery of Density Limit Disruption Induced by Core-localized Alfv${é}$nic Ion Temperature Gradient Instabilities in a Tokamak Plasma
研究发现核心局部化阿尔维恩离子温度梯度不稳定性引发等离子体密度限制破坏，为未来聚变反应堆提供关键理解。
Divertor shaping with neutral baffling as a solution to the tokamak power exhaust challenge
本研究通过MAST Upgrade托卡马克实验证明，长腿偏滤器结合高磁通膨胀和中性粒子屏蔽，能在不损害核心等离子体的情况下有效降低靶板热负荷并增强脱靶稳定性，为聚变堆功率排出难题提供了可行方案。
Analytic regimes of tokamak plasma
本文提出了当Larmor半径$λ$和角$α$（决定局部坐标的方向）构成复变量$z=x_1+i x_2$的解析函数$w=λe^{iα}$（$x_1$和$x_2$是托卡马克截面的坐标）时，磁约束聚变等离子体的某些状态。众所周知，有效的核聚变需要传输障碍，这可能是由于纬向/极向流;这种流动的出现是由绝热额外守恒（在局部粗节中建立）所暗示的。建议的分析制度是基于全球扩展的额外的保护，运输障碍可能会蔓延到整个托卡马克等离子体。有趣的是，在这些制度，等离子体温度达到最大值往往不是在一个单一的位置（托卡马克截面），但在几个点分开的区域较低的温度。
Hybridizing Physics and Neural ODEs for Predicting Plasma Inductance Dynamics in Tokamak Fusion Reactors
针对托卡马克等离子体模拟中物理方法计算成本高、数据驱动方法数据不足的问题，本文提出将物理方程与神经常微分方程融合，用于预测等离子体电流与内部电感动力学，并在 Alcator C-Mod 数据上验证其优于纯物理模型和纯神经常微分方程模型。
Turbulent transport regimes in the tokamak boundary and operational limits
双流体，三维，通量驱动，全球，电磁湍流模拟进行了使用GBS代码，以确定控制在托卡马克边界的湍流输运的主要参数，并划定边缘湍流的电磁相空间。确定了四种湍流输运机制：（i）在碰撞度和$β$的中间值处出现的充分发展的湍流的区域，其中湍流由电阻气球模式驱动，与托卡马克的L模式操作有关，（ii）在低碰撞度和大热源处的减少的湍流输运的区域，其中湍流由漂移波驱动，与高密度H模式区域有关，（iii）在高碰撞性下的极大湍流输运的区域，其与密度极限的交叉相关联，以及（iv）在高$β$下的理想气球极限以上的区域，具有影响整个受限区域的动力学的全局模式，其可以与$β$极限的交叉相关联。从减少到发达的湍流输运制度的过渡与H-模式的密度限制和分析的比例律可实现的最大边缘密度在H-模式。类似地，分析缩放律的交叉的L-模式密度和$β$限制提供和GBS模拟的结果进行比较。
The long hot summer of the tokamak
夏天天气晴朗的可能性和未来使用核聚变作为一种几乎无限的清洁能源的可能性有什么共同点？答案在于这两个物理系统的特殊性质：大气和热磁化聚变等离子体都是由准二维周期性非线性动力系统中类似的结构形成过程决定的。在这两种情况下，小尺度上的波和涡的自组织都会导致大尺度流动，根据条件，这些流动要么长期稳定，要么间歇性地分裂并排出大的涡结构。在地球大气层的情况下，一个潜在的稳定的极地急流在欧洲北部的初夏变暖导致一个稳定的炎热的仲夏天气在欧洲中部的可能性很高。核聚变在发电厂中的有效利用还取决于是否可以通过加热等离子体来维持这种带状流（“H模式”）的稳定。然而，不稳定性可能会因下雨而破坏欧洲的夏季假期（“冰岛低谷”），以及导致能量和粒子从聚变等离子体边缘到反应堆壁上的暴风骤雨（“ELM”）。在后一种情况下，这可能导致壁材料的强烈侵蚀，从而导致未来聚变发电厂的低效运行。等离子体物理学家-类似于气象学家-因此对这些强非线性动力学过程的精确预测感兴趣。
Quodon Current in Tungsten and Consequences for Tokamak Fusion Reactors
本文研究了Tokamak聚变反应堆中由高能He离子和中子产生的移动晶格激发quodons，提出分离quodon电流与传导电流的实验设计，通过飞行时间实验测得其速度接近声速，并发现高功率下quodons可能对低温系统产生不利影响。
Neutron diagnostics for the physics of a high-field, compact, $Q\geq1$ tokamak
高温超导技术的进步为高场紧凑型聚变装置开辟了道路。这种新的参数空间为等离子体的诊断带来了机遇和挑战。本文介绍了一个用于类SPARC托卡马克的中子诊断套件的物理综述[Greenwald et al 2018 doi：10.7910/DVN/OYYBNU]。利用MQ 1（任务$Q \geq 1$）托卡马克装置的等离子体参数建立了一个概念性的中子学模型。该套件包括时间分辨微裂变室（MFC）中子通量监测器，能量分辨径向和切向磁质子反冲（MPR）中子谱仪，以及中子相机系统（径向和非垂直），用于空间分辨测量中子发射率。几何形状的托卡马克，中子源，诊断建模在蒙特卡罗N-粒子输运代码MCNP 6模拟预期的信号和背景水平的粒子通量和能谱。从这些，测量聚变功率，中子通量和注量是可行的MFC，和95%的置信度的融合增益$Q \geq 1$所需的独立测量的数量进行了评估。MPR谱仪被发现一贯高估的离子温度，也有一个1000 $\times$改进的α撞击中子的检测相比，以前的实验。然而，氘-氚燃料密度比在该装置中仅对痕量水平的氚是可测量的，上限为$n_T/n_D \approx 6\%$，这激发了进一步的诊断探索。最后，建模表明，为了充分测量自热剖面，中子相机系统将需要能量和脉冲形状的歧视，以抑制否则压倒性的低能量中子和伽马辐射通量。* 共同第一作者
Exploring the fusion power plant design space: comparative analysis of positive and negative triangularity tokamaks through optimization
本研究通过优化比较正负三角形性托卡马克，发现PT在成本较低但受约束，NT在紧凑设计中更稳健，配置选择需考虑风险与约束不确定性。
High-order geodesic coupling of shear-Alfvén and acoustic continua in tokamaks
高阶等离子体成形（主要是伸长和移位，而不是低阶环），在一定条件下，打开间隙的耦合剪切阿尔文和声连续体的频率显着高于以前的理论预测的值。在这些间隙中的全球本征模，这之间的测地线声学模式（GAM）和环诱导阿尔芬本征模（TAE），发现不稳定的托卡马克操作的典型的热离子人口，而他们的基本共振与循环粒子的发生在附近的阿尔芬和声速的几何平均值的速度。因此，这样的本征模预计将被观察到附近的预测频率在操作托卡马克，发挥磁流体动力学光谱学以及在下一步聚变实验的稳定性仍然未被探索的作用。
Sub-microsecond temporal evolution of edge density during edge localized modes in KSTAR tokamak plasmas inferred from ion cyclotron emission
在KSTAR托卡马克装置的边缘局域模（ELM）中，在等离子体外边缘质子回旋频率的谐波处检测到离子回旋辐射（ICE）。在ELM崩溃期间，发射通常会向下（偶尔向上）啁啾，并由受限的3MeV聚变产生的质子驱动，这些质子从等离子体核心有很大的漂移。我们充分利用动力学模拟在多个等离子体密度，以配合啁啾ICE的时间演变功能。这产生了一个独特的，非常高的时间分辨率诊断的崩溃边缘基座密度。
Influence of plasma shaping on the parity of core-localized toroidal Alfvén eigenmode in an advanced tokamak configuration
研究了等离子体形状对先进托卡马克配置中核心局域环形阿尔法特征模奇偶性的影响，发现等离子体形状变化导致模式奇偶性由奇变偶。
R&D around a photoneutralizer-based NBI system (Siphore) in view of a DEMO Tokamak steady state fusion reactor
自2006年签署ITER条约以来，欧洲的几个实验室一直在进行一项新的研究计划，旨在为未来的聚变反应堆（DEMO托卡马克）开发新一代中性束（NB）系统。在DEMO上运行NB系统所需的规格非常苛刻：系统必须在非常高的功率（高达150 MW）和能量（1或2 MeV）水平下提供等离子体加热、电流驱动和等离子体控制，包括在插墙效率（$η$ > 60%）、高可用性和可靠性方面的高性能。为此，一种新的NB概念的基础上的高能负离子束的光剥离正在研究中。这一新概念的重点是实现了一种光中和器，其中在法布里-珀罗腔内产生的高功率光子通量（~3 MW）将与以高能量（1或2 MeV）加速的强负离子束重叠、交叉和部分光分离。束线的纵横比（源、加速器等）被特别设计成使光子束与离子束的重叠最大化。结果表明，这种基于光中和的NB系统将有能力提供几十兆瓦的D 0每束线的壁插效率高于60%。不同的实验室已经对这一概念进行了可行性研究，以解决不同的物理问题，即，负离子源，等离子体建模，离子加速器模拟，光中和和真空高压保持。本文介绍了该项目的现状和实验室建设的主要成果。
A fast low-to-high mode bifurcation dynamics in a tokamak edge plasma gyrokinetic simulation
输运势垒的形成及其与流体和等离子体中剪切流的关系在各种自然和实验室观测中具有根本意义，并且在磁聚变装置中实现经济的能量生产中具有至关重要的意义。在这里，我们报告的第一个观察到的边缘输运势垒形成事件中进行了一个现实的托卡马克边缘几何形状的gyrokinetic模拟。结果表明，湍流Reynolds应力驱动的剪切ExB流与新经典轨道损失协同作用，抑制湍流输运，并在最后一个闭合磁通量表面内部形成输运势垒.
Regulation Compliant AI for Fusion: Real-Time Image Analysis-Based Control of Divertor Detachment in Tokamaks
本研究提出了一种基于实时图像分析的AI控制系统，用于实现托卡马克装置中磁环分离的合规控制，并展示了其在实际应用中的有效性。
Impurity-driven turbulence opens a pathway to ELM-free operation and enhanced pedestal stability in tokamaks
通过低Z杂质注入诱导的湍流调控台基输运和稳定性，实现了托卡马克中长周期无边缘局域模（ELM）运行，并揭示了剥裂-气球模稳定性边界的解耦与超高性能约束通道。
Prediction of ELM-free Operation in Spherical Tokamaks With High Plasma Squareness
本文预测球形托卡马克中高等离子体方形度可通过使第一稳定台基远离剥离-气球模边界而实现无ELM的H模，并用仅需三个几何输入的随机森林模型以R²=0.965的高精度预测了稳定性邻近程度。
On the stabilisation of locked tearing modes in ITER and other large tokamaks
托卡马克中的撕裂模式通常在小的时候旋转，然后在大的时候锁定在固定的位置。对当今设备的研究几乎完全集中在旋转模式的稳定上，因为人们认为避免锁定模式是必要的。然而，在较大的设备中，在旋转阶段期间的稳定是困难的快速锁定在小岛的宽度，和稳定波驱动的电流分布的大加宽。相比之下，锁定时较小的岛宽度不仅减轻了锁定模式的有害后果，而且还允许其有效稳定。因此，在大型设备上，允许模式在稳定之前自然增长和锁定变得令人惊讶地有利，挑战了旋转阶段期间新古典撕裂模式稳定的主流策略。计算结果表明，ITER托卡马克应采用锁岛稳定策略，这对聚变增益和分裂度有很大的潜在影响。
Analysis of high-field side plasma instabilities in tokamak edge
针对托卡马克平衡双零位形下高场侧刮削层无涨落但密度陡峭的矛盾观测，本研究通过解析与数值方法研究漂移-电阻-气球模模型，分析该区域等离子体不稳定性、湍流及输运特征。
Duqtools: Dynamic uncertainty quantification for Tokamak reactor simulations modelling
本研究开发了Python开源工作流工具duqtools，自动化聚变模拟设置流程，通过2000次等离子体模拟验证JINTRAC套件并发现初始化数据一致性问题，还用于QLKNN-jetexp-15D代理模型的敏感性分析。
First Plasma Commissioning and Operational Highlights from India's First Spherical Tokamak at IPR
印度IPR建成首个球形托卡马克，完成集成调试与线圈测试，开展首次等离子体实验，为低成本研究低纵横比托卡马克相关物理与技术提供平台。
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