Runaway electron-induced plasma facing component damage in tokamaks
该路线图文章针对托卡马克逃逸电子致等离子体面对部件损伤威胁未来聚变堆的问题，提出通过跨学科研究结合实验、诊断与多尺度建模来厘清相互作用，最终指导 mitigation 策略与 resilient 部件设计以保障下一代聚变电站安全运行。
2025-06-12 physics.app-ph physics.plasm-ph
Towards Control of Steady State Plasma on Tore Supra
Tore Supra托卡马克是世界上最大的超导磁聚变装置，一直致力于长持续时间高性能放电研究。随着稳态磁场和水冷等离子体面临的组件，放电长达6分24秒的持续时间与注入/提取的能量高达1 GJ已执行。Tore Supra实时测量和控制（RTMC）系统已经升级，以解决专门用于长脉冲操作的方案，同时控制越来越多的等离子体参数。这包括在放电过程中可能进行自校准的等离子体平衡控制、可能进行颗粒注入的等离子体密度控制、避免磁流体动力学（MHD）不稳定性的电流分布控制以及防止过热的面向等离子体的部件的红外监控。这些改进大多与托卡马克在完全稳态区的运行有关。
2007-12-13 physics.plasm-ph
Vertical Displacement Events in Shaped Tokamaks
本文介绍了异形托卡马克垂直位移事件的计算研究。我们的非线性，三维电阻MHD代码，CTD，它可以有效地处理电阻壁和自由边界位移在中等形状的几何形状进行计算。这项工作有一些相关的目标：第一，产生晕电流的机制，他们在等离子体和周围的导体所采取的路径，以及它们的相对大小阐明。其次，一个n=0的垂直不稳定性和n=1的外部扭结模式之间的耦合进行检查，以提供一个可能的解释，在极向晕电流中观察到的不均匀性在VDE的，和他们对等离子体产生的力量面临的组件。最后，简要讨论了旋转液态金属壁对细长等离子体平衡和n=0稳定性的影响。
2018-10-09 physics.plasm-ph
Automatic Identification of Edge Localized Modes in the DIII-D Tokamak
托卡马克中的聚变发电使用的放电配置有产生强I型边缘局部模式的风险。这些模式中的最大模式可能会增加等离子体中的杂质，并可能损坏面向等离子体的部件，例如保护性热和废物偏滤器。基于机器学习的预测和控制可以在这些破坏性模式变得太大而无法抑制之前提供对它们的在线缓解。为此，需要大型标记数据集来进行机器学习模型的监督训练。我们提出了一种算法，达到97.7%的精度时，自动标记边缘局部模式在大型DIII-D托卡马克放电数据库。该算法不需要用户控制参数，对托卡马克和等离子体结构的变化具有很强的鲁棒性。这个自动标记的事件数据库随后可以为机器学习模型的未来训练提供信息，以实现自主的边缘局部化模式控制和抑制。
2022-12-16 physics.data-an physics.plasm-ph
Integrated modeling of boron powder injection for real-time plasma-facing component conditioning
该研究耦合 EMC3-EIRENE、DIS 与更新后的 WallDYN3D，建立硼粉注入及壁面混合材料迁移的集成模型，揭示输运沉积规律并支撑实时原位硼化应用。
2024-12-06 physics.plasm-ph
Simulation of the electromagnetic wall response during Vertical Displacement Events (VDE) in ITER tokamak
托卡马克等离子体破裂模型的关键基础是了解电流如何在等离子体破裂事件中流向面向等离子体的表面。在ITER托卡马克中，发生有限数量的重大中断将肯定会损坏腔室，不可能恢复设备。在电流交换等离子体壁等离子体，根据亥姆霍兹分解定理，我们的表面电流密度在导电壳-未知的我们的问题-是一个矢量场两次连续可微的3D，已分裂成两个组成部分：无旋（卷曲自由）矢量场和螺线管（发散自由）矢量场。通过建立一个弱形式的方程，并利用有限元方法极小化相应的能量泛函，得到了表面流的时空分布。我们成功地验证了我们的数值模拟与纯齐次Neumann B.C.的解析解，并满足必要的存在条件。考虑到JET托卡马克中存在铁芯，我们将某些积分方程中的未知量--磁化电流分解为两个分量，第一个分量只在铁芯区产生磁场，第二个分量在真空中产生磁场，从而更好地评价铁芯对等离子体平衡的影响。为了减少在多连通域（L形域）中表面电流确定过程中出现的奇异性的影响，我们使用了保角变换方法。
2018-10-24 physics.plasm-ph
In-situ coating of silicon-rich films on tokamak plasma-facing components with real-time Si material injection
本研究在DIII-D托卡马克中通过杂质颗粒注入器注入硅弹丸，验证了实时材料注入可在偏滤器面向等离子体部件上原位形成富硅涂层，为长脉冲反应堆的PFC涂层实时补充提供了可行技术路径。
2023-08-09 cond-mat.mtrl-sci physics.plasm-ph
Understanding Carbon Sourcing and Transport Originating from the Helicon Antenna Surfaces During High-Power Helicon Discharge in DIII-D Tokamak
University of Wisconsin–Madison（威斯康星大学麦迪逊分校）
研究通过模拟揭示回旋天线在高功率放电中对碳侵蚀和核心杂质传输的影响，强调需改进天线设计与杂质传输模型以应对高Z第一壁材料的挑战。
2026-01-20 physics.plasm-ph
Synthetic measurements of runaway electron synchrotron emission in the SPARC tokamak
针对SPARC托卡马克中多MA级失控电子（REs）的潜在风险，本文利用SOFT合成诊断工具，对电流上升、稳态平顶及破裂三种场景下RE同步辐射的图像与光谱进行建模，评估了所需时间分辨率、空间覆盖和光谱范围。
2024-09-20 physics.plasm-ph
Design and Testing of Dimes Carbon Ablation Rods in the DIII-D Tokamak
本研究针对高速航天器碳基隔热罩消融模型测试需求，设计了适用于DIII-D托卡马克偏滤器高热流环境的多种构型ATJ石墨棒，分析了SiC涂层方案，并介绍了初步实验结果。
2021-06-15 physics.plasm-ph physics.space-ph
Compact Experimental Negative TriAngUlarity Reactor (CENTAUR): A design study for a compact, affordable breakeven tokamak
Columbia University（哥伦比亚大学）；Princeton University（普林斯顿大学）；Lawrence Livermore National Laboratory（劳伦斯利弗莫尔国家实验室）
提出一种紧凑、高场、收支平衡的托卡马克反应堆设计CENTAUR，通过负三角性等离子体实现无ELM运行，预测总聚变功率40MW、科学能量增益1.3，并达到20亿美元隔夜成本目标。
2026-05-26 physics.plasm-ph
Production of high-quality plasma discharges via real-time control of plasma current ramp-up using neutral gas injection in Aditya-U tokamak
Institute for Plasma Research（等离子体研究所）；Homi Bhabha National Institute (HBNI)（霍米·巴巴国家研究所）
研究如何控制托卡马克中等离子体电流上升，核心方法是在电流上升时适时适量注入燃料气体并基于实时测量用DSP控制器控制，主要贡献是能让等离子体电流按期望速率上升实现成功启动和稳定放电。
2026-07-07 physics.plasm-ph
Cross-Tokamak Deployment Study of Plasma Disruption Predictors Based on Convolutional Autoencoder
本文针对未来托卡马克数据稀缺下的跨装置破裂预测部署问题，提出增强型卷积自编码器异常检测（E-CAAD）预测器，并验证利用现有装置数据微调可最快完成新装置部署。
2024-01-04 physics.plasm-ph
Robust Control of ECH Deposition Profiles on DIII-D
Princeton University（普林斯顿大学）；Princeton Plasma Physics Laboratory（普林斯顿等离子体物理实验室）；University of California Irvine（加州大学尔湾分校）
提出ECHO算法，利用并行神经网络代理和遗传优化器实时优化回旋管镜角与功率，实现目标径向沉积剖面，并在DIII-D实验中验证了对硬件故障和等离子体参数变化的鲁棒性。
2026-09-15 physics.plasm-ph
Analysis of fast ion induced instabilities in tokamak plasmas
在托卡马克等磁约束聚变装置中，约束聚变产生的高能氦核（$α$ -粒子）以维持等离子体的能量平衡是至关重要的。然而，高能离子可以激发各种不稳定性，这可以导致它们增强的径向输运。因此，这些不稳定性可能降低加热效率，并且它们还可能在设备的面向等离子体的部件上引起有害的功率负载。因此，了解这些模式是未来燃烧等离子体实验的关键问题。高能粒子驱动不稳定性的主要问题之一是模式结构的非线性演化。在这篇论文中，我介绍了我在ASDEX Upgrade托卡马克装置中观察到的离轴NBI加热等离子体斜升阶段中的$β$诱导的Alfvén本征模（BAE）和EP驱动的测地声学模（EGAM）的研究结果。这些模式在软X射线相机的几个视线（LOS）上都很明显，这使得分析它们的空间结构的时间演化成为可能。为了研究径向结构，必须在不同的损耗上确定模式振幅。提出了一种先进的振幅重建方法，该方法可以处理模式频率快速变化和低信噪比的情况。该方法基于短时傅立叶变换，而短时傅立叶变换是研究瞬态类波现象随时间演化的理想方法，在本文中得到了广泛的应用。径向结构分析表明，在观察到的向下啁啾BAE的情况下，径向本征函数的变化小于测量的不确定性，而在快速向上啁啾EGAM的情况下，分析显示模式结构的收缩。这些实验结果与相应的理论相一致。
2015-06-16 physics.plasm-ph
Magnetohydrodynamic Stability at a Separatrix: Part I
边缘局域模（ELMs）在等离子体面元器件上的能量快速沉积，对于大型托卡马克装置（如ITER和DEMO）来说是一个潜在的严重问题。ELM的触发被认为是理想的磁流体动力学剥离-剥离不稳定性，但最近的数值计算表明，与X点的等离子体平衡-在所有ITER类托卡马克中发现，是稳定的剥离模式。这与分析计算（G。拉瓦尔河Pellat，J.S. Soule，Phys Fluids，{ \bf 17}，835，（1974）），发现剥离模式在具有任意横截面形状的圆柱形等离子体中是不稳定的。然而，解析计算仅适用于托卡马克等离子体在圆柱近似。在这里，我们重新检查圆柱形几何计算的假设，并概括计算到任意托卡马克几何在边际稳定。所得到的方程仅描述剥离模式，并且不因耦合到气球模式而复杂。我们发现，稳定性是由一个单一的参数$Δ'$，这是在扰动磁场的正常分量的径向导数的归一化跳跃的极向平均值。我们还发现，在分界线附近，能量原理的$δW$可能是负的（这通常被用来表明模式是不稳定的，如在圆柱理论中），但增长率可以任意小。
2009-02-20 physics.plasm-ph
Effect of ambient on the dynamics of re-deposition in the rear laser ablation of a thin film
本研究搭建创新泵浦-探测实验装置，探究环境条件与激光能量密度对薄膜背面激光烧蚀中再沉积等过程的影响，为相关工业与科研应用提供参考。
2024-10-10 physics.plasm-ph
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。
2025-01-08 physics.plasm-ph
Low-threshold induced side-scattering instability in the edge transport barrier at O-mode ECRH experiments in magnetic fusion devices
预测了托卡马克边缘输运势垒中的低杂波俘获。这种效应使得在电子回旋共振加热实验中激发低功率阈值绝对参量衰减不稳定性，导致普通微波泵浦的侧向散射成为可能。这种不稳定性会导致目前的机器和ITER中功率沉积轮廓的加宽。
2021-09-28 physics.plasm-ph
The SMARDDA Approach to Ray-Tracing and Particle Tracking
有一个日益增长的需要，以模拟等离子体与复杂的工程表面的相互作用，特别是验证功率沉积速率是可以接受的。SMARDDA算法的发展，以满足这一要求，特别是中性束导管馈入托卡马克的真空容器。应用限制器和偏滤器是在一个配套文件。该算法进行了详细描述，突出关键的新功能，并说明管道计算。
2014-02-24 physics.plasm-ph
Spacecraft heat shield study in the DIII-D tokamak
University of California San Diego（加州大学圣迭戈分校）；Auburn University（奥本大学）；General Atomics（通用原子能公司）；Princeton Plasma Physics Laboratory（普林斯顿等离子体物理实验室）；Baylor University（贝勒大学）；University of Stuttgart（斯图加特大学）；Oak Ridge National Laboratory（橡树岭国家实验室）；Lawrence Livermore National Laboratory（劳伦斯利弗莫尔国家实验室）
该研究在DIII-D托卡马克搭建新平台，用两种方法使碳样品暴露于极端热通量，通过多种测量手段获取数据，模拟再现相关情况，确立了托卡马克等离子体为验证碳烧蚀模型等的高热通量环境。
2026-07-29 physics.plasm-ph
Development and testing of an unstructured mesh method for whole plasma gyrokinetic simulations in realistic tokamak geometry
在这项工作中，我们制定和实施了一个混合的非结构化网格为基础的有限元（FE）傅立叶分解方案，在现实的托卡马克几何的陀螺动力学模拟。一个有效的粒子定位（粒子三角形映射）计划的电荷沉积和场散射使用一个中间网格作为搜索索引的三角形已实施和显着的加速由一个因素的$\sim30$被观察到的蛮力计划相比，一个中等大小的模拟。TRIMEG（TRIangular MEsh based Gyrokinetic）程序已经开发。作为应用，采用简化的回旋动力学Vlasov-Poisson模型模拟了离子温度梯度（ITG）模式。我们的模拟和使用ORB 5代码的DIII-D旋风的情况下，显示出合理的协议。作为一个附加的应用程序，ITG模拟使用ASDEX升级平衡已经进行了类似的旋风的情况下的密度和温度梯度分布。的TRIMEG代码的能力与现实的实验平衡在等离子体核心和在整个等离子体体积与开放场线的模拟。
2020-07-14 nucl-th physics.comp-ph physics.plasm-ph
The environment effect on operation of in-vessel mirrors for plasma diagnostics in fusion devices
第一个反射镜将是ITER光学诊断系统中面向等离子体的组件。镜面将经历由侵蚀和再沉积过程引起的改性[1，2]。因此，镜子的性能可能会改变，并可能恶化[3，4]。在偏滤器区域，它也可能被沉积物所掩盖[5-7]。由于对热核实验堆容器内组件的接触有限，因此需要对现有设备中的镜面材料进行测试，以收集关于材料损坏和镜面性能（即反射率）退化的信息。一个专门的实验方案，第一镜测试（FMT），已开始在JET托卡马克的框架内氚滞留研究（TRS）。
2004-11-16 physics.plasm-ph
Calculations of Energy Losses due to Atomic Processes in Tokamaks with Applications to the ITER Divertor
降低等离子体组件上的峰值热负荷对于下一代高聚变功率托卡马克（如国际热核聚变实验堆（ITER）1）的成功至关重要。许多目前的概念，为实现这涉及到使用原子的过程，从等离子体的热量转移到主室和偏滤器室壁和聚变计划中的实验和理论物理研究的大部分是针对这个问题。这些实验和计算的结果是许多过程复杂相互作用的结果。为了确定这些实验和计算的关键特征以及初级原子过程的相对作用，简单的准分析模型和最新的原子物理学速率系数和截面被用来评估通过韧致辐射的中心辐射损失，来自等离子体边缘的杂质辐射损失，来自刮除层的电荷交换和氢辐射损失以及来自偏滤器等离子体的杂质辐射损失。这一分析表明，从等离子体中心的韧致辐射和杂质辐射的等离子体边缘和偏滤器等离子体可以发挥各自的显着作用，在减少偏滤器板的功率，并确定了许多因素，确定每个过程的相对作用。例如，为了使偏滤器中的辐射损失大到足以在偏滤器中辐射出高功率实验所需的能量，偏滤器中需要10-3 ~ 10-2的中性分数和约10^16 s·m^-3的净再循环杂质再循环率。
1995-06-19 physics.plasm-ph plasm-ph
Predictive study of non-axisymmetric neutral beam ion loss on the upgraded KSTAR plasma-facing components
本研究利用加入三维碰撞检测的 NuBDeC 代码和升级后钨偏滤器 CAD 模型，预测 KSTAR 中 NBI 离子损失在 PFCs 上的非轴对称热通量分布及参数影响。
2025-03-14 physics.plasm-ph
A Possible Method of Carbon Deposit Mapping on Plasma Facing Components Using Infrared Thermography
Association Euratom - CEA sur la Fusion Contrôlée（欧洲原子能共同体-法国原子能和替代能源委员会聚变控制协会）；Centre d'Etude de Cadarache（卡达拉奇研究中心）
从面向等离子体的部件的表面侵蚀的材料部分地再沉积在高热通量区域附近。在这些位置处，沉积物被等离子体加热，并且沉积图案取决于操作参数而演变。矿床的测绘仍然是一项紧张的科学活动，特别是在实验活动期间。一种方法的基础上比较的表面温度图，获得原位红外摄像机和理论建模。两者之间的差异归因于沉积材料增加的热阻，并表示为沉积厚度。该方法受益于详细的成像技术，如可能性理论和模糊逻辑。结果与停机期间通过目视检查获得的沉积物图一致。
2020-09-25 cs.CV physics.class-ph physics.ins-det
Analytical edge power loss at the lower hybrid resonance: comparison with ANTITER IV and application to ICRH systems
在非反向加热情况下，托卡马克等离子体边缘会出现低杂波（LH）共振。当在离子回旋共振频率（ICRF）范围内加热时，该共振可导致大的边缘功率沉积。在本文中，边缘功率损耗与LH共振解析计算冷等离子体描述使用渐近方法和解析延拓。该功率损耗可以直接与局部径向电场相关联，然后与用半分析代码ANTITER IV计算的相应功率损耗进行比较。这种方法提供了可能性，以检查精度的数值积分在ANTITER IV，并给出了见解的物理基础的边缘功率吸收。最后，解决方案，以尽量减少这种边缘功率吸收的影响，并适用于ITER的离子回旋共振加热（ICRH）发射器的情况下。这项研究也与DEMO直接相关。
2021-01-23 physics.plasm-ph
First Experimental Evidence of Helicon Current Drive
General Atomics（通用原子能公司）；University of California, Irvine（加州大学尔湾分校）；Far-Tech, Inc（法拉科技有限公司）；Massachusetts Institute of Technology（麻省理工学院）
本文报道DIII-D装置上螺旋波电流驱动的首次实验证据，通过兆瓦级行波天线发射螺旋波，实现芯部功率沉积与电流驱动，并与射线追踪集成建模吻合，证实了螺旋波辅助电流驱动的可行性。
2026-09-14 physics.plasm-ph
Ideal magnetohydrodynamic simulations of unmagnetized dense plasma jet injection into a hot strongly magnetized plasma
我们目前的结果从三维理想磁流体动力学模拟未磁化的致密等离子体射流注入到一个均匀的热强磁化等离子体，其目的是提供深入了解核心燃料的托卡马克与ITER和NSTX（国家球形环实验）相关的参数。未磁化的稠密等离子体射流注入类似于紧凑环形注入，但具有高得多的等离子体密度和总质量，因此所需的注入速度较低。喷流到背景中的大量沉积似乎是通过沿喷流后缘的磁重联来促进的。等离子体射流到背景等离子体中的穿透深度主要取决于射流的初始动能，并且空间局部质量沉积的关键要求是射流的减速时间小于扰动背景磁通量由于磁重联而松弛的时间。这项工作表明，需要更准确地处理重新连接，以充分模拟这个问题。非磁化稠密等离子体射流注入的参数确定为本地化的核心沉积以及边缘本地化模式（ELM）起搏应用在ITER和NSTX相关制度。
2011-05-12 physics.comp-ph physics.flu-dyn physics.plasm-ph
The Influence of Filaments in the Private Flux Region on Divertor Particle and Power Deposition
利用快速分幅相机记录下偏滤器下部体积的可见光发射，以及朗缪尔探针和红外热成像仪监测偏滤器面向等离子体表面的粒子和功率通量，研究了MAST托卡马克等离子体私有通量区中粒子通过间歇性连续结构的输运。可见光摄像机的数据表明，在偏滤器体积中，X点以上的光发射波动在刮除层（SOL）中最强。相反，在低于X点的区域中，发现这些波动在偏滤器内腿的私人通量区（PFR）中最强。对相机数据中这些细丝外观的详细分析表明，它们近似圆形，直径约1- 2厘米。最可能的环形模数在2和3之间。这些细丝将等离子体更深地喷射到私人通量区，有时是通过产生次级细丝，以0.5- 1.0 km/s的速度移动。在内部偏滤器目标的探针测量表明，在内部目标的粒子通量的波动是最强的私人通量区域，这些波动的幅度和分布是不敏感的核心等离子体的电子密度，辅助加热和是否等离子体是单零或双零。结果表明，随着等离子体电流的增加，PFR中时均粒子通量的e折叠宽度减小，但其波动幅度基本不变。在偏滤器外靶处，SOL中粒子和功率通量的波动最强。
2015-03-12 physics.ins-det physics.plasm-ph
VSC: A Zero-Dimensional Fusion Design Platform for Multiple Magnetic Configurations
Beijing VeloAlpha Technology Co., Ltd.（北京VeloAlpha科技有限公司）
VSC是用于多种磁配置的零维融合设计平台，通过通用功率平衡公式及求解器接口，结合降阶物理模型与统一计算平台，可在早期设计阶段对候选聚变反应堆概念进行快速评估和对比分析，研究不同假设对运行空间的影响。
2026-07-14 physics.plasm-ph
An application of survival analysis to disruption prediction via Random Forests
聚变界面临的最紧迫的挑战之一是充分减轻，甚至更好地避免托卡马克等离子体的破坏。然而，在此之前，必须首先预测中断，并有足够的预警时间来启动响应。已建立的生存分析领域为至事件发生时间（即至中断时间）研究提供了方便的统计框架。本文展示了现有的中断预测机器学习算法与生存概率的Kaplan-Meier估计的集成。具体讨论了中断数据库的二进制分类的隐含警告时间，以及对这些数据库上训练和测试的随机森林算法的输出信号的解释。这种生存分析方法适用于平滑和噪声的测试数据，突出的生存和风险函数的重要功能。此外，该方法被应用到三个Alcator C-Mod等离子体放电和基于阈值的触发警报的计划相比。在一种情况下，这两种技术都成功地预测了中断;尽管在另一种情况下，都没有警告即将发生的中断，有足够的时间来缓解。对于最终放电，生存分析方法可以避免阈值方法引发的虚警。这种分析的局限性和未来工作的机会也提出。
2019-07-09 physics.plasm-ph
Multiscale Assessment of Tritium Behavior in Preliminary Fusion Pilot Plant Design Using Surrogate Models in TMAP8
Idaho National Laboratory（爱达荷国家实验室）；The Pennsylvania State University（宾夕法尼亚州立大学）；Tokamak Energy Ltd.（托卡马克能源有限公司）
本文通过代理模型研究聚变反应堆中氚的扩散、捕获与回收，提升燃料循环建模精度，加速设计迭代。
2026-04-21 physics.comp-ph physics.plasm-ph
Runaway electron avalanche and macroscopic beam formation: simulations of the DTT full power scenario
Politecnico di Torino（都灵理工大学）；DTT S.C.a.r.l.；Max Planck Institute for Plasma Physics（马克斯·普朗克等离子体物理研究所）；CEA, IRFM（法国原子能和替代能源委员会，聚变研究部）；Indian Institute of Technology Guwahati（印度理工学院古瓦哈提分校）；ITER Organization（国际热核聚变实验堆组织）；Consorzio RFX（RFX联合体）；CNR-ISTP（国家研究委员会-等离子体科学和技术研究所）；ENEA（意大利国家新能源与可再生能源机构）；Università della Tuscia（图斯卡大学）
研究通过模拟揭示DTT全功率场景中失控电子束形成机制，表明高电流下电子雪崩增益显著增加，需通过杂质注入平衡热负荷与电子避免。
2025-12-31 physics.plasm-ph
A plasma-material interaction design basis for NSTX-U flash lithium evaporators
Princeton Plasma Physics Laboratory（普林斯顿等离子体物理实验室）
基于LTX-β的蒸发器开发，设计了一种用于NSTX-U的闪蒸锂蒸发器（f-LITER），通过真空内液体锂装载和可拆卸蒸发头，实现面向等离子体部件的锂涂层更新，减少锂损失和杂质吸收。
2026-09-09 physics.plasm-ph
