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
Design and mechanical analysis of the PRAGYA tokamak vacuum vessel
Pranos Fusion Private Limited（普兰纳斯融合私人有限公司）；JNCASR（贾瓦哈拉尔·尼赫鲁高级科学研究中心）；Engineering Mechanics Unit, Jawaharlal Nehru Centre for Advanced Scientific Research（贾瓦哈拉尔·尼赫鲁高级科学研究中心工程力学单元）；Department of Physics, Indian Institute of Science（印度科学学院物理系）
PRAGYA托卡马克装置真空室设计采用环形电气断口和双O型密封圈，通过三维有限元分析验证其结构性能，确保在综合负载下满足安全系数要求。
2026-03-12 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
Designing tungsten armoured plasma facing components to pulsed heat loads in magnetic fusion machines
提出基于FHF和FUF的钨装甲设计规则，通过实验与工程原理结合，允许特定热负荷循环次数并支持多负荷组合，为聚变装置组件设计提供指导。
2024-10-17 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
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。
2017-12-04 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
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
Nonlinear interplay of Alfven instabilities and energetic particles in tokamaks
高能粒子的约束是托卡马克等离子体有效加热的关键。等离子体不稳定性，如阿尔芬本征模（AE）可以重新分布的EP人口，使等离子体加热效率较低，并导致额外的负载上的墙壁。利用NEMORB项目中的全球回旋动力学粒子胞内程序ORB 5研究了环形诱导声发射（TAE）的非线性动力学。研究了由于波粒非线性引起的TAE和EP的非微扰非线性相互作用。特别是，我们专注于TAE的频率，增长率和径向结构的非线性修改，取决于EP分布在相空间中的演变。对于ITPA基准情况，我们发现当增长率减小时，频率增加，并且模式径向收缩。这种非线性演化被发现是正确地再现通过准线性模型，即一个模型，其中的非线性修改的EP分布函数的线性效应被保留。
2016-10-06 physics.plasm-ph
Effect of Two-Stage Shattered Pellet Injection on Tokamak Disruptions
托卡马克反应堆中有效的中断缓解系统应限制壁暴露于局部热损失和高电流逃逸电子束的影响，并避免结构上的过度力。我们评估了关于这些方面的两阶段氘氖粉碎弹丸注入ITER类等离子体，使用模拟与梦想框架[M。Hoppe等人（2021）Comp. Phys. Commun. 268，108098]。为了使获得的逃逸电流最小化，找到了最佳的氘注入量范围，该范围对等离子体对莱曼辐射的不透明度敏感，这影响氘的电离度，从而产生雪崩逃逸。的两阶段的注射方案，其中稀释冷却产生的氘之前，由氖引起的辐射热淬火，减少了热尾种子和局部输送的热负荷的墙壁上。然而，在核操作期间，来自活化壁和氚的额外失控种子源使得难以达到可容忍的低失控电流。
2022-01-26 physics.plasm-ph
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。
2024-01-27 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
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。
2021-02-27 physics.plasm-ph
Inferring the scrape-off layer heat flux width in a divertor with a low degree of axisymmetry
针对下一代托卡马克等离子体面对组件高热负荷问题，研究利用ST40的红外热成像系统与3D几何工具链，推断低轴对称度偏滤器的刮削层热通量宽度，发现单/双指数分布及环向热通量衰减的部分遮蔽效应，拓展了球形托卡马克SOL宽度的测量范围。
2024-06-24 physics.plasm-ph
Assessment of the Runaway Electrons induced damage to the Tokamak First Wall
基于ASDEX Upgrade实验的RE能量分布，利用FLUKA模拟和FreeFem++有限元模型，评估了逃逸电子对铍和钨第一壁的损伤，揭示了撞击角与沉积能量的关系及RE电流对熔化的影响。
2025-08-28 physics.plasm-ph
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。
2017-01-11 physics.plasm-ph
Efficient and robust evaluation of fast particle losses in non-axisymmetric tokamak plasmas
我们提出了各种技术，使轨道跟踪蒙特卡罗模拟更快，更可靠的评估碰撞快速粒子损失时，由于磁场扰动。这些技术基于使用所谓的损失图来识别运动空间常数中的各种损失通道。我们证明，这使得一个属性的损失定量不同的传输机制，增加信噪比时，估计FILD信号和峰值功率负载，并连接磁场结构直接快速粒子损耗。此外，我们表明，无碰撞的快速粒子输运可以被视为一个对流扩散过程中的传输系数可以评估与轨道跟踪方法。应用这些技术有可能使轨道跟踪模拟更快地执行，或者完全避免它们，同时使结果更可靠，因为它们与基础物理学的联系更加清晰。我们证明了这些技术的ITER显示如何影响α粒子的损失，各种磁场扰动，估计ICRH损失减少领域的情况下，并执行扫描的α粒子损失的函数ELM控制线圈电流相位。
2019-08-07 physics.plasm-ph
Normal high velocity solid dust impacts on tiles of tokamak-relevant temperature
本研究针对面向等离子体部件受逃逸电子作用产生的高速尘埃撞击问题，通过轻气炮实验测试不同温度钨靶的侵蚀情况，发现室温经验损伤定律可用于托卡马克相关温度范围的侵蚀预测。
2024-09-11 physics.app-ph physics.plasm-ph
Gyrokinetic projection of the divertor heat-flux width from present tokamaks to ITER
本文采用XGC 1边缘回旋动力学程序对附着等离子体条件下偏滤器板热流宽度进行了高保真度的计算。模拟结果与从现有托卡马克装置获得的经验标度$λ_q \propto B_P^{-γ}$进行了验证，其中$λ_q$是映射到外侧中平面的偏滤器热流宽度，而$γ_q=1.19$由T. Eich等人[Nucl. Fusion 53（2013）093031]，并且$B_P$是外侧中平面分界线表面处的极向磁场的大小。当外推到ITER时，这种经验标度预测$λ_q \leq 1mm$，这将需要在Q=10的情况下以非常高的分界线密度$(n_{sep}/n_{Greenwald} > 0.6)$运行，以实现半分离等离子体操作和高辐射分数，从而导致可接受的偏滤器功率通量。然而，XGC 1预测ITER的$λ_q$超过5 mm，这表明在ITER Q=10的情况下，可以在更宽的等离子体分界线密度和辐射分数范围内获得可接受的偏滤器功率负载。这种差异背后的物理原因是，根据XGC 1的结果，虽然离子磁漂移的偏滤器热通量宽度的贡献是更广泛的，在目前的托卡马克，湍流电子的贡献是更广泛的ITER。高电流C-Mod放电被发现是在一个混合的制度：虽然由离子新古典磁漂移的热通量宽度仍然比湍流电子热通量宽度宽，热通量的大小是由较窄的电子热通量占主导地位。
2017-04-21 physics.plasm-ph
Disruption Modelling for Engineering and Physics Design of Tokamak Energy ST-E1 Fusion Power Plant
Tokamak Energy Ltd.（Tokamak Energy有限公司）；University of Tuscia（图斯卡大学）；Oak Ridge National Laboratory（橡树岭国家实验室）
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。
2025-12-18 physics.comp-ph 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
Divertor Heat Load in ASDEX Upgrade L-Mode in Presence of External Magnetic Perturbation
能量耗尽是未来聚变装置的主要挑战之一。施加非轴对称外部磁扰动是一种技术，研究，以减轻或抑制大的边缘本地化模式，伴随着高约束制度在托卡马克。外部磁场扰动使托卡马克的轴对称性发生制动，并导致偏滤器靶上的二维热流分布。利用ASDEX Upgrade软件研究了L模式稳态放电条件下偏滤器外靶的二维热流分布。热通量的2D特性的幅度取决于边缘处的场线之间的对准和所施加的磁扰动谱的真空响应。2D特征随着密度的增加而降低。偏滤器加宽$S$随密度的增加而增加被提议作为主要致动器。这是支持一个通用的模型，使用场线跟踪和真空场的方法，是在定量协议与测得的热通量。扰动的热通量，平均超过一个完整的环形旋转的磁扰动，是相同的非扰动热通量没有磁扰动。与未扰动参考相比，输运限定符、功率衰减长度$λ_q$和偏滤器展宽$S$在不确定性范围内是相同的。没有观察到额外的跨场传输。
2017-03-09 physics.plasm-ph
Constructing a new predictive scaling formula for ITER's divertor heat-load width informed by a simulation-anchored machine learning
偏滤器热负荷宽度$λ_q$的理解和预测对于ITER在高聚变增益下更容易和更稳健的运行是一个至关重要的问题。在美国三个主要托卡马克装置中，在附加偏滤器等离子体条件下的静电极限中，使用极端尺度边缘回旋动力学代码XGC 1，对$λ_q$进行了先前的预测模拟数据[C.S. Chang等人，Nucl. Fusion 57，116023（2017）]再现了Eich和Goldston附着偏滤器公式结果[T. Eich等人，Nucl. Fusion 53，093031（2013）; R. J. Goldston，Nucl. Fusion 52，013009（2012）]，并且还预测了比全功率（Q = 10）场景ITER等离子体上的最大Eich和Goldston公式预测宽六倍以上的$λ_q$。在添加来自最高电流JET和最高电流Alcator C-Mod上的进一步预测模拟的数据之后，机器学习程序用于识别$λ_q$的新标度公式，作为对Eich公式#14的简单修改，其再现了当前托卡马克的Eich标度公式，并且包含全电流Q = 10 ITER等离子体的宽$λ_q^X{GC}$。新的公式，然后成功地测试了三个ITER等离子体：两个对应于长期燃烧的情况下，Q = 5和一个在低等离子体电流将探讨在ITER运行的初始阶段。产生更宽的$λq ^{XGC}的新物理被确定为穿过磁分界线的弱碰撞、俘获电子模式湍流，这是已知…
2021-01-05 physics.plasm-ph
Modelling of shattered pellet injection experiments on the ASDEX Upgrade tokamak
本文利用INDEX代码对ASDEX Upgrade的碎粒注入进行1.5维参数扫描，揭示碎片尺寸、速度和氘/氖成分对穿透与同化的影响，并与实验趋势相互验证。
2023-12-06 physics.plasm-ph
Distinguishing Cause from Correlation in Tokamak Experiments to Trigger Edge Localised Plasma Instabilities
一般的问题被认为是：我们如何才能确定的概率，否则quasirandom事件，已被触发的外部影响？一个具体的问题是量化的技术成功触发，从而控制，边缘局部等离子体不稳定性（ELMs）在磁约束聚变（MCF）实验。这种技术的发展是必不可少的，以确保在大型MCF聚变装置的组件上的耐受热负荷，并且是必要的，它们的发展成为经济上成功的发电厂。贝叶斯概率理论被用来严格制定的问题，并提供一个正式的解决方案。准确，但务实的方法来估计触发概率，并说明与实验数据。这使得实验结果可以被定量评估，并形成严格的量化结论。示例应用包括评估ELM的触发是统计过程还是确定性过程，以及建立阈值以确保ELM被可靠地触发。
2014-11-03 physics.data-an physics.plasm-ph
Simulating Plasma Turbulence in Tokamaks
更好地理解和控制当今托卡马克聚变实验中的湍流热输运是一个具有挑战性和基础性的研究问题。数值方法的最新发展以及计算能力的巨大提高使大规模模拟成为提高我们对这一现象理解的重要工具。模拟这种高度非线性的行为需要解决五个维度的相空间分布函数的扰动。我们使用一个粒子在细胞的方法来解决方程。该代码已被并行化的各种架构（C90，CM-5，T3 D）使用1-D域分解沿环形轴，其中每个单元中的粒子数保持近似恒定。粒子的准均匀分布，最大限度地减少了负载不平衡，加上粒子在单元中的相对较小的移动，最大限度地减少了通信，使得这个问题非常适合大规模并行架构。我们提出了不同数量的处理器和问题大小的程序的性能。此外，我们讨论了一些最近的科学成果，从代码。
1997-04-10 physics.comp-ph 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
Runaway electron beam formation, vertical motion, termination and wall loads in EU-DEMO
本文用JOREK预测EU-DEMO中数兆安培逃逸电子束的形成、垂直失控运动、MHD触发终止及壁面沉积，并评估牺牲式限制器保护第一壁的可行性。
2024-07-04 physics.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
Magnetic control of DTT alternative plasma configurations
针对下一代托卡马克热排出难题，本文研究 DTT 设施中 X 偏滤器等替代位形的磁控制，采用 eXtreme Shape Controller 同时控制等离子体形状与次级 X 点位置，以克服次级 X 点带来的灵敏度挑战。
2023-04-18 physics.plasm-ph
First divertor exposure experiments of a renewable boron pebble aggregate in DIII-D
University of California San Diego（加州大学圣迭戈分校）；Thea Energy, Inc.（Thea能源公司）；University of Tennessee, Knoxville（田纳西大学诺克斯维尔分校）；Sandia National Laboratories（桑迪亚国家实验室）；Lawrence Livermore National Laboratory（劳伦斯利弗莫尔国家实验室）；Oak Ridge National Laboratory（橡树岭国家实验室）；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）；Aalto University（阿尔托大学）
在DIII-D托卡马克偏滤器中首次测试了硼卵石聚合物作为高热量等离子体面对材料，观察到显著硼尘发射，表面侵蚀速率约1 cm/s，需改进设计以减少高热量下的尘发射。
2026-06-17 physics.plasm-ph
Implementation and first application of EMC3-EIRENE on DTT for assessing the heat load on the ICRH antenna
Politecnico di Torino（都灵理工大学）；Max-Planck-Institut für Plasmaphysik（马克斯·普朗克等离子体物理研究所）；ENEA（意大利国家新能源与可再生能源委员会）；DTT S.c.a r.l.（DTT有限公司）；Consorzio RFX (CNR, ENEA, INFN, Università di Padova, Acciaierie Venete SpA)（RFX联盟（意大利国家研究委员会、意大利国家新能源与可再生能源委员会、意大利国家核物理研究所、帕多瓦大学、威尼斯钢铁公司））；CREATE Consortium（CREATE联盟）
介绍EMC3-EIRENE在DTT上的实现及应用，通过轴对称几何和SOLPS-ITER结果评估其性能，纳入ICRH天线结构进行模拟，得出热负荷分布预测值，还评估了三维气体喷射对天线热负荷的影响。
2026-07-28 physics.plasm-ph
Impact of nitrogen seeding on confinement and power load control of a high-triangularity JET ELMy H-mode plasma with a metal wall
本文报告了从全碳等离子体面对组件到全金属壁的变化对JET高形状2.5MA ELMy H模式场景的约束和功率负载的影响。在准备这一变化，系统的研究功率负荷减少和限制的影响，作为一个结果，燃料与氮播种相结合进行了JET-C和比较，其对应的JET与金属壁。一个意想不到的和显着的变化被报道的基座限制的减少，但部分恢复与注入氮气。
2013-10-31 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
Estimation of Power Balance in Steady State LHCD Discharges on TRIAM-1M
在TRIAM-1 M上，通过完全无感低杂波电流驱动，成功实现了超过5 h的长时间放电。采用量热法研究了5 h放电过程中面向等离子体部件（PFC）的热负荷分布。注入的RF功率与量热测量估计的PFC的热负荷总量一致。在长时间放电中，包括快电子直接损失的功率部分，由于电荷交换过程的热通量的功率平衡是能够估计的。
2004-10-23 physics.plasm-ph
Impact of repetitive ELM transients on ITER divertor tungsten monoblock top surfaces
本研究针对ITER中不受控I型ELM重复瞬态导致偏滤器钨单体顶面熔化损伤的问题，利用MEMENTO代码建模，揭示表面形变与小角度热负荷耦合加剧损伤的机制，指出允许运行空间具有历史相关性。
2024-06-23 physics.plasm-ph
TokaMind: A Multi-Modal Transformer Foundation Model for Tokamak Plasma Dynamics
IBM Research（IBM研究院）；UK Atomic Energy Authority（英国原子能局）；STFC Hartree Centre（科学与技术设施研究中心哈特ree中心）
提出TokaMind，首个开源托卡马克等离子体动力学基础模型，基于多模态Transformer在MAST数据集上预训练，支持多种数据模态和缺失信号处理，在14个任务上优于基线。
2026-06-05 cs.AI cs.LG physics.plasm-ph
Characterisation of local ICRF heat loads on the JET ILW
当使用离子回旋频率范围（ICRF）加热时，通常在靠近天线的一些面向等离子体的部件上观察到增强的热通量。最近在JET上进行了实验，用新的ITER类壁（ILW）来表征JET ICRF天线的热通量。使用的瓦，热模型的大红色的热成像，热通量进行了评估，从表面温度的增加，在RF阶段的L-模式等离子体。当在每个天线2 MW的功率水平下以-π/2电流驱动带定相操作并且等离子体与外部限制器之间的距离为4cm时，观察到的最大热通量强度为~ 4.5MW/m2。当使用偶极带定相时，热通量减少。沉积在天线限制器或隔膜上的ICRF功率的分数对于偶极定相在2-10%的范围内，对于+/-π/2定相在10-20%的范围内。
2013-06-28 physics.plasm-ph
The superconducting proposal for the CS magnet system of FAST: a preliminary analysis of the heat load due to AC losses
FAST（聚变高级研究圆环）是意大利提出的热核实验堆卫星设施建议，是一个紧凑型托卡马克装置（R $_0$ = 1.82米，a = 0.64米，三角形度$δ$ = 0.4），能够研究燃烧等离子体中$α$粒子行为的非线性动力学效应，并测试与热核实验堆和演示实验室直接相关的第一壁/偏滤器的技术解决方案。目前，ENEA正在研究超导解决方案的可行性。本文重点分析了CS（中央螺线管）磁体的热行为。特别是，考虑到超导解决方案的CS使用的房间可用的电阻设计，并参考最严重的情况之一，设想FAST，由于AC损耗的CS绕组包的热负荷进行了初步评估。结果为绞线要求和导体设计的定义提供了一个暂定基线，可以接受，以满足设计要求。
2011-01-30 cond-mat.supr-con physics.ins-det physics.plasm-ph
FreeMHD: validation and verification of the open-source, multi-domain, multi-phase solver for electrically conductive flows
针对托卡马克偏滤器热管理需求及现有自由表面液态金属流动模拟的不足，研究开发了基于OpenFOAM的开源求解器FreeMHD，经解析解和实验验证确认其可可靠用于反应堆级液态金属系统设计。
2024-09-13 physics.plasm-ph
Comparison of plasma response models for RMP effects on the divertor and scrape-off layer in KSTAR
Princeton Plasma Physics Laboratory（普林斯顿等离子体物理实验室）
通过比较GPEC、MARS-F、M3D-C1和JOREK四种等离子体响应模型，研究RMP对KSTAR偏滤器热负荷条纹的影响，发现仅在小足迹、低功率或高密度条件下与实验吻合。
2026-01-14 physics.plasm-ph
Validating fast-ion wall-load IR analysis-methods against W7-X NBI empty-torus experiment
2018年夏天，在Wendelstein 7-X（W7-X）仿星器中进行了第一次中性束注入（NBI）实验。NBI系统用于通过中和加速的氢离子束并将其引导到等离子体中来加热磁约束等离子体，在等离子体中产生的高能离子释放其能量以加热等离子体。NBI快离子实验的建模工作已经开始，包括对穿透和轨道损失的估计。仿星器有一个广角红外（IR）成像系统，以监测机器等离子体面对组件表面温度。本工作验证了NBI模型“基于Beamlet的NBI（BBNBI）”和新编写的合成红外相机模型。验证是通过比较测量和合成的红外相机测量的实验中，NBI注入到真空容器中没有等离子体。一个很好的定性和定量的匹配被发现。这种协议进一步支持的光谱和校准测量的NBI和红外相机系统。
2019-06-20 physics.comp-ph physics.plasm-ph
First heat flux estimation in the lower divertor of WEST with embedded thermal measurements
研究了WEST托卡马克装置面向等离子体组件（PFC）中热电偶（TC）和光纤光栅（FBG）的表面热流估算。采用共轭梯度法（CGM）和伴随状态相结合的二维传热模型，计算了等离子体在PFC上的热流密度，给出了等离子体热流密度随时间的变化特征，并给出了热流密度衰减长度$λ^t_q$、热流密度分布区域$S^t$和撞击点位置$x_0$.作为第一步，五欧姆脉冲已被调查与不同的磁配置和偏滤器X-点的高度从44到68毫米从表面变化。尽管外侧移位，外部撞击点的相对位移以及来自TC/FBG系统的热通量衰减长度与磁平衡重建是一致的。
2019-02-28 physics.class-ph physics.plasm-ph
Modeling of runaway electron induced damage on boron-nitride tiles in WEST
本文针对WEST托卡马克中氮化硼瓦片受逃逸电子撞击的损伤问题，采用经DIII-D实验验证的脆性破坏建模流程，结合蒙特卡罗输运模拟、有限元热弹性分析和Rankine准则，成功预测了与实际观测一致的破坏行为。
2025-09-19 physics.plasm-ph
Scrape-off layer ion temperature measurements at the divertor target during type III and type I ELMs in MAST measured by RFEA
在未来的核聚变反应堆中，高热负荷事件，如边缘局部模式（ELM），可能会损坏偏滤器材料并将杂质释放到主等离子体中，从而限制等离子体性能。最难处理的是I型ELM，因为它们携带来自等离子体的最大部分能量，因此在靶和第一壁材料上沉积最大的热通量。了解从ELM事件释放的离子的温度是重要的，因为它决定了它们将从面向等离子体的材料引起的潜在溅射。为了在I型ELM期间通过减速场能量分析仪（RFEA）测量Ti，已使用一种新的操作技术来进行更快的测量;这被称为快速扫描技术（FST）。
2016-02-09 physics.plasm-ph
Escape and transport in chaotic motion of charged particles in a magnetized plasma under the influence of two and three modes of drift waves
本研究利用哈密顿模型分析了托卡马克边缘等离子体中两波和三波构型对粒子逃逸与输运的控制，发现第三波通过增加盆地熵提高逃逸率并抑制混合，为优化约束提供了策略。
2025-06-24 nlin.CD physics.plasm-ph
