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Development of the ITER baseline inductive scenario

机译：ITER基线归纳情景的开发

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Sustainment of Q ～ 10 operation with a fusion power of ～500 MW for several hundred seconds is a key mission goal of the ITER Project. Past calculations and simulations predict that these conditions can be produced in high-confinement mode operation (H-mode) at 15 MA relying on only inductive current drive. Earlier development of 15 MA baseline inductive plasma scenarios provided a focal point for the ITER Design Review conducted in 2007-2008. In the intervening period, detailed predictive simulations, supported by experimental demonstrations in existing tokamaks, allow us to assemble an end-to-end specification of this scenario consistent with the final design of the ITER device. Simulations have encompassed plasma initiation, current ramp-up, plasma burn and current ramp-down, and have included density profiles and thermal transport models producing temperature profiles consistent with edge pedestal conditions present in current fusion experiments. These quasi-stationary conditions are maintained due to the presence of edge-localized modes that limit the edge pressure. High temperatures and densities in the pedestal region produce significant edge bootstrap current that must be considered in modelling of feedback control of shape and vertical stability. In this paper we present new results of transport simulations fully consistent with the final ITER design that remain within allowed limits for the coil system and power supplies. These self-consistent simulations increase our confidence in meeting the challenges of the ITER program.
机译：ITER项目的主要任务目标是使Q〜10的运行以〜500 MW的融合功率持续数百秒。过去的计算和模拟预测，仅依靠感应电流驱动，就可以在15 mA的高约束模式操作（H模式）下产生这些条件。 15 MA基线感应等离子体方案的早期开发为2007-2008年进行的ITER设计审查提供了重点。在此期间，详细的预测模拟以及现有托卡马克机中的实验演示为我们提供了支持，以使我们能够根据ITER装置的最终设计，为这种情况制定端对端规范。模拟包括等离子体引发，电流上升，等离子体燃烧和电流下降，并包括密度分布和热传输模型，这些模型产生的温度分布与当前融合实验中存在的边缘基座条件一致。由于存在限制边缘压力的边缘局部模式，因此保持了这些准平稳条件。基座区域中的高温和高密度会产生大量的边缘自举电流，在对形状和垂直稳定性的反馈控制进行建模时必须考虑这些电流。在本文中，我们介绍了与最终ITER设计完全一致的传输仿真新结果，这些设计仍在线圈系统和电源的允许范围内。这些自洽的模拟提高了我们应对ITER计划挑战的信心。

著录项

  • 来源
    《Nuclear fusion》 |2014年第1期|013005.1-013005.9|共9页
  • 作者

    T. Casper; Y. Gribov; A. Kavin; V. Lukash; R. Khayrutdinov; H. Fujieda; C. Kessel;

  • 作者单位

    ITER Organization, Route de Vinon sur Verdon, 13115 St Paul lez Durance, France;

    ITER Organization, Route de Vinon sur Verdon, 13115 St Paul lez Durance, France;

    Efremov Institute, Doroga na Metallostroy 3, St Petersburg 196641, Russia;

    RRC Kurchatov Institute, Kurchatov Sq. 1, Moscow, 123182, Russia;

    RRC Kurchatov Institute, Kurchatov Sq. 1, Moscow, 123182, Russia;

    JAEA, Naka Fusion Institute, 801-1 Mukoyama, Naka-shi, Ibaraki-ken 311-0193, Japan;

    Princeton Plasma Physics Laboratory, PO Box 451, Princeton, NJ 08543-0451, USA;

  • 收录信息 美国《科学引文索引》(SCI);美国《工程索引》(EI);美国《生物学医学文摘》(MEDLINE);
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  • 正文语种 eng
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