East Tokamak(이스트 토카막)란 무엇입니까?
East Tokamak 이스트 토카막 - Modeling validation will be carried out in the near future on the EAST tokamak. [1] The steady fusion plasma operation is constrained by tungsten (W) material sputtering issue in the EAST tokamak. [2] A series of H-mode discharges have been conducted in the EAST tokamak to study the effect of divertor closure on divertor neutral distribution and edge plasmas by scanning the location of the outer strike point. [3] This paper mainly studies the steady-state heat loads of the superconducting magnet system of the EAST tokamak by establishing a dedicated finite element model. [4] In this study, NIMROD simulations are performed to investigate the effects of massive helium gas injection level on the induced disruption on EAST tokamak. [5] Significant progress has been achieved on EAST tokamak with the electron cyclotron resonance heating (ECRH), but the maintenance current EC launcher is very complicated after each campaign period. [6] Furthermore, by scanning various injection positions in the EAST tokamak, the optimum location of impurity injection has been discovered. [7] In 2015 campaign, deuterium atomic emission spectra (D α ) under the Zeeman effect in boundary region had been measured by a high resolution optical spectroscopic multichannel analysis (OSMA) system based on passive spectroscopy during the deuterium plasma discharge on EAST tokamak, and part of the works about the Zeeman effect on D α spectra had already been done. [8] Annular/central collapses of electron temperature have been investigated in the EAST tokamak. [9] An eight-channel poloidal correlation reflectometer (PCR) with O-mode polarization has been installed in the EAST tokamak to measure the fluctuations from core to edge. [10] The excitation condition of reversed shear Alfvén eigenmodes (RSAEs) has been investigated during sawtooth-like oscillation in the EAST tokamak. [11] The heat flux deposition on the divertor targets with neon impurity injection has been investigated for EAST tokamak with the help of three-dimensional (3D) edge transport code EMC3-EIRENE. [12] It will also measure the triton burnup neutrons (TBNs) from the d+t reactions, unlike the original TOFED in the EAST tokamak. [13] A real-time disruption predictor using random forest was developed for high-density disruptions and used in the plasma control system (PCS) of the EAST tokamak for the first time. [14] 6GHz LHCD system is an important part of the auxiliary heating system on EAST tokamak. [15] The influence of a molybdenum dust buildup on plasma edge turbulence has been studied in the EAST tokamak. [16] The impurity radiation from the divertor region of the EAST tokamak is dominantly in the wavelength range of vacuum ultraviolet (VUV) due to the elevated edge electron temperature. [17] The density scaling of n = 1 error field penetration is investigated under radio-frequency (RF)-dominant heated L-mode discharges in the EAST tokamak. [18] Multiple electromagnetic coherent modes with frequencies f ∼ 20–300 kHz and toroidal mode numbers n = 1 and n = 2 have been observed and investigated in radio-frequency heated H-mode plasmas of the EAST tokamak. [19] The neutral particle ionization of the working gas is thus believed to play a key role during the formation of the SOL density shoulder in the EAST tokamak. [20] Implementation and application are planned for the EAST tokamak. [21] In EAST tokamak the tungsten concentration is estimated by a combination of the UTA and total radiation loss. [22] During the WEST components manufacturing and installation (2014–2016), the robot was integrated and tested in the EAST Tokamak. [23] The hotspots on the guard limiters of the lower hybrid wave (LHW) antenna on EAST tokamak not only cause serious damage to the guard limiters, but also strongly degrade the plasma performance due to enhanced impurity productions. [24] A long pulse Electron Cyclotron Resonance Heating (ECRH) system is developed on EAST tokamak for plasma heating and current profile tailoring. [25] First in situ cleaning using radiofrequency (RF) plasma was conducted in EAST tokamak with a mock-up plate of ITER edge Thomson Scattering (ETS) with five inserted mirrors. [26] A new gamma ray spectrometer with high energy and time resolutions has been developed and installed on the EAST tokamak to study fast ion and runaway electron behaviors. [27] The spectrometer is installed behind a long extension vacuum tube connected to a horizontal midplane diagnostic port of EAST tokamak. [28] During 2016–2018 experimental campaigns, the plasma magnetic control architecture of the EAST tokamak was revised in order to achieve improved performances, with the final aim of feedback control of alternative divertor configurations (i. [29] A cross-scale interaction between a kink instability with toroidal mode number (n) of 1 and background microturbulence (mainly a coherent mode with n = 12–17) has been observed in the H-mode edge pedestal region in the EAST tokamak. [30] Correlations between the edge fluctuations and the pedestal evolution during the relatively large edge localized mode (ELM) cycles at high pedestal normalized electron collisionality ( ν e , ped * > 1) on the EAST tokamak are investigated. [31] Simulations of fast ion losses in the presence of resonant magnetic perturbations in the EAST tokamak have been performed. [32] 8 are available to replace the Λp under the different strength of toroidal magnetic field in EAST tokamak. [33] The errors of the calculation results are within the acceptable range of the experiments in the EAST tokamak. [34] Experimental results obtained on the JET and EAST tokamaks and simulations for machines currently under construction are shown to prove the effectiveness of the proposed architecture and control algorithms. [35] By analyzing large quantities of discharges in the unfavorable ion $ \vec B\times \nabla B $ drift direction, the I-mode operation has been confirmed in EAST tokamak. [36] By application to the neoclassical toroidal viscosity modeling in one discharge in the EAST tokamak, it is found that the bounce-drift resonances dominate the contributions near the plasma core where the plasma E → × B → drift frequency is close to the bounce frequency, while the precessional resonance dominates the contribution near the edge pedestal top where the E → × B → drift frequency is close to zero. [37] Based on neon gas puffing, an active feedback control of H-mod plasma divertor detachment experiment had been successfully operated on EAST tokamak. [38] The toroidal plasma rotation braking effect during the application of n = 1 static resonant magnetic perturbation is studied by momentum transport analysis in the EAST tokamak. [39] An ultrafast charge exchange recombination spectroscopy (CXRS) has been constructing for the measurement of the plasma ion temperature and rotation velocity fluctuations on EAST tokamak. [40]모델링 검증은 가까운 장래에 EAST tokamak에서 수행될 것입니다. [1] 꾸준한 융합 플라즈마 작동은 EAST tokamak에서 텅스텐(W) 재료 스퍼터링 문제로 인해 제한됩니다. [2] EAST tokamak에서 일련의 H 모드 방전을 수행하여 외부 충격점의 위치를 스캔하여 다이버터 중립 분포 및 에지 플라즈마에 대한 다이버터 폐쇄의 영향을 연구했습니다. [3] 본 논문에서는 전용 유한요소 모델을 구축하여 EAST tokamak 초전도 자석계의 정상상태 열부하를 주로 연구하였다. [4] 이 연구에서 NIMROD 시뮬레이션은 EAST tokamak에 대한 유도된 중단에 대한 대규모 헬륨 가스 주입 수준의 영향을 조사하기 위해 수행되었습니다. [5] EAST tokamak에서 ECRH(Electronic Cyclotron Resonance Heating)로 상당한 진전을 이루었지만 현재 유지 관리 EC 발사기는 각 캠페인 기간 이후에 매우 복잡합니다. [6] 또한 EAST tokamak의 다양한 주입 위치를 스캔하여 최적의 불순물 주입 위치를 발견했습니다. [7] 2015년 캠페인에서 경계 영역의 Zeeman 효과에 따른 중수소 원자 방출 스펙트럼(D α )은 EAST tokamak에서 중수소 플라즈마 방전 중 수동 분광법을 기반으로 한 고해상도 광학 분광 다중 채널 분석(OSMA) 시스템으로 측정되었으며 일부 D α 스펙트럼에 대한 Zeeman 효과에 대한 작업은 이미 완료되었습니다. [8] 전자 온도의 환상/중심 붕괴는 EAST 토카막에서 조사되었습니다. [9] O-모드 편광이 있는 8채널 폴로이드 상관 반사계(PCR)가 EAST tokamak에 설치되어 코어에서 가장자리까지의 변동을 측정합니다. [10] 역전단 Alfvén 고유모드(RSAE)의 여기 조건은 EAST 토카막에서 톱니와 같은 진동 동안 조사되었습니다. [11] 3차원(3D) 에지 전송 코드 EMC3-EIRENE의 도움으로 EAST tokamak에 대해 네온 불순물 주입이 있는 전환기 타겟의 열유속 증착이 조사되었습니다. [12] 또한 EAST 토카막의 원래 TOFED와 달리 d+t 반응에서 트리톤 연소 중성자(TBN)를 측정합니다. [13] Random Forest를 이용한 실시간 교란 예측기는 고밀도 교란을 위해 개발되었으며 EAST tokamak의 플라즈마 제어 시스템(PCS)에 처음으로 사용되었습니다. [14] 6GHz LHCD 시스템은 EAST tokamak의 보조 난방 시스템의 중요한 부분입니다. [15] 플라즈마 가장자리 난류에 대한 몰리브덴 먼지 축적의 영향은 EAST tokamak에서 연구되었습니다. [16] EAST tokamak의 전환기 영역에서 나오는 불순물 복사는 가장자리 전자 온도가 높기 때문에 VUV(진공 자외선)의 파장 범위에서 주로 발생합니다. [17] n = 1 오류 필드 침투의 밀도 스케일링은 EAST 토카막에서 무선 주파수(RF)가 지배적인 가열된 L 모드 방전에서 조사됩니다. [18] 주파수 f ~ 20–300 kHz 및 토로이드 모드 번호 n = 1 및 n = 2를 갖는 다중 전자기 간섭 모드가 EAST 토카막의 고주파 가열 H 모드 플라즈마에서 관찰 및 조사되었습니다. [19] 따라서 작업 가스의 중성 입자 이온화는 EAST tokamak에서 SOL 밀도 숄더가 형성되는 동안 중요한 역할을 하는 것으로 믿어집니다. [20] EAST tokamak에 대한 구현 및 적용이 계획되어 있습니다. [21] EAST tokamak에서 텅스텐 농도는 UTA와 총 방사선 손실의 조합으로 추정됩니다. [22] WEST 부품 제조 및 설치(2014-2016) 동안 로봇은 EAST Tokamak에서 통합 및 테스트되었습니다. [23] EAST tokamak에 있는 LHW(lower hybrid wave) 안테나의 가드 리미터에 있는 핫스팟은 가드 리미터에 심각한 손상을 일으킬 뿐만 아니라 향상된 불순물 생성으로 인해 플라즈마 성능을 크게 저하시킵니다. [24] 긴 펄스 전자 사이클로트론 공명 가열(ECRH) 시스템은 플라즈마 가열 및 전류 프로필 조정을 위해 EAST tokamak에서 개발되었습니다. [25] 5개의 거울이 삽입된 ITER edge Thomson Scattering(ETS)의 모형 플레이트를 사용하여 EAST tokamak에서 무선 주파수(RF) 플라즈마를 사용한 최초 현장 세척을 수행했습니다. [26] 빠른 이온 및 폭주 전자 거동을 연구하기 위해 높은 에너지 및 시간 분해능을 가진 새로운 감마선 분광기가 개발되어 EAST tokamak에 설치되었습니다. [27] 분광계는 EAST tokamak의 수평 미드플레인 진단 포트에 연결된 긴 연장 진공관 뒤에 설치됩니다. [28] 2016-2018 실험 캠페인 동안 EAST tokamak의 플라즈마 자기 제어 아키텍처는 성능 향상을 위해 수정되었으며 최종 목표는 대체 전환기 구성(i. [29] EAST tokamak의 H 모드 가장자리 받침대 영역에서 1의 환상형 모드 번호(n)를 갖는 꼬임 불안정성과 배경 미세 난류(주로 n = 12–17인 간섭 모드) 사이의 교차 규모 상호 작용이 관찰되었습니다. [30] EAST tokamak에서 높은 받침대 정규화 전자 충돌성( ν e , ped * > 1)에서 상대적으로 큰 ELM(에지 국부 모드) 주기 동안 에지 변동과 받침대 진화 사이의 상관 관계가 조사되었습니다. [31] EAST tokamak에서 공진 자기 섭동이 있을 때 빠른 이온 손실 시뮬레이션이 수행되었습니다. [32] 8은 EAST tokamak에서 서로 다른 강도의 토로이달 자기장에서 Λp를 대체할 수 있습니다. [33] 계산 결과의 오차는 EAST 토카막 실험의 허용 범위 내입니다. [34] JET 및 EAST 토카막에서 얻은 실험 결과와 현재 건설 중인 기계에 대한 시뮬레이션은 제안된 아키텍처 및 제어 알고리즘의 효율성을 입증하는 것으로 나타났습니다. [35] 바람직하지 않은 이온 $ \vec B\times \nabla B $ 드리프트 방향의 대량 방전을 분석하여 EAST tokamak에서 I-mode 작동을 확인했습니다. [36] EAST tokamak에서 한 번의 방전에서 신고전주의 토로이달 점도 모델링을 적용하면 바운스-드리프트 공명이 플라즈마 E → × B → 드리프트 주파수가 바운스 주파수에 가까운 플라즈마 코어 근처의 기여를 지배하는 반면 세차 공진은 E → × B → 드리프트 주파수가 0에 가까운 가장자리 받침대 상단 근처의 기여를 지배합니다. [37] 네온 가스 퍼핑을 기반으로 H-mod 플라즈마 전환기 분리 실험의 능동 피드백 제어가 EAST tokamak에서 성공적으로 작동되었습니다. [38] n = 1 정적 공진 자기 섭동을 적용하는 동안 토로이달 플라즈마 회전 제동 효과는 EAST tokamak에서 운동량 전달 해석에 의해 연구됩니다. [39] EAST tokamak에서 플라즈마 이온 온도와 회전 속도 변동을 측정하기 위해 초고속 전하 교환 재결합 분광법(CXRS)이 구축되었습니다. [40]
edge localized mode 에지 현지화 모드
Suppression and mitigation of a high-frequency Alfvén-like mode (HFAM) between type-I edge localized modes (ELMs) during ELM mitigation by resonant magnetic perturbation (RMP) is observed for the first time in the EAST tokamak. [1] Double peaks of divertor tungsten erosion during type-I edge-localized modes (ELMs) were observed in the EAST tokamak. [2] Experiments have been carried out at the EAST tokamak to study ITER-relevant scenario integration issues, related to edge localized mode (ELM) control in H-mode plasmas by the application of three-dimensional (3D) resonant magnetic perturbations (RMPs), which have a large impact on the execution of the ITER research plan. [3]공명 자기 섭동(RMP)에 의한 ELM 완화 동안 유형 I 에지 국부 모드(ELM) 간의 고주파 Alfvén-like 모드(HFAM) 억제 및 완화가 EAST 토카막에서 처음으로 관찰되었습니다. [1] EAST tokamak에서 type-I edge-localized 모드(ELM) 동안 다이버터 텅스텐 침식의 이중 피크가 관찰되었습니다. [2] EAST tokamak에서 3차원(3D) 공명 자기 섭동(RMP)을 적용하여 H 모드 플라즈마의 에지 국부 모드(ELM) 제어와 관련된 ITER 관련 시나리오 통합 문제를 연구하기 위해 실험을 수행했습니다. ITER 연구 계획의 실행에 큰 영향을 미칩니다. [3]