托卡马克被认为是最有可能实现磁约束可控核聚变的装置，刮削层等离子体是指存在于最外封闭磁面之外的等离子体，它是芯部高温等离子体和材料之间的缓冲区域，芯部产生的热量和粒子最终经过边界层，流入偏滤器靶板。由于刮削层等离子体与芯部等离子体具有显著不同的特性，且刮削层等离子体的性质在很大程度上决定芯部等离子体的约束以及能否长脉冲稳态的运行，因此对边界等离子的输运以及边界等离子体与第一壁和偏滤器靶板相互作用是聚变研究工作的重点方向之一。
图1 托卡马克刮削层和偏滤器区域
长期以来，本课题组针对托卡马克刮削层等离子体进行了系统的模拟研究，使用的大型边界程序包括SOLPS-ITER，EMC3，BOUT++等。SOLPS-ITER（Scrape-off Layer Plasma Simulation）边界等离子体模拟程序通过处理带电粒子的流体程序B2.5以及中性粒子输运程序EIRENE耦合来求解边界等离子体状态。SOLPS-ITER程序可以用于研究台基区物理、边缘局域模、等离子体与器壁材料相互作用、杂质输运、偏滤器位形设计等一系列问题，己被广泛用于各大装置的模拟工作中。BOUT++（Boundary Plasma Turbulence）程序是用于研究托卡马克边界等离子体湍流的三维大规模并行计算C++程序。目前BOUT++程序库己经升级成为一个基于有限差分和沿磁力线坐标系的数学方程求解工具，使用者可以根据自己的物理模型在BOUT++框架下求解任意数量的流体方程组。三维等离子体输运程序EMC3能自洽耦合中性粒子输运程序EIRENE，实现等离子体与中性粒子输运信息的传递和交换。EMC3对网格进行了优化，广泛应用于处理等离子体与复杂的偏滤器位形的研究。课题组还自主开发了系列刮削层等离子体、中性粒子输运程序。
图2 自主开发动理学钨杂质在边界的输运程序模拟钨杂质输运轨迹。
课题组一直与国内外知名高校、研究所在本方向中保持紧密合作，同国际热核聚变实验堆（ITER）和比利时鲁文大学在开发SOLPS-ITER拓展网格方面开展合作，并联合指导研究生；与美国通用原子公司（GA）在设计新型偏滤器方面开展合作；与美国劳伦斯利弗莫尔国家实验室（LLNL）在开发BOUT++模块方面开展合作，并联合指导研究生；与俄国圣彼得堡彼得大帝理工大学在设计CFETR偏滤器方面开展合作，联合获批基金委中俄国际合作项目；与日本国立聚变科学研究所（NIFS）在使用多种程序在仿星器的耦合方面进行合作，并联合指导研究生；与德国马克思-普朗克等离子体物理研究所在开发JORKE程序进行合作，并联合指导研究生。课题组每年都会派出教师及学生参加该方向国际重要会议并做邀请和口头报告。
近年来，课题组在本方向取得了一系列显著成果，承担了多项国家级科研项目，取得的成果在核聚变领域主要期刊Nuclear Fusion等发表文章60余篇。
代表性成果：
n 先进偏滤器设计：在先进偏滤器设计方面开展了创新性研究成果，设计的SAS偏滤器被美国最大磁约束聚变装置DIII-D成功验证；作为主要人员，完成了我国EAST下钨偏滤器的物理设计工作；参与了中国聚变工程实验堆（CFETR）的偏滤器物理设计工作。开展了我国HL-2M准雪花偏滤器研究工作。
n 杂质输运研究：使用多种程序进行了钨杂质输运的模拟研究，系统阐述了钨杂质在多种模式、不同杂质注入及不同偏滤器状态下钨杂质的产生及输运过程，该工作对于实验中控制钨杂质的产生及输运，保证放电不受钨杂质的影响具有重要作用。
n 刮削层宽带研究：开展多种模式、多种器壁条件下刮削层物理的研究，解释了刮削层热流宽度与台基区及偏滤器等离子体的关系，该研究对于理解及控制刮削层及偏滤器热流宽度有重要意义。
n 弹丸注入研究：开展了锂弹丸加料在台基区行为的模拟，解释了实验发现的注入锂弹丸激发及控制边缘局域模的不确定现象，该研究对于进一步阐释弹丸激发ELMs的物理机制具有重要意义。
n 边界程序开发：开发了刮削层锂输运程序ITCD、动理学钨杂质输运程序、中性粒子输运程序等，这些程序均与国际主流程序进行验证，运行结果与国际主流程序结果相符，实现了大型边界程序的自主化开发。
代表论文：
[1] Shuyu Dai, D.F. Kong, V.S. Chan, L. Wang, Y. Feng, D Z Wang, EMC3-EIRENE simulations of neon impurity seeding effects on heat flux distribution on CFETR, Nuclear Fusion, 62, 036019 (2022).
[2] Bin Liu, Shuyu Dai, X.D. Yang, V.S. Chan, R. Ding, H.M. Zhang, Y. Feng, D.Z. Wang, Evaluation of edge transport and core accumulation of tungsten for CFETR with EMC3-EIRENE and STRAHL, Nuclear Fusion, 62, 126040 (2022)
[3] Xuele Zhao, Chaofeng Sang, Ilya Yu. Senichenkov, Yilin Wang, Yanjie Zhang, Chen Zhang, Vladimir Rozhansky, and Dezhen Wang, The influence of full drifts on the density shoulder formation at midplane by numerical modeling, Nuclear Fusion 62, 126071 (2022).
[4] Yanjie Zhang, Chaofeng Sang, Jiaxian Li, Guoyao Zheng, Ilya Y. Senichenkov, Vladimir A. Rozhansky, Chen Zhang, Yilin Wang, Xuele Zhao and Dezhen Wang, Modeling of the effects of impurity seeding on plasma detachment and impurity screening of snowflake divertor on HL-2M tokamak by SOLPS-ITER, Nucl. Fusion 62, 106006 (2022).
[5] Chen Zhang, Chaofeng Sang, Liang Wang, Yanjie Zhang, Nami Li, Dezhen Wang, Effect of divertor plasma-facing materials and drift on the power decay width in the scrape-off layer and divertor on EAST, Nuclear Fusion 62, 076012 (2022).
[6] Chaofeng Sang, Qingrui Zhou, Guosheng Xu, Liang Wang, Yilin Wang, Xuele Zhao, Chen Zhang, Rui Ding, Guozhang Jia, Damao Yao, Xiaoju Liu, Hang Si, Dezhen Wang and EAST team, Design of EAST lower divertor by considering target erosion and tungsten ion transport during the external impurity seeding, Nuclear Fusion 61, 066004 (2021).
[7] Chaofeng Sang, P. C. Stangeby, H. Y. Guo and Dezhen Wang, The role of divertor pumping in plasma detachment and particle exhaust in a closed divertor, Nuclear Fusion 61, 016022 (2021).
[8] Nami Li, Xueqiao Xu, R.J. Goldston, Jizhong Sun and Dezhen Wang, Impact of plasma density/collisionality on divertor heat flux width, Nuclear Fusion 61, 026005 (2021).
[9] Yihan Wu, Qingrui Zhou, Chaofeng Sang, Yanjie Zhang, Yilin Wang, Dezhen Wang, Tungsten core accumulation study in EAST plasma with lower tungsten divertor by kinetic impurity transport model, Nucl. Mater. Energy 33, 101297 (2022).
