A deep understanding of plasma transport at the edge of magnetically confined fusion plasmas is needed for the handling and control of heat loads on the machine first wall. Experimental observations collected on a number of tokamaks over the last three decades taught us that heat flux profiles at the divertor targets of X-point configurations can be parametrized by using two scale lengths for the scrape-off layer (SOL) transport, separately characterizing the main SOL () and the divertor SOL (Sq). In this work we challenge the current interpretation of these two scale lengths as well as their dependence on plasma parameters by studying the effect of divertor geometry modifications on heat exhaust in the Tokamak à Configuration Variable. In particular, a significant broadening of the heat flux profiles at the outer divertor target is diagnosed while increasing the length of the outer divertor leg in lower single null, Ohmic, L-mode discharges. Efforts to reproduce this experimental finding with both diffusive (SolEdge2D-EIRENE) and turbulent (TOKAM3X) modelling tools confirm the validity of a diffusive approach for simulating heat flux profiles in more traditional, short leg, configurations while highlighting the need of a turbulent description for modified, long leg, ones in which strongly asymmetric divertor perpendicular transport develops.
磁気閉じ込め核融合プラズマの周辺部におけるプラズマ輸送の深い理解は、炉心第一壁への熱負荷の制御と処理に必要である。過去30年間にわたって多数のトカマクで収集された実験的観測から、X点配位のダイバータターゲットにおける熱流束分布は、スクレイプオフ層（SOL）輸送を特徴づける2つのスケール長、すなわち主SOL（λ_main）とダイバータSOL（Sq）を別々に用いてパラメータ化できることが示された。本研究では、トカマク・ア・コンフィギュラシオン・バリアブルにおけるダイバータ幾何形状の変更が熱排気に及ぼす影響を調べることにより、これら2つのスケール長とそのプラズマパラメータへの依存性に関する現在の解釈に挑戦する。特に、下部単一ヌル配位、オーミック加熱、Lモード放電において、外側ダイバータ脚の長さを増加させると、外側ダイバータターゲットにおける熱流束分布の顕著な広がりが診断された。この実験的知見を、拡散モデル（SolEdge2D-EIRENE）と乱流モデル（TOKAM3X）の両方を用いて再現する試みにより、従来の短脚配位における熱流束シミュレーションには拡散アプローチの妥当性が確認される一方、強い非対称なダイバータ垂直輸送が発達する長脚配位には乱流モデルによる記述が必要であることが明らかになった。