Recent experiments on Tokamak à Configuration Variable have made significant progress toward partial detachment of the outer divertor in neutral beam heated H-mode plasmas in conventional and alternative divertor configurations. The heating power required to enter H-mode was measured in a range of divertor configurations. It is found that at the core densities most favourable for H-mode access, the L–H threshold power is largely independent of the poloidal flux expansion and major radius of the outer divertor, and in the snowflake minus configuration. A factor 2 reduction in the outer divertor power load was achieved in ELM-free (using a fuelling and nitrogen seeding) and ELMy (using nitrogen seeding) H-mode plasmas. No significant reduction in the outer divertor particle flux was achieved in the ELM-free scenarios, compared with ~30% reduction in the most strongly detached ELMy cases. The poloidal flux expansion at the outer divertor was not found to significantly alter the cooling of the divertor in the ELM-free scenarios.
最近のトカマク・ア・コンフィギュラシオン・バリアブルにおける実験では、従来型および代替ダイバータ配位における中性粒子ビーム加熱Hモードプラズマの外側ダイバータの部分デタッチメントに向けた顕著な進展が達成された。Hモードへの遷移に必要な加熱パワーは、さまざまなダイバータ配位で測定された。Hモードへのアクセスに最も有利なコア密度において、L–H遷移閾値パワーは、ポロイダル磁束拡大および外側ダイバータの主半径、ならびにスノーフレークマイナス配位にほぼ依存しないことが見出された。ELMフリー（ガス供給と窒素シーディングを使用）およびELMy（窒素シーディングを使用）Hモードプラズマにおいて、外側ダイバータへの熱負荷の2倍の低減が達成された。ELMフリーのシナリオでは、外側ダイバータへの粒子フラックスの有意な低減は達成されず、最も強くデタッチしたELMyの場合と比較して約30%の低減にとどまった。外側ダイバータにおけるポロイダル磁束拡大は、ELMフリーのシナリオにおいてダイバータの冷却を有意に変化させることは見出されなかった。