Impurity seeding into a tokamak divertor for radiative cooling is considered as a tool for achieving detached/semi-detached regimes required to meet the condition of acceptable heat loads on divertor plates. Experiments aimed at searching for an operational window with a significant reduction of poloidal heat fluxes due to the impurity radiation and without decrease of confinement are performed on many tokamaks. A critical issue in these experiments is how large a fraction of impurities is retained in the divertor region and how much is extracted upstream to the scrape-off layer. In the present paper a physical mechanism of impurity transport from a divertor towards upstream and back to the divertor is analyzed. It is demonstrated that the widespread concept that the impurity leaks if the parallel thermal force exceeds the friction due to main ions and is retained otherwise—is not correct. In this paper, we contend that the impurity leaks if it crosses the stagnation point of the impurity ion poloidal velocity profile before being ionized, and is retained if it ionizes closer to the target than the location of that stagnation point. Thus the leakage efficiency depends on the relative spatial positions of the impurity atom ionization source and the stagnation point of the impurity ion poloidal velocity profile. The impurity ion poloidal velocity is to large extent the sum of the poloidal projection of its parallel velocity and the E × B drift velocity, where the former is derived from the parallel impurity force balance equation. It is demonstrated that the solution of this equation may be approximated by the balance of friction and thermal forces in all regimes, while other terms are smaller. This allows for expressing the impurity parallel velocity through the main ion one and makes the distribution of the parallel (poloidal) fluxes of the main ions, including Pfirsch–Schlüter fluxes and E × B drift fluxes, to be an important element of the impurity transport. It is shown that the impurity distribution in the edge plasma is rather sensitive to the value of the impurity ion ionization rate. This analysis is supported by simulation results obtained for the ASDEX Upgrade tokamak with various seeding rates of N and Ne with the SOLPS-ITER code. The importance of the inclusion of self-consistent drift flows is demonstrated by comparison to results of corresponding simulations with the drifts turned off.
核融合トカマクのダイバータへの不純物シーディングは、ダイバータ板における許容可能な熱負荷の条件を満たすために必要とされる、剥離/半剥離状態を達成するための手段として考えられている。多くのトカマクにおいて、不純物放射によるポロイダル熱流束の大幅な低減を伴い、閉じ込めの低下を伴わない運転ウィンドウを探索することを目的とした実験が行われている。これらの実験における重要な問題は、不純物のどの程度の割合がダイバータ領域に保持され、どの程度が上流側のスクレイプオフ層へと排出されるかである。本論文では、ダイバータから上流方向へ、そして再びダイバータへ戻る不純物輸送の物理的メカニズムを解析する。そして、平行方向の熱力が主イオンによる摩擦力を上回れば不純物は漏出し、そうでなければ保持されるという広く普及した概念は正しくないことを実証する。本論文では、不純物がイオン化される前に不純物イオンのポロイダル速度分布の停留点を横切れば漏出し、その停留点の位置よりもターゲットに近い場所でイオン化されれば保持される、と主張する。したがって、漏出効率は、不純物原子のイオン化源と不純物イオンのポロイダル速度分布の停留点との相対的な空間位置に依存する。不純物イオンのポロイダル速度は、その平行速度のポロイダル射影とE×Bドリフト速度の和によって大部分が決まり、前者は平行方向の不純物力平衡方程式から導出される。この方程式の解は、すべての領域において、摩擦力和と熱力の釣り合いによって近似できる一方、他の項はより小さいことが実証される。これにより、不純物の平行速度を主イオンの速度を用いて表現することが可能となり、主イオンの平行（ポロイダル）フラックスの分布（Pfirsch–SchlüterフラックスやE×Bドリフトフラックスを含む）が不純物輸送の重要な要素となることが示される。そして、周辺プラズマにおける不純物分布は、不純物イオンのイオン化率の値にかなり敏感であることが示される。この解析は、ASDEX Upgradeトカマクにおいて、NおよびNeの様々なシーディング率を用いてSOLPS-ITERコードで得られたシミュレーション結果によって裏付けられている。自己無撞着なドリフト流を含めることの重要性は、対応するドリフトをオフにしたシミュレーション結果との比較によって実証される。