Recent progress in the study of divertor and scrape-off layer plasma phenomena inJET is reviewed. Three pumped divertors (Mark I, Mark IIA/AP and Mark IIGB) have beeninstalled and exploited under reactor relevant conditions. With increased divertor closure,the particle exhaust rate has increased and neutral compression factors of >100 have beenobtained with the Mark IIGB divertor. Helium enrichment factors of >0.2 have been measuredunder a wide range of conditions and satisfy the minimum requirements for ITER. Excellentpower handling has been demonstrated in all divertor configurations. Fast infrared camerameasurements exhibited broad deposition profiles during type I ELMs and energy densities of∼0.12 MJ/m2, which extrapolate to unacceptable levels for ITER. During the recentDT experiments, the co-deposition of tritium on cold shadowed surfaces in the inner divertorwas identified as an important form of long term tritium retention. This has serious implicationsfor the divertor design and tritium inventory in a next step tokamak. Core plasma purity hasnot improved with enhanced divertor closure or decreased main chamber neutral pressure.Studies of the chemical sputtering yield showed a dependence on surface temperature andhydrogen isotope. This accounts for the observation of increased carbon impurity productionin Mark II (at 500 K) relative to Mark I (at 300 K). The variation of the disruptive (L mode)density limit appears to be more strongly dependent on the local impurity production ratethan on the divertor geometry. Significant progress has been made in the study of divertordetachment, and volume recombination has been spectroscopically identified. With increasingisotope mass, detachment and the disruptive density limit occur at lower main plasma density,as predicted by the EDGE2D/NIMBUS codes. Using differential gas fuelling in the Mark IIGBdivertor, it was possible to modify the in-out asymmetry of the divertor plasma parametersand energy deposition for the first time.
JETにおけるダイバータおよびスクレイプオフ層プラズマ現象の研究における最近の進展を概説する。3つのポンプ付きダイバータ（Mark I、Mark IIA/AP、Mark IIGB）が、炉心関連条件下で設置され、活用されてきた。ダイバータの閉じ込めが強化されるにつれて、粒子排気率は向上し、Mark IIGBダイバータでは中性粒子圧縮比が100を超える値が達成された。ヘリウム濃縮係数は0.2を超える値が広範囲の条件下で測定され、ITERの最小要件を満たしている。全てのダイバータ構成において、優れた電力処理能力が実証された。高速赤外線カメラ測定により、Type I ELM中の堆積分布は広がりを示し、エネルギー密度は約0.12 MJ/m²であり、これはITERにとって許容できないレベルに外挿される。最近のDT実験では、内側ダイバータの冷たい陰影領域におけるトリチウム共堆積が、長期的なトリチウム保持の重要な形態として特定された。これは、次段階トカマクのダイバータ設計とトリチウムインベントリに重大な影響を及ぼす。ダイバータの閉じ込め強化や主容器中性粒子圧力の低減によっても、コアプラズマ純度は改善されなかった。化学スパッタリング収率の研究では、表面温度と水素同位体への依存性が示された。これは、Mark I（300 K）と比較したMark II（500 K）における炭素不純物生成の増加の観測結果を説明する。破壊的（Lモード）密度限界の変動は、ダイバータ幾何形状よりも局所的不純物生成率に強く依存することが示された。ダイバータデタッチメントの研究においては大きな進展があり、体積再結合が分光学的に同定された。同位体質量の増加に伴い、デタッチメントと破壊的密度限界はより低い主容器プラズマ密度で発生し、これはEDGE2D/NIMBUSコードによる予測と一致する。Mark IIGBダイバータにおける差動ガス供給を用いることで、ダイバータプラズマパラメータとエネルギー堆積の内外非対称性を初めて修正することが可能となった。