AbstractWith an anticipated power flux across the separatrix of up to 300 MW of an ITER-like fusion reactor, conventional measures of power spread lead to a peak power load at the target plates in the order of 30 MW m−2, far beyond the technically feasible limit for stationary operation. Radiative cooling by seed impurities appears to be the most promising plasma-physical option to reduce the target power load, but extrapolations of present experiments predict an only marginally tolerable increase of the plasma effective charge Zeff. Key points will be the achievement of very high electron densities, leading to more effective radiative cooling by δPrad/δZeff∝ne2 while keeping the edge temperature within its optimum range. This range is bounded from below by the H→L mode temperature threshold due to confinement requirements, whereas the upper boundary is given by the ideal ballooning stability limit which is connected to type-I ELM activity which may cause non-tolerable divertor heat loads. The completely detached H-mode (CDH) in ASDEX Upgrade demonstrates radiative H-mode operation within this operational range exhibiting high-frequent type-III ELMs and target power load in the order of 10% of the heating power. At present, open questions on high density reactor operation are related to radiative instabilities as well as edge transport enhancement and H-mode impairment observed in several tokamaks under high density conditions. Measures to overcome these detrimental effects will be investigated with improved divertor concepts in the near future. The possible problems connected to high density reactor operation can be relaxed, if the design of plasma facing components with higher heat flux endurance is successful.
ITER類似の核融合炉において、セパラトリックスを横切る想定される電力束が最大300 MWである場合、従来の電力拡散の測定では、ターゲットでのピーク電力負荷は30 MW m−2のオーダーとなり、定常運転の技術的に実現可能な限界をはるかに超える。シード不純物による放射冷却は、ターゲット電力負荷を低減する最も有望なプラズマ物理的選択肢と思われるが、現在の実験の外挿では、プラズマ実効電荷Zeffの許容可能な増加はわずかであると予測される。重要な点は、非常に高い電子密度を達成し、エッジ温度を最適範囲内に保ちながら、δPrad/δZeff∝ne2によるより効果的な放射冷却を実現することである。この範囲は、閉じ込め要件によるH→Lモード温度閾値によって下限が決まり、上限は理想バルーニング安定性限界によって与えられ、これは耐容不能なダイバータ熱負荷を引き起こす可能性のあるtype-I ELM活動と関連している。ASDEX Upgradeにおける完全非接触Hモード（CDH）は、この運転範囲内での放射Hモード運転を示し、高頻度のtype-III ELMと、加熱電力の約10%のオーダーのターゲット電力負荷を示す。現在、高密度炉運転に関する未解決の問題は、放射不安定性、ならびに高密度条件下でいくつかのトカマクで観測されるエッジ輸送の増大とHモード劣化に関連している。これらの悪影響を克服するための対策は、近い将来、改良されたダイバータ概念によって調査される予定である。高密度炉運転に関連する潜在的な問題は、より高い熱流束耐性を持つプラズマ対向部品の設計が成功すれば、緩和できる可能性がある。