Wide Pedestal QH-mode (WPQH) plasmas in the DIII-D tokamak show a sheath limited SOL, where electron density and temperature remain nearly constant along field lines from the midplane to the divertor. Consequently, parallel gradients are weak. The first Langmuir probe measurements in this regime point to a high sheath temperature with target electron temperature up to ∼150 eV, leading to high carbon self-sputtering. Midplane carbon densities from SOLPS-ITER modeling of these plasmas in a double-null configuration fall far below experimental measurements unless full drifts are activated. In the drift-dependent SOLPS-ITER modeling, anomalous poloidally uniform, radially varying transport is adjusted to match measured radial electron temperature and density profiles in the pedestal and SOL region. The resulting carbon density (C6+) matches measured carbon densities just inside the separatrix. The C2+ density near the outer strike point is also consistent with spectroscopic imaging. With the ion B∇B drift towards the X-point, carbon in the lower divertors is redistributed from the private flux region to the high field side (HFS) and pushed upstream in the SOL by poloidal EB drifts. The drift dominates the radial flow of carbon as it moves upstream. Simulations with reversed toroidal field (ion drift away from the X-point) show a radically different behavior, where carbon accumulates on the low field side in lower divertors, and is pushed towards the HFS in the upper divertors, indicating a strong effect of particle drifts on impurity distribution. In double-null configurations which are usually used in WPQH plasmas, these drift effects tend to counterbalance, so that the carbon density and Zeff are reduced at the outer mid-plane only modestly, by around 7% in the modeling. Further predictivemodeling indicates that the carbon density can be significantly reduced by an order of magnitude by implementing a single-null shape with reversed toroidal field.
DIII-DトカマクにおけるワイドペデスタルQHモード（WPQH）プラズマは、シース制限されたSOLを示し、そこでは電子密度と温度が中平面からダイバータまでの磁力線に沿ってほぼ一定に保たれる。その結果、平行方向の勾配は弱い。この領域における最初のラングミュアプローブ測定は、高いシース温度を示しており、ターゲット電子温度は最大∼150 eVに達し、高い炭素自己スパッタリングを引き起こしている。二重ヌル配位におけるこれらのプラズマのSOLPS-ITERモデリングからの炭素密度は、完全なドリフトが活性化されない限り、実験測定値をはるかに下回る。ドリフト依存のSOLPS-ITERモデリングでは、異常なポロイダル方向に一様で径方向に変化する輸送が、ペデスタルおよびSOL領域における測定された径方向の電子温度と密度分布に一致するように調整される。得られる炭素密度（C6+）は、セパラトリクス直内側の測定された炭素密度と一致する。外側ストライク点近傍のC2+密度も分光イメージングと一致する。イオンB∇BドリフトがX点に向かう場合、下部ダイバータ内の炭素は、プライベートフラックス領域から高磁場側（HFS）へ再分布され、ポロイダルEBドリフトによってSOL内を上流へ押し上げられる。そのドリフトは、炭素が上流へ移動する際の径方向の流れを支配する。反転トロイダル磁場（イオンドリフトがX点から離れる方向）を用いたシミュレーションは、根本的に異なる挙動を示し、下部ダイバータでは炭素が低磁場側に蓄積し、上部ダイバータではHFSに向かって押し上げられ、不純物分布に対する粒子ドリフトの強い影響を示している。WPQHプラズマで通常使用される二重ヌル配位では、これらのドリフト効果は互いに打ち消し合う傾向があり、その結果、外側中平面での炭素密度とZeffはモデリングでは約7%しか減少しない。さらなる予測モデリングは、反転トロイダル磁場を備えたシングルヌル形状を採用することで、炭素密度が一桁大幅に減少し得ることを示している。