The detached divertor has recently been achieved in H-mode plasmas in EAST with an ITER-like tungsten divertor, which is essential for high power long pulse operation in the near future. The divertor detachment is indicated by the rollover of particle flux and the drop in electron temperate down to ~5 eV, as measured by the Langmuir probes at the divertor target, as the plasma density increases. The density threshold of detachment increases with heating power, and is higher with combined neutral beam injection (NBI) and radiofrequency heating than NBI only. The divertor detachment exhibits a strong in–out asymmetry for favorable BT, i.e. with the ion B × drift direction toward the X-point. In contrast, with reverse toroidal field, the particle flux near the outer strike point first increases with density, then maintains nearly constant, without pronounced roll-over, when the divertor plasma enters the detachment regime, and the onset of detachment between inner and outer divertors becomes nearly balanced, as expected from the effect of drifts.
最近、EASTにおいてITER類似のタングステン・ダイバータを備えたHモードプラズマで非接触ダイバータが達成された。これは、近い将来の高パワー長時間パルス運転に不可欠である。ダイバータの非接触状態は、プラズマ密度の増加に伴い、ダイバータ標的部のラングミュアプローブで測定される粒子束のロールオーバーと電子温度の約5 eVへの低下によって示される。非接触状態の密度閾値は加熱パワーとともに増加し、中性粒子ビーム入射（NBI）と高周波加熱の組み合わせでは、NBI単独の場合よりも高くなる。ダイバータの非接触状態は、好ましいBT、すなわちイオンのB×ドリフト方向がX点に向かう場合に、強い内外非対称性を示す。対照的に、トロイダル磁場を反転させた場合、外側ストライク点近傍の粒子束は、密度とともに最初は増加し、その後、ダイバータプラズマが非接触状態に入ると、顕著なロールオーバーを伴わずにほぼ一定に保たれ、内外ダイバータ間の非接触状態の開始は、ドリフトの効果から予想されるように、ほぼバランスが取れたものになる。