Two significant problems that need to be solved for any future fusion device are heat removal and particle control. A very promising method to attack these problems in tokamaks and helical devices is the use of a divertor, providing a controlled interaction zone between plasma and wall. By carefully designing a divertor, conditions can be created in front of the divertor targets, which lead to a sufficient reduction of the power load on the targets by strong radiation redistribution. Any solution of course needs to allow for an energy confinement which is at least sufficient for the realization of a fusion reactor. Since energy confinement has been found to be strongly related to edge anomalous transport and edge plasma profiles, the ultimate aim is to find an integral solution which is optimum with respect to exhaust, heat load and energy confinement.Two different types of divertors are presently being investigated in helical devices: the `helical divertor' and the `island divertor'. So far divertor concepts have been investigated only in a few helical devices. Theoretical and experimental efforts have mainly concentrated on the suitability of divertor magnetic field structures, while detailed studies of the divertor plasma properties for the two types of divertor configurations have only recently begun. In the course of this exploration, a promising new high-density H-mode (HDH) plasma operational regime has been discovered on the Wendelstein stellarator W7-AS. It benefits from high-energy (up to twice the value of the International Stellarator Scaling ISS95) and low impurity confinement times, complemented by edge radiated power fractions of up to 90% in detached regimes. This allowed quasi-steady-state operation for up to 50 energy confinement times and so far was only constrained by machine operability.
将来の核融合装置において解決すべき二つの重要な問題は、熱除去と粒子制御である。トカマクやヘリカル装置においてこれらの問題に取り組むための非常に有望な方法は、ダイバータの使用であり、これによりプラズマと壁の間の相互作用領域を制御することができる。ダイバータを注意深く設計することにより、ダイバータターゲットの前方に、強い放射再分布によるターゲットへの熱負荷の十分な低減が実現される条件を作り出すことができる。もちろん、いかなる解決策も、核融合炉の実現のために少なくとも十分なエネルギー閉じ込めを可能にするものでなければならない。エネルギー閉じ込めは、周辺部の異常輸送および周辺プラズマ分布と強く関連することが明らかになっているため、究極の目標は、排気、熱負荷、およびエネルギー閉じ込めに関して最適な統合的解決策を見出すことである。現在、ヘリカル装置では、ヘリカルダイバータとアイランドダイバータの2種類のダイバータが研究されている。これまでのところ、ダイバータの概念は少数のヘリカル装置でのみ調査されてきた。理論的および実験的努力は主にダイバータ磁場構造の適合性に集中しており、2種類のダイバータ配置に関するダイバータプラズマ特性の詳細な研究は最近始まったばかりである。この探求の過程で、ヘリカル装置W7-ASにおいて、高密度Hモード（HDH）という有望な新しいプラズマ運転領域が発見された。これは、国際ステラレータスケーリングISS95の最大2倍のエネルギー閉じ込め時間と低い不純物閉じ込め時間を特徴とし、さらにダイバータ領域における放射損失割合が最大90%に達するという特徴を備えている。これにより、エネルギー閉じ込め時間の最大50倍に及ぶ準定常運転が可能となり、これまでのところ装置の運転限界によってのみ制約されていた。