Thermal instability of divertor plasma transport in steady-state operation is a critical issue in reactor design. Identifying the thermally stable regime is crucial for the successful operation of a fusion reactor. This study aims to explore the regime of stable operation for divertor plasma and to investigate how this stability depends on key engineering parameters. For this purpose, a linear stability analysis is applied to equilibrium solutions of the particle, momentum, and energy balance equations obtained from the core-SOL-divertor model, providing a novel application of point-model-based analysis. In this regard, this study specifically addresses plasma heat control via radiation within the divertor volume. While alternative heat exhaust strategies utilizing strong radiation localized near the X-point—such as the X-point radiator regime—are also highly important, they are outside the scope of this work. Under this framework, this study presents two main findings through model calculations for JT-60U and JA-DEMO. First, the divertor plasma exhibits three thermally stable states: low-recycling, high-recycling, and weakly detached, while the intermediate states between them are unstable. Within the context of the localized divertor-volume radiation, the weakly detached state is identified as the expected operational regime in future fusion reactors. Second, as initial examples demonstrating the capability of the stability analysis framework for future extensive parametric surveys, the stability of the weakly detached state is found to be primarily sensitive to the exhaust power; increasing power raises the lower temperature limit and significantly narrows the stable range. Variations in the major radius have little influence on stability, whereas a reduction in the minor radius slightly raises the lower stability limit within the parameter range examined. The proposed stability evaluation framework provides qualitative guidance for selecting reactor design parameters that expand the stable operational window of divertor plasmas.
定常運転におけるダイバータプラズマ輸送の熱的不安定性は、炉設計における重要な課題である。熱的に安定な領域を特定することは、核融合炉の成功した運転にとって極めて重要である。本研究は、ダイバータプラズマの安定運転領域を探求し、この安定性が主要な工学的パラメータにどのように依存するかを調べることを目的とする。この目的のために、コア-SOL-ダイバータモデルから得られる粒子、運動量、エネルギーバランス方程式の平衡解に対して線形安定性解析を適用する。これはポイントモデルに基づく解析の新規な応用を提供する。この点に関し、本研究は特にダイバータ体積内の放射によるプラズマ熱制御を取り扱う。X点近傍に局在する強い放射を利用する代替排熱方策（例えばXポイントラジエータ領域）も非常に重要であるが、本研究の範囲外である。この枠組みの下で、本研究はJT-60UおよびJA-DEMOに関するモデル計算を通じて2つの主要な知見を提示する。第一に、ダイバータプラズマは3つの熱的に安定な状態、すなわち低リサイクリング、高リサイクリング、弱非接触状態を示し、それらの中間状態は不安定である。局在したダイバータ体積放射の文脈では、弱非接触状態が将来の核融合炉における期待される運転領域として特定される。第二に、将来の広範なパラメータ調査のための安定性解析枠組みの能力を示す初期例として、弱非接触状態の安定性は主に排熱パワーに敏感であり、パワーの増加は下限温度を上昇させ、安定範囲を著しく狭めることが見出された。主半径の変化は安定性にほとんど影響を与えない一方、副半径の低減は調査したパラメータ範囲内で下限安定性限界をわずかに上昇させる。提案された安定性評価枠組みは、ダイバータプラズマの安定運転ウィンドウを拡大する炉設計パラメータを選択するための定性的な指針を提供する。