The power exhaust from a burning plasma is a key problem in the design of future fusion reactors. Presently employed divertor materials restrict the stationary heat flux to 10 MW m−2. This paper deals with the power load onto the divertor target of W7-AS. The divertor experiments of W7-AS serve as a testbed for W7-X, since this is also equipped with a modular island divertor and its edge structure is similar to that of the W7-AS. The heat flux onto the divertor target is determined by means of infrared thermography. In W7-AS divertor discharges, bunches of edge localized modes (ELMs) with an overall duration of a few milliseconds expel plasma, mostly at the transition from high to low confinement regimes or during density ramps. The heat flux and energy loss they produce is comparable to strong ELMs (type I ELMs) in a tokamak. These bunches of ELMs induce further asymmetries of the heat flux deposition onto the divertor targets.
燃焼プラズマからの排気は、将来の核融合炉設計における主要な問題である。現在使用されているダイバータ材料は、定常熱流束を10 MW m⁻²に制限している。本論文は、W7-ASのダイバータターゲットへの熱負荷を扱う。W7-ASのダイバータ実験は、W7-Xの試験平台としての役割を果たす。なぜなら、W7-Xもモジュール式島状ダイバータを備えており、その端部構造はW7-ASのものと類似しているからである。ダイバータターゲットへの熱流束は、赤外線サーモグラフィによって測定される。W7-ASのダイバータ放電において、数ミリ秒の全体持続時間を持つ端部局在モード（ELM）の群が、主に高閉じ込めから低閉じ込めへの遷移時または密度ランプ中にプラズマを排出する。それらが生成する熱流束とエネルギー損失は、トカマクにおける強いELM（タイプI ELM）に匹敵する。これらのELM群は、ダイバータターゲットへの熱流束堆積にさらなる非対称性を誘起する。