WEST is a full W tokamak with an extensive set of diagnostics for heat load measurements especially in the lower divertor. It is composed by infrared thermography, thermal measurement with thermocouples and fibre Bragg grating embedded few mm below the surface and flush mounted Langmuir probes. A large database including different magnetic equilibrium and input power is investigated to compare the heat load pattern (location, amplitude of the peak and heat flux decay length) on the inner and outer strike point regions: from the first ohmic diverted plasma (obtained during the second experimental campaign C2 in 2018) up to the high power (8 MW total injected) and high energy (up to 90 MJ injected energy in lower single null configuration) experiments performed in the last experimental campaign (C4 in 2019). Concerning the peak location, a good agreement (<1 cm) is obtained between thermal inversions and flush-mounted LP measurements. The peak heat flux from the whole set of diagnostics is in good agreement and mainly in the ±20% range, while the heat flux decay length reported on the target shows significant discrepancy between diagnostics and location in the machine (±40% range). Despite such discrepancy, heat flux decay length at target is found to scale mainly with the magnetic flux expansion through the variation of the X-point height, as expected. The improved plasma performances achieved during C4 enabled to reach significant heat load in the divertor, up to 6 MW m−2 with 4 MW of additional heating power showing the capability to reach the ITER relevant heat load (10 MW m−2 steady state) with about 7 MW of additional power in L-mode discharge. The heat load distribution is clearly asymmetric with a 3/4 and 1/4 distribution on the outer and inner strike point region respectively for the parallel heat flux.
WESTは、特に下部ダイバータにおける熱負荷測定用の広範な診断装置群を備えたフルWトカマクである。これは、赤外線サーモグラフィ、表面から数mm下に埋め込まれた熱電対およびファイバーブラッググレーティングによる熱測定、そしてフラッシュマウント型ラングミュアプローブで構成される。異なる磁気平衡と投入電力を含む大規模なデータベースを調査し、内側および外側ストライク点領域における熱負荷パターン（位置、ピークの振幅、熱流束減衰長）を比較する：2018年の第2実験キャンペーンC2中に得られた最初のオーミックダイバータプラズマから、最後の実験キャンペーン（2019年のC4）で実施された高電力（総投入8 MW）および高エネルギー（下部シングルヌル配位で最大90 MJの投入エネルギー）実験まで。ピーク位置に関しては、熱反転とフラッシュマウント型LP測定の間で良好な一致（<1 cm）が得られている。全診断装置群からのピーク熱流束は良好な一致を示し、主に±20%の範囲内にある一方、ターゲット上で報告される熱流束減衰長は、診断装置間および装置内の位置間で有意な相違を示す（±40%の範囲）。このような相違にもかかわらず、ターゲットにおける熱流束減衰長は、X点高さの変化による磁気フラックス膨張と主にスケーリングすることが判明しており、これは予想通りである。C4中に達成された改善されたプラズマ性能により、ダイバータ内で有意な熱負荷、すなわち4 MWの追加加熱電力で最大6 MW m−2に達することが可能となり、Lモード放電において約7 MWの追加電力でITER関連の熱負荷（10 MW m−2定常状態）に到達できる能力を示している。熱負荷分布は明確に非対称であり、平行熱流束については外側および内側ストライク点領域にそれぞれ3/4および1/4の分布を示す。