Recent DIII-D results demonstrate that the snowflake (SF) divertor geometry (see standard divertor) enables significant manipulation of divertor heat transport for heat spreading and reduction in attached and radiative divertor regimes, between and during edge localized modes (ELMs), while maintaining good H-mode confinement. Snowflake divertor configurations have been realized in the DIII-D tokamak for several seconds in H-mode discharges with heating power –5 MW and a range of plasma currents MA. In this work, inter-ELM transport and radiative SF divertor properties are studied. Significant impact of geometric properties on SOL and divertor plasma parameters, including increased poloidal magnetic flux expansion, divertor magnetic field line length and divertor volume, is confirmed. In the SF-minus configuration, heat deposition is affected by the geometry, and peak divertor heat fluxes are significantly reduced. In the SF-plus and near-exact SF configurations, divertor peak heat flux reduction and outer strike point heat flux profile broadening are observed. Inter-ELM sharing of power and particle fluxes between the main and additional snowflake divertor strike points has been demonstrated. The additional strike points typically receive up to 10–15% of total outer divertor power. Measurements of electron pressure and poloidal beta support the theoretically proposed churning mode that is driven by toroidal curvature and vertical pressure gradient in the weak poloidal field region. A comparison of the 4–4.5 MW NBI-heated H-mode plasmas with radiative SF divertor and the standard radiative divertor (both induced with additional gas puffing) shows a nearly complete power detachment and broader divertor radiated power distribution in the SF, as compared to a partial detachment and peaked localized radiation in the standard divertor. However, insignificant difference in the detachment onset w.r.t. density between the SF and the standard divertor was found. The results complement the initial SF divertor studies conducted in high-power H-mode discharges in the NSTX and DIII-D tokamaks, and, along with snowflake divertor results from TCV and other tokamaks, contribute to the physics basis of the SF divertor as a power exhaust concept for future high power density tokamaks.
最近のDIII-Dの結果は、スノーフレーク(SF)ダイバータ形状(標準ダイバータ参照)が、良好なHモード閉じ込めを維持しつつ、周辺局在化モード(ELM)間およびELM中における付着・放射ダイバータ領域において、熱拡散と低減のためのダイバータ熱輸送の大幅な操作を可能にすることを実証している。スノーフレークダイバータ配位は、加熱パワー–5 MW、種々のプラズマ電流 MA を有するHモード放電において、DIII-Dトカマクで数秒間実現されている。本論文では、ELM間輸送と放射SFダイバータ特性を調査した。ポロイダル磁束拡大、ダイバータ磁力線長、ダイバータ体積の増加を含む幾何学的特性がSOLおよびダイバータプラズマパラメータに与える顕著な影響が確認された。SFマイナス配位では、熱堆積は幾何形状の影響を受け、ピークダイバータ熱流束は大幅に低減される。SFプラスおよびほぼ完全なSF配位では、ダイバータピーク熱流束の低減と外側ストライク点熱流束分布の広がりが観測された。主ストライク点と追加のスノーフレークダイバータストライク点との間のELM間パワーおよび粒子束の分配が実証された。追加ストライク点は通常、外側ダイバータ全パワーの最大10～15%を受け取る。電子圧力とポロイダルベータ の測定は、弱いポロイダル磁場領域におけるトロイダル曲率と鉛直圧力勾配によって駆動される理論的に提案されたチャーニングモードを支持する。放射SFダイバータおよび標準放射ダイバータ(いずれも追加ガス入射で誘起)を有する4～4.5 MW NBI加熱Hモードプラズマの比較では、標準ダイバータにおける部分的な非接触とピーク状の局在放射に対して、SFではほぼ完全なパワー非接触とより広いダイバータ放射パワー分布が示された。しかしながら、SFと標準ダイバータの間の密度に関する非接触開始には有意な差は見られなかった。これらの結果は、NSTXおよびDIII-Dトカマクにおける高パワーHモード放電で実施された初期のSFダイバータ研究を補完するものであり、TCVやその他のトカマクにおけるスノーフレークダイバータの結果とともに、将来の高パワー密度トカマクにおける排気概念としてのSFダイバータの物理的基盤に貢献するものである。