An efficient removal of He ash by active pumping in future fusion devices is necessary to avoid fuel dilution and not degrade the core confinement properties. Therefore, a deep understanding of the underlying physics mechanisms is mandatory. Helium exhaust has been experimentally investigated at the ASDEX Upgrade tokamak. This is an ideal test environment, thanks to the ITER-like divertor geometry, an extensive diagnostics coverage and the presence of plasma-facing components made of tungsten. The exhaust efficiency, characterized by the He compression in the divertor, was found to improve with increasing divertor neutral pressure but to degrade with detachment. A multi-reservoir particle balance model was developed to interpret the observed exhaust dynamics, accounting for plasma transport and wall retention. The limited performance of the pumping system and the efficient helium retention capability of the tungsten wall were identified to have the strongest impact on the exhaust dynamics.
将来の核融合装置において、能動排気によるHe灰の効率的な除去は、燃料希釈を回避し、コア閉じ込め特性を劣化させないために必要である。したがって、基礎となる物理メカニズムの深い理解が必須である。ヘリウム排気は、ASDEX Upgradeトカマクにおいて実験的に調査されてきた。これは、ITER類似のダイバータ形状、広範な診断装置の整備、およびタングステン製のプラズマ対向機器の存在により、理想的な試験環境である。排気効率は、ダイバータ内のHe圧縮比によって特徴づけられ、ダイバータ中性粒子圧力の増加とともに向上するが、ディタッチメントとともに低下することが見いだされた。観測された排気ダイナミクスを解釈するために、プラズマ輸送と壁への保持を考慮したマルチリザーバー粒子バランスモデルが開発された。排気システムの限定的な性能と、タングステン壁の効率的なヘリウム保持能力が、排気ダイナミクスに最も強い影響を与えることが特定された。