The scrape-off layer (SOL) and divertor target plasma of a large spherical tokamak (ST) are characterized in detail for the first time. Scalings for the SOL heat flux width in MAST are developed and compared with conventional tokamaks. Modelling reveals the significance of the mirror force to the ST SOL. Core energy losses, including during ELMs, in MAST arrive predominantly (>80%) at the outboard targets in all geometries. Convective transport dominates energy losses during ELMs, and MHD analysis suggests ELMs in MAST are Type III even at auxiliary heating powers well above the L–H threshold. ELMs are associated with a poloidally and/or toroidally localized radial efflux at ∼1 km s−1 well into the far SOL but not with any broadening of the target heat flux width. Toroidally asymmetric divertor biasing experiments have been conducted in an attempt to broaden the target heat flux width, with promising results. During vertical displacement events, the maximum product of the toroidal peaking factor and halo current fraction remains below 0.3, around half the ITER design limit. Evidence is presented to demonstrate that the resistance of the halo current path may have an impact on the distribution of the halo current.
大型球状トカマク（ST）のスクレイプオフ層（SOL）およびダイバータターゲットプラズマが、初めて詳細に特徴づけられた。MASTにおけるSOL熱流束のスケーリング則が導出され、従来型トカマクとの比較が行われた。モデリングにより、STのSOLにおけるミラー力の重要性が明らかにされた。MASTにおけるコアエネルギー損失は、ELM中を含め、すべての幾何学的配置において主に（>80%）アウトボードターゲットに到達する。対流輸送がELM中のエネルギー損失を支配しており、MHD解析により、MASTにおけるELMは補助加熱パワーがL-H遷移閾値をはるかに超えている場合でもタイプIIIであることが示唆されている。ELMは、SOLの深部において約1 km/sのポロイダル方向および/またはトロイダル方向に局在した半径方向の流出と関連しているが、ターゲット熱流束の広がりとは関連していない。トロイダル方向に非対称なダイバータバイアス実験が、ターゲット熱流束幅を広げることを目的として実施され、有望な結果が得られている。垂直変位イベント中、トロイダル方向ピーキング係数とハロー電流割合の積の最大値は0.3未満であり、ITER設計限界値の約半分である。ハロー電流経路の抵抗がハロー電流の分布に影響を与える可能性があることを示す証拠が提示されている。