Screening of high-Z (W) impurities from the confined plasma by the temperature gradient at the plasma periphery of fusion-grade H-mode plasmas has been demonstrated in the JET-ILW (ITER-like wall) tokamak. Through careful optimisation of the hybrid-scenario, deuterium plasmas with sufficient heating power ( 32 MW), high enough ion temperature gradients at the H-mode pedestal top can be achieved for the collisional, neo-classical convection of the W impurities to be directed outwards, expelling them from the confined plasma. Measurements of the W impurity fluxes between and during edge-localised modes (ELMs) based on fast bolometry measurements show that in such plasmas there is a net efflux (loss) between ELMs but that ELMs often allow some W back into the confined plasma. Provided steady, high-power heating is maintained, this mechanism allows such plasmas to sustain high performance, with an average D–D neutron rate of s−1 over a period of ∼3 s, after an initial overshoot (equivalent to a D–T fusion power of ∼9.4 MW), without an uncontrolled rise in W impurity radiation, giving added confidence that impurity screening by the pedestal may also occur in ITER, as has previously been predicted (Dux et al 2017 Nucl. Mater. Energy12 28–35).
閉じ込めプラズマからの高Z（W）不純物の遮蔽が、核融合グレードのHモードプラズマの周辺部における温度勾配によって、JET-ILW（ITER類似壁）トカマクで実証された。ハイブリッドシナリオの注意深い最適化を通じて、十分な加熱パワー（32 MW）を備えた重水素プラズマでは、Hモードペデスタル上部での十分に高いイオン温度勾配が達成され、W不純物の衝突的、新古典対流が外向きに方向付けられ、それらを閉じ込めプラズマから排出することができる。高速ボロメトリー測定に基づく周辺局在モード（ELMs）間およびELM中のW不純物フラックス測定は、そのようなプラズマではELM間に正味の流出（損失）があるが、ELMはしばしば一部のWが閉じ込めプラズマに戻ることを許すことを示している。定常的で高パワーの加熱が維持されるならば、このメカニズムにより、そのようなプラズマは、初期のオーバーシュート（約9.4 MWのD–T核融合出力に相当）の後、約3秒の期間にわたって平均D–D中性子率 s−1で、W不純物放射の制御不能な上昇なしに高性能を維持することができ、ペデスタルによる不純物遮蔽がIT ERでも起こり得るという従来の予測（Duxら 2017 Nucl. Mater. Energy12 28–35）に対するさらなる確信を与える。