Prediction of divertor heat flux width is performed for the first and the second pre-fusion power operation (PFPO) phases specified in the new ITER research plan using BOUT++ transport code (Li et al 2018 Comput. Phys. Commun.228 69–82). The initial plasma profiles inside the separatrix are taken from CORSICA scenario studies. Transport coefficients in transport code are calculated by inverting the plasma profiles inside the separatrix and are assumed to be constants in the scrape-off-layer. An anomalous thermal diffusivity scan is performed with E × B and magnetic drifts. The results in two scenarios identifying two distinct regimes: a drift-dominant regime when diffusivity is smaller than the respective critical thermal diffusivity χc and a turbulence-dominant regime when diffusivity is larger than it. The Goldston heuristic drift model and the ITPA multi-machine experimental scaling yield a lower limit of the width λq. From transport simulations, we obtain the critical thermal diffusivity χc = 0.5 m2 s−1 for the PFPO-1 scenario with toroidal magnetic field B = 1.77 T and plasma current Ip = 5 MA, and χc = 0.3 m2 s−1 for the PFPO-2 scenario with toroidal magnetic field B = 2.65 T and plasma current Ip = 7.5 MA. Separatrix temperature and collisionality also have a significant impact on the heat flux width in the drift-dominant regime. The investigation clearly yields a scaling for critical thermal diffusivity using ITER scenarios with fixed safety factor q95, major radius R, aspect ratio R/a, and the separatrix temperature Tsep, and establishes the connection with CFETR and C-Mod discharges. This scaling implies that for a given tokamak device with q95, R, R/a, and Tsep fixed, a reduction of poloidal magnetic field by a factor of 3 leads to a 9 times higher critical value of thermal diffusivity χc, possibly yielding a transition from turbulence- to drift-dominant regime.
ITER計画書に新たに規定された第1期および第2期の核融合出力前運転（PFPO）段階におけるダイバータ熱流束幅の予測を、BOUT++輸送コード（Li et al 2018 Comput. Phys. Commun.228 69–82）を用いて実施した。セパラトリックス内側の初期プラズマ分布はCORSICAシナリオ研究から取得した。輸送コードにおける輸送係数は、セパラトリックス内側のプラズマ分布を反転させることにより計算し、スクレイプオフ層では定数であると仮定した。E×Bドリフトおよび磁気ドリフトを考慮した異常熱拡散率スキャンを実施した。2つのシナリオにおける結果は、2つの異なる領域を特定する：拡散率がそれぞれの臨界熱拡散率χcより小さい場合のドリフト支配領域と、拡散率がそれより大きい場合の乱流支配領域である。Goldston経験的ドリフトモデルおよびITPA多装置実験スケーリングは、幅λqの下限値を与える。輸送シミュレーションから、トロイダル磁場B = 1.77 T、プラズマ電流Ip = 5 MAのPFPO-1シナリオでは臨界熱拡散率χc = 0.5 m2 s−1、トロイダル磁場B = 2.65 T、プラズマ電流Ip = 7.5 MAのPFPO-2シナリオではχc = 0.3 m2 s−1を得た。セパラトリックス温度と衝突頻度も、ドリフト支配領域における熱流束幅に有意な影響を及ぼす。本調査は、固定された安全係数q95、主半径R、アスペクト比R/a、およびセパラトリックス温度Tsepを有するITERシナリオを用いて、臨界熱拡散率のスケーリングを明確に導出し、CFETRおよびC-Mod放電との関連を確立する。このスケーリングは、q95、R、R/a、およびTsepが固定された特定のトカマク装置において、ポロイダル磁場を3分の1に低減すると、臨界熱拡散率χcの値が9倍高くなり、乱流支配領域からドリフト支配領域への遷移をもたらす可能性があることを示唆する。