A major challenge facing the design and operation of next-step high-power steady-state fusion devices is to develop a viable divertor solution with order-of-magnitude increases in power handling capability relative to present experience, while having acceptable divertor target plate erosion and being compatible with maintaining good core plasma confinement. A new initiative has been launched on DIII-D to develop the scientific basis for design, installation, and operation of an advanced divertor to evaluate boundary plasma solutions applicable to next step fusion experiments beyond ITER. Developing the scientific basis for fusion reactor divertor solutions must necessarily follow three lines of research, which we plan to pursue in DIII-D: (1) Advance scientific understanding and predictive capability through development and comparison between state-of-the art computational models and enhanced measurements using targeted parametric scans; (2) Develop and validate key divertor design concepts and codes through innovative variations in physical structure and magnetic geometry; (3) Assess candidate materials, determining the implications for core plasma operation and control, and develop mitigation techniques for any deleterious effects, incorporating development of plasma-material interaction models. These efforts will lead to design, installation, and evaluation of an advanced divertor for DIII-D to enable highly dissipative divertor operation at core density (ne/nGW), neutral fueling and impurity influx most compatible with high performance plasma scenarios and reactor relevant plasma facing components (PFCs). This paper highlights the current progress and near-term strategies of boundary/PMI research on DIII-D.
次段階の高電力定常核融合装置の設計と運転が直面する主要な課題は、現在の経験と比較して一桁の大きさの電力処理能力の向上を実現しつつ、許容可能なダイバータ標的板の侵食を有し、かつ良好なコアプラズマ閉じ込めの維持と両立する、実行可能なダイバータ解決策を開発することである。DIII-Dでは、ITERを超える次段階の核融合実験に適用可能な境界プラズマ解決策を評価するための先進ダイバータの設計、設置、運転の科学的基盤を構築する新たな取り組みが開始された。核融合炉ダイバータ解決策の科学的基盤の構築は、必然的に3つの研究の流れに従う必要があり、我々はDIII-Dでこれらを追求する予定である：(1) 最先端の計算モデルと、標的を絞ったパラメータスキャンを用いた強化計測との間の開発と比較を通じて、科学的理解と予測能力を前進させる；(2) 物理構造と磁場幾何学の革新的な変形を通じて、主要なダイバータ設計概念とコードを開発し検証する；(3) 候補材料を評価し、コアプラズマの運転と制御への影響を決定し、有害な影響に対する緩和技術を開発し、プラズマ-材料相互作用モデルの開発を組み込む。これらの取り組みは、高性能プラズマシナリオおよび炉関連プラズマ対向機器（PFCs）と最も両立するコア密度（ne/nGW）、中性粒子燃料供給、不純物流入において、高散逸ダイバータ運転を可能にするためのDIII-D用先進ダイバータの設計、設置、評価につながる。本論文は、DIII-Dにおける境界/PMI研究の現在の進捗と短期戦略を強調するものである。