The long-pulse high-confinement (H-mode) plasma regime is considered to be a preferable scenario in future fusion devices, and in the period of normal operation during H-mode, edge-localised modes (ELMs) are one of the most serious threats to the performance and capability of divertor targets. The EAST recently achieved a variety of H-mode regimes with ELMs. For the purpose of studying the performance of the EAST upgraded divertor during type I ELMs, a series of simulations were performed by using three-dimensional (3D) finite element code. To make a visible outcome of the direct ELM impact on the divertor targets, a preliminary evaluation system with three indices to exhibit the influence has been developed. The indices that comprise temperature evolution, thermal penetration depth and crack initiation life, which could reveal the process of micro-crack formation, are calculated in both low and high-power scenarios for type I ELMs. The initial results indicate that the transient heat load has a significant influence in a very short thickness layer along the direction perpendicular to the plasma-facing surface throughout its duration. The conclusion could offer a pertinent guide to the next-step high-power long-pulse operation in EAST and would also be helpful for scientifically studying the damage and fatigue mechanism of the divertor in ITER and future fusion power reactors.
長パルス高閉じ込め（Hモード）プラズマ運転は、将来の核融合装置において好ましいシナリオと考えられており、Hモード中の通常運転期間において、周辺局在モード（ELM）はダイバータターゲットの性能と寿命に対する最も深刻な脅威の一つである。EASTは最近、ELMを伴う多様なHモード運転を達成した。タイプI ELM中のEAST改良ダイバータの性能を研究する目的で、三次元（3D）有限要素コードを用いて一連のシミュレーションを実施した。ELMの直接的な影響を可視化するため、その影響を示す三つの指標からなる予備的評価システムを構築した。これらの指標は、温度発展、熱浸透深さ、き裂発生寿命から構成され、タイプI ELMの低出力および高出力の両シナリオにおいて計算された。初期結果は、過渡的な熱負荷が、プラズマ対向面に垂直な方向に沿った極めて薄い層において、その全期間を通じて顕著な影響を及ぼすことを示している。本結論は、EASTにおける次段階の高出力・長パルス運転への適切な指針を提供するとともに、ITERおよび将来の核融合発電炉におけるダイバータの損傷および疲労メカニズムの科学的解明にも有益である。