The ITER design, and future reactor designs, depend on divertor 'detachment,' whether partial, pronounced or complete, to limit heat flux to plasma-facing components and to limit surface erosion due to sputtering. It would be valuable to have a measure of the difficulty of achieving detachment as a function of machine parameters, such as input power, magnetic field, major radius, etc. Frequently the parallel heat flux, estimated typically as proportional to Psep/R or PsepB/R, is used as a proxy for this difficulty. Here we argue that impurity cooling is dependent on the upstream density, which itself must be limited by a Greenwald-like scaling. Taking this into account self-consistently, we find the impurity fraction required for detachment scales dominantly as power divided by poloidal magnetic field. The absence of any explicit scaling with machine size is concerning, as Psep surely must increase greatly for an economic fusion system, while increases in the poloidal field strength are limited by coil technology and plasma physics. This result should be challenged by comparison with 2D divertor codes and with measurements on existing experiments. Nonetheless, it suggests that higher magnetic field, stronger shaping, double-null operation, 'advanced' divertor configurations, as well as alternate means to handle heat flux such as metallic liquid and/or vapor targets merit greater attention.
ITER設計、および将来の炉設計は、熱流束をプラズマ対向機器に制限し、スパッタリングによる表面侵食を制限するために、ダイバータの「デタッチメント」—部分的であれ、顕著であれ、完全であれ—に依存している。デタッチメント達成の困難さを、入力パワー、磁場、主半径などの機器パラメータの関数として評価できる指標があれば有益である。しばしば、この困難さの代理指標として、Psep/RまたはPsepB/Rに比例すると推定される平行熱流束が用いられる。ここでは、不純物による放射冷却が上流密度に依存し、その上流密度自体がグリーンワルド類似則によって制限されなければならないと論じる。これを自己無撞着に考慮すると、デタッチメントに必要な不純物濃度は、主としてパワーをポロイダル磁場で除した値に比例してスケールすることがわかる。機器サイズに対する明示的なスケーリングが存在しないことは憂慮すべきである。なぜなら、経済的な核融合システムにはPsepの大幅な増大が必須である一方、ポロイダル磁場強度の増大はコイル技術とプラズマ物理によって制限されるからである。この結果は、2次元ダイバータコードとの比較、および既存実験での測定値との比較によって検証されるべきである。それにもかかわらず、この結果は、より高い磁場、より強い成形、ダブルヌル運転、「先進的」ダイバータ配位、ならびに液体金属や蒸気ターゲットなどの熱流束処理の代替手段が、より大きな注目に値することを示唆している。