Divertor detachment may be essential to reduce heat loads to magnetic fusion tokamak reactor divertor surfaces. Yet in experiments it is difficult to control the extent of the detached, low pressure, plasma region. At maximum extent the front edge of the detached region reaches the X-point and can lead to degradation of core plasma properties. We define the 'detachment window' in a given position control variable C (for example, the upstream plasma density) as the range in C within which the front location can be stably held at any position from the target to the X-point; increased detachment window corresponds to better control. We extend a 1D analytic model [1] to determine the detachment window for the following control variables: the upstream plasma density, the impurity concentration and the power entering the scrape-off layer (SOL). We find that variations in magnetic configuration can have strong effects; increasing the ratio of the total magnetic field at the X-point to that at the target, , (total flux expansion, as in the super-x divertor configuration) strongly increases the detachment window for all control variables studied, thus strongly improving detachment front control and the capability of the divertor plasma to passively accommodate transients while still staying detached. Increasing flux tube length and thus volume in the divertor, through poloidal flux expansion (as in the snowflake or x-divertor configurations) or length of the divertor, also increases the detachment window, but less than the total flux expansion does. The sensitivity of the detachment front location, zh, to each control variable, C, defined as , depends on the magnetic configuration. The size of the radiating volume and the total divertor radiation increase and , respectively, but not by increasing divertor poloidal flux expansion or field line length. We believe this model is applicable more generally to any thermal fronts in flux tubes with varying magnetic field, and similar sources and sinks, such as detachment fronts in stellarator divertors and solar prominences in coronal loops.
ダイバータ剥離は、磁気核融合トカマクのダイバータ表面への熱負荷を低減するために不可欠である可能性がある。しかしながら、実験において、剥離した低圧プラズマ領域の広がりを制御することは困難である。最大限に広がった場合、剥離領域の前端はX点に達し、コアプラズマ特性の劣化をもたらす可能性がある。我々は、所与の位置制御変数C（例えば、上流プラズマ密度）における「剥離ウィンドウ」を、前端位置がターゲットからX点までの任意の位置で安定に保持され得るCの範囲として定義する。剥離ウィンドウが大きいほど、制御性が優れていることを意味する。我々は、1次元解析モデル[1]を拡張し、以下の制御変数に対する剥離ウィンドウを決定する：上流プラズマ密度、不純物濃度、およびスクレイプオフ層（SOL）に入射するパワー。我々は、磁気配位の変化が大きな影響を及ぼし得ることを見出す。X点における全磁場とターゲットにおける全磁場の比、（スーパーXダイバータ配位におけるような全磁束拡張）を増大させると、研究したすべての制御変数に対して剥離ウィンドウが大幅に拡大し、これにより剥離フロントの制御性と、ダイバータプラズマが剥離状態を維持しながら過渡現象を受動的に吸収する能力が大幅に向上する。ポロイダル磁束拡張（スノーフレークまたはXダイバータ配位におけるような）またはダイバータ長さを通じて、ダイバータ内の磁束管長および体積を増大させることも、剥離ウィンドウを拡大するが、その効果は全磁束拡張によるものより小さい。剥離フロント位置zhの各制御変数Cに対する感度は、として定義され、磁気配位に依存する。放射体積およびダイバータ全体の放射損失は、それぞれおよびを増大させるが、ダイバータのポロイダル磁束拡張や磁力線長を増大させることによるものではない。我々は、このモデルは、磁場が変化する磁束管内の熱フロント一般、および同様のソースとシンクを有する系、例えばステラレータダイバータにおける剥離フロントやコロナループにおける太陽プロミネンスに対しても、より一般的に適用可能であると考える。