In recent years it has been well known that in JET, with the ITER-like wall, the performance of high-power H-mode plasmas depends strongly on the magnetic topology of the divertor. This is generally attributed to the effect of the magnetic field shaping on the neutral flux transport and pumping, which—in high density H-mode plasmas—determine the pedestal properties and the global confinement. In this work we have analysed the spatial distribution and the dynamic behaviour of the Dα-emission for different magnetic configurations. Experimental observations indicate that for certain configurations, the surface temperature and the Dα—emission anomalously increase on top of the inner divertor, which points to thermal outgassing there. This is also the region where most beryllium co-deposits accumulate and most deuterium becomes trapped. The overheating at this region far from the strike point (SP) is observed to happen in magnetic configurations with reduced distance between the divertor material surface and the separatrix (clearance). The neutral flux that appears at the upper inner divertor during a few milliseconds after the ELM-crash, is more than an order of magnitude larger than the gas puffing rate and dominates over all other regions. Finally, a preliminary study describes how this thermal fuel outgassing from the co-deposited layers could be used intentionally as a wall-conditioning in JET technique with plasmas that focus their particle and heat flux there. This could be used as a complementary wall isotope control technique and more specifically for tritium recovery from the upper inner divertor where most fuel-trapping beryllium co-deposits accumulate in JET ITER-like wall.
近年、JETにおいてITER類似壁を用いた場合、高パワーHモードプラズマの性能がダイバータの磁気トポロジーに強く依存することが広く知られている。これは一般に、高密度Hモードプラズマにおいてペデスタル特性と全体閉じ込めを決定する中性粒子フラックス輸送と排気に対する磁場形状の効果に起因する。本研究では、異なる磁気配位に対するDα発光の空間分布と動的挙動を解析した。実験観測により、特定の配位では内側ダイバータ上部において表面温度とDα発光が異常に増加し、これは熱脱離を示唆している。この領域はまた、ほとんどのベリリウム共堆積物が蓄積し、ほとんどの重水素が捕捉される領域でもある。ストライク点から遠いこの領域での過熱は、ダイバータ材料とセパラトリックス表面との間の距離（クリアランス）が縮小した磁気配位において観測される。ELMクラッシュ後の数ミリ秒間に上部内側ダイバータに現れる中性粒子フラックスは、ガス入射率よりも一桁以上大きく、他のすべての領域を支配する。最後に、予備的研究として、粒子フラックスと熱フラックスが集中するJETのITER類似壁プラズマにおいて、共堆積層からの熱誘起燃料脱離を意図的に壁調整技術として利用できる可能性について述べる。これは、補完的な壁同位体制御技術として、特にITER類似壁のJETにおいてほとんどの燃料捕捉性ベリリウム共堆積物が蓄積する上部内側ダイバータからのトリチウム回収に利用できる可能性がある。