A control-oriented model for monitoring of wall power flux densities on the DIII-D tokamak has been successfully implemented and validated experimentally. Future reactors will have to withstand severe steady state high heat flux loads on plasma-facing components (PFCs). Due to the difficulty of directly-measuring local heat fluxes on these components, monitoring and protection of PFCs during the plasma discharge can benefit from simplified physics-based real-time functional models to estimate and guide heat load control. As a first step into the development, a control-oriented model for monitoring of wall power flux densities and temperatures on DIII-D tokamak has been successfully implemented. The paper discusses the experimental demonstration and comparison of the 2D model-based wall heat flux algorithm on the DIII-D inner wall limiter (IWL) against infra-red (IR) camera heat flux measurements for limited plasma configurations. The paper also reports on the benchmarking of the field line tracing environment, SMITER, developed at ITER organization on DIII-D tokamak against experimental IR diagnostic data and the derivation of the component shaping weighting factors for the 2D model-based approach. Extension of the model-based approach for surface temperature estimation on the DIII-D IWL is also presented.
DIII-Dトカマクにおける壁面電力束密度の監視のための制御指向モデルが、実験的に検証され、実装に成功した。将来の核融合炉は、プラズマ対向機器（PFC）への定常状態の高熱流束負荷に耐える必要がある。これらの機器上の局所熱流束を直接測定することの難しさから、プラズマ放電中のPFCの監視と保護は、熱負荷制御を推定・導出するための簡略化された物理ベースの実時間機能モデルによって強化され得る。この開発の第一歩として、DIII-Dトカマクにおける壁面電力束密度と温度の監視のための制御指向モデルが、実験的に実装に成功した。本論文では、限定プラズマ配位におけるDIII-D内壁リミッタ（IWL）上の壁面熱流束アルゴリズムの2次元モデルベースのアプローチについて、赤外線（IR）カメラによる熱流束測定との比較を通じた実験的実証と検証を議論する。また、ITER機構で開発された磁力線追跡環境SMITERのDIII-Dトカマクへの適用について、実験的なIR診断データとのベンチマーク結果と、2次元モデルベースのアプローチのためのコンポーネント形状重み付け係数の導出を報告する。さらに、DIII-D IWL上の表面温度推定へのモデルベースのアプローチの拡張も提示する。