For the 2007 and 2008 run campaigns, Alcator C-Mod operated with a full toroidal row of tungsten tiles in the high heat flux region of the outer divertor; tungsten levels in the core plasma were below measurement limits. An accidental creation of a tungsten leading edge in the 2009 campaign led to this study of a melting tungsten source: H-mode operation with strike point in the region of the melting tile was immediately impossible due to some fraction of tungsten droplets reaching the main plasma. Approximately 15 g of tungsten was lost from the tile over ∼100 discharges. Less than 1% of the evaporated tungsten was found re-deposited on surfaces, the rest is assumed to have become dust. The strong discharge variability of the tungsten reaching the core implies that the melt layer topology is always varying. There is no evidence of healing of the surface with repeated melting. Forces on the melted tungsten tend to lead to prominences that extend further into the plasma. A discussion of the implications of melting a divertor tungsten monoblock on the ITER plasma is presented.
2007年および2008年の運転キャンペーンにおいて、Alcator C-Modは外側ダイバータの高熱流束領域にタングステンタイルを全周にわたって装備して運転された。コアプラズマ中のタングステン濃度は測定限界以下であった。2009年のキャンペーンにおけるタングステンリーディングエッジの偶発的な形成は、溶融タングステン源に関する本研究につながった。すなわち、溶融タイル領域にストライク点を置いたHモード運転は、タングステン液滴の一部がメインプラズマに到達したため、直ちに不可能となった。約15gのタングステンが約100回の放電にわたってタイルから失われた。蒸発したタングステンの1%未満が表面に再堆積していることが確認され、残りはダストになったと推定される。コアに到達するタングステンの放電間変動が大きいことは、溶融層のトポロジーが常に変化していることを示唆している。繰り返しの溶融による表面のヒーリングの証拠は見られなかった。溶融タングステンに作用する力は、プラズマ中へさらに延びる突起を形成する傾向がある。ITERプラズマにおけるダイバータタングステンモノブロックの溶融の影響についての考察が提示される。