Heat flux on plasma-facing components is one of the key issues in tokamak operation. In EAST, severe damages occurred on the main limiters due to high heat loads limit high-power and long-pulse operation in recent campaigns. To quantify the heat flux on the limiter surface, a method for inverse calculation of parallel heat flux based on the measured surface temperature has been successfully developed. The PFCFlux and ANSYS codes are used to simulate the distribution of heat power and surface temperature with reasonable assumptions on heat flux decay widths. The inverse calculation results can be well matched with the probe measurements during 1056 s long-pulse discharge. And the relationship between the parallel heat flux decay widths in the regions with different connection lengths is consistent with the prediction of the simple scrape-off layer theory. But the heat flux deposited on the main limiter is often affect by fast electrons and fast ions, which causes the inverse calculation results to be significantly higher than the probe measurements. The heat flux from fast electrons generated by lower hybrid wave (1.9 MW) is comparable to that from the background plasma. The heat flux from fast ions generated by ion cyclotron resonance frequency (ICRF) (1.8 MW) or neutral beam injection (NBI) (2.2 MW) can be up to 8.5 times higher than that from the background plasma. When the ratio of hydrogen to deuterium in the plasma is about 5%, the heat flux of fast deuterium ions generated by NBI-ICRF synergy (ICRF power of 1.5 MW, NBI power of 1.1 MW) is in the same order of magnitude as the heat flux due to background plasma. The heat flux from fast ions is the main reason for the damage on the main limiter during steady state operation and need to be reduced for long pulse and high-power operation in EAST.
プラズマ対向機器への熱流束は、トカマク運転における重要課題の一つである。EASTでは、近年のキャンペーンにおいて、主リミターに重大な損傷が発生し、高い熱負荷が高パワー・長パルス運転を制限している。リミター表面の熱流束を定量化するために、測定された表面温度に基づく平行熱流束の逆計算手法が開発に成功した。PFCFluxおよびANSYSコードを用いて、熱流束の減衰幅に関する妥当な仮定の下で、熱パワー分布と表面温度をシミュレーションする。逆計算結果は、1056秒の長パルス放電中のプローブ測定と良好に一致する。さらに、接続長が異なる領域における平行熱流束の減衰幅間の関係は、単純なスクレイプオフ層理論の予測と整合している。しかし、主リミターに堆積する熱流束は、しばしば高速電子や高速イオンの影響を受けるため、逆計算結果はプローブ測定よりも有意に高くなる。低混成波（1.9 MW）によって生成された高速電子からの熱流束は、背景プラズマからの熱流束と同程度である。イオンサイクロトロン共鳴周波数（ICRF）（1.8 MW）または中性粒子ビーム入射（NBI）（2.2 MW）によって生成された高速イオンからの熱流束は、背景プラズマからの熱流束の最大8.5倍に達することがある。プラズマ中の水素と重水素の比が約5%の場合、NBI-ICRFシナジー（ICRFパワー1.5 MW、NBIパワー1.1 MW）によって生成された高速重水素イオンの熱流束は、背景プラズマによる熱流束と同程度の大きさである。高速イオンからの熱流束は、定常運転中における主リミター損傷の主な原因であり、EASTにおける長パルス・高パワー運転のためには低減する必要がある。