For the final design of the ITER divertor it is important to determine whether shaping of each tungsten monoblock to eliminate leading edges is required or not. In order to aid this decision, two experiments were performed in DIFFER's linear plasma devices to study heat loads on misaligned water cooled blocks at glancing incidence. First, a series of tungsten blocks were exposed to a high parallel heat flux (26 MW ) hydrogen plasma beam in the Magnum-PSI linear device. The blocks were exposed at an oblique angle between and with respect to the plasma beam, approaching the low angle of incidence expected in the ITER divertor strike-point regions. One block was vertically misaligned with respect to the others by a value between 0 and mm, and the surface temperature evolution monitored. This was compared to a finite element thermo-mechanical model of the system, to investigate any discrepancies between the two. The importance of Larmor orbit smoothing effects could also be considered, as the Larmor radius was larger than half the misalignment height. Next, a row of identical tungsten blocks were exposed at an angle of to ∼500–700 μs pulsed hydrogen plasmas of peak power between 275–625 MW in the Pilot-PSI linear device, to simulate the effect of edge localized mode (ELM) transients. One block was misaligned with respect to the others by 1 mm. In all cases, the model and experiment were found to be in excellent agreement (to ∼1%), demonstrating clearly that an optical approximation for plasma power loading on misaligned edges is appropriate. A simple model including Larmor smoothing was applied, the results of which give a similar prediction to the optical approximation for the temperature of the misaligned edges, within the error of the temperature measurements, though a small decrease in edge temperature is calculated. Therefore it can be concluded that the application of the optical approximation is generally appropriate as an input physics assumption for the study of shaping alternatives.
ITERダイバータの最終設計において、各タングステンモノブロックのシェイピング（リーディングエッジを排除するための）が必要かどうかを判断することは重要である。この判断を支援するために、DIFFERの線形プラズマ装置において、斜入射での位置ずれした水冷ブロックへの熱負荷を研究するための2つの実験が行われた。まず、一連のタングステンブロックが、Magnum-PSI線形装置において、高い平行熱流束（26 MW ）の水素プラズマビームに曝された。ブロックは、プラズマビームに対して と の間の斜角で曝され、ITERダイバータのストライクポイント領域で予想される低入射角に近づけた。1つのブロックは、他のブロックに対して垂直方向に 0 と mm の間の値で位置ずれしており、表面温度の時間変化が監視された。これは、システムの有限要素熱機械モデルと比較され、両者間の不一致を調査した。ラーモア半径が位置ずれ高さの半分よりも大きかったため、ラーモア軌道平滑化効果の重要性も考慮できた。次に、同一のタングステンブロックの列が、Pilot-PSI線形装置において、周辺局在モード（ELM）過渡現象の効果を模擬するために、ピーク電力が 275–625 MW の ∼500–700 μs のパルス水素プラズマに対して の角度で曝された。1つのブロックは、他のブロックに対して 1 mm の位置ずれがあった。すべての場合において、モデルと実験は優れた一致（∼1%以内）を示し、位置ずれしたエッジへのプラズマ電力負荷に対する光学近似が適切であることを明確に実証した。ラーモア平滑化を含む単純なモデルが適用され、その結果は、温度測定の誤差範囲内で、位置ずれしたエッジの温度について光学近似と同様の予測を与えるが、エッジ温度のわずかな低下が計算される。したがって、光学近似の適用は、シェイピング代替案の研究のための入力物理仮定として一般的に適切であると結論付けることができる。