A key element in future toroidal magnetic fusion machines like ITER is the design of a divertor, which allows for safe particle and power exhaust in parallel with high bulk plasma performance. Correspondingly, the definition and design of an optimized divertor is a major task within the ongoing international ITER research and development effort. In order to provide a profound physics basis for such a divertor optimization, different divertor geometries are being tested on major tokamaks. This paper describes the effects of these divertor modifications on plasma performance in ASDEX Upgrade and in JET. In conclusion, increasing closure improves divertor performance without limiting the core plasma performance in ELMy H-modes.
将来のトカマク型核融合装置、例えばITERにおける重要な要素は、ダイバータの設計であり、これは高いプラズマ本体性能と並行して、安全な粒子および電力排気を可能にする。これに対応して、最適化されたダイバータの定義と設計は、進行中の国際的なITER研究開発努力における主要な課題である。このようなダイバータ最適化のための確固たる物理的基盤を提供するために、異なるダイバータ形状が主要なトカマク装置で試験されている。本論文は、ASDEX UpgradeおよびJETにおけるこれらのダイバータ変更がプラズマ性能に及ぼす影響について述べる。結論として、閉鎖性の向上は、ELMy Hモードにおけるコアプラズマ性能を制限することなく、ダイバータ性能を改善する。