The XGC1 edge gyrokinetic code is used to study the width of the heat-flux to divertor plates in attached plasma condition. The flux-driven simulation is performed until an approximate power balance is achieved between the heat-flux across the steep pedestal pressure gradient and the heat-flux on the divertor plates. The simulation results compare well against the empirical scaling λq 1/ obtained from present tokamak devices, where λq is the divertor heat-flux width mapped to the outboard midplane, γ = 1.19 as found by Eich et al (2013 Nucl. Fusion53 093031), and BP is the magnitude of the poloidal magnetic field at the outboard midplane separatrix surface. This empirical scaling predicts λq ≲ 1 mm when extrapolated to ITER, which would require operation with very high separatrix densities (nsep/nGreenwald > 0.6) (Kukushkin et al 2013 J. Nucl. Mater. 438 S203) in the Q = 10 scenario to achieve semi-detached plasma operation and high radiative fractions for acceptable divertor power fluxes. Using the same simulation code and technique, however, the projected λq for ITER's model plasma is 5.9 mm, which could be suggesting that operation in the ITER Q = 10 scenario with acceptable divertor power loads may be obtained over a wider range of plasma separatrix densities and radiative fractions. The physics reason behind this difference is, according to the XGC1 results, that while the ion magnetic drift contribution to the divertor heat-flux width is wider in the present tokamaks, the turbulent electron contribution is wider in ITER. Study will continue to verify further this important projection. A high current C-Mod discharge is found to be in a mixed regime: While the heat-flux width by the ion neoclassical magnetic drift is still wider than the turbulent electron heat-flux width, the heat-flux magnitude is dominated by the narrower electron heat-flux.
XGC1エッジジャイロ運動論コードを用いて、付着プラズマ条件におけるダイバータ板への熱流束の幅を研究した。フラックス駆動シミュレーションは、急峻なペデスタル圧力勾配を横切る熱流束とダイバータ板上の熱流束との間で近似的なパワーバランスが達成されるまで実行された。シミュレーション結果は、現在のトカマク装置から得られた経験的スケーリングλq 1/γ 1.19（Eichら2013、Nucl. Fusion53 093031）とよく一致する。ここで、λqは外側中平面に写像されたダイバータ熱流束幅、γは外側中平面セパラトリックス表面におけるポロイダル磁場の大きさBPによって決まる係数である。この経験的スケーリングは、ITERに外挿するとλq≲1 mmを予測し、これはQ=10シナリオにおいて許容可能なダイバータ熱流束のために高ダイバータ密度（nsep/nGreenwald>0.6）（Kukushkinら2013、J. Nucl. Mater. 438 S203）での運転を必要とし、高放射割合を達成することを示唆する。しかしながら、同じシミュレーションコードと手法を用いた場合、ITERモデルプラズマに対するλqの予測値は5.9 mmであり、これは許容可能なダイバータ熱負荷を伴うITER Q=10シナリオの運転が、より広い範囲のプラズマ密度と放射割合で達成可能であることを示唆する。この差異の物理的理由は、XGC1の結果によれば、現在のトカマクではダイバータ熱流束幅へのイオン磁気ドリフトの寄与がより大きい一方、ITERでは乱流電子熱流束の寄与がより大きいためである。この重要な予測を検証するための研究を今後も継続する。高電流C-Mod放電は混合領域にあることが見出された：イオン新古典磁気ドリフトによる熱流束幅は依然として乱流電子熱流束幅よりも大きいが、熱流束の大きさはより狭い電子熱流束によって支配されている。