Deuterium gas injected into ELMing H mode divertor discharges in the DIII-D tokamak typically reduced the total power at the divertor target ~2 times and the peak heat flux ~3 to 5 times with modest (<10%) degradation in plasma energy confinement. The parameter range for the discharges investigated was: Ip=1.0-2.0 MA, q95 approximately= 2.4-6.0 and total input power (≲20 MW. Most of this reduction in heat flux occurred at the sudden formation of a high density, highly radiating region located between the outboard divertor separatrix strike point and the X point. This divertor behaviour is associated with a `partially detached' divertor plasma condition, which is referred to in this paper as the partially detached divertor (PDD) regime. With the onset of the PDD, typically at a line averaged density of 0.6 to 0.7 times the Greenwald density limit, an abrupt reduction in plasma electron pressure (≳4 times) was observed at the outboard divertor separatrix strike point; at the same time, however, only a modest (≲30%) change in the electron pressure was observed upstream near the outboard midplane separatrix. The data suggest that significant plasma momentum loss occurred between the high density, highly radiative region and the (downstream) divertor separatrix target. Plasma performance showed little degradation with the onset of the PDD regime. Deuterium injection made only modest changes in the temperature and density profile shapes near the midplane separatrix of the main plasma. The PDD approach is shown to be compatible with discharges operating at low safety factor (i.e. q95 equivalent to 2.9) and to be effective in significantly reducing toroidal asymmetry in observed divertor plasma properties (e.g., heat flux). The potential for operating in a steady state has been demonstrated using feedback control of the neutral pressure outside the main plasma
DIII-Dトカマクにおいて、ELMing Hモードダイバータ放電に重水素ガスを注入すると、ダイバータターゲットでの全電力は典型的に約2倍、ピーク熱流束は約3〜5倍減少したが、プラズマ閉じ込めエネルギーの劣化は10%未満とわずかであった。調査した放電のパラメータ範囲は、Ip=1.0〜2.0 MA、q95≒2.4〜6.0、全入力電力≲20 MWであった。熱流束の低減の大部分は、アウトボードダイバータセパラトリックスストライク点とX点の間に、高密度で高放射の領域が急激に形成されることで生じた。このダイバータ挙動は「部分的デタッチ」ダイバータプラズマ状態に関連し、本論文ではこれを部分的デタッチダイバータ（PDD）領域と呼ぶ。PDDの開始時、典型的にはライン平均密度がグリーンワルド密度限界の0.6〜0.7倍のとき、アウトボードダイバータセパラトリックスストライク点でのプラズマ電子圧力は急激に約4倍以上減少したが、同時にアウトボードミッドプレーンセパラトリックス近傍の上流では電子圧力の変化はわずか（約30%以下）であった。このデータは、高密度・高放射領域と（下流の）ダイバータセパラトリックスターゲットの間で、有意なプラズマ運動量損失が発生したことを示唆している。プラズマ性能はPDD領域の開始によってほとんど劣化しなかった。重水素注入により、メインプラズマのミッドプレーンセパラトリックス近傍での温度・密度プロファイル形状はわずかに変化したのみであった。PDDアプローチは、低安全係数（すなわちq95≒2.9）で動作する放電と適合性があり、観測されたダイバータプラズマ特性（例えば熱流束）のトロイダル非対称性を大幅に低減するのに有効であることが示された。定常状態での運転可能性は、メインプラズマ外部の中性粒子圧力のフィードバック制御を用いて実証された。