The parameter , which measures the ratio of radiated power to conductive heat flux at downstream Scrape-Off-Layer (SOL), is proposed as a robust and practically useful figure of merit for divertor detachment control. The simulations performed using the SOLEDGE3X-EIRENE code predict that the instant where passes through unity (that is, when ) coincides with the detachment of the radiation front from the divertor target. Furthermore, as a function of , there is a decrease in target temperature and an increase in the distance at which the radiation front detaches from the target. These simulations cover scenarios in WEST and TCV with different levels of confinement, divertor closure, impurity concentration, and input power. The physical rationale underlying the above definition of is that when the divertor radiated power is comparable to the conductive heat flux, there will be a lack of energy reaching the target. Consequently, the radiation front detaches some distance from the divertor target. can thus be a good indicator for transitions to and from the detachment state. By monitoring , it becomes easier to maintain the heat flux deposition at the target at a manageable level. The evaluation of requires diagnostic measurement of downstream SOL radiation and upstream temperature which is feasible in tokamak devices. The robustness of this figure of merit is evaluated through realistic time-dependent numerical simulations for the WEST tokamak, as well as experimental data from WEST, TCV, and JT-60U cases. The results show that is capable of capturing the evolution of divertor plasma states, despite the different discharges and machines, suggesting that can serve as a valuable control variable for real-time experimental divertor detachment control.
パラメータ は、下流 Scrape-Off-Layer (SOL) における放射電力の伝導熱流束に対する比を測定するものであり、ダイバータ剥離制御のための堅牢で実用的な性能指標として提案されている。SOLEDGE3X-EIRENE コードを用いて実施されたシミュレーションは、 が1を通過する瞬間（すなわち、 のとき）が、放射フロントがダイバータターゲットから剥離する瞬間と一致することを予測する。さらに、 の関数として、ターゲット温度の低下と、放射フロントがターゲットから剥離する距離の増加が見られる。これらのシミュレーションは、閉じ込め、ダイバータの閉鎖度、不純物濃度、および投入力電力の異なるレベルにおける WEST および TCV のシナリオを対象としている。上記の の定義の根底にある物理的根拠は、ダイバータ放射電力が伝導熱流束に匹敵する場合、ターゲットに到達するエネルギーが不足するということである。その結果、放射フロントはダイバータターゲットからある距離だけ剥離する。したがって、 は剥離状態への遷移および剥離状態からの遷移の良い指標となり得る。 を監視することにより、ターゲットにおける熱流束堆積を管理可能なレベルに維持することが容易になる。 の評価には、下流 SOL 放射および上流温度の診断測定が必要であり、これはトカマク装置において実現可能である。この性能指標の堅牢性は、WEST トカマクの現実的な時間依存数値シミュレーションと、WEST、TCV、JT-60U の実験データを通じて評価される。結果は、異なる放電および装置にもかかわらず、 がダイバータプラズマ状態の進展を捕捉できることを示しており、 がリアルタイム実験ダイバータ剥離制御のための貴重な制御変数として機能し得ることを示唆している。