New data from Alcator C-Mod have extended the range of heat flux measurements and scalings to poloidal magnetic fields above ITER-level. Knowledge of how the scrape-off layer heat flux width (λq) scales with machine parameters is crucial for designing fusion reactors and developing a power exhaust solution. An international database indicated that λq scaled approximately inversely with the poloidal magnetic field (Bp) and had no other significant dependencies. However, reactor-class tokamaks are expected to have at least 50% higher Bp than the maximum of that database (0.8 T). Alcator C-Mod has been the only diverted tokamak capable of operating at reactor-level Bp, up to ~1.3 T. A major focus of the final experimental campaign on Alcator C-Mod was to characterize λq over a wide range of conditions, utilizing a unique array of heat flux sensors with unprecedented spatial resolution and heat flux dynamic range. The heat flux width scaling is found to extend up to Bp ~ 1.3 T in H-mode. Looking across confinement regimes we find the remarkable result that λq exhibits a unified dependence on volume-averaged core plasma pressure (). Within a standard deviation of about 20%, the heat flux width in any of the C-Mod plasmas studied (L-, I-, and H-mode) is proportional to the inverse square root of . It is also found that the standard prescription of representing the target plate heat flux profile as a convolution of exponential and Gaussian functions does not capture the heat flux profile measured in the private zone; a purely exponential decay fits the data better in this region to >3 orders of magnitude in heat flux dynamic range.
Alcator C-Modからの新しいデータにより、熱流束測定とスケーリングの範囲が、ITERレベルを超えるポロイダル磁場まで拡張された。スクレイプオフ層の熱流束幅（λq）が装置パラメータとともにどのようにスケーリングするかは、核融合炉の設計と排熱ソリューションの開発にとって極めて重要である。国際的なデータベースは、λqがポロイダル磁場（Bp）にほぼ反比例し、他の有意な依存性を持たないことを示した。しかしながら、炉級トカマクでは、そのデータベースの最大値（0.8 T）よりも少なくとも50%高いBpを有することが期待される。Alcator C-Modは、~1.3 Tまでの炉級Bpで運転可能な唯一のダイバータトカマクであった。Alcator C-Modにおける最終実験キャンペーンの主要な焦点は、前例のない空間分解能と熱流束ダイナミックレンジを備えた独自の熱流束センサーアレイを用いて、広範囲の条件下でのλqを特性評価することであった。熱流束幅スケーリングは、HモードにおいてBp ~ 1.3 Tまで拡張されることが見出された。閉じ込めレジームを横断して検討すると、λqがコア体積平均圧力（）に対して統一的に依存するという顕著な結果が得られた。標準偏差約20%の範囲内で、研究対象となったC-Modプラズマ（Lモード、Iモード、Hモード）のいずれにおいても、熱流束幅はの逆平方根に比例する。また、ターゲット板熱流束プロファイルを指数関数とガウス関数の畳み込みとして表す標準的な方法は、プライベート領域で測定された熱流束プロファイルを再現できないことも見出された。この領域では、熱流束ダイナミックレンジが3桁以上に及ぶ場合、純粋な指数関数的減衰がデータにより良く適合する。