A quick and simple experimental method of comparing the global retention capabilities of different divertor configurations for gaseous impurities is presented. Short gas puffs into the main chamber and analysis of the time dependence of central impurity lines are used to determine the retention capability in terms of time constants, which characterize the impurity leakage rate from the divertor chamber to the main plasma and to the pumping system. A simple two-reservoir model is used to define these basic parameters of divertor retention. For a more detailed evaluation of the divertor retention parameters from spectroscopic data, an impurity transport code is used to simulate the impurity radiation measured in various experiments. The dependence of the retention capability on the divertor plasma density and temperature as well as on the distance along the field lines back to the main plasma is discussed. The dependence on the impurity species is also investigated. On the basis of these results, the consequences of the divertor retention for helium exhaust in future fusion devices are analysed by numerical simulation
ガス不純物に対する異なるダイバータ配位の全体保持能力を比較するための、迅速かつ簡便な実験方法を提示する。主室への短時間ガスパフと、中心不純物発光線の時間依存性の解析を用いて、ダイバータ室から主プラズマおよび排気系への不純物漏洩率を特徴付ける時定数として保持能力を決定する。単純な二領域モデルを用いて、ダイバータ保持のこれらの基本パラメータを定義する。分光データからダイバータ保持パラメータをより詳細に評価するために、様々な実験で測定された不純物放射を再現する不純物輸送コードを用いる。ダイバータプラズマ密度と温度、ならびに主プラズマに戻る磁力線に沿った距離に対する保持能力の依存性について議論する。不純物種に対する依存性も調査する。これらの結果に基づき、将来の核融合装置におけるヘリウム排気に対するダイバータ保持の影響を数値シミュレーションにより解析する。