The target power width is one of the most critical practical quantities in the development of magnetic fusion energy. It is essential to know how to scale this quantity to future devices. At present the controlling physics is not adequately understood, making reliable prediction difficult. It seems likely that two important processes effecting are (a) cross-field transport, e.g. D⊥, and (b) volumetric power loss processes in the edge plasma, with the latter tending to occur mainly in the divertor for attached divertor conditions. It is hypothesized that a simple relation exists between the 'upstream' radial profiles of ne and Te in the main scrape-off layer, , , and the parallel power flux density at the divertor entrance, . Such a simple relation is found here in 2D SOLPS edge code simulations of attached divertor conditions, which contain a wide range of more or less complex edge physics effects. It is found that , as can be expected on the basis of flux-limited parallel heat conduction, rather than Spitzer–Harm conduction for which is expected. For the relatively open divertor configuration considered, and for attached divertor conditions, it is found that the flux-limited relationship also holds for the SOLPS power flux density deposited on the target , even including the radiation load; this despite the fact that up to half the power into the SOL is dissipated radiatively. Comparing with experimentally measured target power widths for H-mode discharges, better agreement is found assuming flux limited rather than Spitzer–Harm transport although definitive conclusions will require analysis of specific discharges in specific tokamaks. This study is a necessary preliminary work to an equivalent treatment of the case where volumetric losses in the divertor are stronger, including the detached, strongly radiating divertor case with momentum loss.
ターゲットパワー幅は、磁気核融合エネルギーの開発において最も重要な実用的量の一つである。この量を将来の装置にスケーリングする方法を知ることは不可欠である。現在、支配的な物理は十分に理解されておらず、信頼性の高い予測を困難にしている。影響を与える2つの重要なプロセスは、(a) 横断輸送（例：D⊥）、および (b) エッジプラズマにおける体積パワー損失プロセスであり、後者は付着ダイバータ条件において主にダイバータで発生する傾向があると思われる。主スクレイプオフ層における「上流」のneとTeの動径プロファイル、 、 、とダイバータ入口での平行パワー束密度、 の間に単純な関係が存在すると仮定される。このような単純な関係は、多かれ少なかれ複雑なエッジ物理効果を幅広く含む、付着ダイバータ条件の2D SOLPSエッジコードシミュレーションにおいてここで見出される。が、スピッツァー・ハーム伝導（この場合 が期待される）ではなく、フラックス制限平行熱伝導に基づいて期待されるように、 であることが見出される。考慮された比較的開放的なダイバータ構成、および付着ダイバータ条件に対して、フラックス制限関係は、ターゲット上に堆積するSOLPSパワー束密度 にも当てはまることが見出される。これは、SOLに入るパワーの最大半分が放射的に散逸されるという事実にもかかわらずである。Hモード放電の実験的に測定されたターゲットパワー幅と比較すると、スピッツァー・ハーム輸送よりもフラックス制限を仮定した方がより良い一致が見られるが、決定的な結論には特定のトカマクにおける特定の放電の分析が必要となるだろう。この研究は、運動量損失を伴うデタッチドで強く放射するダイバータの場合を含む、ダイバータにおける体積損失がより強い場合の同等の取り扱いに対する必要な予備的作業である。