The compatibility of efficient divertor detachment with high-performance core plasma is vital to the development of magnetically controlled fusion energy. The joint research on the EAST and DIII-D tokamaks demonstrates successful integration of divertor detachment with excellent core plasma confinement quality, a milestone towards solving the critical plasma–wall-interaction (PWI) issue and core-edge integration for ITER and future reactors. In EAST, actively controlled partial detachment with Tet,div ∼ 5 eV around the strike point and H98 > 1 in different H-mode scenarios including the high βP H-mode scenario have been achieved with ITER-like tungsten divertor, by optimizing the detachment access condition and performing detailed experiments for core-edge integration. For active long-pulse detachment feedback control, a 30 s H-mode operation with detachment-control duration being 25 s has been successfully achieved in EAST. DIII-D has achieved actively controlled fully detached divertor with low plasma electron temperature (Tet,div ⩽ 5 eV across the entire divertor target) and low particle flux (degree of detachment, DoD > 3), simultaneously with very high core performance (βN ∼3, βP > 2 and H98 ∼ 1.5) in the high βP scenario being developed for ITER and future reactors. The high-βP high confinement scenario is characterized by an internal transport barrier (ITB) at large radius and a weak edge transport barrier (ETB, or pedestal), which are synergistically self-organized. Both the high-βP scenario and impurity seeding facilitate divertor detachment. The detachment access leads to the reduction of ETB, which facilitates the development of an even stronger ITB at large radius in the high βP scenario. Thus, this strong large radius ITB enables the core confinement improvement during detachment. These significant joint DIII-D and EAST advances on the compatibility of high confinement core and detached divertor show a great potential for achieving a high-performance core plasma suitable for long-pulse operation of fusion reactors with controllable steady-state PWIs.
高効率ダイバータ脱離と高性能コアプラズマの両立は、磁気閉じ込め核融合エネルギーの開発にとって極めて重要である。EASTとDIII-Dトカマクに関する共同研究は、脱離ダイバータと優れたコアプラズマ閉じ込め品質の統合に成功したことを実証しており、これは、ITERおよび将来の原子炉にとって重要なプラズマ–壁相互作用(PWI)問題とコア–エッジ統合を解決するための里程標となる。EASTでは、ITER類似タングステンダイバータを用いて、高βP Hモードシナリオを含む異なるHモードシナリオにおいて、ストライク点周辺でTet,div ∼ 5 eVかつH98 > 1を伴う能動制御部分脱離を、脱離アクセス条件の最適化とコア–エッジ統合のための詳細な実験を行うことにより達成した。能動的長時間パルス脱離フィードバック制御については、脱離制御時間が25秒である30秒のHモード運転がEASTで達成されている。DIII-Dでは、ITERおよび将来の原子炉向けに開発されている高βPシナリオにおいて、低いプラズマ電子温度(ダイバータターゲット全体でTet,div ⩽ 5 eV)と低い粒子束(脱離度、DoD > 3)を有する能動制御完全脱離ダイバータを、非常に高いコア性能(βN ∼3、βP > 2、H98 ∼ 1.5)と同時に達成した。高βP高閉じ込めシナリオは、大半径における内部輸送障壁(ITB)と弱いエッジ輸送障壁(ETB、またはペデスタル)によって特徴づけられ、これらは相乗的に自己組織化される。高βPシナリオと不純物シーディングの両方がダイバータ脱離を促進する。脱離アクセスはETBの低減をもたらし、それは高βPシナリオにおける大半径でのさらに強いITBの形成を促進する。したがって、この強い大半径ITBは、脱離中のコア閉じ込め向上を可能にする。高閉じ込めコアと脱離ダイバータの両立性に関するDIII-DとEASTのこれらの顕著な共同進歩は、制御可能な定常状態PWIを伴う核融合炉の長時間パルス運転に適した高性能コアプラズマを達成する大きな可能性を示している。