A multi-machine database for the H-mode scrape-off layer power fall-off length, λq in JET, DIII-D, ASDEX Upgrade, C-Mod, NSTX and MAST has been assembled under the auspices of the International Tokamak Physics Activity. Regression inside the database finds that the most important scaling parameter is the poloidal magnetic field (or equivalently the plasma current), with λq decreasing linearly with increasing Bpol. For the conventional aspect ratio tokamaks, the regression finds , yielding λq,ITER ≅ 1 mm for the baseline inductive H-mode burning plasma scenario at Ip = 15 MA. The experimental divertor target heat flux profile data, from which λq is derived, also yield a divertor power spreading factor (S) which, together with λq, allows an integral power decay length on the target to be estimated. There are no differences in the λq scaling obtained from all-metal or carbon dominated machines and the inclusion of spherical tokamaks has no significant influence on the regression parameters. Comparison of the measured λq with the values expected from a recently published heuristic drift based model shows satisfactory agreement for all tokamaks.
複数のトカマク装置（JET、DIII-D、ASDEX Upgrade、C-Mod、NSTX、MAST）におけるHモード・スクレイプオフ層のパワー減衰長λqに関するマルチマシンデータベースが、国際トカマク物理活動の主導のもとで構築された。データベース内の回帰分析により、最も重要なスケーリングパラメータはポロイダル磁場（あるいは等価的にプラズマ電流）であり、λqはBpolの増加に伴って線形的に減少することが明らかになった。従来のアスペクト比トカマクに対する回帰分析では、Ip = 15 MAのベースライン誘導Hモード燃焼プラズマシナリオにおいてλq,ITER ≅ 1 mmが得られた。λqの導出元である実験的なダイバータターゲット熱流束プロファイルデータからは、ダイバータパワー広がり係数Sも得られ、これとλqを組み合わせることで、ターゲット上の積分パワー減衰長を推定することができる。全金属壁または炭素壁の装置間でλqスケーリングに差異は見られず、球状トカマクの包含も回帰パラメータに有意な影響を及ぼさない。測定されたλqと、最近発表されたヒューリスティックなドリフトモデルに基づく予測値との比較は、全トカマクにおいて良好な一致を示している。