In the WEST tokamak, the Ion Cyclotron Resonance Heating (ICRH) system plays a substantial role in increasing the plasma temperature. However, its efficiency can be lowered by two main phenomena: ripple-induced fast ion losses and technical limits on the antenna current. In this work, a new technique using IR thermography was employed to measure the flux of particles coming from the trapping of fast ions in the toroidal magnetic field ripple. These measurements provided the opportunity to fit parametric scaling laws in order to predict the ion flux intensity and the total power loss for experiments with a plasma current of kA and a major radius of the cyclotron resonance layer of m depending on the heating power and the line-averaged electron density. Furthermore, another semi-empirical parametric scaling was developed to evaluate the coupling resistance depending on controllable parameters such as the line averaged electron density and the radial outer gap between the separatrix and the ICRH antenna. These laws were used to define an operational domain from the database of previous experiments made during campaign C4. The settled operational domain suggests that high power ( MW) and high electron density ( m−3) discharges are suitable for optimized steady-state high confinement scenarios in WEST using ICRH.
WESTトカマクにおいて、イオンサイクロトロン共鳴加熱（ICRH）システムはプラズマ温度を上昇させる上で重要な役割を果たす。しかしながら、その効率はリップル誘起高速イオン損失とアンテナ電流に関する技術的限界という2つの主要な現象によって低下し得る。本研究では、IRサーモグラフィを用いた新しい手法を採用し、トロイダル磁場リップルにおける高速イオンの捕捉から生じる粒子フラックスを測定した。これらの測定により、プラズマ電流が kA、サイクロトロン共鳴層の主半径が m である実験について、加熱電力と線平均電子密度に依存するイオンフラックス強度と総電力損失を予測するためのパラメトリックスケーリング則を適合させることが可能となった。さらに、線平均電子密度やセパラトリックスとICRHアンテナ間の径方向外側ギャップなどの制御可能なパラメータに依存する結合抵抗を評価するための、もう一つの半経験的パラメトリックスケーリング則を開発した。これらの則は、キャンペーンC4中に行われた過去の実験のデータベースから運転領域を定義するために使用された。設定された運転領域は、高電力（ MW）かつ高電子密度（ m−3）の放電が、ICRHを用いたWESTにおける最適化された定常高閉じ込めシナリオに適していることを示唆している。