The BOUT + + code has been used to simulate edge plasma electromagnetic (EM) turbulence and transport, and to study the role of EM turbulence in setting the scrape-off layer (SOL) heat flux width λq. More than a dozen tokamak discharges from C-Mod, DIII-D, EAST, ITER and CFETR have been simulated with encouraging success. The parallel electron heat fluxes onto the target from the BOUT + + simulations of C-Mod, DIII-D, and EAST follow the experimental heat flux width scaling of the inverse dependence on the poloidal magnetic field. Further turbulence statistics analysis shows that the blobs are generated near the pedestal pressure peak gradient region inside the separatrix and contribute to the transport of the particle and heat in the SOL region. Transport simulations indicate two distinct regimes: drift dominant regime and turbulence dominant regime. Goldston's heuristic drift-based (HD) model yields a consistent divertor heat flux width in the drift dominant regime. For C-Mod enhanced Dα H-mode discharges, drifts and turbulence are competing in setting the divertor heat flux width, possibly due to its compact machine size and good pedestal confinement.The simulations for ITER and CFETR indicate that divertor heat flux width λq of the future machines may no longer follows the 1/Bpol,OMP HD-based empirical (Eich) scalings and the HD model gives a pessimistic limit of divertor heat flux width. The simulation results show a transition from a drift dominant regime to a turbulence dominant regime from current machines to future machines such as ITER and CFETR for two reasons. (1) The magnetic drift-based radial transport decreases due to large CFETR and ITER machine sizes. (2) The SOL turbulence thermal diffusivity increases due to larger turbulent fluxes ejected from the pedestal into the SOL when operating in a different pedestal structure, from an ELM-free H-mode pedestal regime to a small and grassy ELM regime.
BOUT++コードは、エッジプラズマの電磁（EM）乱流と輸送のシミュレーションに使用され、スクレイプオフ層（SOL）の熱流束幅λqの設定におけるEM乱流の役割を研究するために用いられてきた。C-Mod、DIII-D、EAST、ITER、CFETRからの12以上のトカマク放電が、有望な成功を収めてシミュレーションされてきた。C-Mod、DIII-D、EASTのBOUT++シミュレーションからのターゲットへの平行電子熱流束は、ポロイダル磁場の逆依存性という実験的な熱流束幅スケーリングに従う。さらなる乱流統計解析により、ブロブはセパラトリックス内側のペデスタル圧力勾配が最大となる領域の近くで生成され、SOL領域における粒子と熱の輸送に寄与することが示されている。輸送シミュレーションは、ドリフト支配レジームと乱流支配レジームという2つの明確なレジームを示している。Goldstonのヒューリスティックなドリフトベース（HD）モデルは、ドリフト支配レジームにおいて一貫したダイバータ熱流束幅を与える。C-Modの強化Dα Hモード放電では、ドリフトと乱流がダイバータ熱流束幅の設定において競合しており、これはおそらくそのコンパクトな装置サイズと優れたペデスタル閉じ込めによるものである。ITERとCFETRのシミュレーションは、将来の装置におけるダイバータ熱流束幅λqが、もはや1/Bpol,OMP HDベースの経験則（Eichスケーリング）に従わない可能性があり、HDモデルがダイバータ熱流束幅に対して悲観的な限界を与えることを示している。シミュレーション結果は、現在の装置からITERやCFETRのような将来の装置への移行において、ドリフト支配レジームから乱流支配レジームへの遷移を2つの理由で示している。(1) CFETRおよびITERの大型装置サイズにより、磁気ドリフトベースの径方向輸送が減少する。(2) ELMフリーのHモードペデスタルレジームから小型でグリージーなELMレジームへの異なるペデスタル構造で動作する場合、SOL乱流熱拡散率が増大する。