Steady-state handling of divertor heat flux is a critical issue for ITER and future conventional and spherical tokamaks with compact high-power density divertors. A novel 'snowflake' divertor (SFD) configuration was theoretically predicted to have significant magnetic geometry benefits for divertor heat flux mitigation, such as an increased plasma-wetted area and a higher divertor volume available for volumetric power and momentum loss processes, as compared with the standard divertor. Both a significant divertor peak heat flux reduction and impurity screening have been achieved simultaneously with core H-mode confinement in discharges with the SFD using only a minimal set of poloidal field coils.
定常状態でのダイバータ熱流束の処理は、ITERおよび将来のコンパクトな高電力密度ダイバータを備えた従来型および球状トカマクにとって重要な課題である。新規の「スノーフレーク」ダイバータ（SFD）構成は、標準ダイバータと比較して、プラズマ接触面積の増加や、体積パワー損失および運動量損失プロセスに利用可能なダイバータ体積の増大など、ダイバータ熱流束低減に有意な磁気幾何学的利点をもたらすことが理論的に予測されていた。最小限のポロイダル磁場コイルのみを使用したSFDを用いた放電において、有意なダイバータピーク熱流束の低減と不純物遮蔽が、コアHモード閉じ込めと同時に達成された。