ITER or any other future fusion device will operate in H-mode to take advantage of the improved confinement. Stationary operation in H-mode, however, requires the occurrence of ELMs, and the resulting power load on the divertor target plates is not acceptable from the engineering point of view. Beyond this, the present divertor concepts rely on a cold and dense (possibly detached) divertor plasma. Large type-I ELMs, however, carry too large a power and possibly burn through such cold divertor plasmas. The completely detached H-mode (CDH-mode), recently established in ASDEX Upgrade shows detachment at both divertor target plates and small ELMs (so-called type-III ELMs), that do not burn through the divertor plasma. The extrapolation of this scenario to ITER, however, is an important question.
ITERやその他の将来の核融合装置は、改善された閉じ込めを利用するためにHモードで運転されることになる。しかしながら、Hモードでの定常運転にはELMの発生が必要であり、その結果生じるダイバータ標的板への熱負荷は、工学的観点からは許容できない。さらに、現在のダイバータ概念は、低温かつ高密度の（場合によってはデタッチした）ダイバータプラズマに依存している。しかしながら、大型のタイプI ELMは過大な電力を運び、そのような低温ダイバータプラズマを貫通してしまう可能性がある。ASDEX Upgradeで最近確立された完全デタッチHモード（CDHモード）は、両方のダイバータ標的板でのデタッチメントと、ダイバータプラズマを貫通しない小型ELM（いわゆるタイプIII ELM）を示している。しかしながら、このシナリオのITERへの外挿は重要な問題である。