For future reactor designs and for planning of operational scenarios in the present and future machines, impurity fractions in the tokamak divertor plasma, cZ, is an essential input for predictive scalings of divertor detachment. A new quantitative scaling law for cZ, averaged over the scrape-off layer (SOL), required to attain detachment is developed for high power H-mode plasmas operated at high densities close to the density limit. It is based on a simple SOL radiation model which uses the combination of the empirical scaling laws for the H-mode power threshold and the separatrix density limit imposed by MHD instabilities. Additionally, it assumes, in agreement with experimental observations that the width of the power conducting layer outside of the separatrix scales approximately with the ion poloidal gyro-radius. The derived expression for cZ scales strongly with toroidal magnetic field, B, major radius R, the factor of access of the power flow through the separatrix over that required for the L–H transition, fLH, and isotope mass A: . Estimates of required impurity fractions for divertor detachment for an number of impurity species (N2, Ne and Ar) in future tokamak reactors ITER and DEMO are made in the paper.
将来の炉設計および現在と将来の装置における運転シナリオの計画にとって、トカマクダイバータプラズマ中の不純物割合 cZ は、ダイバータ剥離の予測スケーリングにとって必須の入力である。高密度で密度限界に近い条件で運転される高パワーHモードプラズマに対して、剥離を達成するために必要な、スクレイプオフ層(SOL)で平均化された cZ の新しい定量的スケーリング則を開発した。これは、Hモードパワー閾値とMHD不安定性によって課されるセパラトリックス密度限界に関する経験的スケーリング則の組み合わせを用いる単純なSOL放射モデルに基づいている。さらに、実験観測と一致して、セパラトリックスの外側の電力伝導層の幅がイオンのポロイダルジャイロ半径にほぼ比例することを仮定している。導出された cZ の式は、トロイダル磁場 B、主半径 R、L–H遷移に必要な電力流に対するセパラトリックスを通る電力流のアクセス係数 fLH、および同位体質量 A: . 本論文では、将来のトカマク炉ITERおよびDEMOにおけるいくつかの不純物種(N2、Ne、Ar)について、ダイバータ剥離に必要な不純物割合の推定を行う。