Density limit investigations on ASDEX have been performed under a variety of conditions: ohmically heated and neutral injection heated plasmas in H2, D2 and He have been studied in different divertor configurations, after various wall coating procedures, with gas puff and pellet fuelling, and in different confinement regimes with their characteristically different density profiles. A detailed description of the parametric dependence of the density limit, which in all cases is a disruptive limit, is given. This limit is shown to be a limit to the density at the plasma edge. Therefore, the highest densities corresponding to neRqa/Bt>30*1019 m-2.T-1 are obtained with centrally peaked ne profiles. Radiation from the main plasma at the density limit is always significantly below the total input power. The plasma disruption is due to an m=2 instability which for medium and high qa is preceded by one or more minor disruptions. In this range of qa, the disruptive instability is initiated by the occurrence of a Marfe on the high field side as a consequence of strong plasma cooling in this region. The duration of the Marfe increases with increasing distance between the plasma edge and the q=2 surface. After penetrating onto closed flux surfaces the Marfe leads to a current contraction and a subsequent destabilization of the m = 2 mode. In helium plasmas a strongly radiating, poloidally symmetric shell is observed before the density limit instead of a Marfe. An instantaneous destabilization of this mode is observed at low qa. Detailed measurements of plasma edge and divertor parameters close to the density limit indicate the development of a cold, dense divertor plasma before the disruption. Models describing the scrape-off layer and the divertor region predict an upper limit to the edge density at low divertor temperatures according to power balance considerations. Their relations to the experimental findings, especially the low field side cooling, ar
ASDEXにおける密度限界の調査は、様々な条件下で行われてきた。すなわち、H2、D2、Heにおけるオーミック加熱および中性粒子入射加熱プラズマが、異なるダイバータ配位、様々な壁コーティング処理後、ガスパフおよびペレット燃料供給、そして特徴的に異なる密度分布を有する異なる閉じ込め領域において研究された。すべての場合において破壊的限界である密度限界のパラメータ依存性についての詳細な記述が示されている。この限界は、プラズマ端部における密度の限界であることが示されている。したがって、neRqa/Bt>30*1019 m-2.T-1 に対応する最高密度は、中心部でピークを持つne分布によって得られる。密度限界における主プラズマからの放射は、常に全入力パワーを有意に下回る。プラズマ破壊はm=2不安定性によるものであり、中程度および高いqaでは、その前に1回以上のマイナー disruption が先行する。このqa範囲では、破壊的不安定性は、この領域における強いプラズマ冷却の結果として、高磁場側でのマーフェの発生によって開始される。マーフェの持続時間は、プラズマ端部とq=2面との間の距離が増加するにつれて長くなる。閉じた磁気面に侵入した後、マーフェは電流の収縮とそれに続くm=2モードの不安定化をもたらす。ヘリウムプラズマでは、密度限界の前にマーフェの代わりに強く放射するポロイダル方向に対称なシェルが観測される。低いqaでは、このモードの瞬間的な不安定化が観測される。密度限界に近いプラズマ端部およびダイバータパラメータの詳細な測定は、破壊前に冷たく高密度のダイバータプラズマが発達することを示している。スクレイプオフ層およびダイバータ領域を記述するモデルは、パワーバランスの考察に従って、低いダイバータ温度における端部密度の上限を予測する。実験的知見、特に低磁場側冷却とのそれらの関係は、