One of the major challenges for the design and operation of next-step high-power steady-state fusion devices is to develop and validate advanced divertor solutions for handling power exhaust, while maintaining acceptable divertor target plate erosion. This requires to access divertor detachment at relatively low main plasma densities compatible with current drive and high plasma confinement. Recently a new initiative has been launched on the EAST superconducting tokamak to develop a new divertor for evaluating boundary plasma solutions applicable to the next step fusion experiments beyond ITER. In the present work, four different divertor configurations with different degrees of closure are evaluated through detailed modeling with the SOLPS plasma boundary code. The modeling results show that increasing divertor closure can significantly trap more neutrals from to with the same upstream separatrix density and hence facilitate the onset of detachment decreasing from to Moreover, with increasing divertor closure the divertor radiated power is also increased from 200 to 450 kW and the peak heat flux density at the divertor target is reduced from 9.3 to 3.8 MW m−2. Therefore, increasing divertor closure can benefit divertor operation for EAST and may be used as one of the scientific metrics for the divertor design of future fusion devices.
次世代の高電力定常核融合装置の設計と運転における主要な課題の一つは、先進的なダイバータソリューションを開発・検証し、電力排熱を処理しつつ、許容可能なダイバータターゲット板の損耗を維持することである。これには、電流駆動および高閉じ込めプラズマと両立する比較的低い主プラズマ密度でのダイバータ・ディタッチメントの達成が必要となる。最近、EAST超伝導トカマクにおいて、ITER以降の次世代核融合実験を対象とした境界プラズマソリューションを評価するための新型ダイバータを開発する新たな取り組みが開始された。本研究では、閉じ込め度の異なる4種類のダイバータ配位を、SOLPS境界プラズマコードを用いた詳細なモデリングにより評価した。モデリング結果から、ダイバータの閉じ込め度を高めることで、同一の上流セパラトリックス密度において中性粒子をより効果的に閉じ込められることが示され、これによりディタッチメントの開始が促進され、その開始に必要な密度が から へ低下した。さらに、ダイバータの閉じ込め度の増加に伴い、ダイバータへの放射損失パワーは200 kWから450 kWへ増加し、ダイバータターゲット板でのピーク熱流束密度は9.3 MW m⁻²から3.8 MW m⁻²へ低減した。したがって、ダイバータの閉じ込め度の向上はEASTのダイバータ運転に有益であり、将来の核融合装置におけるダイバータ設計の科学的指標の一つとして活用できる可能性がある。