We present a theoretical/numerical predictive analysis of the performance of the W7-X island divertor under conditions of detachment characterized by intensive radiation. The analysis is based on EMC3-Eirene simulations and the earlier W7-AS experimental and numerical experience. Carbon is employed as a representative radiator. The associated drawbacks, i.e. core contamination and recycling degradation (reduced recycling flux), are evaluated by determining the carbon density at the last closed flux surface (LCFS) and the neutral pressure in the divertor chamber. Optimum conditions are explored in both configuration and plasma parameter space. This study aims to identify the key geometric/magnetic and plasma parameters that affect the performance of detached plasmas in W7-X. Emphasis is placed on what occurs when the islands are enlarged far beyond the maximum size available in W7-AS and whether an island size limit for optimal detachment operation exists, and why. Further issues addressed are the power removal ability of the W7-X edge islands, potentially limiting factors, compatibility between particle and power exhaust, and particle refueling capability of the recycling neutrals.
我々は、強い放射を特徴とするデタッチメント条件下におけるW7-Xアイランドダイバータの性能に関する理論的/数値的予測解析を提示する。本解析は、EMC3-Eireneシミュレーションおよびそれ以前のW7-ASにおける実験的・数値的経験に基づいている。炭素は代表的な放射体として用いられる。関連する欠点、すなわちコア汚染およびリサイクリング低下（リサイクリング束の減少）は、最終閉鎖磁気面（LCFS）における炭素密度とダイバータ室内の中性粒子圧力を決定することにより評価される。最適条件は、配位空間およびプラズマパラメータ空間の両方において探索される。本研究は、W7-Xにおけるデタッチメントプラズマの性能に影響を与える主要な幾何学的/磁気的およびプラズマパラメータを特定することを目的とする。アイランドがW7-ASで利用可能な最大サイズをはるかに超えて拡大された場合に何が起こるか、そして最適なデタッチメント運転のためのアイランドサイズ限界が存在するか否か、またその理由に重点が置かれる。さらに取り上げられる課題は、W7-Xエッジアイランドの電力除去能力、潜在的な制限要因、粒子排気と電力排気の間の両立性、およびリサイクリング中性粒子による粒子補給能力である。