Abstract The experimental and theoretical analysis were focused on experiments conducted to assess the effect of plasma isotopes, protium (H), deuterium (D), and tritium (T) on ion cyclotron resonance heating (ICRH) related plasma wall interactions. Comparison of L-mode discharges with N = 1 3 He and N = 1 H minority ICRH heating scenarios were done for different isotopes. For the selected pulses, the behaviour of high-Z, mid-Z and low-Z intrinsic impurity and radiated power behaviour was investigated based on data from VUV, visible spectroscopy, and bolometry diagnostic at Joint European Torus. It was found that for N = 1 3 He scenario during radiofrequency antennas operation, core W, Ni content, Be source and the radiated power are higher for π /2 in comparison to dipole antenna phasing. Lowest core Ni, W content and radiated power is clearly observed for H plasmas in comparison to D and T, where for this ICRH scenario behaviour was similar. However, lower Be photon flux is observed for T in comparison to D plasmas. Be sputtering by He particles is responsible for such an effect. Additionally, several computer simulations were conducted using the COREDIV code. The difference in the electron temperature was due to the difference in the isotope masses. Increased temperature in the central plasma in the case of T plasmas leads to higher radiation in the central plasma in comparison to H plasmas. As a result, the power across separatrix is lower and the temperature on the divertor plate decreases with the increase of the isotope mass. At these temperatures on the divertor plate, W is not sputtered by the main plasma ions H, D and T and by He. For the N = 1 H ICRH scenario clear difference between D and T plasma was observed with higher metallic impurity content for T plasma in comparison to D. Impurity content in the plasmas is found to be sensitive to the power balance between the antenna straps. Its minimum is observed for the maximum of P cen / P tot .

Abstract After a long device enhancement phase, scientific operation resumed in 2022. The main new device components are the water cooling of all plasma facing components and the new water-cooled high heat flux divertor units. Water cooling allowed for the first long-pulse operation campaign. A maximum discharge length of 8 min was achieved with a total heating energy of 1.3 GJ. Safe divertor operation was demonstrated in attached and detached mode. Stable detachment is readily achieved in some magnetic configurations but requires impurity seeding in configurations with small magnetic pitch angle within the edge islands. Progress was made in the characterization of transport mechanisms across edge magnetic islands: Measurement of the potential distribution and flow pattern reveals that the islands are associated with a strong poloidal drift, which leads to rapid convection of energy and particles from the last closed flux surface into the scrape-off layer. Using the upgraded plasma heating systems, advanced heating scenarios were developed, which provide improved energy confinement comparable to the scenario, in which the record triple product for stellarators was achieved in the previous operation campaign. However, a magnetic configuration-dependent critical heating power limit of the electron cyclotron resonance heating was observed. Exceeding the respective power limit leads to a degradation of the confinement.

Measurements of ion temperature profiles are required to assess the energy and particle transport processes in the Wendelstein 7-X stellarator. This device is equipped with a diagnostic alkali beam, which can be utilized to determine local impurity temperatures and densities by Charge Exchange Recombination Spectroscopy (CXRS). It could provide such profiles in the edge plasma, where other diagnostics are less efficient. With this contribution, first results of CXRS measurements on the sodium beam from the scientific operation phase OP2.1 are presented. The spectroscopic system was in commissioning phase lacking some of the final optical components. Thus, the aim of the diagnostics during this campaign was to explore the measurement capabilities. Based on the processed spectra, the prospects of C5+ and C6+ ion temperature and concentration measurements are discussed. The results indicate that with the final optical setup under installation, the diagnostics could provide ion temperature profiles in the edge with 3 mm radial resolution and at least 1 s temporal resolution.