This paper presents a joint experimental and numerical investigation into the physics of long limited plasma ramp-up in tokamaks with tungsten (W) first walls, a critical phase for ITER operation. The comparison between the average plasma quantities simulated using the SolEdge-HDG code and the measurements taken during three successive WEST discharges after boronisation shows how challenging it is to predict this phase. While simulations reproduce the general trends at the midplane, with reasonable match in density profiles, they consistently underestimate core temperatures possibly due to too large perpendicular heat conductivity. On the contrary, at the high field side (HFS) limiter, simulations overestimate the measured quantities, and highlights the limitation of using Bohm boundary conditions at grazing magnetic angles. Experimental measurements reveal that the boron layer is rapidly eroded, on a timescale comparable to a single ITER discharge. The subsequent transition from a boron-coated to a tungsten wall increases recycling and significantly degrades the core plasma, reducing the electron temperature by nearly half due to W contamination, despite wall parameters remaining stable. Furthermore, comparisons with Langmuir probes, bolometry, reflectometry, and spectroscopy indicate that the experimental far scrape-Off layer (SOL) is significantly wider than simulated. This wide SOL implies that boron erosion extends along the entire HFS limiter rather than being confined to the contact point. This work highlights some characteristics of the plasma during this phase of the discharge and emphasizes the current modelling issues that need to be resolved in order to obtain reliable predictions concerning the ITER ramp-up.
本論文は、タングステン（W）第一壁を備えたトカマクにおける長時間のリミター・プラズマ・ランプアップの物理に関する、実験と数値の合同研究を提示するものであり、これはITER運転にとって重要な段階である。SolEdge-HDGコードを用いてシミュレーションされた平均プラズマ量と、ボロナイゼーション後の3回連続のWEST放電中に取得された測定値との比較は、この段階を予測することがいかに困難であるかを示している。シミュレーションは中平面での全体的な傾向を再現し、密度分布では妥当な一致を示す一方で、おそらく垂直熱伝導率が大きすぎるために、コア温度を一貫して過小評価する。対照的に、高磁場側（HFS）リミターでは、シミュレーションは測定値を過大評価し、掠り角の磁場角度におけるボーム境界条件の使用の限界を浮き彫りにする。実験測定により、ボロン層は単一のITER放電に匹敵する時間スケールで急速に侵食されることが明らかになる。その後のボロン被覆壁からタングステン壁への遷移は、リサイクリングを増加させ、コアプラズマを著しく劣化させ、壁パラメータが安定したままであるにもかかわらず、W混入により電子温度をほぼ半減させる。さらに、ラングミュアプローブ、ボロメトリー、反射測定、分光法との比較は、実験的な遠スクレイプオフ層（SOL）がシミュレーションよりも著しく広いことを示している。この広いSOLは、ボロンの侵食が接触点に限定されるのではなく、HFSリミター全体に沿って及ぶことを示唆する。この研究は、放電のこの段階におけるプラズマのいくつかの特性を浮き彫りにし、ITERランプアップに関する信頼できる予測を得るために解決される必要がある現在のモデリング上の問題を強調する。