For acceptable magnetic fusion reactor performance it is critical that net erosion of high-Z plasma facing material be much less than gross erosion. A detailed simulation of outer divertor-sputtered tungsten migration in the C-MOD tokamak, over an extended plasma campaign, shows a high ratio, ∼×10, of gross/net erosion, no core plasma contamination, and moderate transport of tungsten to lower divertor regions. These code predictions agree well with the available data. This is encouraging for high-Z material use in ITER and future fusion devices.
許容可能な磁気核融合炉性能のためには、高Zプラズマ対向材料の正味損耗が総損耗よりもはるかに小さいことが重要である。C-MODトカマクにおける外側ダイバータのタングステン輸送の詳細なシミュレーションにより、長期間の実験キャンペーンにわたって、総損耗に対する正味損耗の比が約10倍であること、コアプラズマへの混入がないこと、および下部ダイバータ領域へのタングステンの適度な輸送が示された。これらのコード予測は、利用可能な実験データとよく一致している。この結果は、ITERおよび将来の核融合装置における高Z材料の使用にとって有望である。