We analyzed recent DIII-D tokamak tungsten divertor probe experiments using advanced, coupled, sputter erosion/redeposition, plasma, and surface response code packages. Modeling is done for ELMing H-mode, and L-mode plasmas, impinging on various size tungsten deposits on Divertor Material Evaluation System (DiMES) carbon probes. The simulations compute 3D, full kinetic, sub-gyromotion, impurity sputtering and transport, including changes in tungsten surface composition and response due to mixed deuterium and carbon ions irradiation. Per our analysis, ELM (edge localized mode) plasma sputtering in DIII-D mostly involves free-streaming high energy (∼500–1000 eV) D+ and C+6 ions, with high near-surface plasma density. L-Mode sputtering is due to impurity sputtering (C, W) only, with lower density. All cases show complete redeposition of tungsten on the divertor, with significant redeposition on the tungsten spots themselves, and low self-sputtering. Comparison of ELM plasma gross tungsten erosion simulation results with in-situ spectroscopic data is good, as are code/data comparisons of net erosion using post-exposure Rutherford backscattering (RBS) data for the L-mode probes. The analysis, extrapolated to a full tungsten divertor, implies low net erosion and negligible plasma contamination from sputtering. These results support the use of high-Z plasma facing surfaces in ITER and beyond.
我々は、高度な結合型スパッタ侵食・再堆積、プラズマ、および表面応答コードパッケージを用いて、最近のDIII-Dトカマクのタングステンダイバータプローブ実験を解析した。モデリングは、ELMing HモードおよびLモードプラズマについて実施され、DiMES炭素プローブ上の様々なサイズのタングステン堆積物に入射するプラズマを対象とした。シミュレーションは、重水素と炭素の混合イオン照射によるタングステン表面組成と応答の変化を含む、3次元、完全運動論、サブジャイロ運動、不純物スパッタリングおよび輸送を計算する。我々の解析によれば、DIII-DにおけるELM（周辺局在モード）プラズマスパッタリングは、主に高エネルギー（約500〜1000 eV）のD+およびC+6イオンの自由流入射と、高い表面近傍プラズマ密度を伴う。Lモードスパッタリングは、低密度条件下で、不純物スパッタリング（C、W）のみによるものである。全てのケースにおいて、タングステンのダイバータへの完全な再堆積が示され、タングステンスポット自体への有意な再堆積と、低い自己スパッタリングが確認された。ELMプラズマのタングステン総スパッタリング侵食シミュレーション結果とin-situ分光データとの比較は良好であり、LモードプローブのRutherford後方散乱（RBS）データを用いた正味侵食のコード/データ比較も良好である。この解析を全面タングステンダイバータに外挿すると、低い正味侵食と、スパッタリングによる無視できる程度のプラズマ汚染が示唆される。これらの結果は、ITERおよびそれ以降における高Zプラズマ対向面の使用を支持するものである。