Recent modeling of controlled edge-localized modes (ELMs) in ITER with tungsten (W) divertor target plates by the SOLPS code package predicted high electron temperatures (>100 eV) and densities (>1 × 1021 m−3) at the outer target. Under certain scenarios W sputtered during ELMs can penetrate into the core in quantities large enough to cause deterioration of the discharge performance, as was shown by coupled SOLPS5.0/STRAHL/ASTRA runs. The net sputtering yield, however, was expected to be dramatically reduced by the 'prompt redeposition' during the first Larmor gyration of W1+ (Fussman et al 1995 Proc. 15th Int. Conf. on Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research (Vienna: IAEA) vol 2, p 143). Under high ne/Te conditions at the target during ITER ELMs, prompt redeposition would reduce W sputtering by factor p−2 ∼ 104 (with p ≡ τionωgyro ∼ 0.01). However, this relation does not include the effects of multiple ionizations of sputtered W atoms and the electric field in the magnetic pre-sheath (MPS, or 'Chodura sheath') and Debye sheath (DS). Monte Carlo simulations of W redeposition with the inclusion of these effects are described in the paper. It is shown that for p ≪ 1, the inclusion of multiple W ionizations and the electric field in the MPS and DS changes the physics of W redeposition from geometrical effects of circular gyro-orbits hitting the target surface, to mainly energy considerations; the key effect is the electric potential barrier for ions trying to escape into the main plasma. The overwhelming majority of ions are drawn back to the target by a strong attracting electric field. It is also shown that the possibility of a W self-sputtering avalanche by ions circulating in the MPS can be ruled out due to the smallness of the sputtered W neutral energies, which means that they do not penetrate very far into the MPS before ionizing; thus the W ions do not gain a large kinetic energy as they are accelerated back to the surface by the MPS/DS electric field; this leads to modest self-sputtering yields. The results of these simulations are applicable to a wide range of plasma conditions at the target plates that can be encountered in various magnetic confinement fusion devices.
SOLPSコードによるタングステン（W）ダイバータ板を備えたITERにおける制御端部局在モード（ELM）の最近のモデリングでは、外側ターゲットにおいて高い電子温度（>100 eV）と密度（>1 × 10^21 m^-3）が予測された。特定のシナリオでは、ELM中にスパッタリングされたWが、結合SOLPS5.0/STRAHL/ASTRA計算によって示されたように、コアプラズマへ十分な量で浸透し、プラズマ性能の劣化を引き起こす可能性がある。しかし、正味のスパッタリング収率は、W^1+の最初のラーモアジャイレーション中の「即時再堆積」によって劇的に減少すると予想された（Fussman et al 1995, Proc. 15th Int. Conf. on Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research (Vienna: IAEA) vol 2, p 143）。ITERのELM中にターゲットで高いn_e/T_e条件が存在する場合、即時再堆積はWスパッタリングを係数p^-2 ≈ 10^4だけ減少させる（ここでp ≡ τ_ion/ω_gyro ≈ 0.01）。しかし、この関係は、スパッタリングされたW原子の多重電離と、磁気プレシース（MPS、または「チョドゥラシース」）およびデバイシース（DS）内の電場の影響を含んでいない。これらの影響を含めたW再堆積のモンテカルロシミュレーションが本論文で報告されている。p ≪ 1の場合、多重電離とMPS/DS内の電場の影響を含めることで、W再堆積の物理は、円形ジャイロ軌道がターゲット表面に衝突するという幾何学的効果から、主にエネルギー的考察へと変化することが示された。主要な効果は、主プラズマへの脱出を試みるイオンに対する電位障壁であり、圧倒的多数のイオンは強い引き付け電場によってターゲットに引き戻される。また、MPS内を循環するイオンによるW自己スパッタリングなだれの可能性は、スパッタリングされたW中性粒子のエネルギーが小さく、電離前にMPS内へ深く浸透しないため、排除できることが示された。したがって、WイオンはMPS/DS電場によって表面へ加速されて戻される際に大きな運動エネルギーを得ることはなく、その結果、自己スパッタリング収率は控えめなものとなる。これらのシミュレーション結果は、様々な磁気閉じ込め核融合装置のターゲット板で遭遇し得る広範囲のプラズマ条件に適用可能である。