The erosion of tungsten (W), induced by the bombardment of plasma and impurity particles, determines the lifetime of plasma-facing components as well as impacting on plasma performance by the influx of W into the confined region. The screening of W by the divertor and the transport of W in the plasma determines largely the W content in the plasma core, but the W source strength itself has a vital impact on this process. The JET tokamak experiment provides access to a large set of W erosion-determining parameters and permits a detailed description of the W source in the divertor closest to the ITER one: (i) effective sputtering yields and fluxes as function of impact energy of intrinsic (Be, C) and extrinsic (Ne, N) impurities as well as hydrogenic isotopes (H, D) are determined and predictions for the tritium (T) isotope are made. This includes the quantification of intra- and inter-edge localised mode (ELM) contributions to the total W source in H-mode plasmas which vary owing to the complex flux compositions and energy distributions in the corresponding phases. The sputtering threshold behaviour and the spectroscopic composition analysis provides an insight in the dominating species and plasma phases causing W erosion. (ii) The interplay between the net and gross W erosion source is discussed considering (prompt) re-deposition, thus, the immediate return of W ions back to the surface due to their large Larmor radius, and surface roughness, thus, the difference between smooth bulk-W and rough W-coating components used in the JET divertor. Both effects impact on the balance equation of local W erosion and deposition. (iii) Post-mortem analysis reveals the net erosion/deposition pattern and the W migration paths over long periods of plasma operation identifying the net W transport to remote areas. This W transport is related to the divertor plasma regime, e.g. attached operation with high impact energies of impinging particles or detached operation, as well as to the applied magnetic configuration in the divertor, e.g. close divertor with good geometrical screening of W or open divertor configuration with poor screening.JET equipped with the ITER-like wall (ILW) provided unique access to the net W erosion rate within a series of 151 subsequent H-mode discharges (magnetic field: T, plasma current: MA, auxiliary power MW) in one magnetic configuration accumulating 900 s of plasma with particle fluences in the range of 5– in the semi-detached inner and attached outer divertor leg. The comparison of W spectroscopy in the intra-ELM and inter-ELM phases with post-mortem analysis of W marker tiles provides a set of gross and net W erosion values at the outer target plate. ERO code simulations are applied to both divertor leg conditions and reproduce the erosion/deposition pattern as well as confirm the high experimentally observed prompt W re-deposition factors of more than 95% in the intra- and inter-ELM phase of the unseeded deuterium H-mode plasma. Conclusions to the expected divertor conditions in ITER as well as to the JET operation in the DT plasma mixture are drawn on basis of this unique benchmark experiment.
タングステン（W）の侵食は、プラズマおよび不純物粒子の衝撃によって引き起こされ、プラズマ対向機器の寿命を決定するとともに、閉じ込め領域へのWの流入を通じてプラズマ性能に影響を及ぼす。ダイバータによるWの遮蔽とプラズマ中のWの輸送は、プラズマコア中のW含有量を大きく決定するが、Wの発生源強度自体もこの過程に決定的な影響を与える。JETトカマク実験は、W侵食を決定づける広範なパラメータ群へのアクセスを提供し、ITERに最も近いダイバータにおけるW発生源の詳細な記述を可能にする：（i）内因性（Be、C）および外因性（Ne）不純物、ならびに水素同位体（H、D）の衝撃エネルギー関数としての実効スパッタリング収率とフラックスが決定され、トリチウム（T）同位体に対する予測がなされる。これには、Hモードプラズマにおける全W発生源へのELM（周辺局在モード）内およびELM間寄与の定量化が含まれ、これは対応する各フェーズにおける複雑なフラックス組成とエネルギー分布に起因する。スパッタリング閾値挙動と分光組成分析は、W侵食を支配する主要なプラズマ種とフェーズに関する知見を提供する。（ii）正味および総W侵食源の間の相互作用は、（即時再堆積）、すなわち大きなラーモア半径によるWイオンの表面への即時帰還、および表面粗さの影響を考慮して議論される。これは、JETダイバータで使用される滑らかなバルクWと粗いWコーティング部品の差に対応する。両効果は、局所的なW侵食と堆積の収支式に影響を与える。（iii）事後分析は、長期間のプラズマ運転にわたる正味の侵食/堆積パターンとW移動経路を明らかにし、遠隔領域への正味のW輸送を特定する。このW輸送は、ダイバータプラズマ状態、例えば高い衝撃粒子エネルギーを伴う付着運転または非付着運転、ならびに印加されるダイバータ磁場配位、例えばWの幾何学的遮蔽に優れた閉ダイバータまたは遮蔽が不十分な開ダイバータ配位に関連する。ITER類似壁（ILW）を備えたJETは、一連の151回のHモード放電（磁場：T、プラズマ電流：MA、補助加熱電力：MW）において、単一の磁場配位で合計900秒のプラズマ蓄積時間、粒子フルエンス範囲5–にわたり、正味のW侵食速度への独自のアクセスを提供した。ELM内およびELM間フェーズにおけるW分光測定とWマーカータイルの事後分析の比較は、外側ターゲット板における総および正味のW侵食値のセットを提供する。EROコードシミュレーションは両方のダイバータ脚条件に適用され、侵食/堆積パターンを再現するとともに、非付着重水素HモードプラズマのELM内およびELM間フェーズにおいて実験的に観測された95%を超える高い即時W再堆積率を確認する。この独自のベンチマーク実験に基づいて、ITERの想定ダイバータ条件およびDT混合プラズマにおけるJET運転に対する結論が導かれる。