This paper presents particle-in-cell simulations of the plasma behaviour in the vicinity of gaps in castellated plasma-facing components (PFCs). The point of interest was the test limiter of the TEXTOR tokamak, a PFC designed for studies of plasma–wall interactions, in particular, related to impurity transport and fuel retention. Simulations were performed for various plasma conditions in the vicinity of the castellated surface, where the gaps can be either shaped or unshaped. It was observed that depending on plasma parameters the transport of plasma particles inside the gap can be either in potential- or geometry-dominated regimes. The mechanisms responsible for the formation of a potential peak inside the poloidal gap and its consequences on plasma deposition profiles are discussed. A study of gap shaping was performed in order to validate its effectiveness.
本論文では、キャステレーション加工されたプラズマ対向部品（PFC）のギャップ近傍におけるプラズマ挙動の粒子シミュレーション（PIC法）について報告する。注目対象は、TEXTORトカマクのテストリミターであり、これは特に不純物輸送と燃料保持に関連するプラズマ・壁相互作用の研究用に設計されたPFCである。キャステレーション加工された表面近傍の様々なプラズマ条件に対してシミュレーションを実施し、ギャップは成形されたものと成形されていないものの両方を対象とした。プラズマパラメータに応じて、ギャップ内部のプラズマ粒子輸送がポテンシャル支配領域と幾何学的支配領域のいずれかに分類されることが観察された。ポロイダルギャップ内部におけるポテンシャルピークの形成メカニズムと、それがプラズマ堆積プロファイルに及ぼす影響について考察する。さらに、ギャップ成形の有効性を検証するための研究を実施した。