The model elaborated on previously (Tokar 2018 Nucl. Fusion58 016016) for the transport of neutral and charged plasma components in the DEMO scrape-off layer (SOL) with a divertor is reworked to describe limiter discharge phases. It provides radial profiles of the plasma density and temperatures of electrons and ions, averaged over flux surfaces, which are calculated self-consistently at the edge of the confined region and in the SOL, without prescribing any decay lengths at the last closed flux surface. It is assumed that on the limiter discharge phase in question the plasma will be in the L-mode of the energy confinement and the radial transport in the SOL is modeled with coefficients of the Bohm type. Computations give the plasma particle flows both to the limiters and to the first wall (FW). This allows us to assess the erosion rates by plasma ions of these reactor components. In the case of the FW physical sputtering with hot atoms generated in charge-exchange collisions of ions with neutral species, recycling from the wall and limiters is also taken into account.
以前に詳述したモデル（Tokar 2018 Nucl. Fusion58 016016）は、ダイバータを備えたDEMOスクレイプオフ層（SOL）における中性および荷電プラズマ成分の輸送を記述するものであるが、リミタ放電を記述するように改良された。このモデルは、閉じ込め領域の端部およびSOL内において、最終閉塞磁気面上での減衰長を事前に指定することなく、磁束面平均されたプラズマ密度および電子・イオン温度の動径分布を自己無撞着に計算する。対象とするリミタ放電位相では、プラズマがエネルギー閉じ込めのLモードにあると仮定され、SOL内の動径輸送はBohm型の係数を用いてモデル化される。計算により、リミタおよび第一壁（FW）へのプラズマ粒子フラックスが得られる。これにより、これらの炉構成要素のプラズマイオンによる損耗率を評価することが可能となる。FWの場合には、イオンと中性粒子との電荷交換衝突によって生成される高温原子による物理スパッタリングも考慮され、壁およびリミタからのリサイクリングも考慮に入れられている。