Plasma–wall interaction (PWI) is a great challenge in the development of a nuclear fusion power plant. To investigate phenomena like erosion of plasma-facing components, impurity transport and redeposition, one needs reliable numerical tools for the description of both the plasma and the material evolution. The development of such tools is essential to guide the design and interpretation of experiments in present and future fusion devices. This contribution presents the first global simulation of PWI processes in a linear plasma device mimicking the boundary plasma conditions in toroidal ones, including both the description of plasma and impurity transport and of plasma-facing material evolution. This integrated description is obtained by coupling two of the state-of-the-art numerical codes employed to model the plasma boundary and the PWI, namely SOLPS-ITER and ERO2.0. Investigation of helium plasma is also of primary importance due to the role helium will have during ITER pre-fusion power operation, when it is planned to be used as one of the main plasma species, as well as fusion ash in full power operation. The plasma background is simulated by SOLPS-ITER and the set of atomic reactions for helium plasmas is updated, including charge-exchange and radiative heat losses. ERO2.0 is used to assess the surface erosion in the GyM vessel, using different wall materials (e.g. carbon, iron or tungsten) and applying different biasing voltage. Eroded particles are followed within the plasma to assess their redeposition location. The ionization probability of the different materials in the GyM plasma is inferred through the energy distribution of impacting particles and its effects on migration are investigated.
プラズマ・壁相互作用（PWI）は、核融合発電所の開発における大きな課題である。プラズマ対向部品の侵食、不純物輸送、再堆積などの現象を調査するには、プラズマと材料の両方の進化を記述するための信頼性の高い数値ツールが必要である。そのようなツールの開発は、現在および将来の核融合装置における実験の設計と解釈を導くために不可欠である。本寄稿は、トロイダル装置における境界プラズマ条件を模倣する線形プラズマ装置におけるPWIプロセスの最初の全体シミュレーションを提示するものであり、プラズマおよび不純物輸送の記述とプラズマ対向材料の進化の記述の両方を含む。この統合的記述は、プラズマ境界とPWIをモデル化するために用いられる最先端の数値コードのうちの2つ、すなわちSOLPS-ITERとERO2.0を結合することによって得られる。ヘリウムプラズマの調査も、ITERの核融合前出力運転中にヘリウムが主要なプラズマ種の一つとして使用される予定であり、また全出力運転における核融合灰としての役割を持つことから、最も重要である。プラズマ背景はSOLPS-ITERによってシミュレートされ、ヘリウムプラズマの原子反応セットは、電荷交換および放射熱損失を含めて更新される。ERO2.0は、GyM容器内の表面侵食を評価するために使用され、異なる壁材料（例えば、炭素、鉄、タングステン）を使用し、異なるバイアス電圧を適用する。侵食された粒子は、その再堆積位置を評価するためにプラズマ内で追跡される。GyMプラズマにおける異なる材料の電離確率は、入射粒子のエネルギー分布を通じて推定され、その移動への影響が調査される。