Mixed-material DIVIMP–WallDYN modeling, now incorporating ExB drifts, is presented that simultaneously reproduces tungsten (W) erosion and deposition patterns observed during the DIII-D metal rings campaign, in which a toroidally symmetric set of W-coated tiles were installed in the carbon (C) DIII-D divertor. Since most reactor plasma facing component (PFC) designs call for mixed-material environments, including ITER's W/Be environment, the divertor targets will quickly evolve into reconstituted surfaces of multiple elements. This work identifies controlling physics that affects material migration patterns in the divertor, which impact PFC lifetimes and impurity leakage from the divertor to the core. These simulations indicate that radial and poloidal ExB transport dominates over parallel force balance for high-Z impurities such as W in the divertor region of DIII-D. It is demonstrated that ExB drifts are required to reproduce the experimental observation of non-local W and C co-accumulation in a band ∼7–9 cm outboard of the outer-strike-point (OSP) W source, for attached L-mode conditions in the unfavorable ion grad-B drift direction. In addition, W gross erosion is localized to the region outboard of the OSP, as the formation of C co-deposits suppresses W erosion at the strike point. Time-dependent simulations with scaled ExB impurity drifts (60% of the OEDGE-calculated drift velocity) and W re-erosion quantitatively reproduce these features, including depth-resolved W/C ratios, within a factor of 2 over ∼115 s of accumulated plasma exposure. The location of co-deposition regions is shown to be well-represented by an analytic leakage model, driven largely by poloidal ExB drifts. Qualitative agreement is also found between campaign-integrated W deposition measurements and simulations for the favorable ion grad-B drift direction, the standard mode of operation for most tokamaks. These results imply that a long-term inward radial migration of material from the outer divertor through the private flux region may occur in future devices.
DIVIMP–WallDYNモデリングに、現在はExBドリフトを組み込んだものを用いて、DIII-Dメタルリングキャンペーン中に観測されたタングステン（W）の侵食と堆積を同時に再現した結果を示す。このキャンペーンでは、炭素（C）製DIII-Dダイバータにトロイダル方向に対称なW被覆タイルが設置された。ほとんどの炉心プラズマ対向機器（PFC）設計は、ITERのW/Be環境を含め、多元素材料環境を想定しているため、ダイバータターゲットは複数元素からなる再構成表面へと急速に変化するであろう。本研究は、ダイバータにおける材料輸送パターンに影響を与え、PFCの寿命やダイバータからコアへの不純物漏洩に影響を及ぼす支配的な物理を特定するものである。これらのシミュレーションは、DIII-Dのダイバータ領域において、高Z不純物であるWに対しては、平行方向の力のバランスよりも径方向およびポロイダル方向のExB輸送が支配的であることを示している。また、付着したLモード条件かつ不利なイオン∇Bドリフト方向において、外側ストライク点（OSP）から約7〜9 cm外側の領域で観測された非局所的なWとCの共堆積を再現するには、ExBドリフトが必要であることが実証された。さらに、Wの侵食はOSPの外側領域に局在しており、C共堆積層の形成がストライク点でのW侵食を抑制することが示された。時間依存シミュレーションにおいて、OEDGE計算ドリフト速度の60%にスケーリングしたExB不純物ドリフトとWの再侵食を考慮することで、深さ方向のW/C比を含むこれらの特徴を、約115秒の積算プラズマ曝露時間にわたって2倍以内の精度で定量的に再現した。共堆積領域の位置は、主にポロイダル方向のExBドリフトによって駆動される解析的漏洩モデルによってよく表現できることが示された。また、ほとんどのトカマクの標準運転モードである有利なイオン∇Bドリフト方向についても、キャンペーン積算のW堆積測定とシミュレーションの間に定性的な一致が見られた。これらの結果は、将来の装置において、私的フラックス領域を通した材料の長期的な内側径方向輸送が発生し得ることを示唆している。