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Analysis and modeling of tungsten emission and net erosion in the DIII-D divertor using updated atomic data

L Cappelli, J Guterl, U Losada, R Perillo, S Loch, W R Wampler, T Abrams2026年1月Plasma Physics and Controlled FusionIF 2.2出版社

Tungsten (W) is one of the leading candidate materials for plasma-facing components. However, its main drawback is its high radiative efficiency; if W penetrates the plasma, it can lead to core degradation or even collapse. Since eroded tungsten tends to ionize in the sheath and redeposit promptly, the net erosion flux that escapes prompt redeposition can differ significantly from the gross erosion. This work presents a modeling framework to estimate net erosion and photon emission from W coatings exposed to the lower divertor of DIII-D using the DiMES material exposure probe. The approach couples RustBCA for sputtering yields with a Monte Carlo transport code (LPTMC) that models redeposition and W emission. Computation is carried out with new atomic data, based on R-matrix and Mons calculations, leading to lower ionization probabilities and a twofold increase in net erosion estimates compared to calculations done with OPEN-ADAS atomic data. The model results are benchmarked against experimental measurements, showing quantitative agreement for erosion, although the trends in W emission are reproduced only qualitatively. The model is also used to assess whether W II emission can serve as a direct measurement of the net erosion of W in the lower divertor of DIII-D. Simulations show that this is not valid if the electron pressure is above  Pa or if the toroidal length of the eroded material is smaller than the parallel-to-B distance traveled by impurity ions before steady-state conditions are reached. Finally, simulations suggest that when W is sputtered by carbon ions with high impact energies (300 eV) in DIII-D, W net erosion scales with W gross erosion and can be numerically approximated using W I flux alone as input.

日本語訳

タングステン(W)はプラズマ対向機器の主要な候補材料の一つである。しかし、その主な欠点は放射効率が高いことである。Wがプラズマに侵入すると、コアの劣化、さらには崩壊につながる可能性がある。侵食されたタングステンはシース内で電離し、速やかに再堆積する傾向があるため、即時再堆積を逃れる正味の侵食フラックスはグロス侵食と大きく異なり得る。本研究では、DiMES材料暴露プローブを用いてDIII-Dの下部ダイバータに曝露されたWコーティングからの正味侵食と光子放出を推定するためのモデリング枠組みを提示する。このアプローチは、スパッタリング収量のためのRustBCAと、再堆積およびW放出をモデル化するモンテカルロ輸送コード(LPTMC)を結合する。計算は、R-matrixおよびMons計算に基づく新しい原子データを用いて実行され、OPEN-ADAS原子データを用いた計算と比較して、より低い電離確率と正味侵食推定値の2倍の増加をもたらす。モデル結果は実験測定値に対してベンチマークされ、侵食については定量的な一致を示すが、W放出の傾向は定性的にのみ再現される。モデルはまた、W II放出がDIII-Dの下部ダイバータにおけるWの正味侵食の直接測定として役立つかどうかを評価するためにも使用される。シミュレーションは、電子圧力が Paを超える場合、または侵食された材料のトロイダル長さが、不純物イオンが定常状態に達するまでに移動するB平行方向の距離よりも小さい場合、これは有効ではないことを示す。最後に、シミュレーションは、DIII-DにおいてWが高エネルギー(300 eV)の炭素イオンによってスパッタリングされる場合、Wの正味侵食はWのグロス侵食とスケールし、W Iフラックスのみを入力として数値的に近似できることを示唆している。

装置

diii-d高精度(タイトル一致)

wiki

DivertorTungstenDIII-DNext European Torus

AIによる論文要約

DIII-Dダイバータにおけるタングステン発光と正味侵食の解析とモデリング:更新された原子データの利用
JA核融合炉開発に携わる研究者や学生、特にプラズマ対向材料の侵食メカニズムに興味がある方。#タングステン #ダイバータ #侵食 #原子データ #DIII-D
LLM向け: {"Title": "タングステン侵食モデリングと発光解析", "Authors": "Not provided", "Research Objective":…

タングステン(W)はプラズマ対向材料の有力候補ですが、高放射効率が問題です。本研究では、DIII-D下部ダイバータのWコーティングに対する正味侵食と光子放出を推定するモデリングフレームワークを開発しました。RustBCAとモンテカルロ輸送コードLPTMCを結合し、新しい原子データを用いた結果、正味侵食は従来の2倍になりました。実験と比較し、侵食は定量的に一致しましたが、W発光の傾向は定性的な一致に留まりました。また、W II発光が正味侵食の直接測定になり得るか評価し、電子圧力が1Pa以上、またはトロイダル長が特定値未満の場合に成り立たないことを示しました。さらに、炭素イオンによりスパッタされる場合、W Iフラックスのみで正味侵食を近似できることが示唆されました。

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