For the first time with the SOLPS-ITER code (using the recently released ‘Wide Grids’ code version 3.2.0), plasma boundary modeling with numerical grids extending to all main chamber surfaces under Q = 10 burning plasma conditions has been performed. This provides main wall fluxes of fuel ions and seeded (neon) impurities, needed for more realistic estimates of wall power fluxes and providing a means to derive tungsten (W) influxes for assessments of impact on burning plasma performance in the recent ITER re-baseline with a full W main wall. Scans (without drifts nor currents activated) have been performed over a range of radial transport coefficients in the far scrape-off layer (SOL). The choice of this range, and in particular the radial variation of the coefficients, is guided by estimates based on the assumption of cross-field filamentary (blobby) transport. In the near SOL the modeling results are close to that of earlier code version. For the far-SOL plasma the results from the code are compared with simple analytical model. The characteristic decay lengths for density and temperatures in the modeling for far SOL agree with analytical estimates. The code modifications required to enable this new wide grid capability for ITER conditions are briefly discussed.
SOLPS-ITERコード（最近公開された‘Wide Grids’コードバージョン3.2.0を使用）を用いて、Q=10燃焼プラズマ条件下で、数値グリッドが全ての主容器壁表面に及ぶプラズマ境界モデリングが初めて実施された。これにより、燃料イオンおよびシード（ネオン）不純物の主壁フラックスが得られ、壁パワーフラックスのより現実的な推定に必要であり、また、最近の、全W主壁を備えたITER再ベースラインにおいて、燃焼プラズマ性能への影響評価のためのタングステン（W）流入量を導出する手段を提供する。スキャン（ドリフトおよび電流は活性化せず）は、遠スクレイプオフ層（SOL）における径方向輸送係数の範囲にわたって実施された。この範囲の選択、特に係数の径方向変化は、横断磁場フィラメント（ブロビー）輸送の仮定に基づく推定によって導かれる。近接SOLでは、モデリング結果は以前のコードバージョンの結果に近い。遠SOLプラズマについては、コードからの結果が単純な解析モデルと比較される。モデリングにおける遠SOLの密度および温度の特性減衰長は、解析的推定と一致する。この新しいワイドグリッド機能をITER条件で可能にするために必要だったコード修正について簡潔に議論される。