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Overview of material migration and erosion experiments in the full-tungsten WEST tokamak during Phase 1 and Phase 2 operations

A. Hakola, M. Diez, N. Fedorczak, J. Gaspar, E. Tsitrone, M. Balden, Y. Corre, S. Di Genova, A. Huart, C. Martin2026年8月Nuclear FusionIF 3出版社

This paper gives an overview of erosion and migration studies of tungsten (W) in the WEST tokamak during its Phase 1 (2016–2021) and Phase 2 (from 2022) experimental campaigns with a focus on plasma-facing components (PFCs) at the divertor. In Phase 1, gross erosion of PFCs is in line with observations from other major fusion devices and attributed to low-Z impurities in the plasma. In addition, a strong asymmetry is observed between the high- (inner) and low-field (outer) side divertor targets, in favour of the inner side. Net erosion at rates of <0.5 nm s−1 is measured around the strike points while the remaining areas are dominated by net deposition. The thickest deposited layers (up to 50 μm) with the most complex structures result from a cumulated plasma exposure of ∼7 h. The overall erosion-deposition pattern is further influenced by the strong magnetic ripple of WEST, which can result in almost an order of magnitude difference between the maxima and minima of the ripple. In Phase 2, increasing plasma fluence leads to the deposits growing to hundreds of micrometres in thickness. At the same time, erosion proceeds at a constant rate and can reach values up to 30 µm in ∼18 h of plasma time. In the main chamber, erosion is weaker than at the divertor but especially at low densities it can result in notable transport of W into the core. In addition, upon switching on the ICRF antennas, W sputtering on the close-by limiter structures can increase by a factor of more than 10. Modelling is able to catch many of the observed phenomena in Phase 1, with the exception of the inner–outer asymmetry and the formation of the thick deposits. In contrast, the patterns during the high-fluence operations in Phase 2 require more work to be reproduced.

日本語訳

本論文は、WESTトカマクのPhase 1(2016年~2021年)およびPhase 2(2022年以降)の実験キャンペーンにおけるタングステン(W)の侵食と移行研究の概要を示すものであり、ダイバータのプラズマ対向機器(PFC)に焦点を当てている。Phase 1では、PFCのグロス侵食は他の主要な核融合装置での観測と一致しており、プラズマ中の低Z不純物に起因する。さらに、高磁場側(内側)と低磁場側(外側)のダイバータターゲットの間には、内側が優勢な強い非対称性が観測される。ストライク点周辺では<0.5 nm s−1の正味侵食速度が測定され、残りの領域は正味堆積が支配的である。最も厚い堆積層(最大50 μm)と最も複雑な構造は、累積プラズマ曝露時間約7時間の結果である。全体的な侵食・堆積パターンは、WESTの強い磁気リップルの影響も受け、リップルの最大値と最小値の間にほぼ一桁の差が生じる。Phase 2では、プラズマフルエンスの増加により、堆積物の厚さは数百マイクロメートルにまで成長する。同時に、侵食は一定の速度で進行し、プラズマ時間約18時間で最大30 µmに達する。主チャンバーでは、侵食はダイバータよりも弱いが、特に低密度時にはWのコアへの顕著な輸送を引き起こす可能性がある。さらに、ICRFアンテナをオンにすると、近傍のリミター構造でのWスパッタリングが10倍以上増加する。モデリングは、内側・外側の非対称性と厚い堆積物の形成を除いて、Phase 1で観測された多くの現象を再現できる。対照的に、Phase 2の高フルエンス運転中のパターンは、再現するためにより多くの作業を必要とする。

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TungstenWEST

AIによる論文要約

全タングステンWESTトカマクにおけるPhase 1およびPhase 2運転中の材料移行と侵食実験の概要
JA核融合炉のプラズマ対向材料、ダイバータ、タングステン侵食・再堆積、プラズマ-壁相互作用を学ぶ学生・研究者。WESTの長期運転データとモデリング課題を知りたい人。#核融合 #トカマク #WEST #タングステン #プラズマ壁相互作用
LLM向け: {"Title": "WESTトカマクにおけるタングステン材料移行と侵食の概要", "Authors": "記載なし", "Research Objective…

WESTトカマクは、タングステン製のプラズマ対向機器を使い、ダイバータでの侵食と再堆積を調べた。Phase 1では、不純物による侵食と、内側ダイバータに偏る非対称性が見られ、ストライク点付近は最大0.5 nm/sの純侵食、他は堆積が支配的だった。約7時間の曝露で最大50 µmの複雑な堆積層ができ、磁気リップルも分布を大きく変えた。Phase 2では高フルエンスにより堆積が数百µmに成長し、侵食も約18時間で最大30 µmに達した。主室では侵食は弱いが、低密度でタングステンがコアへ輸送され、ICRFアンテナ使用時は近傍リミタのスパッタリングが10倍以上に増えた。モデルはPhase 1の多くを再現したが、内外非対称性と厚い堆積、Phase 2の高フルエンス挙動の再現は課題である。

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