In the ITER and future fusion devices, W/Cu monoblocks will be used as divertor target which are exposed to both steady state heat load and transient heat flux. Especially, the transient heat flux up to 10 GW m−2 during plasma disruption, is expected to induce the shallow surface damages, such as melting, and even boiling of W/Cu monoblocks. Thus, the performance of damaged W/Cu monoblocks under subsequent long-term plasma discharges is a key concern that needs to be verified and tested on existing tokamaks. Since 2022, a new type of main limiter composed of ITER-like W/Cu monoblocks has been installed and tested in EAST. The surface of W/Cu monoblocks of the limiter was damaged by the transient heat flux during the early stages of plasma construction. Subsequently, they were subjected to long-term plasma discharges over 2600 shots in normal plasma discharge conditions. This circumstance conveniently facilitates the discussion of the performance of W/Cu monoblocks with damaged surfaces especially a melting edge with hill structure under prolonged exposure to plasma. In general, the shallow damage resulting from transient heat flux on W/Cu monoblocks appears to have minimal impact on the heat exhaust capacity under steady-state heat loads, as indicated by both experimental monitoring and numerical simulation results. However, shallow melting, leading to a change in surface structure and the formation of hills, could theoretically increase local temperatures, creating potential hot spots. This phenomenon requires further validation through dedicated experiments. Moreover, the brittleness of the near-surface layer may give rise to brittle destructions, such as cracks and even dust particles, posing an additional concern. These findings yield unique qualitative conclusions that can be referenced for ITER and other fusion devices.
ITER及び将来の核融合装置において、W/Cuモノブロックがダイバータタゲットとして使用され、定常状態の熱負荷と過渡的な熱流束の両方に曝される。特に、プラズマディスラプション中の最大10 GW m−2の過渡熱流束は、W/Cuモノブロックの溶融、さらには沸騰などの浅い表面損傷を引き起こすと予想される。したがって、その後の長期間のプラズマ放電下での損傷したW/Cuモノブロックの性能は、既存のトカマクで検証・試験される必要がある重要な懸念事項である。2022年以降、ITER類似のW/Cuモノブロックで構成された新型の主リミッターがEASTに設置され、試験されている。リミッターのW/Cuモノブロックの表面は、プラズマ構築の初期段階における過渡熱流束によって損傷した。その後、それらは通常のプラズマ放電条件下で2600ショット以上の長期間のプラズマ放電に曝された。この状況により、プラズマへの長期曝露下における、損傷表面、特に丘状構造を有する溶融端部を持つW/Cuモノブロックの性能の議論が好都合に促進される。一般的に、W/Cuモノブロックの過渡熱流束による浅い損傷は、実験的モニタリングと数値シミュレーション結果の両方によって示されるように、定常状態の熱負荷下での排熱能力には最小限の影響しか及ぼさないように見える。しかし、表面構造の