The present study describes the ongoing developments for plasma-facing components (PFCs) intended for future fusion devices, requiring PFCs to handle high heat loads of at least 10 MW m−2 in the divertor region. Tungsten (W) is chosen as the armor material due to its resistance to plasma-wall interactions and high heat fluxes (HHF). Significant efforts are underway on various fusion devices (WEST, EAST, KSTAR…) to test and optimize water-cooled W-based PFCs. For W7–X, new PFCs are being developed, using W armor material placed at the divertor target region. The design aims to simplify manufacturing, inspection, and installation processes compared to the currently operated actively cooled carbon fiber composite based divertor, while meeting thermal and mechanical constraints. The developed concept and related manufacturing choices are promising since, we show that it is able to sustain the required heat loads. Also, the JT-60SA tokamak plans a transition to metallic PFCs after 2029. The W monoblock concept, successfully used in WEST, EAST and KSTAR and planned for ITER, is being adapted for JT-60SA, and is currently the reference concept. However, some advanced designs exploring cost-saving measures and enhanced heat transfer capabilities are also under development. Manufacturing processes, such as laser powder bed fusion (LPBF) and hot isostatic pressing (HIP), are optimized to ensure reliable cooling channels for the development of the proposed enhanced designs. For these developments, thermo-hydraulic analyses and HHF tests have shown promising results, with surface temperatures being in agreement with models and material temperature limits. These developments lead to show a successful use of combined advanced manufacturing processes (additive manufacturing…), design hypotheses and adapted modeling tools to propose components with relevant performances.
本研究は、将来の核融合装置を対象としたプラズマ対向機器（PFC）の開発の現状について述べるものであり、PFCにはダイバータ領域において少なくとも10 MW m−2の高熱負荷に耐えることが求められる。タングステン（W）は、プラズマ・壁相互作用および高熱流束（HHF）に対する耐性から、アーマ材として選定されている。水冷式WベースPFCの試験と最適化を目的とした取り組みが、さまざまな核融合装置（WEST、EAST、KSTARなど）で精力的に進められている。W7–Xについては、ダイバータ標的領域に配置されるWアーマ材を用いた新型PFCが開発されている。本設計は、現在稼働中の炭素繊維複合材料ベースのダイバータと比較して、製造、検査、および据付工程の簡素化を目指しつつ、熱的・機械的制約を満たすことを意図している。開発された概念と関連する製造上の選択は有望であり、要求される熱負荷に耐え得ることを示す。また、JT-60SAトカマクは2029年以降に金属製PFCへの移行を計画している。WEST、EAST、KSTARで実績があり、ITERでも計画されているWモノブロック概念は、JT-60SA向けに適合化が進められており、現在の参照概念となっている。しかし、コスト削減策と熱伝達能力の向上を探る先進設計も開発中である。レーザーパウダーベッドフュージョン（LPBF）や熱間静水圧プレス（HIP）などの製造プロセスは、提案された先進設計の開発において信頼性の高い冷却流路を確保するために最適化されている。これらの開発に対し、熱流動解析およびHHF試験は有望な結果を示しており、表面温度はモデルおよび材料の温度限界と一致している。これらの開発により、先進的製造プロセス（積層造形など）、設計仮説、および適合化されたモデリングツールを組み合わせることで、関連する性能を備えたコンポーネントを提案できることが実証される。