W7-X completed its plasma operation in hydrogen with island divertor and inertially cooled test divertor unit (TDU) made of graphite. A substantial set of plasma-facing components (PFCs), including in particular marker target elements, were extracted from the W7-X vessel and analysed post-mortem. The analysis provided key information about underlying plasma–surface interactions (PSI) processes, namely erosion, transport, and deposition as well as fuel retention in the graphite components. The net carbon (C) erosion and deposition distribution on the horizontal target (HT) and vertical target (VT) plates were quantified and related to the plasma time in standard divertor configuration with edge transform ι = 5/5, the dominant magnetic configuration of the two operational phases (OP) with TDU. The operation resulted in integrated high net C erosion rate of 2.8 mg s−1 in OP1.2B over 4809 plasma seconds. Boronisations reduced the net erosion on the HT by about a factor 5.4 with respect to OP1.2A owing to the suppression of oxygen (O). In the case of the VT, high peak net C erosion of 11 μm at the strike line was measured during OP1.2B which converts to 2.5 nm s−1 or 1.4 mg s−1 when related to the exposed area of the target plate and the operational time in standard divertor configuration. PSI modelling with ERO2.0 and WallDYN-3D is applied in an interpretative manner and reproduces the net C erosion and deposition pattern at the target plates determined by different post-mortem analysis techniques. This includes also the 13C tracer deposition from the last experiment of OP1.2B with local 13CH4 injection through a magnetic island in one half module. The experimental findings are used to predict the C erosion, transport, and deposition in the next campaigns aiming in long-pulse operation up to 1800 s and utilising the actively cooled carbon-fibre composite (CFC) divertor currently being installed. The CFC divertor has the same geometrical design as the TDU and extrapolation depends mainly on the applied plasma boundary. Extrapolation from campaign averaged information obtained in OP1.2B reveals a net erosion of 7.6 g per 1800 s for a typical W7-X attached divertor plasma in hydrogen.
W7-Xは、グラファイト製のアイランドダイバータおよび非冷却試験用ダイバータユニット（TDU）を用いた水素プラズマ運転を完了した。W7-X容器から取り出された多数のプラズマ対向部品（PFC）、特にマーカーターゲット要素を事後分析に供した。この分析により、グラファイト部品における侵食、輸送、堆積、ならびに燃料保持といったプラズマ–表面相互作用（PSI）過程に関する重要な情報が得られた。標準ダイバータ配位（エッジ変換ι = 5/5）における水平ターゲット（HT）および垂直ターゲット（VT）上の正味の炭素（C）侵食・堆積分布を定量化し、TDUを用いた2つの運転フェーズ（OP）のうち主要な配位であるプラズマ時間と関連付けた。この運転により、OP1.2Bにおける4809秒のプラズマ時間で、統合された高い正味C侵食率2.8 mg s⁻¹がもたらされた。ホウ素化により、酸素（O）の抑制を通じて、OP1.2Aと比較してHT上の正味侵食が約5.4倍低減した。VTに関しては、OP1.2B中にストライク点で11 μmの高い正味C侵食のピークが測定され、これはターゲット板の露出面積および標準ダイバータ配位における運転時間に関連付けると2.5 nm s⁻¹または1.4 mg s⁻¹に相当する。ERO2およびWallDYN-3Dを用いたPSIモデリングを解釈的に適用し、異なる事後分析手法によって決定されたターゲット板上の正味C侵食・堆積パターンを再現した。これには、OP1.2Bの最後の実験における、一方の半モジュール内の磁気島を通した局所的な¹³CH₄注入による¹³Cトレーサー堆積も含まれる。これらの実験的知見は、現在設置中である水冷式炭素繊維複合材（CFC）ダイバータを用いた次期キャンペーンにおけるCの侵食、輸送、堆積を予測するために使用される。CFCダイバータはTDUと同一の幾何学的設計を有しており、外挿は主に適用されるプラズマ境界に依存する。OP1.2Bで得られたキャンペーン平均情報からの外挿により、水素中の典型的なW7-X付着プラズマにおいて、1800秒あたり7.6 gの正味侵食が明らかになった。