The evaluation of the impact of plasma-facing units (PFUs) damage on subsequent plasma operation is an important issue for ITER. This is one of the topic addressed by the operation of dedicated PFUs in WEST. From the start of WEST in 2017, few ITER grade divertor PFUs were tested in the lower divertor for short plasma exposure (experimental campaigns C1–C5). A PFU is an assembly of tungsten blocks on CuCrZr tube via pure copper interlayer. Since 2022, WEST operates with a lower divertor fully equipped with ITER grade PFUs (experimental campaign C6–C7) with long duration plasma exposure capabilities. To test the ageing of the ITER-grade PFUs on an accelerated basis, well controlled damage was implemented on purpose with electron beam loading on the plasma facing surface of two different PFUs (pre-damage#1 and #2 featuring different level of damage). Damage tackled in this study is induced by the loading with numerous transient heat loading events to mimic the ELM impact on the ITER grade PFU. This paper presents the damage before and after WEST plasma exposure and shows the tungsten sources and temperature of the block measured during the operation. On damaged area, surface roughening is heterogeneous. With WEST campaigns (C3, C4 and C7) respectively ended in (2018, 2019 and 2023) a global smoothing of the pre-damaged surfaces, in particular those located in the high loaded erosion area, is observed. No evolution of the crack is observed in the electron beam loaded area, while new cracking are observed on non pre-damaged area on the tungsten top surfaces in highly loaded areas (outer strike point) after significant plasma duration and cumulated energy (first observation in C4 and tends to be confirmed with preliminary observations after the C7 campaign). Smoothing is less pronounced after the 2018 campaign, which may be due to the related short plasma duration. The surface smoothing of blocks also depends on their poloidal position. For PFU which has no shaping, toroidal positioning within a block has no influence on the surface smoothing. After 2019 and 2023 campaigns, equivalent relative smoothing is obtained (between 19 and 32%). For the explored plasma conditions, damage has no influence on the maximum brightness of W.
プラズマ対向ユニット（PFU）の損傷がその後のプラズマ運転に及ぼす影響を評価することは、ITERにとって重要な課題である。これは、WESTにおける専用PFUの運転によって取り組まれるトピックの一つである。2017年のWESTの開始以来、少数のITERグレード・ダイバータPFUが、下部ダイバータで短期間のプラズマ曝露（実験キャンペーンC1～C5）のために試験された。PFUは、CuCrZr管の上に純銅中間層を介してタングステンブロックを組み立てたものである。2022年以降、WESTは、長時間のプラズマ曝露能力を備えたITERグレードPFUを完全に装備した下部ダイバータ（実験キャンペーンC6～C7）で運転されている。ITERグレードPFUの経年劣化を加速的に試験するため、異なる2つのPFU（異なる損傷レベルを特徴とするプレダメージ#1および#2）のプラズマ対向表面に電子ビーム負荷を意図的に印加し、十分に制御された損傷を導入した。本研究で扱う損傷は、ITERグレードPFUへのELM影響を模擬するために、多数の過渡熱負荷イベントによる負荷によって引き起こされたものである。本論文は、WESTプラズマ曝露前後の損傷を示し、運転中に測定されたタングステン源とブロックの温度を示す。損傷領域では、表面粗面化は不均一である。それぞれ2018年、2019年、2023年に終了したWESTキャンペーン（C3、C4、C7）において、プレダメージ表面の全体的な平滑化が観察され、特に高負荷のエロージョン領域に位置する表面で顕著である。電子ビーム負荷領域ではクラックの進展は観察されない一方、相当なプラズマ時間と累積エネルギーの後、高負荷領域（外側ストライク点）のタングステン上面のプレダメージを受けていない領域では、新たなクラックが観察された（C4で初めて観察され、C7キャンペーン後の予備的観察によって確認される傾向にある）。平滑化は2018年キャンペーン後はそれほど顕著ではなく、これは関連するプラズマ時間が短かったためである可能性がある。ブロックの表面平滑化は、そのポロイダル位置にも依存する。成形加工がないPFUの場合、ブロック内のトロイダル方向の位置は表面平滑化に影響しない。2019年および2023年のキャンペーン後には、同等の相対平滑化（19～32％）が得られた。調査されたプラズマ条件では、損傷はWの最大輝度に影響を与えなかった。