The protection of the inner walls of magnetic confinement fusion research reactors is a crucial issue, particularly in this research context where plasma scenarios are explored to reach high power performance, thus leading to high temperature of the plasma facing components (PFCs), possibly close to their technological limitation. The aim is to protect the PFCs from damage during experimental campaigns, whilst enabling the expansion of the operational domain toward long duration and high power performances. With nearly 35 years of operation of Tore Supra and now WEST, CEA's magnetic fusion research institute, the IRFM, has deployed a system combining thermal instrumentation, modeling of the heat transfer and photonic emission, signal processing and understanding of the physics of plasma-wall interaction to provide an optimized and controlled protection of the PFCs in metallic environment (with tungsten, bore, copper and stainless steel materials). In this context, the WEST Tokamak is a relevant Fusion facility capable of combining steady-state (Vloop ∼ 0) 1000 s long pulse operation with up to 6 MW m−2 on its divertor together with an advanced first wall protection system that could be deployed on ITER and future Fusion machines. The paper describes the wall protection system installed on WEST, highlighting its particular features and recent results.
磁場閉じ込め核融合研究炉の内壁の保護は極めて重要な課題であり、特に高出力性能を達成するためにプラズマシナリオが探求される本研究の文脈において、プラズマ対向機器（PFCs）の温度が高まり、場合によってはその技術的限界に近づく可能性がある。目的は、実験キャンペーン中にPFCsを損傷から保護しつつ、運転領域を長時間かつ高出力性能へ拡張できるようにすることである。CEAの磁気核融合研究所であるIRFMは、Tore Supraおよび現在のWESTでの約35年の運転を通じて、熱計測、熱伝達および光子放出のモデリング、信号処理、プラズマ-壁相互作用の物理の理解を組み合わせたシステムを展開し、金属環境（タングステン、ボロン、銅、ステンレス鋼材料）におけるPFCsの最適化され制御された保護を提供してきた。この文脈において、WESTトカマクは、ダイバータ上で最大6 MW m−2を伴う定常状態（Vloop ∼ 0）の1000 sの長時間パルス運転を組み合わせることができ、さらにITERや将来の核融合装置に展開可能な高度な第一壁保護システムを備えた、関連性の高い核融合施設である。本論文は、WESTに設置された壁保護システムについて、その特有の特徴と最近の結果を強調しながら説明する。