During Phase I of WEST operation, one of the lower divertor sectors, known as the test sector, was partially equipped with actively cooled ITER-like plasma-facing units (PFUs) made of 35 monoblocks (MBs). A visual inspection of the test sector after the C4 campaign revealed changes on the surface condition of several MBs located in the outer strike area. In this work, one of the MBs of interest, MB 28 from PFU#13, was extensively investigated focusing on fuel retention, material migration (erosion, transport, redeposition), and surface morphology. The plasma exposed surface of MB 28 exhibited four distinct zones along the toroidal direction. In the first zone, extending up to 4 mm from the leading edge (LE), the surface showed signs of erosion, with periodically spaced cracks oriented perpendicular to the LE. The second zone exhibited the highest material deposition (B, N, Fe and Cu) and fuel (D and He) retention, with the maximum deposit thickness reaching approximately 1.5 μm. In the third zone, the deposition gradually decreased and accumulated in linear areas. The fourth zone, near the trailing edge, was marked by the maximum hydrogen (H) and carbon (C) deposition. In this zone, linear deposition areas rich in O and B were detected, running parallel to the edge. A clear correlation was observed between the deposition of B, N, Fe and Cu and the retention of D and He.
WEST運転のフェーズI中、下部ダイバータセクターの1つである試験セクターには、35個のモノブロック(MB)からなる能動冷却されたITER類似のプラズマ対向ユニット(PFU)が部分的に装備されていた。C4キャンペーン後の試験セクターの目視検査により、外側ストライク領域に位置する複数のMBの表面状態に変化があることが明らかになった。本研究では、対象となるMBの1つであるPFU#13のMB28を、燃料保持、材料移動(浸食、輸送、再堆積)、および表面形態に焦点を当てて詳細に調査した。MB28のプラズマ曝露面は、トロイダル方向に沿って4つの異なる領域を示した。最初の領域では、リーディングエッジ(LE)から最大4mmまで延びており、表面は浸食の兆候を示し、LEに垂直に向いた周期的に間隔を空けた亀裂が見られた。2番目の領域は、最高の材料堆積(B、N、Fe、Cu)と燃料(D、He)保持を示し、最大堆積厚さは約1.5μmに達した。3番目の領域では、堆積は徐々に減少し、線状領域に蓄積した。4番目の領域は、トレーリングエッジ近傍で、最大の水素(H)および炭素(C)堆積によって特徴づけられた。この領域では、OとBが豊富な線状堆積領域が、エッジに平行に走って検出された。B、N、Fe、Cuの堆積とD、Heの保持との間に明確な相関関係が観察された。