Plasma-wall interactions have been studied in the full-W ASDEX Upgrade during its dedicated helium campaign. Relatively clean plasmas with a He content of >80% could be obtained by applying ion cyclotron wall conditioning (ICWC) discharges upon changeover from D to He. However, co-deposited layers with significant amounts of He and D were measured on W samples exposed to ICWC plasmas at the low-field side (outer) midplane. This is a sign of local migration and accumulation of materials and residual fuel in regions shadowed from direct plasma exposure albeit globally D was removed from the vessel. When exposing W samples to ELMy H-mode helium plasmas in the outer strike-point region, no net erosion was observed but the surfaces had been covered with co-deposited layers mainly consisting of W, B, C, and D and being the thickest on rough and modified surfaces. This is different from the typical erosion-deposition patterns in D plasmas, where usually sharp net-erosion peaks surrounded by prominent net-deposition maxima for W are observed close to the strike point. Moreover, no clear signs of W nanostructure growth or destruction could be seen. The growth of deposited layers may impact the operation of future fusion reactors and is attributed to strong sources in the main chamber that under suitable conditions may switch the balance from net erosion into net deposition, even close to the strike points. In addition, the absence of noticeable chemical erosion in helium plasmas may have affected the thickness of the deposited layers. Retention of He, for its part, remained small and uniform throughout the strike-point region although our results indicate that samples with smooth surfaces can contain an order of magnitude less He than their rough counterparts.
プラズマ-壁相互作用は、専用のヘリウム実験期間中の全W型ASDEX Upgradeにおいて研究された。DからHeへの切り替え時にイオンサイクロトロン壁調整（ICWC）放電を適用することにより、He含有率が80%超の比較的清浄なプラズマを得ることができた。しかしながら、低磁場側（外側）赤道面でICWCプラズマに曝露されたW試料上では、有意な量のHeとDを含む共堆積層が測定された。これは、直接プラズマに曝露されない領域における材料と残留燃料の局所的な移行と蓄積の兆候であり、 vessel全体からはDが除去されたにもかかわらずである。外側ストライク点領域でのELMy HモードヘリウムプラズマへのW試料の曝露では、正味のエロージョンは観察されなかったが、表面は主にW、C、B、Dからなる共堆積層で覆われており、その厚さは粗面化された改質表面で最大であった。これは、Dプラズマにおける典型的なエロージョン-デポジションパターンとは異なり、通常はストライク点近傍で鋭い正味エロージョンのピークと、それを囲む顕著な正味デポジションの最大値が観察される。さらに、Wナノ構造の成長または破壊の明確な兆候は見られなかった。堆積層の成長は将来の核融合炉の運転に影響を与える可能性があり、主容器内の強力なソースに起因するもので、適切な条件下では正味エロージョンから正味デポジションへのバランスの転換がストライク点近傍でも生じ得る。さらに、ヘリウムプラズマにおける顕著な化学エロージョンの不在が、堆積層の厚さに影響を与えた可能性がある。Heの保持は、その部分については、ストライク点領域全体で小さく均一であったが、我々の結果は、平滑な表面を持つ試料は粗い表面の試料よりも一桁少ないHeを含有し得ることを示している。