The leading-edge-induced thermal loading effect due to assembly tolerance between neighboring castellated plasma-facing components is a critical issue in fusion devices. Actively cooled ITER-like W/Cu monoblocks were successfully installed for the upper divertor target in EAST which significantly increases the performance of the divertor power exhaust. The misalignment between neighboring monoblocks was formed inevitably during manufacturing and assembly processes, providing a possibility to demonstrate the leading-edge-induced thermal damage. Indeed, the leading-edge-induced melting phenomena of W/Cu monoblocks on upper divertor targets were observed using CCD a camera during plasma discharges with a large number of droplets ejected from the divertor target, which were also identified at the leading edges of W/Cu monoblocks. Not only that, but also many macro cracks with widths of ∼70 μm and depths of <5 mm along radial and toroidal directions were also found universally at the leading edges of W/Cu monoblocks by post-mortem inspection after plasma campaigns. Thermal–mechanical analysis by means of finite element simulation demonstrated that the maximum temperature could reach W melting point under the current projected heat load of ∼3 MW m−2 on flat top surface with large misalignment up to 3 mm at the leading edges. Meanwhile, the high temperature also induced high thermal stress and strain concentration at the center of leading edges, at which thermal fatigue cracking could be initially generated. Such type of cracks at leading edges on W/Cu monoblocks may be unavoidable due to long-term, pulsed fatigue effects. However, the influence of these cracks seems to be acceptable thanks to the limited propagated distance due to the self-castellation effect, which still needs long-term tracking. The in situ leading-edge-induced melting and cracking damage on W/Cu monoblocks of the EAST upper divertor target provides significant insight on understand the leading-edge-induced thermal effect in ITER and future fusion devices.
隣接するキャステレーション加工されたプラズマ対向機器間の組立公差に起因する前縁誘起熱負荷効果は、核融合装置における重大な課題である。強制冷却型ITER類似W/CuモノブロックはEASTの上部ダイバータターゲットに首尾よく設置され、ダイバータの排熱性能を大幅に向上させた。隣接するモノブロック間の位置ずれは製造および組立工程中に不可避的に形成され、前縁誘起熱損傷を実証する可能性を提供した。実際、上部ダイバータターゲット上のW/Cuモノブロックの前縁誘起溶融現象が、プラズマ放電中にCCDカメラを用いて観察され、ダイバータターゲットから多数の液滴が放出され、これらはW/Cuモノブロックの前縁でも確認された。それだけでなく、幅約70 μm、深さ5 mm未満の多くのマクロクラックが、ラジアル方向およびトロイダル方向に沿ってW/Cuモノブロックの前縁に普遍的に見出され、これはプラズマキャンペーン後の事後検査によって確認された。有限要素シミュレーションによる熱機械解析は、現在想定されている平坦上面での熱負荷約3 MW m−2と前縁での最大3 mmの大きな位置ずれ条件下で、最高温度がWの融点に達し得ることを実証した。一方、高温はまた前縁中心部に高い熱応力とひずみ集中を誘起し、その箇所で熱疲労割れが初期発生し得る。W/Cuモノブロックの前縁におけるこの種の割れは、長期的なパルス疲労効果により不可避である可能性がある。しかしながら、これらの割れの影響は、自己キャステレーション効果による伝播距離の制限のおかげで許容可能と思われるが、依然として長期的な追跡調査が必要である。EAST上部ダイバータターゲット上のW/Cuモノブロックのその場前縁誘起溶融および割れ損傷は、ITERおよび将来の核融合装置における前縁誘起熱効果の理解に重要な知見を提供する。