W/Cu flat-type components are promising candidates for plasma-facing components in future fusion devices due to their flexible and efficient heat sink design. They are expected to be used in the inner/outer Reflector plates and Dome of ITER. To investigate their damage behaviors, a high-resolution infrared camera was employed to monitor the damaged C4 W/Cu flat-type component with a hypervapotron heat sink, located in the outer horizontal target (OHT) of the EAST lower divertor. The results show that the formation of W protrusions (‘Hills’) connects the early crack initiation stage with the final W exfoliation. To prevent further damage progression, it is recommended that for tokamaks, the damaged area be located two decay lengths away from the strike point—this distance is sufficient to guarantee safety. In such a scenario, if the damage lies within the private flux region, the parallel heat flux will be reduced to nearly zero. Although thermal performance degraded over time, the damaged OHT component was still able to maintain an approximate thermal equilibrium during each discharge, and no abnormal W impurity levels were observed. Linear fitting analysis estimates a total lifetime of approximately 3257 ± 277 shots, with a plasma stored energy of 298 ± 20 kJ corresponding to the onset of W melting in the surface protrusions. These findings shed light on the damage behavior of W/Cu flat-type components, provide key support for the development and validation of finite element analysis models, and offer practical guidance for the design and evaluation of ITER-like W/Cu flat-type components.
W/Cuフラット型コンポーネントは、柔軟で効率的なヒートシンク設計により、将来の核融合装置におけるプラズマ対向部品の有望な候補である。それらは、ITERの内側/外側リフレクタープレートおよびドームでの使用が期待されている。それらの損傷挙動を調査するため、高分解能赤外線カメラを用いて、EAST下部ダイバータの外側水平ターゲット（OHT）に設置された、ハイパーベイポトロンヒートシンクを有する損傷したC4 W/Cuフラット型コンポーネントを監視した。結果は、W突起（「ヒルズ」）の形成が、初期のき裂発生段階と最終的なWの剥離を結び付けることを示している。さらなる損傷進行を防ぐため、トカマクでは、損傷領域をストライク点から2つの減衰長離して配置することが推奨される。この距離は安全性を保証するのに十分である。このようなシナリオでは、損傷がプライベートフラックス領域内にある場合、平行熱流束はほぼゼロまで低減される。熱性能は時間の経過とともに劣化したが、損傷したOHTコンポーネントは依然として各放電中におおよその熱平衡を維持することができ、異常なW不純物レベルは観察されなかった。線形フィッティング解析により、全寿命は約3257 ± 277ショットと推定され、表面突起におけるW溶融の開始に対応するプラズマ蓄積エネルギーは298 ± 20 kJである。これらの知見は、W/Cuフラット型コンポーネントの損傷挙動に光を当て、有限要素解析モデルの開発と検証のための重要な支援を提供し、ITER類似のW/Cuフラット型コンポーネントの設計と評価のための実践的な指針を提供する。