Under the anticipated operating conditions for demonstration magnetic fusion reactors beyond ITER, structural and plasma-facing materials will be exposed to unprecedented conditions of irradiation, heat flux, and temperature. While such extreme environments remain inaccessible experimentally, computational modeling and simulation can provide qualitative and quantitative insights into materials response and complement the available experimental measurements with carefully validated predictions. For plasma-facing components such as the first wall and the divertor, tungsten (W) has been selected as the leading candidate material due to its superior high-temperature and irradiation properties, as well as for its low retention of implanted tritium. In this paper we provide a review of recent efforts in computational modeling of W both as a plasma-facing material exposed to He deposition as well as a bulk material subjected to fast neutron irradiation. We use a multiscale modeling approach—commonly used as the materials modeling paradigm—to define the outline of the paper and highlight recent advances using several classes of techniques and their interconnection. We highlight several of the most salient findings obtained via computational modeling and point out a number of remaining challenges and future research directions.
ITER以降の核融合実証炉における想定運転条件下では、プラズマ対向材料および構造材料は、これまでにない照射、熱流束、温度条件に曝されることになる。このような極限環境は実験的には再現不可能である一方、計算機シミュレーションは材料応答に関する定性的・定量的知見を提供し、実験測定を検証済みの予測によって補完することができる。プラズマ対向部品、例えば第一壁やダイバータにおいては、タングステン（W）が主要候補材料として選定されている。これは、その優れた高温特性、照射耐性、そして注入されたトリチウムの保持が低いことによる。本論文では、ヘリウム（He）照射に曝されるプラズマ対向材料としてのW、および高速中性子照射を受けるバルク材料としてのWに関する、最近の計算機モデリングの取り組みを概説する。我々は、材料モデリングのパラダイムとして広く用いられているマルチスケールモデリング手法を採用し、論文の構成を定義するとともに、複数の手法群とそれらの連成に関する最近の進展を強調する。さらに、計算機モデリングによって得られた最も重要な知見のいくつかを示し、残された課題と今後の研究方向性を指摘する。