The mission of WEST (tungsten-W Environment in Steady-state Tokamak) is to explore long pulse operation in a full tungsten (W) environment for preparing next-step fusion devices (ITER and DEMO) with a focus on testing the ITER actively cooled W divertor in tokamak conditions. Following the successful completion of phase 1 (2016-2021), phase 2 started in December 2022 with the lower divertor made entirely of actively cooled ITER-grade tungsten mono-blocks. A boronization prior the first plasma attempt allowed for a smooth startup with the new divertor. Despite the reduced operating window due to tungsten, rapid progress has been made in long pulse operation, resulting in discharges with a pulse length of 100 s and an injected energy of around 300 MJ per discharge. Plasma startup studies were carried out with equatorial boron nitride limiters to compare them with tungsten limiters, while Ion Cyclotron Resonance Heating assisted startup was attempted. High fluence operation in attached regime, which was the main thrust of the first campaigns, already showed the progressive build up of deposits and appearance of dust, impacting the plasma operation as the plasma fluence increased. In total, the cumulated injected energy during the first campaigns reached 43 GJ and the cumulated plasma time exceeded 5 h. Demonstration of controlled X-Point Radiator regime is also reported, opening a promising route for investigating plasma exhaust and plasma-wall interaction issues in more detached regime. This paper summarises the lessons learned from the manufacturing and the first operation of the ITER-grade divertor, describing the progress achieved in optimising operation in a full W environment with a focus on long pulse operation and plasma wall interaction.
WEST（tungsten-W Environment in Steady-state Tokamak）の使命は、次世代核融合装置（ITERおよびDEMO）を準備するために、トカマク条件でITERの能動冷却Wダイバータを試験することに焦点を当てつつ、全面タングステン（W）環境での長時間パルス運転を探求することである。フェーズ1（2016-2021）の成功裏の完了に続き、フェーズ2は2022年12月に、下部ダイバータがすべて能動冷却されたITERグレードのタングステンモノブロックで作られた状態で開始された。最初のプラズマ試行に先立つボロナイゼーションにより、新しいダイバータでの円滑な立ち上げが可能となった。タングステンによる運転ウィンドウの縮小にもかかわらず、長時間パルス運転において急速な進展が見られ、その結果、パルス長100秒、1回の放電あたりの投入エネルギー約300 MJの放電が実現された。プラズマ立ち上げ研究は、タングステンリミターと比較するために赤道面窒化ホウ素リミターを用いて実施され、一方、イオンサイクロトロン共鳴加熱支援による立ち上げが試みられた。最初のキャンペーンの主眼であったアタッチド状態での高フルエンス運転は、プラズマフルエンスの増加に伴って、堆積物の漸進的な蓄積とダストの出現を既に示し、プラズマ運転に影響を及ぼした。全体として、最初のキャンペーン中の累積投入エネルギーは43 GJに達し、累積プラズマ時間は5時間を超えた。制御されたXポイントラジエーター状態の実証も報告されており、よりディタッチドな状態でのプラズマ排気およびプラズマ-壁相互作用の問題を調査するための有望な経路を開くものである。本論文は、ITERグレードダイバータの製造と最初の運転から得られた教訓を要約し、長時間パルス運転とプラズマ-壁相互作用に焦点を当てた全面W環境での運転最適化において達成された進展を記述するものである。