For ITER and BEST, it is essential to identify potential thermal fatigue damage of plasma-facing components (PFCs) and to evaluate their impact on plasma discharges before D–T nuclear fusion reaction. In 2021, ITER-like W/Cu monoblocks featuring a large chamfer (17 mm × 1.5 mm) were installed on the lower divertor target of EAST. The inclined structural design at the inter-gap of W/Cu monoblocks can reduce the probability of leading edge melting but may induce other types of damage due to a more steady-state heat flux loading on the surface, similar to the fish-scale surface of the divertor in ITER. As plasma discharges progressed, a strange phenomenon was found that bright hot spots indicative of localized thermal anomalies were frequently observed by infrared (IR) cameras, affecting approximately 41% of the modules along the toroidal direction. Subsequent investigations confirmed these anomalies primarily originated from interface damage, which significantly degraded heat transfer performance in the PFCs. IR thermography measurements combined with thermal simulations showed that interfacial heat transfer coefficient decreased to 2 × 10⁴ W (m2·K)−1 after approximately 4800 plasma discharges, resulting in an estimated 18% increase in the steady-state surface temperature. With continued operation through autumn 2022, the interfacial heat transfer conductance further decreased to 5 × 103 W (m2·K)−1, leading to a 31% increase in surface temperature. The progression of interface cracking led to an abnormal temperature rise and thus facilitated incipient melting at the leading edges of the cassette modules. As the heating power continues to rise above 10 MW, melting is expected to occur more extensively along the 17 mm × 1.5 mm chamfer. Fortunately, before the onset of melting, the existing interface cracks within W/Cu monoblocks had negligible influence on plasma discharges. These findings provide critical reference data for the long-term application of W/Cu monoblocks in ITER and future fusion reactors.
ITERおよびBESTにとって、D–T核融合反応の前に、プラズマ対向機器（PFCs）の潜在的な熱疲労損傷を特定し、それらがプラズマ放電に及ぼす影響を評価することが不可欠である。2021年、大きな面取り（17 mm × 1.5 mm）を備えたITER類似のW/CuモノブロックがEASTの下部ダイバータターゲットに設置された。W/Cuモノブロックの間隙部の傾斜構造設計は、リーディングエッジ融解の可能性を低減できるが、ITERのダイバータの魚鱗状表面と同様に、表面へのより定常的な熱流束負荷により、他の種類の損傷を誘発する可能性がある。プラズマ放電の進行に伴い、局所的な熱異常を示す明るいホットスポットが赤外線（IR）カメラによって頻繁に観測され、トロイダル方向のモジュールの約41%に影響を及ぼすという奇妙な現象が見いだされた。その後の調査により、これらの異常は主に界面損傷に起因し、PFCsの熱伝達性能を著しく低下させることが確認された。IRサーモグラフィ測定と熱シミュレーションを組み合わせることにより、界面熱伝達係数が約4800回のプラズマ放電後に2 × 10⁴ W (m2·K)−1まで低下し、その結果、定常状態の表面温度が推定18%上昇することが示された。2022年秋までの運転継続に伴い、界面熱伝達コンダクタンスはさらに5 × 103 W (m2·K)−1まで低下し、表面温度の31%増加をもたらした。界面亀裂の進行は異常な温度上昇を引き起こし、それによってカセットモジュールのリーディングエッジでの初期融解を促進した。加熱パワーが10 MWを超えて上昇し続けるにつれて、融解は17 mm × 1.5 mmの面取りに沿ってより広範囲に発生すると予想される。幸いなことに、融解が始まる前は、W/Cuモノブロック内の既存の界面亀裂はプラズマ放電に及ぼす影響は無視できる程度であった。これらの知見は、ITERおよび将来の核融合炉におけるW/Cuモノブロックの長期的適用のための重要な参照データを提供する。